ВЕРИФИКАЦИЯ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО КОДА HYDRA-IBRAE/LM/V1 НА ОСНОВЕ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА БН-600

И. А. Климонов, Э. В. Усов, Г. А. Дугаров, А. А. Бутов, И. Г. Кудашов, Е. Н. Иванов, Н. А. Мосунова, В. Ф. Стрижов, А. М. Анфимов, В. С. Горбунов, Д. В. Кузнецов, С. Л. Осипов, А. И. Бельтюков

Аннотация


Настоящая работа посвящена описанию результатов верификации теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM/V1 на экспериментальных данных, полученных в разные годы на реакторе БН-600. Представлены особенности расчетной схемы реактора для моделирования режимов работы БН-600 с использованием HYDRA-IBRAE/LM/V1. При подготовке схемы особое внимание уделено корректному моделированию режимов расхолаживания реактора на естественной циркуляции как наиболее важному с точки зрения обоснования безопасности. Для такого режима расхолаживания представлены результаты расчета с учетом неопределенности исходных данных.

Полный текст:

PDF

Литература


Большов Л.А., Мосунова Н.А., Стрижов В.Ф. и др. Расчетные коды нового поколения для новой технологической платформы ядерной энергетики. - Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 6, с. 303-312.

Алипченков В. М., Анфимов А. М., Афремов Д. А. и др. Базовые положения, текущее состояние разработки и перспективы дальнейшего развития теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRAIBRAE/LM для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах. - Теплоэнергетика, 2016, № 2, с. 54-64.

Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии. РД-03-34-2000. М., Госатомнадзор России, 2000.

Усов Э.В., Прибатурин Н.А., Кудашов И.Г. и др. Один из этапов верификации теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM/V1 для расчета течения натриевого теплоносителя в сборках твэлов. - Атомная энергия, 2015, т. 118, вып. 6, с. 309-313.

Бутов А.А., Дугаров Г.А., Кудашов И.Г. и др. Верификация кода HYDRA-IBRAE/LM/V1 на экспериментах по течению и теплообмену натриевого теплоносителя в одно- и двухфазных режимах. - В сб.: Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах. Обнинск, 14-17 октября 2014 г., с. 265-273.

Фадеев И.Д. Верификация программы ТР-БН на базе эксплуатационных данных реактора БН-600. - Там же, с. 444-452.

Ртищев Н.А., Тарасов А.Е., Чалый Р.В. Кросс-верификация кода СОКРАТ-БН с кодом DIN-800. Черемшанские чтения. - В сб.: Международная школа-семинар для студентов, аспирантов, молодых ученых и специалистов. В 3-х частях. Димитровград, ДИТИ НИЯУ МИФИ, 2012, ч. 1, с. 348.

Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А. и др. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Учебное пос. Ч. 2. Екатеринбург, УрФУ, 2013. 420 с.

Митенков Ф.М., Багдасаров Ю.Е., Букша Ю.К. и др. Инженерные методы анализа режимов с естественной циркуляцией в установках БН. - Атомная энергия, 1987, т. 62, вып. 3, с. 147-152.

Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАт, 2012. 632 с.

Низамутдинов В.Р. Расчетно-экспериментальные исследования по определению тепловых потерь на РУ БН. Тезисы докл. научно-технич. конф. «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2015)». Обнинск, ГНЦ РФ - ФЭИ, 2015, с. 102-104.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.