РИД
№ АААА-Г16-616121450082-4Программный модуль для самосогласованного описания переходных процессов при аварийном разогреве активной зоны реактора
14.12.2016
Программа предназначена для исследования задачи разогрева, стекания, окисления и взаимодействия с твердыми материалами расплава активной зоны ядерного реактора при тяжелой аварии на АЭС. Используемая математическая модель описывает перемещение расплава и его физико-химическое взаимодействие с паром и материалами окружающих твэлов. Массообмен при окислении расплава и растворении расплавом топливных стержней описывается двухмерной моделью окисления ванны расплава.
ГРНТИ
44.33.31 Энергетические атомные установки
Ключевые слова
ТЯЖЕЛАЯ АВАРИЯ
ПЛАВЛЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА
ОКИСЛЕНИЕ РАСПЛАВА
РАСТВОРЕНИЕ ТОПЛИВА И ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ
ПЕРЕМЕЩЕНИЕ РАСПЛАВА
Детали
Тип РИД
Программа для ЭВМ
Ожидается
Исполнитель
Исполнители
Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук
Заказчик
Федеральное агентство научных организаций
Похожие документы
Модуль для расчета тепловой задачи при плавлении твэл быстрого реактора. Версия 1.0
0.916
РИД
Модуль расчета разрушения активной зоны с учетом пространственных эффектов при плавлении и движении расплава. Версия 1.0
0.913
РИД
Модуль для расчета разрушения активной зоны быстрого реактора в составе универсального интегрального кода. Версия 1.0
0.909
РИД
Модуль для расчета разрушения твэла быстрого реактора в составе универсального интегрального кода. Версия 1.0
0.907
РИД
Программа для моделирования процессов теплообмена и гидродинамики с учетом плавления-отвердевания неоднородных геологических пород при самопогружении тепловыделяющих капсул
0.903
РИД
Программный модуль для расчета процессов испарения и конденсации в зависимости от интенсивности и скорости их течения в двухфазной среде с помощью гибридных ЭВМ
0.901
РИД
Модуль для расчета перемещения расплава по поверхности твэл быстрого реактора. Версия 1.0
0.901
РИД
Разработка методики расчетов высокотемпературной термодинамики расплава систем, содержащих компоненты активных зон и продуктов деления основных типов реакторов: на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах. Расчет фазовых диаграмм; классификация состояний системы (варианты расслоения жидкой фазы, контакт с твердой фазой). Разработка алгоритма численного метода. Апробация методики на составе расплава активной зоны при аварии реактора ВВЭР с урановым топливом
0.900
НИОКТР
Программа для расчета распределения продуктов деления по оксидной и металлической фазам расплава и выхода продуктов деления из расплава в газовую фазу. Версия 1.0
0.898
РИД
Программный модуль для моделирования потенциальных аварийных ситуаций при обращении с ОЯТ ЖСР
0.896
РИД