Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Расчетный анализ аварийных режимов реакторной установки с использованием теплогидравлического кода корсар

14.07.2014 2014 - №02 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

И.А. Паршиков Д.С. Соловьев С.Л. Соловьев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.02

УДК: 621.039.7

При реалистических расчетах запроектных аварий, в детерминистских расчетах по вероятностному анализу безопасности, а также для обоснования аварийных инструкций широко применяются коды улучшенной оценки. Нередко для анализа безопасности реакторных установок РБМК используется американский теплогидравлический код улучшенной оценки RELAP5, применение которого приводит к ряду негативных последствий.

Для обеспечения полноценной расчетной поддержки проектирования и сопровождения проектов АЭС с реакторными установками РБМК необходимо использовать отечественные программные продукты. В статье предложен наиболее проработанный и верифицированный теплогидравлический код улучшенной оценки в России – КОРСАР. Для проверки возможности применения кода КОРСАР в расчетах реакторных установок РБМК в рамках проекта TACIS R2.03/97 «Разработка программного обеспечения для анализа безопасности реакторов ВВЭР и РБМК» представлен детальный расчетный анализ поведения реакторной установки в различных аварийных режимах.

Результатом работы стала существенная модернизация кода КОРСАР для обеспечения возможности выполнения расчетного анализа реакторных установок РБМК. Полученные локальные и интегральные параметры свидетельствуют о том, что теплогидравлический расчетный код КОРСАР пригоден для анализа безопасности реакторных установок РБМК.

Ссылки

  1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. – М.: Атомиздат, 1980. – 208 с.
  2. Кузин А.В., Миронов Ю.В., Москалев А.М., Паршиков И.А., Соловьев С.Л. Разработка расчетной модели РБМК по коду КОРСАР. Сборник тезисов докладов научно-технического семинара «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов», – г. Сосновый Бор, 2004.

аварийный режим моделирование обоснование безопасности теплогидравлический код реакторная установка

Ссылка для цитирования статьи: Паршиков И.А., Соловьев Д.С., Соловьев С.Л. Расчетный анализ аварийных режимов реакторной установки с использованием теплогидравлического кода корсар. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 2. – С. 15-26. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.02 .

Открыть PDF файл