В рамках проектного направления «Прорыв» разработана система кодов нового поколения (программ для ЭВМ) для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования АЭС, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Все коды кросс-платформенны, имеют полный пакет документации (инструкция пользователя и руководство по моделям), верифицированы и валидированы, имеют развитые системы пре- и постпроцессинга.
- Назначение
- для анализа нестационарных теплогидравлических процессов в натриевых, свинцовых, водяных, воздушных контурах реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями.
- С помощью кода можно моделировать: проектируемые и действующие реакторные установки с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-800, БН-1200М, БОР-60, МБИР и др.), проектируемые и строящиеся реакторные установки со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300, БР-1200, СВБР-100 и др.)
- Может использоваться для моделирования экспериментальных стендов и отдельных элементов оборудования
- Моделирование
- Код базируется на двухжидкостной модели теплогидравлики, в случае дисперсно-кольцевого режима течения реализована возможность использования трехжидкостной модели. При использовании двухжидкостной модели в коде решается три одномерных уравнения сохранения (массы, энергии и количества движения) для каждой из фаз: жидкой и газовой. При использовании трехжидкостной модели к этим уравнениям добавляются еще три для дисперсной фазы (капли). Для описания взаимодействия со стенкой (теплообмена и трения) используются замыкающие соотношения.
- Валидация
- 52 аналитические задачи
- Данные с 3-х действующих РУ (БОР-60, БН-600, БН-800)
- 15 установок по исследованию отдельных процессов, протекающих в натриевом теплоносителе (более 600 экспериментальных точек)
- 12 установок по исследованию отдельных процессов, протекающих в тяжелом жидкометаллическом
- теплоносителе, 5 маломасштабных интегральных стендов
- Код аттестован в Ростехнадзоре для расчетного анализа стационарных и нестационарных теплогидравлических процессов в контурах ядерных энергетических установок с РУ с жидкометаллическим теплоносителем
Код аттестован в Ростехнадзоре для расчетного анализа стационарных и нестационарных теплогидравлических процессов в контурах ядерных энергетических установок с РУ с жидкометаллическим теплоносителем
- Публикации
По коду выпущен ряд публикаций в ведущих отечественных и зарубежных журналах:
- Alipchenkov V.M., Anfimov А.М., Afremov D.А., Gorbunov V.S., Zeigarnik Yu.А., Kudryavtsev А.V., Osipov S.L., Mosunova N.A., Strizhov V.F., Usov E.V., 2016. Fundamentals, Current State of the Development of, and Prospects for Further Improvement of the New-Generation Thermal-Hydraulic Computational HYDRA-IBRAE/LM Code for Simulation of Fast Reactor Systems. Thermal Engineering. 2, 130-139. https://doi.org/10.1134/S0040601516020014.
- Mosunova N.A., Alipchenkov V.M., Pribaturin N.A., Strizhov V.F., Usov E.V., Lobanov P.D., Afremov D.A., Semchenkov A.A., Larin I.A., 2020. Lead coolant modeling in system thermal-hydraulic code HYDRA-IBRAE/LM and some validation results. Nuclear Engineering and Design. 359. № 1104631. 11 p. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110463.
- Alipchenkov V.M., Grudtsyn Ya.V., Ilyasova O.H., Mosunova N.A. Simulation of the processes occurring during steam generator tube rupture in the lead cooled reactor unit using HYDRA-IBRAE/LM code// Progress in Nuclear Energy, V. 149,2 022, 104278, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104278.
- Alipchenkov V. M., Grudtsyn Ya. V., Mosunova N. A., 2021. Modeling of gas-phase transport in heavy liquid-metal coolant flow in the HYDRA-IBRAE/LM thermohydraulic code. Atomic energy. 129. 127–134. https://doi.org/10.1007/s10512-021-00723-w.
- Ilyasova O.H., Alipchenkov V.M., Mosunova N.A., Grudtsyn Ya.V Simulation of natural circulation experiments for heavy liquid metal coolant using HYDRA-IBRAE/LM code // Progress in Nuclear Energy, V. 173,2 024, 105233, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105233.
- Grudtsyn, Y. V., Alipchenkov, V. M., Mosunova, N. A., Ilyasova, O. H., Morkin, M. S. Simulation of the gas-lift effect for lead and lead-bismuth coolants in HYDRA-IBRAE/LM thermohydraulic code// Progress in Nuclear Energy, V. 173, 105275, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105275.
Больше информации:
