ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БЫСТРОГО РЕАКТОРА С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ НА ЭТАПЕ ЕЕ РАЗРУШЕНИЯ

Д. А. Колташев, Н. А. Мосунова, В. Ф. Стрижов, А. А. Бутов, И. А. Климонов, В. И. Чухно, Э. В. Усов

Аннотация


В статье описаны подходы, используемые в интегральном коде ЕВКЛИД/V2 для расчета нейтронно-физических процессов в активной зоне быстрого реактора с натриевым теплоносителем на этапе ее разрушения. Приведена информация об особенностях алгоритмов работы тяжелоаварийного модуля SAFR и нейтронно-физического модуля DN3D. Способность интегрального кода корректно рассчитывать процессы с разрушением активной зоны показана на примере расчета аварии с потерей охлаждения. Рис. 5, список лит. 8 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Мосунова Н.А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоноси-телем.Часть 1. Базовые модели. — Теплоэнергетика, 2018, № 5, с. 69—84.

Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов И.А. и др. Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде ЕВКЛИД/V2. — Там же, 2019, № 5, с. 1—10.

Yamano H., Tobita Y., Fujita S. A three-dimensional neutronics-thermohydraulics simulation of core disruptive accident in sodium-cooled fast reactor. — Nucl. Engng Design, 2009, v. 239, p. 1673—1681.

Chen X.-N., Li R., Belloni F. e.a. Safety studies for the MYRRHA critical core with the SIMMER-III code. — Ann. Nucl. Energy, 2017, v. 110, p. 1030—1042.

Cahalan J., Dunn F., Herzog J. e.a. The SAS4A/SASSYS -1 Safety Analysis Code System. Chapter 4: Reactor Point Kinetics, Decay Heat, and Reactivity Feedback. ANL/NE-12/4. 2012.

Белл Д., Глестон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974. 494 с.

Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф. Расчет эффектов реактивности для активных зон реакторных установок на быстрых нейтронах в программно-техническом комплексе ГЕФЕСТ. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2017, № 2, с. 44—52.

Ашурко Ю.М., Волков А.В., Раскач К.Ф. Разработка программных модулей для расчета запроектных аварий в быстрых реакторах с учетом пространственно-временной кинетики. — Атомная энергия, 2013, т. 114,вып. 2, c. 63—67.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.