Оценка показателей безопасности для реактора типа МБИР с помощью расчетного кода RELAP

УДК: 
УДК 621.039.526

Номер журнала:

Аннотация: 

Рассмотрена возможность выполнения анализа аварийных ситуаций на реакторах с натриевым теплоносителем в среде расчетного комплекса RELAP. Сложность заключается в отсутствии учета в RELAP жидкометаллического теплоносителя как такового.
Проблема рассматривалась в привязке к задаче выполнения анализа аварийной ситуации на реакторе типа МБИР, связанной с вводом положительной реактивности органами системы управления и защиты (СУЗ). Рассматривались сценарии выброса и несанкционированного извлечения со штатной скоростью одного из стержней СУЗ при работе реактора на номиналь
ном уровне мощности.
Имитация натриевого теплоносителя выполнена перегретым водяным паром с сохранением отводимой теплоносителем мощности. Для этого рассчитан эквивалентный расход пара и заменены коэффициенты теплопередачи пара на натриевые.
В результате разработана модель ядерного реактора МБИР в синтаксисе программного кода RELAP и с ее помощью выполнены расчеты переходных процессов. Анализ полученных результатов и их сравнение с результатами других программных кодов показал хорошую сходимость.

Ссылки: 
1. ОАО «НИИАР». Техническое задание на опытноконструкторскую работу. Элемент тепло выделяющий реактора МБИР. 2010 г.
2. ГК «Росатом». Концептуальный проект многофункционального быстрого исследовательс кого реактора. Пояснительная записка. № 4486/3032 от 15.12.2008г.
3. Idaho National Engineering Laboratory Lockheed Idaho Technologies Company Idaho Falls, Idaho 83415 “RELAP5/MOD3 CODE MANUAL VOLUME IV: MODELS AND CORRELATIONS”.
4. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учеб ник для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 2000.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте