В статье представлены результаты квалификационного анализа экспериментальных данных по высокотемпературному окислению отечественных сплавов на основе циркония, который включает оценку согласованности результатов измерений и численного моделирования. Получены выводы о возможности применения экспериментальных программ ГНЦ НИИАР для проведения валидации тяжелоаварийных кодов и возможности программы для ЭВМ СОКРАТ-В1/В2 прогнозировать поведение оболочек из отечественных сплавов на основе циркония при высокотемпературном окислении в паре.
В работе представлены результаты расчетного моделирования процессов раздутия и разрыва оболочек твэлов из отечественных и зарубежных сплавов в экспериментах, охватывающих различные условия нагружения. В качестве расчетного средства использована интегральная программа для ЭВМ СОКРАТ-В1/В2. Выполнен анализ неопределенностей результатов расчета к входным данным. Показано хорошее качественное и количественное согласие экспериментального и расчетного времени разрыва оболочек твэлов в условиях, соответствующих начальной стадии тяжелой аварии на АЭС с водо-водяными реакторами. Показана важность проведения современных экспериментов по исследованию процессов раздутия и разрыва оболочек твэлов из отечественных сплавов.
Исследуются вычислительные затраты на расчет радиоактивного выброса при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР в зависимости от используемых физических моделей в составе расчетных средств, подобных тяжелоаварийному коду СОКРАТ/В3. Данный анализ позволяет определить наиболее затратные с точки зрения процессорного времени модели, упрощение которых обеспечивает наименьшие затраты времени на вычисления. Актуальность работы обусловлена потребностью в разработке новых или адаптации существующих расчетных инструментов оценки радиоактивного выброса для задач аварийной готовности и реагирования с учетом специфики требований к точности расчетных оценок и времени на их получение. В статье продемонстрирована возможность снижения вычислительных затрат без существенной потери точности расчетных оценок выброса путем упрощения модели размерного спектра аэрозолей. Работоспособность предложенного подхода продемонстрирована на примере результатов моделирования эксперимента Phebus FPT1.
Работа посвящена численному анализу возможности перегрева и разрушения теплообменных труб в парогенераторах ВВЭР в процессе развития тяжелых аварий. Опасность этого явления обусловлена риском байпассирования радиоактивными веществами защитной оболочки реакторной установки. В качестве основного механизма переноса тепла из активной зоны в парогенераторы рассматривается естественная конвекция перегретого пара в горячей нитке главного циркуляционного трубопровода. Для моделирования конвективных потоков и распределения температуры пара используются трехмерные CFD-коды. Показано, что интенсивность конвективного переноса тепла из реактора в горячий коллектор парогенератора недостаточна для существенного нагрева и катастрофической потери прочности материала теплообменных труб парогенератора.
Индексирование
Scopus
Crossref
Высшая аттестационная комиссия
При Министерстве образования и науки Российской Федерации