Библиотека Амурского Государственного Университета

Главная

Упрощенный режим

Описание

Шлюз Z39.50

Базы данных

БД "Статьи" - результаты поиска

Вид поиска

БД "Книги"

БД "Статьи"

Труды АМГУ

Выпускные квалификационные работы

Антитеррор

Область поиска

Формат представления найденных документов:
полный	информационный	краткий

Поисковый запрос: (<.>K=реакторная установки<.>)

Общее количество найденных документов : 1

Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст]. Ч. 2. Верификация / В. М. Алипченков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 9. - С. 57-72 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
БН-600 -- безопасность реакторных установок -- верификация -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- коды -- реакторная установки -- теплоносители -- установки на быстрых нейтронах
Аннотация: Представлена информация о верификации первой версии (V1) интегрального кода ЕВКЛИД, предназначенного для обоснования безопасности действующих и проектируемых реакторных установок с натриевым, свинцовым или свинцово-висмутовым жидкометаллическим теплоносителем при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации путем выполнения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчетов. Приведен перечень процессов и явлений, которые необходимо моделировать в интегральном коде для корректного описания указанных режимов. На основе перечня отобраны наиболее качественные экспериментальные данные для выполнения верификации. Показано, что для реакторных установок с натриевым теплоносителем в мире было выполнено значительное количество экспериментов по исследованию отдельных теплогидравлических процессов и явлений, которые позволили провести верификацию теплогидравлического модуля. Верификация кода применительно к описанию процессов, протекающих в твэлах с оксидным или нитридным топливом и газовым подслоем, выполнена на результатах послереакторных исследований твэлов, облученных в исследовательских и энергетических реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Полученные результаты позволили определить погрешности расчета таких параметров твэла, как выход газообразных продуктов деления из топлива, размеры таблетки и оболочки в ограниченном диапазоне значений выгорания. Для верификации нейтронно-физического модуля применительно к расчету таких параметров, как распределение энерговыделения по активной зоне, остаточное энерговыделение, отобрано достаточное количество экспериментов и бенчмарков. Результаты экспериментальных режимов реакторной установки БН-600 и пусковых режимов реакторной установки БН-800 дали возможность оценить корректность расчетов взаимосвязанных теплогидравлических и нейтронно-физических процессов интегральным кодом. Для реакторных установок с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) набор экспериментальных исследований ограничен. В связи с этим разработаны программы получения недостающих экспериментальных данных. Для оценки качества моделирования экспериментов интегральным кодом ЕВКЛИД/V1 разработана методика оценки погрешностей результатов расчета. В соответствии с ней выполнена оценка погрешностей расчета параметров, играющих основную роль в оценке безопасности реакторной установки. 1.

Доп.точки доступа:
Алипченков, В. М.; Болдырев, А. В.; Вепрев, Д. П.; Зейгарник, Ю. А.; Колобаева, П. В.; Моисеенко, Е. В.; Мосунова, Н. А.; Селезнев, Е. Ф.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Осипов, С. Л.; Горбунов, В. С.; Афремов, Д. А.; Семченков, А. А.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 05.08.2024
Число запросов	43843
Число посетителей	1
Число заказов	0

© Международная Ассоциация пользователей и разработчиков электронных библиотек и новых информационных технологий
(Ассоциация ЭБНИТ)