Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
INSTITUTERESEARCHPROJECTSSCIENCE AND EDUCATIONNEWSCONTACTS
 

УНИВЕРСАЛЬНЫЙ ИНТЕГРАЛЬНЫЙ РАСЧЕТНЫЙ КОД ЕВКЛИД


Интегральный расчетный код ЕВКЛИД предназначен для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в нормальных условиях эксплуатации и при нарушениях нормальных условий эксплуатации, в том числе, при авариях с разрушением или плавлением активной зоны и ее элементов.

Вычислительной основой кода являются подробные математические модели установившихся и динамических теплогидравлических, нейтронно-физических, термомеханических и других процессов, важных для безопасности АЭС. Код имеет модульную структуру и включает в себя:

  • нейтронно-физический модуль (DN3D с кинетической опцией на базе кода CORNER);
  • теплогидравлический модуль (HYDRA-IBRAE/LM);
  • твэльный модуль (БЕРКУТ);
  • модуль расчета выгорания (BPSD);
  • модули переноса продуктов деления, активации и коррозии в первом контуре и газовой системе реакторной установки (AEROSOL/LM, OXID, TRITIUM);
  • модуль расчета массопереноса и распространения продуктов деления в помещениях АЭС (КУПОЛ-БР или HYDRA-IBRAE/LM);
  • модуль для расчета разрушения твэлов и активной зоны (SAFR);
  • модуль расчета радиационной обстановки за пределами промышленной площадки объекта использования атомной энергии (РОМ).

Возможны как автономное использование каждого модуля, так и связанный расчет задач в мульфизичной постановке, то есть с учетом влияния различных физических процессов друг на друга.

Отдельные модули кода верифицированы на большом наборе аналитических и численных тестов, а также результатах экспериментальных исследований различных физических явлений, имеющих место в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем. Интегральный код верифицирован на экспериментальных данных, полученных на энергоблоке с реакторной установкой БН-600, проводится верификация на экспериментальных данных с реакторных установок БН-800 и БОР-60.

С использованием кода выполнены расчеты режимов работы реакторных установок БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200, в том числе, с вводом полного запаса реактивности, течью парогенератора и потерей системного электроснабжения.

  

Картограмма модели активной зоны реакторной установки БН-1200 и зависимости температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны от времени для режима «Потеря системного электроснабжения реактора» для РУ БН-1200, полученные по коду ЕВКЛИД

Универсальный расчетный код может применяться для детерминистического анализа поведения реакторной установки в различных режимах работы при решении задач конструирования, проектирования, обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и обеспечения ядерной и радиационной безопасности объектов замкнутого ядерного топливного цикла. Расчетный код ЕВКЛИД может также использоваться при проведении практических работ в высших учебных заведениях, осуществляющих подготовку специалистов атомной отрасли.

© Отделение разработки программного обеспечения для анализа безопасности АЭС


IBRAE RAN © 2013 Site map | Feedback