Особливості моделювання заклинювання головного циркуляційного насоса та врахування закризового теплообміну при аналізі проектних аварій для реакторів типу ВВЕР-1000
ARTICLE PDF

Ключові слова

комп’ютерний код, закризовий теплообмін, тепловидільна збірка, тепловий потік, аналіз проектних аварій

Як цитувати

Vorobyov, Y., Zhabin, O., & Tereshchenko, I. (2014). Особливості моделювання заклинювання головного циркуляційного насоса та врахування закризового теплообміну при аналізі проектних аварій для реакторів типу ВВЕР-1000. Ядерна та радіаційна безпека, (4(64), 17-21. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/363

Анотація

Проведено аналіз можливості моделювання закризового теплообміну для тепловидільної збірки реакторів типу ВВЕР-1000 за допомогою комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 шляхом внесенням коригувань в опції моделювання теплових структур. Запропоновані коригування дають змогу привести значення критичного теплового потоку, які отримано розрахунком з використанням комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2, у відповідність до експериментально встановленої залежності. Розрахунковий аналіз вихідної події з миттєвим заклинюванням ГЦН показав адекватність даного підходу та його консервативність, що є необхідним для аналізу проектних аварій. Наведено рекомендації з гідравлічного та теплового моделювання гарячого каналу активної зони з метою коректного визначення закризового теплообміну.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Rivne NPP. Unit 3. Safety Analysis Report. Chapter 4. Design-Basis Accident Analysis. Part 1. Design-Basis Accident Analysis Results. Book 2. Initial Event Analysis. Part 1. 307-331/ NNEGC “Energoatom” [Rivnenskaia AES. Energoblok No. 3. Otchet po analizu bezopasnosti. Glava 4. Analiz proektnykh avarii. Chast 1. Resultaty analiza proektnykh avarii. Kniga 2. Analiz iskhodnykh sobytii. Chast 1], Кyiv, 2014, 434 p., Inv. No. 22.3.133.ОБ.01.02.01. (Rus).

2. Reactor V-320. Technical Description and Information on Safety. Chapter 31: Justification of Safe Operation of V-320 Reactor with Core with Alternative Fuel Assemblies for NPPs of Ukraine and Bulgaria (with Notice of Change No. 320.3590) [Reaktornaia ustanovka V-320. Tekhnicheskoie opisaniie i informatsiia po bezopasnosti. Glava 31: Obosnovaniie bezopasnoi ekspluatatsii reaktornoi ustanovki V-320 s aktivnoi zonoi s teplovydeliaiushchimi sborkami alternativnymi na energoblokakh AES Ukrainy i Bolgarii (s izveshcheniem ob izmenenii No. 320.3590], OKB “Gidropress”, Moscow, 2003, 260 p., Inv. No. 320.00.00.00.000.Д61. (Rus).

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

4. Astakhov V.I., Bezrukov Yu. A., Logvinov S. A., Brantov V. G. (1978), Study of the Heat Release Profile Impact along the Length on the Critical Heat Transfer in Rod Bundles. [Issledovaniie vliianiia profilia teplovydileniia po dline na krizis teploobmena v puchkakh sterzhnei], Workshop Proceedings “Thermophysics-78”, Vol. II, Budapest, pp. 589—600. (Rus).

5. Bezrukov Yu. A., Astakhov V. I., Trushun A. M., Bogdanov A. S., Logvinov S. A., Seleznev A. V. (2003), Study of Critical Heat Transfer in Relation to the Actual Axial Profiles of Heat Release [Issledovaniie krizisa teploobmena primenitelno k realnym aksialnym profiliam teplovydileniia], Proceedings of the third Scientific and Technical Conference “Securing NPPs with VVER”, Podolsk, May 26-30, 2003. (Rus).

6. Vorobyov Yu. Yu., Kocharyants O. R. (2011), “WWER-1000 Thermal/Hydraulic Model for Determining Boundary Conditions for Fracture Toughness Assessment with Use of RELAP5/MOD3.2 Computer Code” [Teplogidravlicheskaia model reaktora VVER-1000 dlia polucheniia granichnykh uslovii pri otsenke soprotivleniia khrupkomu razrusheniiu s ispolzovaniem kompiuternogo koda RELAP5/MOD3.2], Yaderna ta radiatsiina bezpeka, No. 2 (50), pp. 13—19. (Rus).

7. NP 306.2.145-2008. Nuclear Safety Rules for Nuclear Power Plants with pressurized water reactor [Pravyla yadernoi bezpeky reaktornykh ustanovok atomnykh stantsii z reaktoramy z vodoiu pid tyskom], Kyiv, State Nuclear Regulatory Inspectorate of Ukraine, 2008, 28 p. (Ukr).

8. RELAP5 MOD3.3 Code Manual, Vol. IV: Models and Correlations, Idaho, 2001, (NUREG/CR-5535/Rev 1-Vol IV).