ИКРБС
№ АААА-Б19-219042590076-9Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов. Этап 4 (заключительный)
17.11.2015
Цель: обеспечение организаций генерального конструктора, научного руководителя и генерального проектировщика реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем современным набором верифицированных расчетных кодов в составе, необходимом для обеспечения полного расчета всех процессов и явлений, критических при разработке РУ. Произведены расчеты нейтронно-физических характеристик реактора БРЕСТ-ОД-300 по программе FACT-BR. Выполнены взаимное сравнение результатов расчетов по программе FACT-BR с различным библиотеками констант, а также сравнение с результатами прецизионных расчетов по ПК MCU-BR. Представлены: результаты работ по верификации программного комплекса FACT-BR (FACT-BR, версия 1.1); реализация статистических методов анализа неопределенностей в программном комплексе FACT-BR и соответствующая оценка влияния погрешностей исходных данных. С использованием прецизионного программного комплекса MCU BR проведены расчетные исследования для оценки влияния неопределенностей, связанных с описанием расчетной модели, и неопределенности, вносимой нейтронными константами различных файлов оцененных ядерных данных. Выполнена доработка верификационных отчетов ПК MCU-BR применительно к прецизионным расчетам нейтронно-физических характеристик быстрого реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и быстрого реактора с натриевым теплоносителем МБИР. Разработаны математические модели для динамического программного комплекса ДАРИЙ в составе программ нейтронно-физического расчета. Проведены тестирование на базовых моделях и доработка интегральной системы кодов "Платформа БРЕСТ". Разработана структура топливного архива. Произведены верификационные расчеты теплогидравлических моделей, которые используются в программном модуле, предназначенном для инженерных расчетов теплогидравлических процессов в рамках объединенного нейтронно-теплогидравлического программного комплекса FACT-BREST. Выполнены: верификация программного комплекса ПК FACT-BREST по результатам экспериментов и расчетов, полученным по другим программным кодам; объединение нейтронно-физического кода FACT и теплогидравлического кода КОНТУР и кросс-верификация связки этих кодов с программным комплексом FACT-BREST с собственным теплогидравлическим модулем; верификационные расчеты для поячеистого кода ПУЧОК-ЖМТ на эксприментальных данных о теплоотдаче и температурных полях, для поячеистого теплогидравлического кода ПУЧОК-ЖМТ на экспериментальных данных о гидродинамике и теплоотдаче в жидкометаллических теплоносителях согласно составленным матрицам верификации; обобщение полученных результатов. Предложен проект аттестационного паспорта программного средства. Отчет передан экспертам НТЦ ЯРБ для аттестации. Разработана 2-я версия программы КОНТУР. Проведена верификации кода КОНТУР на аналитических тестах и экспериментальных данных применительно к моделированию контуров ядерных реакторов, несущих жидкометаллический теплоноситель. В рамках кода RELAP5 проведены настройка и верификация численной модели стендового парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300 на экспериментальных данных, расчетный анализ, анализ и оценка материалов, обосновывающих программное средство RELAP5-3D для реакторных установок БРЕСТ и МБИР. Произведены верификационные теплогидравлических расчеты с помощью кода FLUENT экспериментов, проведенных в НИУ МЭИ на модельном канале с ртутью в качестве теплоносителя; верификационные трехмерные теплогидравлические расчеты с помощью коммерческих CFD-кодов ANSYS FLUENT 15 и FlowVision 3.8 применительно к классу вынужденного стационарного течения в ТВС быстрых реакторов, охлаждаемых жидкометаллическими теплоносителями. Приведены и систематизированы результаты верификации на экспериментальных данных программного комплекса MASKA-LM. Рассмотрены вопросы моделирования процессов при разрыве трубок парогенератора в свинцовом теплоносителе. Разработано соответствующее программное обеспечение. Проведены анализ результатов и сравнение результатов численных расчетов, полученных с помощью программного комплекса MARPLE-IPPE и коммерческого программного пакета STAR CCM+. Подготовлены верификационный отчет и проект аттестационного паспорта кодов COREMELT-2D и GRIF; доработана документация по кодам TRIGEX, JARFR, MMK, CONSYST.
ГРНТИ
44.33.31 Энергетические атомные установки
Ключевые слова
РЕАКТОР БРЕСТ-ОД-300
РЕАКТОР БН-1200
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ
ПРОЕКТНЫЕ КОДЫ
ВЕРИФИКАЦИЯ
РЕАКТИВНОСТЬ
КРИТИЧЕСКИЙ СТЕНД БФС
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ
ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ
БИБЛИОТЕКА ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ КОНСТАНТ
СУПЕРКОМПЬЮТЕР
ВИЗУАЛИЗАЦИЯ
ПРЕ И ПОСТ ПРОЦЕССОРНЫЕ КОДЫ
МАТРИЦА ВЕРИФИКАЦИИ
ТЕПЛОГИДРАВЛИКА
ПРИМЕСЬ
ПРЕЦИЗИОННЫЙ РАСЧЕТ
МОНТЕ-КАРЛО
ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ
РАЗРЫВ ТРУБОК
БРЕСТ
МНОГОФАЗНЫЕ СРЕДЫ
МНОГОКОМПОНЕНТНЫЕ СРЕДЫ
ДИНАМИКА СПЛОШНЫХ СРЕД
ГИДРОДИНАМИКА
СЖИМАЕМЫЕ ТЕЧЕНИЯ
УРАВНЕНИЯ СОСТОЯНИЯ
НЕСТРУКТУРИРОВАННЫЕ СЕТКИ
СМЕШАННОЕ НИТРИДНОЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО
ОЦЕНКА ЭКСПЕРИМЕНТА
БЕНЧМАРК МОДЕЛЬ
МАССОПЕРЕНОС
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
СВИНЕЦ
ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ
ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ
НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ
УЧЕТ ДИСПЕРСНОГО СОСТАВА АЭРОЗОЛЬНЫХ ВЫБРОСОВ
ДОЗОВЫЕ ФУНКЦИОНАЛЫ
ОТЛОЖЕНИЯ В ПЕРВОМ КОНТУРЕ
ТВЭЛ
ТВС
ТЕМПЕРАТУРА
НАПРЯЖЁННО-ДЕФОРМИРОВАННОЕ СОСТОЯНИЕ
РАСПУХАНИЕ
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОТВОДА ТЕПЛА
АВАРИЙНЫЙ ТЕПЛООБМЕННИК
ВОЗДУШНЫЙ ТЕПЛООБМЕННИК
ЕСТЕСТВЕННАЯ ЦИРКУЛЯЦИЯ
ТЕПЛООБМЕН
РАССЕИВАНИЕ ТЕПЛА
ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ
СТАТИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ
ТЕМПЕРАТУРА
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
УРАВНЕНИЯ ТЕПЛОВОГО БАЛАНСА
УРАВНЕНИЯ ТЕПЛОПЕРЕДАЧИ
НАКОПЛЕНИЕ ПОВРЕЖДЕНИЙ
НАПРЯЖЕНИЯ
ПРОЧНОСТЬ
Детали
НИОКТР
№ 114121850003
Заказчик
ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ"
Исполнитель
Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского"
Похожие документы
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов. Этап 2 (промежуточный)
0.980
ИКРБС
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторов на быстрых нейтронах. Этап 2013 года. Этап 2 (заключительный)
0.976
ИКРБС
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов.Этап 1 (промежуточный).
0.976
ИКРБС
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов. Этап 3 (промежуточный)
0.972
ИКРБС
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов. Этап 4 Части 1-16
0.955
РИД
Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2019
0.954
НИОКТР
Отчёт о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2024–2025 годов» (промежуточный, этап 3), инв. № 0275-ДСП
0.954
РИД
Отчет о НИОКР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2017 года» (заключительный)
0.952
ИКРБС
ОТЧЕТ О НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ РАБОТЕ «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2021-2023 годов» ЭТАП 3 (Книги 1, 4-5, 7-34)
0.952
РИД
Отчёт о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2024–2025 годов» (промежуточный, этап 3), инв. № 0275-ДСП
0.950
ИКРБС