Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Опыт применения связанного 1D-3D-теплогидравлического расчета для моделирования аварийного расхолаживания реактора БН

17.09.2026 2026 - №03 Теплофизика и теплогидравлика

Д.В. Диденко А.М. Анфимов О.Л. Никаноров С.А. Рогожкин Д.А. Тимин И.Д. Фадеев А.А. Аксёнов М.Н. Жестков В.С. Каширин М.Л. Сазонова А.В. Синицын А.А. Ющенко

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.05

УДК: 621.039.5:(532+536) БН+621.039.513:621.039.526

Проведено численное исследование теплогидравлических процессов, происходящих в перспективной реакторной установке на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем при аварийном расхолаживании. Моделирование выполнено с помощью связанного 1D-3D-теплогидравлического расчета, в котором используются аттестованный программный комплекс вычислительной аэрогидродинамики FlowVision и одномерная динамическая математическая модель контуров системы аварийного отвода тепла (САОТ), реализованная в среде математического моделирования SimInTech. Разработана трехмерная расчетная модель реактора с комбинированным вариантом САОТ (два канала с обратным клапаном автономного теплообменника (АТО) и два канала без обратного клапана АТО), включающая в себя все основные элементы оборудования, участвующего в образовании тракта циркуляции теплоносителя при аварийном расхолаживании. Создана математическая модель контуров САОТ, описывающая теплогидравлические процессы в одномерном приближении и учитывающая изменение во времени параметров в контурах САОТ. Одномерная динамическая модель контуров САОТ реализована в среде математического моделирования SimInTech и связана с программным комплексом FlowVision по сетевому протоколу. Подтверждена возможность использования связки программного комплекса FlowVision и одномерной математической модели контуров САОТ для проведения расчетов параметров АТО в переходном режиме путем сравнения получившихся результатов с результатами, полученными по аттестованной программе для ЭВМ СОКРАТ-БН/В2. Численное моделирование выполнено для номинального режима работы реактора и режимов расхолаживания на четырех и двух каналах САОТ. В статье представлены постановка задачи, краткое описание методики связанного 1D-3D-теплогидравлического расчета различных режимов работы реакторной установки, результаты численного моделирования трехмерного течения теплоносителя, которые позволили оценить уровень температур в различных участках реактора и подтвердить возможность развития трактов естественной циркуляции теплоносителя в режиме расхолаживания.

Ссылки

  1. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ «BURAN». Регистрационный № 559 от 27.06.2022 г.
  2. Болнов В.А., Богданова Е.В., Малкин С.А. Результаты валидации моделей, разработанных на базе программы BURAN. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2022;4:176–184. EDN: AJVFGA.
  3. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ «Интегральный код для анализа запроектных аварий на АЭС с РУ БН. Версия 2.0 (СОКРАТ-БН/В2)». Регистрационный № 472 от 20.11.2019 г.
  4. Chalyy R.V., Rtishchev N.A., Tarasov A.E. et al. SOCRAT-BN integral code for safety analyses of NPP with sodium cooled fast reactors: development and plant application (ID: CN245-281) // International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, Russia, 26-29 June 2017.
  5. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ «Динамический интегральный универсальный расчетный код для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. Версия 1.2 (ЕВКЛИД/V1.2)». Регистрационный № 462 от 30.05.2019 г.
  6. Мосунова Н.А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Часть 1: Базовые модели. Теплоэнергетика. 2018;5:69–84. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363618050065
  7. Алипченков В.М., Болдырев А.В., Вепрев Д.П., Зейгарник Ю.А., Колобаева П.В., Моисеенко Е.В., Мосунова Н.А., Селезнев Е.Ф., Стрижов В.Ф., Усов Э.В., Осипов С.Л., Горбунов В.С., Афремов Д.А., Семченков А.А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Часть 2: Верификация // Теплоэнергетика. 2018;9:1–16. EDN: XTWNFJ. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363618090011
  8. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ «FlowVision». Регистрационный № 492 от 19.12.2019 г.
  9. Руководство пользователя программного комплекса FlowVision. URL: https://flowvision.ru/ru/support-menu-header-ru/download-ru/ (дата обращения 01.06.2026).
  10. Рогожкин С.А., Осипов С.Л., Фадеев И.Д., Шепелев С.Ф., Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Сазонова М.Л., Шмелев В.В. Численное моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере быстрого реактора. Атомная энергия. 2013;115(5):295–298. EDN: RRPWWL. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/1219 (дата обращения 01.06.2026).
  11. Рогожкин С.А., Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Осипов С.Л., Фадеев И.Д., Шапоренко Е.В., Шепелев С.Ф., Шмелев В.В. Использование URANS подхода для определения пульсаций температуры при перемешивании трех разнотемпературных струй натрия. Компьютерные исследования и моделирование. 2014;6(6):923–935. EDN: TCBXEP. DOI: https://doi.org/10.20537/2076-7633-2014-6-6-923-935
  12. Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Шмелев В.В., Шапоренко Е.В., Шепелев С.Ф., Рогожкин С.А., Крылов А.Н. Расчетные исследования процесса перемешивания неизотермических потоков натриевого теплоносителя в тройнике. Компьютерные исследования и моделирование. 2017;9(1):95–110. DOI: https://doi.org/10.20537/2076-7633-2017-9-95-110
  13. Карташов Б.А., Шабаев Е.А., Козлов О.С., Щекатуров А.М. Среда динамического моделирования технических систем SimInTech: Практикум по моделированию систем автоматического регулирования. М.: ДМК Пресс, 2017, 424 с. ISBN 978-5-97060-482-3.
  14. Балуев Д.Е., Гусев Д.В., Мешков С.И., Никаноров О.Л., Осипов С.Л., Рогожкин С.А., Рухлин С.В., Шепелев С.Ф. Исследование функциональных характеристик обратного клапана системы безопасности на масштабной модели. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2015;1:103–110. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.1.11
  15. Балуев Д.Е., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Экспериментальные и расчетные исследования обратного клапана с шаровым запирающим элементом. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2019;1:67–73. DOI: https://doi.org/10.46960/1816-210X_2019_1_67
  16. Балуев Д.Е., Диденко Д.В., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Исследования шарового обратного клапана в составе стенда. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2020;1:45–52. DOI: https://doi.org/10.46960/1816-210X_2020_1_45
  17. Диденко Д.В., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф., Аксенов А.А., Жестков М.Н., Щеляев А.Е. Расчетное исследование по программе для ЭВМ FlowVision трехмерного течения теплоносителя в реакторе БН при его расхолаживании через межпакетное пространство активной зоны. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2022;3:235–245. EDN: COFFPF.
  18. Диденко Д.В., Балуев Д.Е., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф., Аксенов А.А., Жестков М.Н., Щеляев А.Е. Разработка методического подхода для расчетного исследования течения теплоносителя в процессе расхолаживания реактора с натриевым теплоносителем. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2020;4:74–85. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.4.07
  19. Рогожкин С.А., Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Осипов С.Л., Сазонова М.Л., Фадеев И.Д., Шепелев С.Ф., Шмелев В.В. Разработка модели турбулентного теплопереноса для жидкометаллического натриевого теплоносителя и ее верификация. Вычислительная механика сплошных сред. 2014;7(3):306–316. DOI: https://doi.org/10.7242/1999-6691/2014.7.3.30
  20. Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1987. 176 с.
  21. Митенков Ф.М., Моторов Б.И. Нестационарные режимы судовых ядерных паропроизводящих установок. Л.: Судостроение, 1970, 200 с.
  22. Анфимов А.М., Кузнецов Д.В. Анализ теплоотводной аварии и мер по ее управлению. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2024;1:92–100. EDN: EYFVUE.
  23. Анфимов А.М., Кирилов И.Н., Кузнецов Д.В., Рогожкин С.А. Разработка расчетной модели реактора типа БН с системой расхолаживания через межпакетное пространство ТВС. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2021;3:49–56. DOI: https://doi.org/10.46960/1816-210X_2021_3_49

расчетное исследование 1D-3D-теплогидравлический расчет FlowVision SimInTech вычислительная гидродинамика CFD теплообмен быстрый натриевый реактор расхолаживание реактора система аварийного отвода тепла интегральная компоновка активная зона

Ссылка для цитирования статьи: Диденко Д.В., Анфимов А.М., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Тимин Д.А., Фадеев И.Д., Аксёнов А.А., Жестков М.Н., Каширин В.С., Сазонова М.Л., Синицын А.В., Ющенко А.А. Опыт применения связанного 1D-3D-теплогидравлического расчета для моделирования аварийного расхолаживания реактора БН. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 3. – С. 62-79. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.05 .

Открыть PDF файл