Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Расчетный анализ проектных течей в первом контуре реакторной установки ВВР-Ц модернизированной компоновки (ИВВ.10М)

11.05.2011 2011 - №03 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

В.В. Сергеев О.Ю. Кочнов А.А. Казанцев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2011.3.09

УДК: 621.039.51

Модернизация проекта исследовательского реактора ВВР-ц направлена на значительное повышение степени безопасности аппарата, в том числе при максимальных проектных авариях. Наиболее значимым для теплогидравлики изменением конструкции является установка гидрозатвора на сливном тракте непосредственно в баке реакторной установки (РУ) в сочетании с верхним размещением подвода теплоносителя к активной зоне. Расчеты выполнялись по международному теплогидравлическому контурному коду TRAC, предназначенному для анализа технической безопасности водоохлаждаемых энергетических ЯЭУ. Расчетная нодализационная схема верифицировалась на имеющихся данных переходных процессов до модернизации РУ. Исследовались последствия модернизации для широкого круга постулируемых для ООБ исходных событий. Представлены расчеты динамики расхолаживания установки на естественной циркуляции при течах в первом контуре, приводящих к резкому снижению уровня теплоносителя в баке реактора.

Ссылки

  1. Кочнов О.Ю. Расчетно-экспериментальный анализ аварийного расхолаживания ИС РУ ВВР-ц при обесточивании циркуляционных насосов/О.Ю. Кочнов, В.В. Сергеев, А.А. Казанцев//Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 3. – С.77-89.
  2. TRAC – PFI/Mod2. Theory manual. Los Alamos National Laboratory, 1993.
  3. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1989.

ВВР-ц модернизированной компоновки (ИВВ.10М) динамика расхолаживания активной зоны реактора максимальная проектная авария теплофизическое моделирование течь в первом контуре обоснование безопасности реактора код TRAC