Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Разработка и применение комплексной программы динамики для быстрых реакторов с теплоносителем на основе свинца

Диссертация: Разработка и применение комплексной программы динамики для быстрых реакторов с теплоносителем на основе свинца
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Для обеспечения устойчивого развития ядерной энергетики как новой крупномасштабной энергетической технологии ее структура должна удовлетворять требованиям по эффективности, наличию ресурсов и безопасности, а также обеспечивать решение проблем, связанных с радиоактивными отходами. Для того, чтобы наилучшим образом выполнить эти требования РНЦ «Курчатовский институт» в сотрудничестве с другими… Читать ещё >

Содержание

  • 1. ОСНОВНЫЕ УРАВНЕНИЯ, ДОПУЩЕНИЯ И МЕТОДЫ РЕШЕНИЯ
    • 1. 1. Нейтронная и изотопная кинетика реактора
      • 1. 1. 1. Точечная кинетика реактора
      • 1. 1. 2. Пространственная кинетика реактора
        • 1. 1. 2. 1. Основные уравнения
        • 1. 1. 2. 2. Методы решения
      • 1. 1. 3. Подготовка нейтронно-физических констант
        • 1. 1. 3. 1. Подготовка микроконстант
        • 1. 1. 3. 2. Подготовка макроконстант
      • 1. 1. 4. Модель остаточного энерговыделения
      • 1. 1. 5. Область применения и направления дальнейшего развития
    • 1. 2. теплогидравлика и массоперенос в системе контуров
      • 1. 2. 1. Конечно-разностные уравнения для одномерного потока
      • 1. 2. 2. Конечно-разностные уравнения для пространственных потоков
      • 1. 2. 3. Замыкающие соотношения
        • 1. 2. 3. 1. Модель теплоотдачи для жидкометаллического теплоносителя
        • 1. 2. 3. 2. Модель теплоотдачи для жидкосолевого теплоносителя
        • 1. 2. 3. 3. Модель теплоотдачи для пароводяного теплоносителя
        • 1. 2. 3. 4. Модель теплоотдачи для газового теплоносителя
        • 1. 2. 3. 5. Коэффициенты сопротивления трения
        • 1. 2. 3. 6. Модель массообмена с элементами конструкции
      • 1. 2. 4. Область применения и направления дальнейшего развития
    • 1. 3. термомеханика твэлов и элементов конструкции
      • 1. 3. 1. Нодализационная схема твэла
      • 1. 3. 2. Перенос тепла в твэлах или элементах конструкции
      • 1. 3. 3. Давление газа в свободном объеме твэла
      • 1. 3. 4. Деформация топливной таблетки
      • 1. 3. 5. Напряженно-деформированное состояние оболочки
      • 1. 3. 6. Разгерметизация оболочки
      • 1. 3. 7. Библиотека термомеханических свойств материалов
      • 1. 3. 8. Область применения и направления дальнейшего развития
    • 1. 4. Методы решения системы ОДУ
  • 2. ТЕСТИРОВАНИЕ РАСЧЕТНЫХ МОДЕЛЕЙ
    • 2. 1. Нейтронная и изотопная кинетика реактора
      • 2. 1. 1. Тестовая задача для точечной кинетики
      • 2. 1. 2. Тестовая задача «Гомогенный куб»
      • 2. 1. 3. Тестовая задача TWIGL
      • 2. 1. 4. Тестовая задача TRIMHX
      • 2. 1. 5. Сравнение с результатами экспериментов MUSE
    • 2. 2. Теплогидравлика и массоперенос в системе контуров
      • 2. 2. 1. Тестовая задача о колебаниях свободных уровней
      • 2. 2. 2. Тестовая задача о течении жидкости между вращающимися цилиндрами
      • 2. 2. 3. Тестовая задача о течении жидкости между движущимися плоскостями
      • 2. 2. 4. Тестовая задача о течении жидкости в круглой трубе
      • 2. 2. 5. Сравнение с результатами экспериментов КУРС
    • 2. 3. термомеханика твэлов и элементов конструкции
      • 2. 3. 1. Аналитические задачи для термоупругих напряжений
      • 2. 3. 2. Радиальные профили температур в топливной таблетке
      • 2. 3. 3. Радиально-азимутальное поле температур в цилиндре
      • 2. 3. 4. Сравнение с результатами эксперимента PBF
      • 2. 3. 5. Сравнение с результатами испытаний твэлов PWR в реакторе NSRR
    • 2. 4. Выводы к главе
  • 3. РАЗРАБОТКА ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ КОНЦЕПЦИИ СВИНЦОВО-ВИСМУТОВОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА РБЕЦ-М
    • 3. 1. Основные параметры реактора РБЕЦ-М
    • 3. 2. Теплогидравлика в активной зоне и первом контуре реактора РБЕЦ-М
    • 3. 3. Термомеханический анализ поведения твэлов реактора РБЕЦ-М
    • 3. 4. Анализ аварийных ситуаций в реакторе РБЕЦ-М
      • 3. 4. 1. Авария с вводом положительной реактивности
      • 3. 4. 2. Авария с изменением расхода газа в системе газлифта
      • 3. 4. 3. Авария с увеличением отвода тепла во второй контур
      • 3. 4. 4. Авария с обесточиванием АЭС
    • 3. 5. Выводы по развитию концепции РБЕЦ-М

Разработка и применение комплексной программы динамики для быстрых реакторов с теплоносителем на основе свинца (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Для обеспечения устойчивого развития ядерной энергетики как новой крупномасштабной энергетической технологии ее структура должна удовлетворять требованиям по эффективности, наличию ресурсов и безопасности, а также обеспечивать решение проблем, связанных с радиоактивными отходами. Для того, чтобы наилучшим образом выполнить эти требования РНЦ «Курчатовский институт» в сотрудничестве с другими российскими организациями разрабатывает в настоящее время концепцию трехкомпонентной структуры будущей ядерной энергетики с замкнутым И-Ри (ТЪ-и) топливным циклом [1].

В этой структуре рассматриваются реакторы трех типов:

• около 40% полной мощности в уран-плутониевом топливном цикле производится быстрыми реакторами-бридерами, которые кроме обеспечения базового производства энергии позволяют поддерживать необходимый нейтронный баланс во всей системе и воспроизводить ядерное топливо, т. е. позволяют в будущем исключить подпитку всей системы 235и и минимизировать экологический риск, связанный с добычей природного урана, а также риск распространения;

• около 56% полной мощности производится тепловыми реакторами, которые кроме обеспечения базового производства энергии позволяют минимизировать равновесное количество плутония в замкнутом уран-плутониевом топливном цикле и в будущем смогут обеспечить эффективное использование 233и в совместном замкнутом топливном цикле и-Ри-ТЬкроме того, тепловые реакторы расширяют область использования ядерной энергетики, например, высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы могут эффективно применяться для производства промышленного тепла;

• около 4% полной мощности производится критическими или подкритическими жидкосолевыми реакторами-выжигателями, специально сконструированными для замыкания топливного цикла по долгоживущим минорным актинидам и для наработки ценных изотопов.

Поиск концепции безопасного и экономичного быстрого реактора-бридераодна из важнейших задач при разработке и оптимизации системы будущей крупномасштабной ядерной энергетики.

Исходя, из важности реакторов на быстрых нейтронах для дальнейшего развития ядерной энергетики, представляется целесообразным параллельно с развитием натриевых реакторов типа БН проводить поисковые исследования других типов быстрых реакторов, направленные на улучшение экономических характеристик и параметров безопасности. Поэтому, в институтах Минатома России и РНЦ «Курчатовский Институт» в течение последних 15 лет проводились поисковые научные и опытно-конструкторские исследования перспективных концепций быстрых реакторов различных типов, в частности охлаждаемых инертными газами, жидкими солями, водой сверхкритического давления, водяным паром, тяжелыми металлами.

Одним из наиболее проработанных проектов быстрого реактора с тяжелометаллическим теплоносителем является концепция свинцово-висмутового реактора РБЕЦ, разработанная в ОКБ Гидропресс, РНЦ «Курчатовский институт» и ФЭИ, при участии НИИАР и ВНИИНМ. Основная задача при разработке РБЕЦ заключалась в демонстрации возможностей сочетания имеющихся преимуществ каждой из реакторных технологий в единой ядерной энергетической установке, позволяющей получить улучшение экономических и бридинговых показателей по сравнению с реакторами типа БН с одновременным улучшением характеристик безопасности и экологической приемлемости за счет использования тяжелометаллического теплоносителя, широких решеток твэлов, бесчехловых тепловыделяющих сборок и высокого уровня естественной циркуляции теплоносителя.

Целью диссертационной работы является 1) Создание взаимосогласованных математических моделей и компьютерной программы ЬООР2 [2−5] для комплексного моделирования динамики перспективных быстрых энергетических реакторов, в том числе моделей нейтронной и изотопной кинетики, теплогидравлики и массопереноса в системе контуров, термомеханики твэлов и элементов конструкции.

2) Тестирование данных моделей путем сравнения с аналитическими решениями, расчетами по другим программам или экспериментальными данными.

3) Разработка новых технических решений для повышения экономической эффективности, надежности и безопасности концепции перспективного свинцово-висмутового быстрого энергетического реактора РБЕЦ с использованием созданной программы.

Актуальность задачи комплексного моделирования динамики перспективных ядерных реакторов на быстрых нейтронах различных типов обусловлена рядом причин, в том числе:

• сравнительный расчетный анализ поведения различных перспективных быстрых реакторов в аварийных ситуациях важен для выбора того или иного концептуального проекта для более детального рассмотрения;

• расчетный анализ поведения реакторной установки в широком спектре аварийных режимов позволяет выявить слабые места проекта с точки зрения последствий аварийных ситуаций и путем подбора конструкционных материалов, оптимизации эксплуатационных параметров и конструкторских решений смягчить последствия гипотетических аварий.

В качестве ближайших аналогов программы LOOP2 можно указать программы MOUNT2 [6,7] и SAS-DIF3DK [8].

Программный комплекс MOUNT2 разрабатывается в НИКИЭТ для моделирования динамики реакторной установки со свинцовоохлаждаемым быстрым реактором БРЕСТ-ОД-ЗОО и включает следующие расчётные модули: «пространственной нейтронной кинетики в диффузионном приближении- «нейтронно-физических констант (на базе BNAB93, ARAMACO) — «трёхмерной теплогидравлики активной зоны и теплопроводности в твэлах- «управления и защиты реакторатеплогидравлики и автоматики первого и второго контуров.

Программный комплекс SAS-DIF3DK, разработанный в Аргонской национальной лаборатории (США), включает в себя программы семейства SAS [9] и DIF3D [10], и может применяться для анализа динамики как тепловых, так и быстрых реакторов. Возможности комплекса БАБ-ОТРЗОК определяются возможностями входящих в него программ [8−10].

Научная новизна диссертационной работы состоит в создании взаимосогласованных математических моделей и компьютерной программы ЬООР2 для комплексного моделирования динамики перспективных быстрых энергетических реакторов. Структура и содержание разработанных моделей и программы в целом отличаются от существующих аналогов рядом новых подходов, к числу которых можно отнести следующие:

• Возможно альтернативное использование двух систем подготовки групповых нейтронно-физических констант (ССЖ8У8Т и ШОУ) и большой базы данных по нейтронно-физическим свойствам материалов (библиотеки БНАБ, ЕМВР/В, Ш№)Ь, ШБ, ВШЭЖ) и др.). В программе нет ограничений на число используемых энергетических групп.

• Используется устойчивый алгоритм расчета поля давления в теплоносителе, основанный на совместном решении уравнений движения и продифференциированных по времени уравнений неразрывности для несжимаемой жидкости относительно давлений и производных массового расхода по времени. Возможна комбинация для различных участков системы контуров одно-, двухили трехмерных схем нодализации с использованием квадратной, гексагональной или цилиндрической геометрии.

• Уравнение переноса тепла в твэле решается в трехмерной цилиндрической геометрии с учетом термомеханики твэла и изменения свойств материалов с выгоранием. Возможна оценка напряженно-деформированного состояния не только для оболочек твэлов, но и для элементов конструкции, например, для трубок парогенератора. В программе нет ограничений на число моделируемых твэлов и/или элементов конструкции и на детализацию пространственного разбиения отдельных элементов.

• В программе сформирована большая база данных по теплогидравлическим и термомеханическим свойствам материалов, которая делает ее достаточно универсальной для анализа перспективных энергетических реакторов на быстрых нейтронах различных типов.

Научная новизна работы состоит также в разработке новых технических решений для повышения экономической эффективности, надежности и безопасности концепции перспективного свинцово-висмутового быстрого энергетического реактора РБЕЦ.

С использованием созданной программы ЬООР2 проработаны новые технические решения для варианта проекта РБЕЦ-М, которые отличают его от базового варианта РБЕЦ и от других реакторных проектов данного класса.

Данные решения включают, в частности:

• использование смешанного нитридного топлива при газовом заполнении твэлов;

• барботаж инертного газа в теплоноситель под активной зоной (газлифт) при естественной циркуляции теплоносителя в номинальном режиме работы;

• применение двухконтурной схемы установки при интегральной компоновке оборудования.

Практическая значимость работы состоит в возможности применения созданной программы ЬООР2 для анализа (в том числе и сравнительного) концепций различных перспективных энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Программа ЬООР2 широко применяется в настоящее время при разработке и комплексном анализе концептуальных проектов таких реакторов как свинцово-висмутовые РБЕЦ [11,12] и РБЕЦ-М [13−15], свинцово-охлаждаемые БРЕСТ [16,17] и БРЕСТ-ОД-ЗОО [18,19], жидкосолевой реактор-пережигатель минорных актинидов [20−22]. Блок термомеханики твэла программы ЬООР2 официально передан в НИКИЭТ и включен в качестве модуля в программный комплекс МОШТ2 [7].

Новые технические решения, предлагаемые в работе для повышения экономической эффективности, надежности и безопасности концепции перспективного свинцово-висмутового быстрого энергетического реактора РБЕЦ. могут быть рекомендованы для рассмотрения при переходе к следующей стадии проектирования данной реакторной установки.

Содержание диссертационной работы изложено в трех главах.

В первой главе рассмотрены основные блоки программы комплексной динамики перспективных быстрых реакторов, включая модели нейтронной и изотопной кинетики реактора, теплогидравлики и массопереноса в системе контуров, термомеханики твэлов и элементов конструкции. Описание каждого блока включает основные уравнения, используемые допущения, замыкающие соотношения, уравнения состояния, нодализационные схемы расчетных областей, конечно-разностные аналоги основных уравнений, методы решения алгебраических и дифференциальных уравнений.

Во второй главе представлены результаты тестовых расчетов, позволяющие проверить работу отдельных моделей, блоков или совместную работу нескольких модулей путем сравнения с аналитическими решениями, расчетами по другим программам или экспериментальными данными.

В третьей главе приведены новые технические решения для проекта перспективного свинцово-висмутового быстрого реактора РБЕЦ-М, отличающие его от базового проекта РБЕЦ и разработанные на основе комплексного анализа с использованием созданной программы.

Автором на защиту выносятся следующие положения:

• математические модели и программная реализация комплексного расчета динамики перспективных энергетических ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в том числе модели нейтронной и изотопной кинетики, теплогидравлики и массопереноса в системе контуров, термомеханики твэлов и элементов конструкции;

• новые технические решения для проекта перспективного свинцово-висмутового быстрого реактора РБЕЦ-М, отличающие его от базового проекта РБЕЦ и разработанные на основе комплексного анализа с использованием созданной программы.

Конкретное личное участие автора состоит в разработке методик, алгоритмов и вычислительных модулей, тестирование моделей, проведение и анализ расчетов для оптимизации концептуальных решений перспективного реактора РБЕЦ-М.

Результаты работы докладывались на конференциях, семинарах, рабочих встречах в России и за рубежом. По результатам работы выпущено около 20 печатных работ, перечисленных в списке литературы.

Основные результаты диссертационной работы состоят в следующем:

1. Созданы математические модели и компьютерная программа ЬООР2 для взаимосогласованного расчета нейтронной и изотопной кинетики реактора, теплогидравлики и массопереноса в системе контуров, термомеханики твэлов и элементов конструкции в перспективных быстрых энергетических реакторах в нормальных и аварийных режимах. Область применения программы определяется основными допущениями, используемыми в моделях программы, среди которых можно выделить диффузионное приближение для уравнения переноса нейтронов, предположения о равновесности и гомогенности потока теплоносителя, а также допущение об отсутствии плавления и перемещения материалов в элементах конструкции.

2. Проведена проверка работы отдельных моделей программы ЬООР2 путем сравнения с аналитическими решениями, расчетами по другим программам и экспериментальными данными. В целом проведенный анализ показал эффективность созданной программы для комплексного анализа перспективных ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Результаты данного тестирования могут рассматриваться как основа для дальнейшего развития верификационной базы программы.

3. С использованием созданной программы ЬООР2 разработаны новые технические решения для повышения экономической эффективности, надежности и безопасности концепции перспективного свинцово-висмутового быстрого энергетического реактора РБЕЦ. Данные решения представлены в виде варианта проекта РБЕЦ-М и отличают его от базового варианта и от других реакторных проектов данного класса. В частности, предлагается использование смешанного нитридного топлива при газовом заполнении твэловбарботаж инертного газа в теплоноситель под активной зоной (газлифт) при естественной циркуляции теплоносителя в номинальном режиме работыприменение двухконтурной схемы установки при интегральной компоновке оборудования. Степень достоверности результатов, полученных по программе ЬООР2, определяется уровнем проведенной верификационной работы. Определена область необходимых экспериментальных исследований, после выполнения которых можно рекомендовать перейти к следующей стадии проектирования реактора РБЕЦ-М.

В качестве направлений дальнейшего развития программы ЬООР2 можно указать следующие:

Для блока нейтронной кинетики: развитие моделей пространственной нейтронной кинетики, в частности использование недиффузионных методов решения задачи переноса нейтроновдальнейшая верификация моделей.

Для блока теплогидравлики и массопереноса: дальнейшее развитие моделей пространственной теплогидравлики, в частности, разработка методик для моделирования турбулентного потокаразвитие моделей гидродинамики и теплообмена для двухфазного потока 'тяжелый металл — газ'- дальнейшая верификация моделей.

Для блока термомеханики твэлов и элементов конструкции: расширение базы данных по термомеханическим свойствам материаловдальнейшее развитие моделей (критериев) разгерметизации оболочки твэларазработка нестационарных моделей газовыделения и распухания топливадальнейшая верификация моделей.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Показать весь текст

Список литературы

  1. S. Subbotin, P. Alekseev, V. 1. natiev et al., «Harmonization of Fuel Cycles For LongRange and Widescale Nuclear Energy System», Proc. of GLOBAL' 95, log. No. 150, 1995.
  2. К.О Микитюк, А. В. Васильев, П. А. Фомиченко «LOOP2: Комплексная модель динамики перспективных ядерных реакторов», Отраслевая конференция ТЕПЛОФИЗИКА-2001, Обнинск, 2001 г.
  3. K.O. Mikityuk. «The LMFBR and MSR Transient Analysis Code LOOP-1/MOD1: System Models and Solution Methods», Preprint IAE-5667/4, 1993.
  4. Л.Н. Подлазов, B.E. Трехов. «MOUNTl/Modl -система полномасштабного моделирования динамики и безопасности РУ с реакторами РБМК». В кн.: Годовой отчёт НИКИЭТ 1995/ Кол. Авт. Под ред. Проф. Е. О. Адамова. М.: НИКИЭТ, 1995, с.91−96.
  5. В.Е. Трехов и др. «Моделирование динамики РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО на полномасштабном программном комплексе MOUNT2 с учетом термомеханической деформации твэлов», Отчет НИКИЭТ № 13.466 От, 2001.
  6. H.S. Khalil, et al. «Coupled Reactor Physics and Thermal-Hydraulics Computations with the SAS-DIF3DK Code», Proceedings of Joint International Conference on
  7. Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Applications, Vol. 2, Saratoga Springs, New York, October 1997.
  8. J.E. Cahalan, et al., «Advanced LMR Safety Analysis Capabilities in the SASSYS-1 and SAS4A Computer Codes», Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactor Safety, Vol. 2, Pittsburg, American Nuclear Society, 1994.
  9. K.L. Derstine, «DIF3D: A Code to Solve one-, Two- and Three-Dimensional Finite-Difference Diffusion Theory Problems,» ANL-82−64, Argone National Laboratory, April 1984.
  10. П. Алексеев, А. Васильев, К. Микитюк, В. Невинница, С. Субботин,
  11. П. Фомиченко, Т. Щепетина. «Свинцово-висмутовый реактор РБЕЦ: обзор концептуальных решений», Препринт ИАЭ-6179/4, июль 2000.
  12. P. Alekseev, P. Fomichenko, К. Mikityuk, V. Nevinitsa, Т. Shchepetina, S. Subbotin, A. Vasiliev. «RBEC Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor: Review of Conceptual Decisions'», Proc. of ICONE-9, Nice Acropolis, France, April 2001.
  13. П.Н. Алексеев, A.B. Васильев, K.O. Микитюк, C.A. Субботин, П. А. Фомиченко, Т. Д. Щепетина, Свинцово-висмутовый быстрый реактор РБЕЦ-М: оптимизация концептуальных решений, Препринт ИАЭ-6229/4, Москва-2001.
  14. К. Микитюк и П. Алексеев, «Моделирование переходных режимов в первом контуре реактора БРЕСТ-300 со свободными уровнями теплоносителя», в сб. докладов ВОЛГА'95 9 семинар по проблемам безопасности ядерных реакторов, сентябрь 1995.
  15. V. Orlov and К. Mikityuk, «Innovative Reactor Concept», Nuclear Energy Agency Workshop «The Back-End of the Fuel Cycle in a 1000 GWe Nuclear Scenario», Avignon, France, October 1998.
  16. П.Н. Алексеев, К. О. Микитюк и др. «Разработка расчетной динамической программы поведения твэл в переходных и аварийных режимах работы РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО для включения в комплексную модель расчета процессов в первом контуре», Отчет ИЯР 35/1−454−2000.
  17. П.Н. Алексеев, К. О. Микитюк и др. «Адаптация комплексной динамической модели и расчетный анализ поведения РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО в определяющих аварийных режимах», Отчет ИЯР 35/1−470−2000.
  18. A.V. Vasiliev, P.N. Alekseev, А.А. Dudnikov, V.V. Ignatiev, K.O. Mikityuk, S.A. Subbotin, R.J. Zakirov. Features of Cascade Subcritical Molten Salt Reactor Burner of Long-Lived Radioactive Wastes. GLOBAL'2001, 9−13 September, Paris, France.
  19. A. Vasiliev, P. Alekseev, A. Dudnikov, K. Mikityuk, S. Subbotin. Optimization of Conceptual Design of Cascade Subcritical Molten Salt Reactor, Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuel, ARWIF-2001, Chester, UK, October 2001.
  20. А. Уолтер, А. Рейнольде. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М. Энергоатомиздат. 1986.
  21. Д. Белл и С. Глесстон. Теория ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1974.
  22. Л.П. Абагян, Н. О. Базазянц, М. Н. Николаев, A.M. Цибуля, «Групповые константы для расчета реакторов и защиты», М. Атомиздат, 1964.
  23. R. Е. MacFarlane and D. W. Muir, «The NJOY Nuclear Data Processing System, Version 91» Los Alamos National Laboratory report LA-12 740-M (Oct. 94)
  24. М.Н. Николаев, A.M. Цибуля, А. Г. Цикунов, Г. Н. Мантуров. Комплекс программ CONSYST/ABBN подготовка констант БНАБ к расчетам реакторов и защиты. Отчет ФЭИ. Инв. № 9865, 1998.
  25. К. Tasaka, et al., JNDC Nuclear Data Library of Fission Products Second Version, JAERI-1320,1990.
  26. W.H. Press, B.P. Flannery, S.A. Teukolsky, W.T. Vetterling. Numerical Recipes. The Art of Scientific Computing. Cambridge University Press. 1986.
  27. П.Л. Кириллов, Ю. С. Юрьев, В. П. Бобков, «Справочник по теплогидравлическим расчётам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы)», Москва, Энергоатомиздат, 1990.
  28. В. Lubarsky and S.J. Kaufman, Review of Experimental Investigations of Liquid-Metal Heat Transfer, NACA TN 3336, 1955.
  29. J.W. Cooke, В. Cox. Forced-Convection Heat Transfer Measurements with a Molten Fluoride Salt Mixture Flowing in a Smooth Tube. ORNL-TM-4079. Oak Ridge, 1973.
  30. A. Shestopalov, K. Mikityuk, etc. «Modification of USNRS’s FRAP-T6 Fuel Rod Transient Code for High-Bumup WER Fuel», International Agreement Report NUREG/IA-0164, May 1999.
  31. K. Mikityuk, A. Shestopalov, etc. «Modification of IPSN’s SCANAIR Fuel Rod Transient Code for High-Bumup WER Fuel», International Agreement Report NUREG/IA-0165, May 1999.
  32. L. Yegorova, et.al. «Data Base to Characterize Behavior of High-Burnup Fuel Rods with Zr-l%Nb Cladding and U02 Fuel (WER Type)», International Agreement Report NUREG/IA-0156, 1999
  33. J.R. Sellars, M. Tribus, J.S. Klein, «Heat Transfer to Laminar Flows in a Round Tube or Flat Conduit: The Graetz Problem Extended», Transactions. American Society of Mechanical Engineers, 78, 1956.
  34. F.W. Dittos, L.M.K. Boelter, «Heat Transfer in Automobile Radiators of the Tubular Type», University of California Publications, 2, 1930.
  35. W.H. McAdams, Т.Н. Frost, «Heat Transfer by Conduction and Convection», Industrial and Engineering Chemistry, 14, 1922.
  36. J. R. S. Thom et al, «Boiling in Subcooled Water During Flow Up Heated Tubes or Annuli», Proceedings Instrumentation of Mechanical Engineers, London, 180, Part 3C, 1966.
  37. C.C. Кутателадзе, «Основы теории теплообмена», М, Атомиздат, 1979.
  38. B.S. Folkin and Y.N. Goldberg, «Simulation of Free Convection Boiling Crisis in Vapor Blanketing of a Horizontal Tube Bundle», Heat Transfer Soviet Research, 12, 3, 1980.
  39. Д.А. Лабунцов, Теплоэнергетика, 12, 1959.
  40. D.C. Groenveld, J.C. Stewart, «The Minimum Film Boiling Temperature for Water During Film Boiling Collapse», Proc. VII Internat. Heat Transfer Conf., Vol. 5, Munich, 1982.
  41. А.Г. Стромберг и Д. П. Семченко. Физическая химия. Высшая школа. М. 1999.
  42. К. Mikityuk, A. Shestopalov, P. Fomitchenko. «Calculational Model for Fuel Rod Behavior Under Accident Conditions». Preprint IAE-6144/5, 1999.
  43. K. Mikityuk and P. Fomitchenko. «FRED: Calculational Model of Fuel Rod Behavior Under Accident Conditions Coupled with RELAP5/MOD3», ICONE-8IOI, Proc. of ICONE-8, 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2−6, 2000, Baltimore, MD USA.
  44. A.M. Ross and R.L. Stoute, 1962, «Heat Transfer Coefficient Between U02 and Zircaloy-2», AECL-1552.
  45. D.L. Hagrman, et al., 1980, «MATPRO-Version 11 (revision 1): A Handbook of Material Properties for Use in the Analysis of Light Water Reactor Fuel Rod Behavior», NUREG/CR-0497 TREE-1280, Rev 1.
  46. L.J. Siefkin, Ch. Allison, M. Bohn, S. Peck. «FRAP-T6: Computer Code for the Transient Analysis of Oxide Fuel Rods», NUREG/CR-2148 EGG-2104, May 1981.
  47. B.C. Чиркин. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Атомиздат, 1968.
  48. Rosinger, Н.Е., et.al., 1978, «Steady-State Creep Fuel Cladding from 940 to 1873», Journal of Nuclear Materials, v.82, p.286−297.
  49. Ю.С. Беломытцев и др. «Анализ экспериментальных данных для обоснования использования ферритно-мартенситной стали ЭП823 в условиях эксплуатации быстрого свинцовоохлаждаемого реактора», отчет ФЭИ № 46−03/223 от 16.11.90.
  50. В.В.Романев, Ф. В. Целищев «Разработка ферритно-мартенситных сталей для оболочек твэлов активных зон быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем», Отчет ВНИИНМ, ХЦНТУ «Лидер», 1990.
  51. JI.M., Кочетков JI.A., Матвеев В. И., Рогозкин Б. Д. Перспективы использования нитридного топлива в энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Научно-техническая конференция «Ядерное топливо для человечества», 5−8 октября 1998 г.
  52. Р.Б. Котельников и др. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е, М., Атомиздат, 1978, стр. 356
  53. А.Г.Вахтин, В. Д. Дмитриев, С. Н. Ермолаев и др. Опыт эксплуатации твэлов нитридной зоны реактора БР-10. Доклад на советско-французском семинаре, Обнинск, 1992.
  54. Т. Matsui, R.W. Ohse, «Thermodynamic Properties of Uranium Nitride, Plutonium Nitride and Uranium-Plutonium Mixed Nitride», High Temperature-High Pressures, 1987, V.19,pp.l-17.
  55. S. Ross, E.C. Jenk, «Thermal Conductivity Correction for Uranium Nitride Fuel Between 10 and 1923», J. of Nucl. Mater., 151 (1988), pp. 313−317.
  56. S.L. Hayes, J.K. Thomas, K.L. Reddicord, «Material Property Correlations for Uranium Mononitride», J. of Nucl. Mater., 171 (1990), pp. 262−317.
  57. R.B.Ross, M.S. El-Genk, R.B. Mattewes, Uranium nitride fuel swelling correlation., J. of Nucl. Mater., 170 (1990), pp. 169−177.
  58. A.A. Bauer. Nitride fuels: properties and potentials. Reactor Technology, vol. 15, No 2,1972.
  59. Y.Arai, Y. Okamoto, Y. Suzuki, M. Handa, Research and development of nitride fuel and its fuel cycle for FR at JAERI. Proc. of Advisory Group Meeting, Vienna, 5−8 Dec., 1994, IAEA TECDOC-850.
  60. S. C. Eisenstat, H. C. Elman, M. H. Schultz, and A. H. Sherman. The (new) Yale sparse matrix package. In G. Birkhoff and A. Schoenstadt, editors, Elliptic Problem Solvers II, pages 45−52. Academic Press, 1994.
  61. П.А. Фомиченко. Решение задач пространственной нейтронной кинетики методами улучшенной квазистатики в программе JAR-IQS. Препринт ИАЭ-5880/5. М. 1995.
  62. D.R. Ferguson, K.F. Hansen. Solution of the Space-Dependent Reactor Kinetics Equations in Three Dimensions. Nucl. Sci Eng., 1973, v. 51, p. 189.
  63. L.A. Hageman, J.B. Jasinsky. Comparison of Alternating-Direction Time Differencing Methods with Other Implicit Methods. Nucl. Sci Eng., 1969, v. 38, p. 9.
  64. A.L. Wight et al. Application of Alternating-Direction Implicit Methods to the Space-Dependent Kinetics Equations. Nucl. Sei Eng., 1971, v. 44, p. 239.
  65. R.M. Buckner and J.W. Stewart. Multidimensional Space-Time Nuclear-Reactor Kinetics Studies- Part I. Nucl. Sei Eng., 1976, v. 59, p. 289.
  66. K.O Микитюк, A.B. Васильев, П. А. Фомиченко, П. Н. Алексеев, «Результаты расчета тестовой задачи MUSE-4 по программе LOOP2», в сб. докладов ВОЛГА'2002 семинар по проблемам безопасности ядерных реакторов, сентябрь 2002.
  67. D. Villamarin, R. Soule and Е. Gonzales. «Benchmark on Computer Simulation of MASURCA Critical and Subcritical Experiments (MUSE-4 Benchmark),
  68. NEA/SEN/NSС/WPPT (2001)5, November 2001.
  69. R. Soule and E. Gonzales. «Comparison of preliminary results (Steps 1, 2 and start of 3) of the MUSE benchmark», Presented at MUSE/NEA Benchmark Meeting, Cadarache, May 2002.
  70. K.O. Микитюк, П. Н. Алексеев, B.B. Игнатьев. «Верификация программы LOOP-1/MOD1 на экспериментах с естественной циркуляцией жидкой топливной соли». Препринт ИАЭ-5692/5, Москва, декабрь 1993.
  71. К. Mikityuk, P. Alekseev and V. Ignatiev, «Verification of the LOOP Code Against the Experiments with Natural Circulation of a Molten Fluoride Salt Fuel», Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology '95, Nurnberg, Germany, May 1995.
  72. Б.М. Яворский и A.A. Детлаф. Справочник по физике. Изд. 7-ое. Наука. М. 1979.
  73. Л.Д. Ландау, Е. М. Лившиц, «Гидродинамика», М., Наука, 1986.
  74. J.R. Larson, et.al., «PBF-LOCA Test Series Test LO-11 Test Results Report», NUREG/CR-0618, TREE-1329, April 1979
  75. Fujishiro, T. and Tanzawa, S., 1982, «Effects of Gap Heat Transfer on LWR Fuel Behavior During an RIA Transient: In-Pile Experimental Results with Helium and Xenon Filled Rods», Nuclear Eng. & Design, v.73, pp. 253−263
  76. Ishikawa, M. and Shiozawa, S., 1980, «A Study of Fuel Behavior Under Reactivity Initiated Accident Conditions-Review», Journal of Nuclear Materials v.95, pp. 1−30.
  77. The RELAP5 Code Development Team, 1995, «RELAP5/MOD3 Code Manual. Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods». NUREG/CR-5535, p. 4−32.
  78. JI.H. Ярославцева, П. А. Фомиченко, A.B. Васильев, JI.JI. Кононова. Методы и алгоритмы нейтроно-физического расчета в комплексе JAR-FR. Отчет РНЦ КИ № 90/1−4-95, 1995.
  79. Г. С. Ячменев и др. «Проблемы коррозии конструкционных материалов в свинцово-висмутовом теплоносителе», материалы конф. «Использование тяжелых жидкометаллических теплоносителей в ядерных технологиях», Обнинск, 5−9 октября 1998 г.
  80. H. Branover, et al. «Heavy-liquid-metal two-phase flow with steam». Transactions of the 1999 ANS Annual Meeting. Boston (USA), June 1999.
  81. A.El-Boher et al. «Experimental studies of liquid-metal two-phase flows in vertical tubes». Proceedings of the 1st World Conference on Experimental Heat Transfer, Fluid Mechanics and Thermodynamics. Dubrovnik (Yugoslavia), September 1988.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!