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) |
СОКРАТ/ HEFEST: модели взаимодействия расплава активной зоны ВВЭР с конструкциями реактора при тяжелой аварии [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 4-24. : ил. - Библиогр.: с. 23-24 (14 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): ВВЭР -- реакторы -- водо-водяные энергетические реакторы -- активные зоны -- аварии -- тяжелые аварии -- программные коды -- разрушения -- теплоперенос -- теплообмен -- теплопроводность -- тепловые разрушения -- расплавы Аннотация: В статье описана методика и программный код HEFEST, предназначенный для моделирования событий в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР при гипотетической тяжелой аварии с разрушением активной зоны. Основным фактором развития аварии служит остаточное тепловыделение продуктов радиоактивного распада, приводящее к плавлению и разрушению конструкций реактора. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф.; Фокин, А. Л. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Модель для расчета состава и плотности расплава активной зоны водо-водяного реактора при тяжелой аварии [Текст] / Озрин В. Д. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 25-42. : ил. - Библиогр.: с. 42 (16 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): реакторы -- водо-водяные реакторы -- аварии -- водо-водяные энергетические реакторы -- MASCA-эффект -- тяжелые аварии -- расплавы -- активные зоны -- ВВЭР -- термодинамические модели -- теплообмен Аннотация: Рассматривается термохимическое поведение расплава активной зоны реактора типа ВВЭР при тяжелой аварии. Накопленная экспериментальная информация позволила построить термодинамическую модель системы O-U-Zr-Fe. Модель описывает несмешиваемость оксидной и металлической фаз расплава и позволяет оценивать их плотности. В упрощенной формулировке модель была внедрена в код HEFEST. Приведены результаты расчетов теплообмена в расслоенном расплаве в корпусе реактора при двух различных случаях взаиморасположения слоев расплава. Доп.точки доступа: Озрин, В. Д.; Тарасов, О. В.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Мосунова, Н. А. Моделирование расплава в корпусе ВВЭР в коде СОКРАТ/HEFEST [Текст] / Мосунова Н. А., Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 43-63. : ил. - Библиогр.: с. 63 (20 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): расплавы -- теплопередача -- реакторы -- расслоенные расплавы -- водо-водяные энергетические реакторы -- ВВЭР -- аварии -- тяжелые аварии -- активные зоны -- численное моделирование Аннотация: Рассмотрены модели образования и взаимодействия расслоенного расплава с конструкциями и корпусом реактора ВВЭР на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии. Описана последовательность моделирования нахождения (удержания) расплава в корпусе. Приведены результаты численного моделирования расплава в корпусе ВВЭР при аварии с расплавлением активной зоны. Расчет показал, что вероятное место проплавления корпуса реактора находится на уровне сварного шва днища корпуса или выше. Доп.точки доступа: Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Мосунова, Н. А. Верификация моделей теплопередачи программного модуля HEFEST [Текст] / Мосунова Н. А., Сапегин С. А., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 64-82. : ил. - Библиогр.: с. 82 (17 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): программные модули -- компьютерные коды -- теплопередача -- расплавы -- расслоенные расплавы -- реакторы -- плавление -- теплообмен -- теплоотдача -- гидродинамическое моделирование -- аварии -- тяжелые аварии -- запроектные аварии -- верификация моделей -- методы конечных элементов Аннотация: В системных тяжелоаварийных кодах для описания теплового воздействия расплава на корпусе реактора используются упрощенные подходы, которые необходимо проверять. Для проверки используются известные аналитические решения и результаты экспериментов. Один из способов получения новых количественных результатов по теплообмену для сложных случаев состоит в использовании вычислительной гидродинамики. В работе представлены некоторые результаты верификации модуля HEFEST кода СОКРАТ. Они основаны на аналитических решениях (распространение тепла, плавление, теплообмен излучением), экспериментах и результатах гидродинамического моделирования теплоотдачи в стратифицированном бассейне расплава. Доп.точки доступа: Сапегин, С. А.; Филиппов, А. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Расчет термодеформирования корпуса реактора с расплавом с помощью кода HEFEST-M [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 92-104. : ил. - Библиогр.: с. 104 (14 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): реакторы -- термодеформирование -- расплавы -- программные модули -- нестационарные состояния -- аварии -- тяжелые аварии -- ВВЭР-1000 -- теплоносители -- напряженно-деформированные состояния Аннотация: Приведены результаты решения задачи о деформировании корпуса реактора, содержащего расплав, возникающей при моделировании тяжелой аварии с потерей теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000, протекающей при низком давлении. Рассчитывается нестационарное напряженно-деформированное состояние (НДС) корпуса, толщина которого уменьшается из-за плавления под действием расплава. Доп.точки доступа: Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Анализ неопределенностей в задаче взаимодействия расплава с материалом конструкций реактора типа ВВЭР [Текст] / Моисеенко Е. В. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 105-117. : ил. - Библиогр.: с. 117 (11 назв. )
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Кл.слова (ненормированные): расплавы -- реакторы -- ВВЭР -- кросс-платформенная методика -- программные комплексы -- термомеханические задачи -- BEPU -- best estimate plus uncertainty -- аварии -- тяжелые аварии -- индукционная плавка -- холодные тигли Аннотация: Сформулированы требования к анализу неопределенностей моделирования теплового и механического поведения расплава в корпусе. Разработана кросс-платформенная методика, позволяющая проводить многовариантные расчеты на параллельных вычислительных системах и статистическую обработку результатов. Разработан программный комплекс, включающий расчетные модули HEFEST и HEFEST-M, для автоматизированного проведения вариантных расчетов термомеханических задач. Доп.точки доступа: Моисеенко, Е. В.; Тарасов, В. И.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Филиппов, А. С. Верификация кода СОКРАТ/HEFEST на задачах нестационарного теплопереноса в неоднородной среде и анизотропной теплопроводности [Текст] / Филиппов А. С., Моисеенко Е. В., Каменская Д. Д. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 3. - С. 60-76 : ил. - Библиогр.: с. 75-76 (20 назв.) . - ISSN 0002-3310
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Физика Газы и жидкости Кл.слова (ненормированные): системные коды -- верификация кодов -- теплоперенос -- теплообмен -- теплопередача -- нестационарный теплоперенос -- теплопроводность -- ортотропная теплопроводность -- анизотропная теплопроводность -- неоднородные среды -- аварии -- тяжелые аварии -- реакторы -- расплавы -- активные зоны -- расплавы активной зоны Аннотация: Работа посвящена верификации модуля (кода) HEFEST системного кода СОКРАТ, предназначенного для анализа сценариев тяжелых аварий на АЭС. Верифицируются модели теплопередачи при взаимодействии расплава активной зоны с корпусом реактора, бетоном шахты реактора, жертвенным материалом и корпусом устройства локализации расплава. В упрощенной постановке эти задачи допускают аналитическое решение: расчет стационарной теплопередачи при объемном тепловыделении в эллиптической области с ортотропной теплопроводностью при изотермической границе и расчет нестационарной теплопроводности в двухсоставном теле с неоднородным тепловыделением и тонкой прослойкой между ними. Формулы решений, одно из которых получено авторами, приведены в работе. Доп.точки доступа: Моисеенко, Е. В.; Каменская, Д. Д. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Филиппов, А. С. Развитие модели теплообмена в расслоенном расплаве для задач моделирования тяжелых аварий на АЭС кодом СОКРАТ/HEFEST [Текст] / Филиппов А. С., Каменская Д. Д., Моисеенко Е. В. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 5. - С. 108-128 : ил. - Библиогр.: с. 127-128 (34 назв.) . - ISSN 0002-3310
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Теоретические основы теплотехники Физика Газы и жидкости Кл.слова (ненормированные): BALI эксперименты -- CFD-моделирование -- FAS -- Flux Along Side -- effective convectivity -- АЭС -- ВВЭР -- аварии -- активная зона -- атомные станции -- водо-водяные энергетические реакторы -- квазистационарный теплообмен -- ортотропная теплопроводность -- потоки тепла -- расплавы -- расслоенные расплавы -- реакторы -- системные коды -- тепловыделяющие жидкости -- теплообмен -- теплоотдача -- теплопроводность -- тяжелые аварии -- эксперименты BALI -- энергетические реакторы -- энерговыделяющие жидкости -- эффективная конвекция Аннотация: Рассмотрены вопросы теплообмена в расслоенном расплаве активной зоны, возникающем при тяжелых авариях на АЭС. Представлена модель FAS (Flux Along Side), внедренная в модуль HEFEST системного кода СОКРАТ. Модель предназначена для расчета квазистационарного теплообмена в системе расслоенного расплава и толстостенного корпуса реактора типа ВВЭР при детерминистическом анализе возможности удержания расплава в корпусе при тяжелой аварии. Особенность модели состоит в непосредственном использовании экспериментальных данных по теплоотдаче энерговыделяющей жидкости, что сводит к минимуму погрешности упрощений при решении двумерной задачи теплообмена. Проведена верификация кода HEFEST на задаче о фокусировке потока тепла и на экспериментах BALI. Доп.точки доступа: Каменская, Д. Д.; Моисеенко, Е. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Ядерная энергетика с естественной безопасностью: смена устаревшей парадигмы, критерии [Текст] / Е. О. Адамов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С. 13-29 : ил. - Библиогр.: с. 28-29 (33 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках . - ISSN 0002-3310
Рубрики: Энергетика Атомная энергетика Кл.слова (ненормированные): ОЯТ -- быстрые реакторы -- водо-охлаждаемые реакторы -- естественная безопасность -- замкнутый топливный цикл -- облученное ядерное топливо -- радиоактивные отходы -- топливные ресурсы -- топливные циклы -- тяжелые аварии -- ядерная энергетика -- ядерное топливо Аннотация: В современной ядерно-энергетической технологии значимыми источниками рисков, а значит, и "болевыми точками" остаются: угроза тяжелых аварий катастрофического характера с трудно предсказуемыми последствиями и ущербами для населения, возможность распространения оружейных материалов, риск долговременного хранения токсичных радиоактивных отходов, угрозы потерь крупных капиталовложений в объекты ядерной энергетики и масштабного инвестирования их строительства, недостаточность топливных ресурсов для масштабной роли конкурентоспособной ядерной энергетики в балансе энергопроизводства. Каждая из перечисленных угроз важна, практически независима, устранение лишь части из них существенно не меняет общей оценки приемлемости ядерной энергетики. Доп.точки доступа: Адамов, Е. О.; Орлов, В. В.; Рачков, В. И.; Слесарев, И. С.; Хомяков, Ю. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Локтионов, В. Д. Оценка тепловых нагрузок на корпус ВВЭР в условиях инверсии стратифицированной ванны расплава при тяжелой аварии [Текст] / В. Д. Локтионов, Э. С. Мухтаров // Теплоэнергетика . - 2016. - № 9. - С. 49-58 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомные электрические станции Кл.слова (ненормированные): водо-водяные энергетические реакторы -- естественная конвекция -- инверсия расплавов -- моделирование -- расплавы -- реакторы -- стратификационные ванны расплавов -- стратификация -- тепловыделение -- тяжелые аварии Аннотация: Представлен анализ теплового состояния ванн расплава, которые могут сформироваться на днище корпуса реактора средней мощности ВВЭР-600 при запроектной тяжелой аварии с плавлением активной зоны (АЗ). Рассмотрены два типа ванны расплава материалов АЗ - с двухслойной и инверсной трехслойной стратификацией. Получены оценки тепловых нагрузок, действующих на корпус реактора со стороны расплава, в зависимости от времени его формирования. Проанализированы особенности теплового состояния расплава в случае его инверсной стратификации. Показано, что при формировании двухслойной стратифицированной ванны расплава через 10 и 24 ч после останова реактора значения тепловой нагрузки на его корпус превышают значения критической плотности теплового потока (КТП), а через 72 ч тепловая нагрузка имеет значения близкие соответствующим значениям КТП либо несколько их превышающие. В случае формирования инверсной структуры расплава наблюдается снижение более чем в 2. 5 раза (по сравнению с двухслойной стратифицированной структурой) тепловой нагрузки на корпус реактора в области его контакта с верхним слоем расплава стали. Анализ результатов показал, что через 24 и 72 ч после останова реактора максимальные значения плотности теплового потока на корпус реактора со стороны нижнего металлического слоя при инверсии расплава не превысили соответствующих значений КТП. Так как при инверсной стратификации расплава тепловая нагрузка на корпус реактора может локализоваться в области его днища, где КТП имеют относительно невысокие значения, требуются дальнейшие углубленные экспериментальные и аналитические исследования условий формирования инверсной стратифицированной ванны расплава, а также получение уточненных опытных значений КТП для условий и схем охлаждения внешней поверхности корпуса ВВЭР-600 при тяжелой аварии. Доп.точки доступа: Мухтаров, Э. С. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Характеристики систем мониторинга водорода для управления тяжелыми авариями на атомной электростанции [Текст] / В. Г. Петросян [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 2. - С. 3-12 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомные электрические станции Кл.слова (ненормированные): взрывобезопасность -- водо-водяные энергореакторы -- гермоограждение -- информационная поддержка персонала -- системы контроля концентрации водорода -- системы мониторинга -- тяжелые аварии -- управление авариями -- энергоблоки Аннотация: Одной из основных целей управления тяжелой аварией на атомной электростанции является защита целостности гермоограждения, для которой самой серьезной угрозой можно считать возможное возгорание генерируемого водорода. Для информационного обеспечения персонала АЭС в наличии должна быть система мониторинга, обеспечивающая получение информации о текущем состоянии газовой среды в гермообъеме (ГО) и тенденциях изменения ее состава. На примере конкретного энергоблока рассмотрены вопросы определения необходимых характеристик систем мониторинга. Обсуждаются основные характеристики, которые важны для качественного обеспечения информационной поддержки персонала. Описаны некоторые особенности протекания тяжелых аварий на энергоблоке и проанализировано возможное влияние характеристик систем мониторинга концентрации водорода на надежность информационной поддержки персонала при тяжелой аварии. В результате выполненных анализов сделан вывод, что для качественной информационной поддержки персонала при тяжелой аварии на АЭС важными являются следующие технические характеристики систем мониторинга концентрации горючих газов: измеряемые параметры, диапазоны и погрешность измерения, частота обновления данных, минимальная обнаруживаемая концентрация горючих газов, точки контроля, параметры аттестации компонентов системы по условиям окружающей среды. Для энергоблоков АЭС с реактором типа ВВЭР-440/270 (230), имеющих сравнительно малый объем ГО, период обновления результатов измерений является критически важной характеристикой системы мониторинга концентрации горючих газов в ГО, а выбор точек контроля должен быть нацелен не столько на выявление потенциальных мест скопления водорода, сколько на определение мест возможного образования горючей смеси. Для упомянутых энергоблоков может существовать необходимость включения в аварийные эксплуатационные процедуры шагов по своевременному снижению теплоотвода от атмосферы ГО при симптомах приближения тяжелой фазы аварии для предотвращения образования горючей смеси в ГО. Доп.точки доступа: Петросян, В. Г.; Егоян, Э. А.; Григорян, А. Д.; Петросян, А. П.; Мовсисян, М. Р. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Угроза образования горючей смеси в малых помещениях гермообъема энергоблока АЭС при тяжелой аварии [Текст] / В. Г. Петросян [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 6. - С. 59-67 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомные электрические станции Кл.слова (ненормированные): атомные электростанции -- взрывобезопасность -- водородная взрывобезопасность -- гермоограждения -- горючие смеси -- малые помещения -- паровоздушно-водородные смеси -- тяжелые аварии -- управление авариями Аннотация: Одной из основных целей управления тяжелой аварией на АЭС является защита целостности гермоограждения. При тяжелой аварии возможное возгорание водорода в гермообъеме (ГО) можно считать самой опасной угрозой для целостности гермоограждения. Инертное состояние паровоздушно-водородной смеси может быть обеспечено благодаря поддержанию высокой концентрации водяного пара. При концентрации пара более 55% смесь находится в негорючем состоянии независимо от концентраций других ее компонентов. Железобетонные стены гермоограждений, облицованные металлическими листами, являются поглотителями тепла с очень высокой тепловой инерцией. Теплоотвод через стены может оказывать значительное влияние на состав смеси в ГО или его отдельной части (особенно при сравнительно малых объемах помещений) вследствие продолжительной конденсации некоторой части пара из смеси и снижения его концентрации. В работе на основе детального моделирования исследованы процессы передачи тепла через стены помещений гермообъема в целях выявления факторов, которые важны при рассмотрении вопросов водородной взрывобезопасности. Выявлено, что на образование опасных составов водородсодержащей смеси влияет отношение площади поверхности стен к объему помещения. Показано, что в течение развития аварии теплопоглощающая способность стен снижается незначительно. В помещениях небольших объемов может существовать реальный риск сравнительно быстрой потери инертности среды в результате теплоотвода через стены. Не исключено даже образование детонационной смеси. Без внедрения специальных мер и средств, например стратегий управления аварией или установки рекомбинаторов водорода, при тяжелой аварии будет существовать риск образования опасных составов водородсодержащей смеси в малых помещениях ГО независимо от стратегий, реализуемых для основных помещений ГО. Доп.точки доступа: Петросян, В. Г.; Егоян, Э. А.; Григорян, А. Д.; Мартиросян, М. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Усов, Э. В. Развитие подходов к анализу движения расплава по поверхности тепловыделяющего элемента [Текст] / Э. В. Усов, П. Д. Лобанов, Н. А. Прибатурин // Теплоэнергетика. - 2021. - № 4. - С. 27-34. - Библиогр.: с. 34 (13 назв.) . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): гидродинамика -- легкоплавкие металлы -- оболочки ТВЭЛ -- расплав -- тепловыделяющие элементы -- теплообмен -- тяжелые аварии Аннотация: На основе анализа экспериментов, выполненных на имитаторах тепловыделяющих элементов с оболочкой из легкоплавких металлов, предложены модели плавления и движения расплава по их поверхности. Доп.точки доступа: Лобанов, П. Д.; Прибатурин, Н. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |