Стрижов, В. Ф. Вступление [Текст] / Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 3.
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): аварии -- тяжелые аварии -- реакторы -- плавление -- теплоперенос -- теплообмен -- разрушение корпуса -- расчетные коды -- интегральные коды -- АЭС -- программные комплексы Аннотация: В представленных публикациях изложены физические принципы и математические модели, лежащие в основе расчетного кода, предназначенного для моделирования поведения бассейна расплава на днище корпуса реактора при тяжелой аварии (ТА) с плавлением активной зоны. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Реализация библиотеки свойств пара натрия на основе формуляции s (p, h) в теплогидравлическом модуле интегрального кода СОКРАТ-БН [Текст] / С. А. Жигач [и др.] // Теплоэнергетика. - 2013. - № 4. - С. 69-72 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Теплотехнические измерения и контроль Кл.слова (ненормированные): пары натрия -- свойства паров натрия -- библиотека свойств паров натрия -- формуляция -- теплогидравлические модули -- интегральные коды -- код СОКРАТ-БН -- СОКРАТ-БН код -- энтропия пара -- энтальпия Аннотация: Представлены результаты работы по внедрению в код СОКРАТ-БН новой библиотеки свойств пара натрия на основе формуляции s (p, h) – зависимости энтропии пара натрия от давления и энтальпии. Достигнуты ускорение расчетов в 2 раза и хорошее соответствие результатам предыдущей версии библиотеки свойств пара натрия. Доп.точки доступа: Жигач, С. А.; Архипов, Д. Г.; Вожаков, И. С.; Лежнин, С. И.; Усов, Э. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Сравнение различных методов моделирования коагуляции аэрозолей в интегральных кодах [Текст] / А. И. Бекетов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2013. - № 9. - С. 40-46 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Защита от радиоактивных излучений Кл.слова (ненормированные): аэрозоли -- интегральные коды -- кинетические уравнения -- коагуляция -- моделирование -- реакторы -- химическая промышленность Аннотация: На тестовых задачах и результатах эксперимента проведено сравнение эффективности и точности методов расчета коагуляции частиц в несущей фазе, применяемых в интегральных кодах СОКРАТ, ASTEC и MELCOR, а также методов Hounslow и Jacobson, используемых для моделирования аэрозольных процессов в химической промышленности и при атмосферных исследованиях. Показано, что характерной особенностью всех методов является значительная погрешность моделирования функции распределения для микронных частиц при расчетах на достаточно “грубых” сетках размеров частиц, а именно когда отношение объемов частиц из соседних фракций равно двум либо превышает это значение. На рассмотренных задачах наиболее эффективными для расчетов являются метод Hounslow и метод аэрозольного модуля кода ASTEC. Доп.точки доступа: Бекетов, А. И.; Сорокин, А. А.; Алипченков, В. М.; Мосунова, Н. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Интегральный код GeRa для обоснования безопасности захоронения радиоактивных отходов [Текст] / И. В. Капырин [и др.] // Горный журнал. - 2015. - № 10. - С. 44-49. - Библиогр.: с. 49 (14 назв.) . - ISSN 0017-2278
Рубрики: Экология Управление отходами Кл.слова (ненормированные): безопасность захоронения отходов -- высокоактивные отходы -- геомиграция радионуклидов -- геофильтрация радионуклидов -- захоронение отходов -- интегральные коды -- радиоактивные отходы -- радионуклиды -- расчетные коды Аннотация: Статья посвящена актуальной проблеме обеспечения безопасности подземного захоронения радио- и высокоактивных отходов. Представлен разрабатываемый в Институте проблем безопасного развития атомной энергетики РАН с участием других профильных организаций новый отечественный расчетный код GeRa для моделирования процессов геофильтрации и геомиграции радионуклидов в породных массивах, проектируемых для размещения и изоляции хранилищ РАО. Доп.точки доступа: Капырин, И. В.; Иванов, В. А.; Копытов, Г. В.; Уткин, С. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Мосунова, Н. А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст]. Ч. 1. Базовые модели / Н. А. Мосунова // Теплоэнергетика. - 2018. - № 5. - С. 69-84 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): безопасность реакторных установок -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- реакторные установки -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- установки на быстрых нейтронах Аннотация: Описаны базовые модели интегрального кода ЕВКЛИД/V1, предназначенного для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым) с твэлами с газовым подслоем и таблеточным диоксидным, смешанным оксидным или нитридным уран-плутониевым топливом в условиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и при авариях путем выполнения связанных теплогидравлических, нейтронно-физических и термомеханических расчетов. Приведена информация о российских и зарубежных аналогах интегрального кода ЕВКЛИД/V1. Представлены объекты моделирования, системы уравнений в дифференциальной форме, решаемые в каждом из модулей интегрального кода ЕВКЛИД/V1 (теплогидравлическом, нейтронно-физическом, твэльном, модуле расчета выгорания и остаточного энерговыделения), основные рассчитываемые величины, а также ограничения на применение кода. Приведены данные о функциональности теплогидравлического модуля интегрального кода, который позволяет описывать как однофазные, так и двухфазные процессы, протекающие в теплоносителе. Показано, что наличие в составе интегрального кода твэльного модуля дает возможность оценивать работоспособность твэлов в различных режимах работы реакторной установки, а реализованные в коде модели для расчета нейтронно-физических процессов - учесть распределение поля нейтронов по поперечному сечению тепловыделяющих сборок и другие особенности, важные для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (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
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) |
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) |
Верификация кода Евклид/v2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 16-24 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- активные зоны -- быстрые реакторы -- верификация -- жидкие металлы -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- реакторы с жидкометаллическим охлаждением -- твэлы -- теплоносители -- экспериментальные стенды Аннотация: Представлены результаты верификации разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода ЕВКЛИД/V2, предназначенного для анализа аварийных ситуаций в реакторных установках на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Среди дополнительных возможностей кода, по сравнению с его первой версией, расчет отдельных элементов оборудования в трехмерном приближении, учет переноса продуктов деления, продуктов коррозии в теплоносителе и в помещениях атомных станций, а также расчет тяжелых аварий в реакторе на быстрых нейтронах. В настоящей работе представлены результаты верификации кода и обоснование его применимости для расчета аварий с разрушением твэлов и активной зоны. Верификация выполнена на базе данных, полученных на экспериментальных установках и аналитических тестах. Кратко изложена информация об основных экспериментах, использованная для верификации кода. В частности, использованы данные экспериментов, выполненных в Национальных лабораториях США: Окриджской, Аргоннской и в Сандии, в Национальном ядерном центре Республики Казахстан и на стенде Нижегородского государственного технического университета в России. Приведены фрагменты матрицы верификации интегрального кода ЕВКЛДИД/V2. С учетом результатов расчетов и экспериментов обоснованы погрешности определения с помощью кода ЕВКЛИД/V2 наиболее важных для анализа последствий аварий параметров. Выявлены диапазоны параметров, в которых проведена верификация кода. По результатам моделирования отдельных экспериментов выполнен также анализ неопределенности и чувствительности результатов расчетов. Определены факторы, оказывающие основное влияние на результаты расчетов. Показано, что с учетом неопределенности входных данных результаты расчетов согласуются с результатами экспериментов. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Лобанов, П. Д.; Мосунова, Н. А.; Сорокин, А. А.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |