Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде Евклид/v2 [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 5-15 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- атомные электростанции -- быстрые реакторы -- жидкие металлы -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- твэлы -- трехмерные многокомпонентные модели Аннотация: Представлено описание основных моделей второй версии интегрального кода ЕВКЛИД/V2, разрабатываемого для сквозного анализа тяжелых аварий в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Приведена краткая информация об основных аналогах кода. В отличие от первой версии, вторая версия кода позволяет дополнительно анализировать проектные и запроектные аварии с разрушением твэлов, ТВС и активной зоны. Для этой цели в код дополнительно включены модули, с помощью которых можно рассчитывать разгерметизацию твэла вследствие его плавления, выход продуктов деления в теплоноситель, их перенос по контуру и выход в помещения атомной электростанции. В код также включены модули для расчета разрушения активной зоны. Особое внимание уделено физическим моделям для расчета плавления материалов активной зоны, движению образовавшегося расплава, его взаимодействию с теплоносителем и другими материалами, распространению продуктов деления. Для расчета разрушения активной зоны реализована трехмерная многокомпонентная модель. Способы расчета теплообмена и трения компонентов между собой опираются на хорошо зарекомендовавшие себя аналитические и эмпирические соотношения для определения коэффициента теплоотдачи и трения. Представленные в работе коэффициенты зависят также от реализуемого режима течения многокомпонентного потока и типа компонентов (металл, керамика). Приведено описание алгоритмов совместной работы термомеханического, теплогидравлического, нейтронно-физического модулей и модуля термического разрушения твэла. Акцент сделан на способах обмена данными во время аварийного процесса в реакторной установке. Представлены подходы, используемые для расчета переноса продуктов деления в теплоносителе и в помещениях АЭС. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Сорокин, А. А.; Фролов, С. А.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |