Модель опускної ділянки реактора ВВЕР-1000
ARTICLE PDF

Ключові слова

корпус реактора, опускна ділянка, термічне навантаження, опір крихкому руйнуванню, теплогідравлічна модель, термоудар

Як цитувати

Alekseev, Y., Berezhnoy, A., Mazurok, A., & Kornytskyi, A. (2011). Модель опускної ділянки реактора ВВЕР-1000. Ядерна та радіаційна безпека, (3(51), 44-46. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/564

Анотація

Розглянуто особливості моделювання опускної ділянки реактора для аналізу термічних навантажень на корпус реактора. Наведено модель опускної ділянки, яка використовувалася в процесі виконання аналізів в обґрунтування опору крихкому руйнуванню корпусів реакторів енергоблоків № 1 Южно-Української та № 3 Рівненської АЕС.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Енергетична стратегія України на період до 2030 року (із змінами та доповненнями, внесеними розпорядженням Міністерства палива та енергетики України від 26 березня 2008 року): Розпорядження Кабінету Міністрів України від 15 березня 2006 року № 145-р.

2. Сводная программа повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины / М-во топлива и энергетики Украины; ГП «НАЭК “Энергоатом”». — 2010.

3. Алексеев, Ю. П. Методика выполнения теплогидравлических анализов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора / Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, Г. В. Громов, А. С. Мазурок // Вторая междунар. науч.-практ. конференция «Повышение безопасности и эффективности АЭС». — Одесса, 2010.

4. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Теплогидравлические анализы аварийных режимов реакторной установки для обоснования сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора энергоблока № 1 ЮУАЭС. Выбор сценариев для проведения теплогидравлических анализов. Доработка и описание модели RELAP5. О8/7Е8043.110.ОД.1 / ОП Бюро ГНТЦ ЯРБ. — К., 2008.

5. Ривненская АЭС. Энергоблок № 3. Теплогидравлические анализы аварийных режимов реакторной установки для обоснования сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора энергоблока № 3 РАЭС. Выбор сценариев для проведения теплогидравлических анализов. Доработка и описание модели RELAP5. О2/10Y0025.110.ОД.1 / ОП Бюро ГНТЦ ЯРБ. — К., 2010.

6. Arcieri, W. C. Thermal-Hydraulic Evaluation of Pressurized Thermal Shock / W.C. Arcieri, R.M. Beaton, C.D. Fletcher, D.E. Bessette // ISL, Inc., NUREG/CR-1809, October 2005.

7. Отчет по научно-исследовательской работе: Комплексные теплогидравлические анализы для исследования влияния термошока. Разработка теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для оценки влияния термошока корпуса реактора с использованием компьютерного кода RELAP5/mod3.2. Этап 2 / ГНТЦ ЯРБ. — К., 2010.

8. Kral, Pavel. RELAP5 System T/H Analysis of SBLOCA for PTS Evalution of VVER‑440/213 with 1‑D and 2‑D Nodalization of Reactor Downcomer. Revised version of a CAMP presentation. 11316T. Bethesda. October 1999.

9. Sievers, J ., Sonnenburg, H.-G. Modelling of Thermal-hydraulic Loads and Mechanical Stresses on Reactor Pressure Vessels. Forum for nuclear safety “EUROSAFE 1999”. Seminar B. — www.eurosafe-forum.org/files/b1.pdf.. Paris. 1999.

10. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in VVER NPPs “VERLIFE”, ver. 2008, Report Number: COVERS-WP4-D4.10, Project COVERS of 6th Framework Programme of EU, Contract N°12727 (FI60). Workpackage: WP4 Material and Equipment Ageing. Řež. April. 2008.