Разработка моделей активной зоны реакторной установки со свинцовым теплоносителем в коде ATHLET

В настоящей работе представлены результаты теплогидравлического моделирования реакторной установки со свинцовым теплоносителем, в основу которой положена расчетная схема для кода ATHLET, полученная на основе открытой информации по РУ БРЕСТ-ОД-300. Основная цель работы показать влияние детализации моделирования установки и различных моделей гидродинамики в системе параллельных каналов на распределение параметров теплоносителя в пространстве. Задачей данного этапа работы было показать поэтапное моделирование одного из вариантов разбиения внутриреакторного пространства на систему гидравлических каналов. Разбиение внутриреакторного пространства основано на типе и количестве различных элементов активной зоны таких как: ТВС с топливом, ТВС с органами регулирования, блок отражателя и т.д. Такой способ моделирования активной зоны позволяет увидеть изменения в разных частях реакторной установки при расчете переходных процессов. Также для данной модели созданы две схемы моделирования параллельных каналов без поперечных связей между каналами и с поперечными связями. В ранних работах были проведены исследования по влиянию метода разбиения на параметры теплоносителя при моделировании переходных режимов, но влияние поперечных связей еще не исследовалось. Данные схемы позволят провести необходимые исследования и сделать вывод о наилучшем способе моделирования активной зоны реактора в данном разбиении внутриреакторного пространства. Полученные ранее результаты на более простых моделях показали эффективность разбиения внутриреакторного пространства на систему гидравлических каналов в переходных режимах. В результате разбиение внутриреакторного пространства позволяет по сути выполнять расчеты модели в 3D представлении. Данные модели позволят провести ряд расчетов с различными переходными режимами и обосновать использование или не использование поперечных связей для данного типа моделирования реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Основные результаты работы показывают необходимость дальнейшего исследования в направлении 3D моделирования и гидравлики внутриреакторного пространства для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

1. Austregesilo H., Deitenbeck H., Langenfeld A., Scheuer J., Schöffel P. // ATHLET 3.1A Programmer’s Manual. 2017.

2. Chudinova V.A. and Nikonov S.P. // J. Phys.: Conf. Ser. 2018. V. 1133. P. 012013.

3. Lemekhov V.V. // Technical Design of the BREST-OD-300 Reactor Plant. Moscow Project Direction “PRORIV”: Results of the Implementation of a New Technological Platform for Nuclear Power. 2015.

4. Chudinova V.A. and Nikonov S.P. // Thermal-Hydraulic Model of a Reactor Plant with a Liquid Metal Coolant. Neitronica-2018.

5. Chudinova V.A. and Nikonov S.P. // Influence of the Detailing of In-Reactor Objects on the Modeling of Transient Processes in a Reactor Installation with a Lead Coolant. Atom-Future-2018.

6. Chudinova V.A. and Nikonov S.P. // Investigation of the Transient Process in a Lead-Cooled Reactor with a Leak from the Secondary Circuit to the First. Proc. 21st. Int. Conf. Young Specialists on Nuclear Power Plants. 2019. Podolsk: OKB “GIDROPRESS”.

7. Chudinova V.A. and Nikonov S.P. // Investigation of Transient Processes in a Lead-Cooled Reactor in the Event of Partial Failure of the Pumping Equipment of the First and Second Circuits. Scientific and Technical Conf. Specialists “Innovations in Nuclear Energy”. 2019. Moscow: JSC “NIKIET”.

8. Computer Code AC2. // Code Certificate No. 17-01. Software Licence Agreement No. L/M-03. Sept 11, 2017.

9. Rostekhnadzor. FBI “STC NRS”. // Certification Passport of Software Tool No. 350. April 17, 2014.

10. Bosquet J., Velkov K., Pasychnyk I., Seubert A., Danicheva I.A., Khrennikov N.N., Samokhin A.G., Ivanov V.S., Kliem S. // Probl. At. Sci. Tech. Ser.: Nucl. React. Const. 2016. No. 4. P. 191–199 (in Russian).

11. Palazzo S., Velkov K., Lerchl G., Van Tichelen K. // Ann. Nucl. Energy. 2013. V. 60. P. 274–286.

12. Hegyi G., Keresztúri A., Pataki I., Tóta A., Velkov K., Pasichnyk I., Perin Y. // Coupling the ATHLET 3.0 and the KIKO3DMG Multigroup 3D Kinetic Code Developed for the Fast Spectrum Gen-IV Reactors. Proc. 23rd Int. Conf. Nuclear Energy for New Europe. Portoroz, Slovenia, 2014.

13. Moiseev A.V. // Reactor Installation BREST-OD-300 The Main Results of the Calculated and Experimental Safety Substantiation. Project Direction “PRORIV”: Results of the Implementation of a New Technological Platform for Nuclear Power. 2015.