Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1
PDF

Ключові слова

теплогідравлічний аналіз, розрахункове моделювання, валідація моделі, ВВЕР, TRACE

Як цитувати

Yanovskiy, S., Zhabin, O., & Pustovit, V. (2019). Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1. Ядерна та радіаційна безпека, (4(84), 34-45. https://doi.org/10.32918/nrs.2019.4(84).05

Анотація

Представлені результати робіт з розробки та валідації моделі реактора ВВЕР‑440 /В-213. Описано основні особливості процесу розробки і підходи, що були використані для валідації. На прикладі моделювання однієї з подій, що мали місце на реальному енергоблоці, наведено результати валідації, які підтверджують застосовність розробленої моделі для виконання розрахункових аналізів процесів у реакторній установці енергоблоків типу ВВЕР-440 під час порушень нормальної експлуатації та в аварійних режимах.

https://doi.org/10.32918/nrs.2019.4(84).05
PDF

Посилання

1. TRACE V5.840 USER’S MANUAL. Vol. 1: Input specification. Division of safety analysis office of nuclear regulatory research. U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555-0001, 894.

2. Support for the development of computer codes obtained through the 2016 CAMP and CSARP agreements. Conversion of the WWER-440/213 type nuclear steam supply system thermohydraulic model designed for the RELAP5 computer code into the TRACE code format. Kyiv, SSTC NRS, Report on research work, 2015, 168.

3. Support for the development of computer codes obtained through the 2016 CAMP and CSARP agreements. Validation of the VVER-440/213 type nuclear steam supply system thermal-hydraulic model designed for the TRACE computer code. Report on research work. Kyiv, SSTC NRS, 2015, 129.

4. Report on investigation of NPP event. No. ROV-P05-16-07-98. Reactor shutdown AZ-I due to drop of slab from the roof to in-house transformer bus line and failure of circulation pumps to actuate during transition to power from standby. RNPP-1, Energoatom, 1998.

5. Main results of fuel loading 21 operation and physical calculations of fuel loading 22 of RNPP-1. No. 300-О-OYaB, 2002.

6. American national standard for decay heat power in light water reactors, ANCI/ANS-5.1-1979. American Nuclear Society Standards Committee, Working Group ANS-5.1, 1979.

7. 22.1.145.ОB.02.04. Rivne NPP. Unit 1. Safety analysis report. Analysis of design-basis accidents. Database on NSSS. 2008.