Перевірка критеріїв безпеки змішаних завантажень ядерного палива для реакторів типу ВВЕР-1000
ARTICLE PDF

Ключові слова

змішані активні зони, ядерне паливо, проектна межа, максимальна проектна аварія, заклинювання головного циркуляційного насоса, закризовий теплообмін, ТВСА, ТВС-W, ТВС-WR, тепловидільна збірка, аналіз проектних аварій

Як цитувати

Shevchenko, I., & Vorobyov, Y. (2015). Перевірка критеріїв безпеки змішаних завантажень ядерного палива для реакторів типу ВВЕР-1000. Ядерна та радіаційна безпека, (2(66), 3-7. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/334

Анотація

Досліджуються теплогідравлічні аспекти моделювання змішаних активних зон (з кількома видами ядерного палива) з паливом ТВСА, ТВС-W та ТВС-WR. Проведено попередні оцінки критеріїв безпеки за максимальною температурою оболонок твелів у показних подіях аналізу проектних аварій (АПА) для ВВЕР-1000 з використанням розрахункового коду RELAP5/MOD3.2. Доведено, що максимальна температура оболонок твелів при введенні нового палива ТВС-W або ТВС-WR збільшується порівняно з температурою для ТВСА. При заклинюванні головного циркуляційного насосу і двосторонньому розриві холодної нитки головного циркуляційного трубопроводу (максимальна проектна аварія) попередні оцінки показали, що межа за максимальною температурою оболонок твелів 1200 °С не порушується. Отримані результати підтверджують необхідність подальшого аналізу теплогідравліки спільного використання ТВЗ ВВЕР‑1000 різних типів в аварійних режимах.

АПА енергоблока має бути доповнений дослідженням аварій для змішаних активних зон.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Preliminary Report on Safety Justification for Use of Westinghouse Robust Fuel Assemblies at SUNPP-3 [Predvaritelnyi otchet po obosnovaniiu bezopasnosti ispolzovania uprochnennoi konstruktsii TVS kompanii Westinghouse na energobloke No. 3 YuUAES], Book 1, Revision 0, NSC KIPT, Center for Reactor Core Design, Inv. No. 12–3–293, 2014. 279 p. (Rus)

2. Preliminary Report on Safety Justification for Use of Westinghouse Robust Fuel Assemblies at SUNPP-3 [Predvaritelnyi otchet po obosnovaniiu bezopasnosti ispolzovania uprochnennoi konstruktsii TVS kompanii Westinghouse na energobloke No. 3 YuUAES], Book 2, Revision 0, NSC KIPT, Center for Reactor Core Design, Inv. No. 12–3–293, 2014, 548 p. (Rus)

3. Research & Development Report. Development of Multi-Purpose Thermohydraulic Model of NSSS with WWER-1000/320. Specification of Basic Model Components [Zvit pro naukovo-doslidnu robotu. Rozrobka bahatotsiliovoi teplohidravlichnoi modeli YaPVU iz VVER-1000/320. Detalizatsiia osnovnykh komponentiv modelei], SSTC NRS, Kyiv, 2010, State Reg. No. 0109U008229.

4. NUREG/CR-5535. INEL-95/0174 (Formerly EGG-2596), Vol. IV: RELAP5/MOD3 Code Manual: Vol. IV: Models and Correlations, Idaho, 1995, 430 p.

5. Astakhov, V.I., Bezrukov, Yu.A., Logvinov, S.A., Brantov, V.G. (1978), Studying the Effect of Heat Release Longitudinal Profile on Departure from Nucleate Boiling in Rod Bundles [Issledovanie vliianiia profilia teplovydeleniia pod line na krizis teploobmena v puchkakh sterzhnei], Proc. Workshop Thermophysics-78, Volume 2, Budapest, pp. 589–600. (Rus)

6. Bezrukov, Yu.A., Astakhov, V.I., Trushin, A.M., Bogdanov, A.S., Logvinov, S.A., Seleznev, A. V. (2003), Studying Departure from Nucleate Boiling as Regards Real Axial Heat Release Profiles [Issledovaniie krizisa teploobmena primanitelno k realnym aksialnym profiliam teplovydileniia], Proc. 3rd Scientific and Technical Conference “Safety of NPPs with WWER”, Podolsk, 26–30 May. (Rus)

7. Vorobyov, Yu.Yu., Zhabin, O.I., Tereschenko I.A. (2014), “Modeling of MCP Jamming and Accounting of Post-Critical Heat Transfer during Analysis of Design-Basis Accidents at WWER-1000” [Osobennosti modelirovaniia zaklinivaniia glavnogo tsirkuliatsionnogo nasosa i uchet zakrizisnogo teploobmena pri analize proektnykh avarii dlia reaktorov tipa VVER-1000], Yaderna ta radiatsiina bezpeka (Nuclear and Radiation Safety), No. 4(64), pp. 17–21. (Rus).

8. NP 306.2.145–2008. Nuclear Safety Rules for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors. [Pravila yadernoi bezopasnosti reaktornykh ustanovok atomnykh stantsii s reaktorami s vodoi pod davleniiem], State Nuclear Regulatory Committee of Ukraine, Kyiv, 2008, 28 p.

9. Vorobyov, Yu.Yu., Tereschenko, I.A. (2014), “Computer Study of Numerical Criteria for Performance of ECCS Heat Exchangers under Various Conditions Using RELAP5 Code” [Rozrakhunkove doslidzhennia chyslovykh kryteriiv efektyvnosti teploobminnykiv systemy avariinoho okholodzhennia aktyvnoi zony za riznykh umov roboty z dopomohoiu kodu RELAP5], Yaderna ta radiatsiina bezpeka (Nuclear and Radiation Safety), No. 2 (62), pp. 17–21. (Ukr)