Валідація теплогидравлічної моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 щодо оцінки умов термошоку корпусу реактора
ARTICLE PDF

Ключові слова

корпус реактора, розрахункова модель, термошок, термоудар, перемішування в опускній ділянці, стратифікація потоків, валідація

Як цитувати

Vorobyov, Y., & Kocharyants, O. (2011). Валідація теплогидравлічної моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 щодо оцінки умов термошоку корпусу реактора. Ядерна та радіаційна безпека, (3(51), 29-37. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/550

Анотація

Проведено валідацію моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 з детальним моделюванням опускної ділянки за допомогою азимутного розділення на 20 вертикальних каналів із з’єднанням поперечними зв’язками. За експериментальні дані для порівняння використано виміряні параметри порушення з незакриттям запобіжного клапана (ЗК) компенсатора тиску (КТ) на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС.Модель використовується для оцінки формування умов термошоку корпусу реактора.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока № 5 Запорожской АЭС. Модификация расчетной модели ЯППУ для кода RELAP5/MOD3.2. Описание расчетной модели, 10007DL11R / ЗАО «ЭИС». — 2001.

2. Корректировка и обновление ВАБ энергоблока № 5 ЗАЭС. Описание модифицированной расчетной модели RELAP и набор входных данных для кода RELAP5/mod 3.2 ЕР94-2003.110.ОД.2, Ревизия 2 / ООО «Энергориск». — 2003.

3. Адаптация вероятностного анализа безопасности блока № 5 ЗАЭС, разработанного в рамках ОАБ, для внедрения риск-ориентированных подходов при эксплуатации энергоблока и реализации приложений РОП. Описание модифицированной расчетной модели RELAP и набор исходных данных для кода RELAP5/mod3.2. — ЛИП МЦЯБ, 2004.

4. Воробьев, Ю. Ю. Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий для оценки сопротивления хрупкому разрушению с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 / Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 2(50). — С. 13–19.

5. Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61) // NUREG‑1806, Vol. 1. Summary Report. — 2007.

6. Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации АЭС. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Проект / Атомэнергопроект. — 1991.

7. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 3 Ривненской АЭС. 3-Р-РАЭС. — 2009.

8. Отчет о расследовании нарушения в работе РАЭС. Незакрытие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP21S01 во время плановой проверки работоспособности реальным повышением давления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3 после ППР из-за подклинивания в седле золотника импульсного клапана YP21S04 после его открытия. Отчет № 3 РОВ-П07-002–09-09Д / ОП РАЭС. — 2009.

9. Архив СВРК, архив ИВС незакрытия главного предохранительного клапана ИПУ КД, РАЭС-3 / ОП РАЭС. — 2009.

10. Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-WWER‑08. — 1997.

11. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока № 5 Запорожской АЭС. Модификация расчетной модели ЯППУ для кода RELAP5/MOD3.2. Валидационный отчет. 10007DL41R /ЗАО «ЭИС». — 2001.