Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів
Over the past decades, the development of nuclear energy has been marked by growing interest in Small Modular Reactors (SMRs), which are viewed as a promising solution to address several limitations inherent to conventional large-scale nuclear power plants. SMRs offer a range of advantages, includin...
Gespeichert in:
| Datum: | 2025 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2025
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1269 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1269 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2025-06-26T07:43:55Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Kornilov, O. Vyshemirskyi, M. |
| spellingShingle |
Kornilov, O. Vyshemirskyi, M. Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| author_facet |
Kornilov, O. Vyshemirskyi, M. |
| author_sort |
Kornilov, O. |
| title |
Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| title_short |
Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| title_full |
Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| title_fullStr |
Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| title_full_unstemmed |
Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів |
| title_sort |
використання теплогідравлічного коду trace для моделювання малих модульних реакторів |
| title_alt |
Application of the Thermohydraulic Code TRACE for the Modelling of Small Modular Reactors |
| description |
Over the past decades, the development of nuclear energy has been marked by growing interest in Small Modular Reactors (SMRs), which are viewed as a promising solution to address several limitations inherent to conventional large-scale nuclear power plants. SMRs offer a range of advantages, including reduced capital costs, shorter construction time, and enhanced safety due to the adoption of advanced concepts in Generation IV reactors and the broader implementation of passive safety systems in light water reactor designs. As of 2024, the IAEA’s Advanced Reactors Information System (ARIS) and dedicated SMR catalogues contain data on approximately 70 projects, including land-based, marine-based reactors and microreactors. Some of these projects, such as the NuScale SMR (USA), BWRX-300 (General Electric Hitachi) and the Rolls-Royce SMR, have already received design approval or completed pre-licensing safety assessments.
However, the development of SMRs presents serious challenges related to the lack of operational experience and the need for comprehensive safety justification. This requires extensive research and development efforts combining analytical and experimental studies to confirm the applicability of existing computational tools for modeling the behavior of these novel reactors under both normal and accident conditions and to justify acceptability of features implemented in the design.
A notable example addressing these issues is the MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor) experimental project launched in 2000 with the support of the U.S. Department of Energy. As part of the project, the OSU-MASLWR experimental facility was established to study natural circulation and system behavior under accident scenarios. The results obtained from this facility formed the basis of the NuScale SMR design, which was approved by the U.S. Nuclear Regulatory Commission in 2020. Despite the completion of project, OSU-MASLWR continues to serve as an international research platform. In 2010, the IAEA initiated the so-called International Collaborative Standard Problem (ICSP) at this facility to assess the capabilities of modern thermohydraulic codes in modeling integral reactor designs. Although Ukraine did not participate in the ICSP at the time, given the public statements of SE NNEGC “Energoatom” regarding potential SMR deployment in Ukraine, the management of the State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS) has initiated modeling and post-test calculations of OSU-MASLWR experiments as part of the SSTC NRS research program.
The objective of this work is to gain experience in modeling heat removal processes in an integral SMR during accidents using the TRACE system thermohydraulic code and to evaluate the code fundamental capability to simulate systems based on natural circulation. This paper presents selected results of the SSTC NRS analysis of one OSU-MASLWR experiment related to total loss of feedwater to the steam generator performed using the TRACE code. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2025 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1269 |
| work_keys_str_mv |
AT kornilovo applicationofthethermohydrauliccodetraceforthemodellingofsmallmodularreactors AT vyshemirskyim applicationofthethermohydrauliccodetraceforthemodellingofsmallmodularreactors AT kornilovo vikoristannâteplogídravlíčnogokodutracedlâmodelûvannâmalihmodulʹnihreaktorív AT vyshemirskyim vikoristannâteplogídravlíčnogokodutracedlâmodelûvannâmalihmodulʹnihreaktorív |
| first_indexed |
2025-07-17T12:12:44Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:12:44Z |
| _version_ |
1838500256015187968 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-12692025-06-26T07:43:55Z Application of the Thermohydraulic Code TRACE for the Modelling of Small Modular Reactors Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів Kornilov, O. Vyshemirskyi, M. Over the past decades, the development of nuclear energy has been marked by growing interest in Small Modular Reactors (SMRs), which are viewed as a promising solution to address several limitations inherent to conventional large-scale nuclear power plants. SMRs offer a range of advantages, including reduced capital costs, shorter construction time, and enhanced safety due to the adoption of advanced concepts in Generation IV reactors and the broader implementation of passive safety systems in light water reactor designs. As of 2024, the IAEA’s Advanced Reactors Information System (ARIS) and dedicated SMR catalogues contain data on approximately 70 projects, including land-based, marine-based reactors and microreactors. Some of these projects, such as the NuScale SMR (USA), BWRX-300 (General Electric Hitachi) and the Rolls-Royce SMR, have already received design approval or completed pre-licensing safety assessments. However, the development of SMRs presents serious challenges related to the lack of operational experience and the need for comprehensive safety justification. This requires extensive research and development efforts combining analytical and experimental studies to confirm the applicability of existing computational tools for modeling the behavior of these novel reactors under both normal and accident conditions and to justify acceptability of features implemented in the design. A notable example addressing these issues is the MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor) experimental project launched in 2000 with the support of the U.S. Department of Energy. As part of the project, the OSU-MASLWR experimental facility was established to study natural circulation and system behavior under accident scenarios. The results obtained from this facility formed the basis of the NuScale SMR design, which was approved by the U.S. Nuclear Regulatory Commission in 2020. Despite the completion of project, OSU-MASLWR continues to serve as an international research platform. In 2010, the IAEA initiated the so-called International Collaborative Standard Problem (ICSP) at this facility to assess the capabilities of modern thermohydraulic codes in modeling integral reactor designs. Although Ukraine did not participate in the ICSP at the time, given the public statements of SE NNEGC “Energoatom” regarding potential SMR deployment in Ukraine, the management of the State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS) has initiated modeling and post-test calculations of OSU-MASLWR experiments as part of the SSTC NRS research program. The objective of this work is to gain experience in modeling heat removal processes in an integral SMR during accidents using the TRACE system thermohydraulic code and to evaluate the code fundamental capability to simulate systems based on natural circulation. This paper presents selected results of the SSTC NRS analysis of one OSU-MASLWR experiment related to total loss of feedwater to the steam generator performed using the TRACE code. Протягом останніх десятиліть розвиток ядерної енергетики відзначається зростаючим інтересом до малих модульних реакторів, які розглядаються як перспективне рішення для подолання низки обмежень, властивих традиційним атомним електростанціям великої потужності. Малі модульні реактори, зі свого боку, мають низку переваг, що полягають у зменшенні капітальних витрат, скороченні строків будівництва й підвищенні рівня безпеки завдяки застосуванню передових концепцій у реакторах IV покоління й ширшому впровадженню пасивних систем безпеки в легководних установках. Станом на 2024 рік інформаційна система ARIS (Advanced Reactors Information System) Міжнародного агентства з атомної енергії та спеціалізовані каталоги малих модульних реакторів містять дані приблизно про 70 проєктів, зокрема наземних, морських та мікрореакторів. Деякі з них, такі як малі модульні реактори NuScale (США), BWRX-300 (General Electric Hitachi) та малі модульні реактори від Rolls-Royce, уже отримали схвалення проєкту або пройшли передліцензійне оцінювання безпеки. Утім, розробка малих модульних реакторів супроводжується серйозними викликами, пов’язаними з відсутністю експлуатаційного досвіду й необхідністю всебічного обґрунтування безпеки. Це вимагає проведення значного обсягу науково-дослідних робіт, які поєднують аналітичні й експериментальні дослідження для підтвердження придатності наявних розрахункових інструментів до моделювання нових реакторів під час нормальної експлуатації та за аварійних умов, і прийнятності обраних проєктних рішень. Показовим прикладом діяльності, спрямованої на вирішення зазначених питань, є проєкт розробки експериментальної установки MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor), започаткований у 2000 році за підтримки Міністерства енергетики США. Проведені у межах цього проєкту дослідження природної циркуляції та поведінки систем в умовах аварій лягли в основу проєктно-конструкторських рішень малого модульного реактора NuScale, схваленого Комісією з ядерного регулювання США у 2020 році. Попри завершення проєкту, установка OSU-MASLWR досі використовується як міжнародна дослідницька платформа. Зокрема, у 2010 році Міжнародним агентством з атомної енергії на її базі було започатковано проведення так званої Міжнародної стандартної задачі (International Collaborative Standard Problem, ICSP), спрямованої на оцінку здатності сучасних теплогідравлічних кодів до моделювання реакторів інтегральної компоновки. І хоча на момент проведення задачі представники України не брали участі в моделюванні, з огляду на публічні заяви АТ «НАЕК «Енергоатом» щодо потенційного впровадження малих модульних реакторів в Україні, керівництвом Державного науково-технічного центру з ядерної та радіаційної безпеки в межах власної науково-дослідної програми ініційовано роботи з моделювання та проведення пост-тестових розрахунків експериментів OSU-MASLWR. Метою роботи є напрацювання досвіду моделювання процесів відведення тепла в інтегральному малому модульному реакторі під час аварій з використанням системного теплогідравлічного коду TRACE, а також оцінка принципової здатності цього коду відтворювати поведінку систем на природній циркуляції. У цій статті наведено окремі результати виконаного в Державному науково-технічному центрі з ядерної та радіаційної безпеки розрахункового аналізу одного з експериментів OSU‑MASLWR, пов’язаного з повною втратою подачі живильної води до парогенератора, з використанням зазначеного коду. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2025-06-26 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1269 10.32918/nrs.2025.2(106).01 Nuclear and Radiation Safety; No 2(106) (2025): Nuclear and Radiation Safety; 4-14 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(106) (2025): Ядерна та радіаційна безпека; 4-14 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1269/910 |