Российские ученые и их зарубежные коллеги подобрали оптимальный подход для расчета тепловых режимов в будущих ядерных реакторах на жидком топливе.
Это поможет инженерам точнее предсказывать тепловое состояние двухжидкостного реактора в режиме естественной циркуляции, сообщила ТАСС пресс-служба МФТИ.
«Полученные данные лягут в основу проектов систем аварийного расхолаживания для двухжидкостных ядерных реакторов IV поколения. Такие установки считаются одним из самых перспективных инструментов для замыкания ядерного топливного цикла, то есть для многократного использования урана и снижения количества радиоактивных отходов», — говорится в сообщении.
Как отмечают авторы этой разработки, российские и зарубежные ученые разрабатывают ядерные реакторы, в которых в качестве топлива планируется использовать не твердые тепловыделяющие элементы, а жидкий сплав из хрома и урана. Этот расплав циркулирует по особому контуру, который охлаждается при помощи еще одного набора сообщающихся протоков, заполненного расплавленным свинцом.
Этот подход позволяет повысить КПД ядерного реактора примерно на треть по сравнению с традиционными водо-водяными установками и дает возможность непрерывно перерабатывать топливо, однако для создания подобных реакторов нужно решить целый ряд серьезных математических проблем. Они связаны с тем, что жидкое ядерное топливо передает тепло не так, как это делают вода или воздух, что не учитывается существующими моделями турбулентности.
«Это создавало неопределенность в вопросе: возможно ли применять модели турбулентности к жидкому металлу на основе урана? Если модель ошибается в расчетах температуры, это может привести к недооценке тепловых нагрузок или к излишне консервативному проектированию. А именно в этих случаях особенно важно точно знать, как распределяется температура, чтобы системы безопасности сработали надежно», — пояснил научный сотрудник МФТИ Константин Сергеенко, чьи слова приводит пресс-служба института.
Руководствуясь этой идеей, исследователи создали компьютерную модель экспериментального реактора DFR и просчитали при помощи суперкомпьютера то, как движется ядерное топливо и какой температурой оно обладает при обтекании теплообменных стержней. Результаты этих эталонных расчетов исследователи сравнили с прогнозами двух моделей турбулентности, относительно сложной модели RSM GBSL и ее более простого аналога k-omega-SST.
