Исследование режимов с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны второго контура ВВЭР-1000

02.10.2016 2016 - №03 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.И. Белозеров Е.Н. Ботько М.М. Жук

https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.06

Современный ядерный реактор представляет собой сложную систему для исследования и расчета которой недостаточно использовать простые теоретические модели. Теплогидравлические расчеты являются необходимой составной частью большинства конструкторских и технологических разработок в атомной энергетике. Поскольку в условиях АЭС не может быть реализован традиционный для техники путь проверки и уточнения результатов и выводов априорного анализа на основе промышленных испытаний, в ряде случаев средством исследования и прогноза параметров теплогидравлических процессов в циркуляционном контуре реактора являются вычислительные эксперименты с применением ком пьютерного моделирования.

Основная задача работы – расчет и исследование режимов с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны второго контура с реактором ВВЭР для определения соответствия рассчитанных параметров приемочным критериям, установленным нормативной документацией. На базе программных кодов RELAP-5, TRAC, TRACE смоделированы и исследованы режимы работы реакторной установки при нарушении условий охлаждения со стороны второго контура реактора ВВЭР-1000. Приведены результаты анализа режима с закрытием стопорных клапанов турбогенератора. Полученные зависимости позволили определить макси мальные значения давлений и температур в циркуляционном контуре, а также оценить минимальные запасы до кризиса теплообмена. Установлено, что при возникновении каждого из исходных событий происходит срабатывание систем безопасности согласно уставкам, переходные процессы стабилизируются во времени, запас до кризиса кипения на оболочках твэлов обеспечивается. Следовательно, в случае внештатной ситуации, связанной с рассматриваемыми в работе режимами, безопасность реакторной установки будет обеспечена.

Ссылки

1. Белозеров В.И,. Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000: Монография. – М.: НИЯУ МИФИ, 2014. – 291с.
2. Белозеров В.И., Сергеев В.В., Казанцев А.А., Поздняков А.Н., Канышев М.Ю. Нейтронно-физическая и теплогидравлическая модель ВВЭР-1000 для обучения персонала // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – №2. С. 99-106.
3. Афров А.М., Андрюшечко С.А., Украинцев В.Ф. и др. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. – М.: Университетская книга, Логос, 2006. – 488 С.
4. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г. Экспериментальное обоснование тепло-гидравлической надежности реакторов ВВЭР. – Москва: ИКЦ «Академкнига», 2004 – 255 С.
5. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 296 С.
6. TRACEV5.0 Theorymanual. Field Equations, Solution Methods and Physical Models. DC 20555 – 0001. – 672 С.
7. RELAP5/MOD3 Code Manual, Volume 1: Code Structure, System Models, and Solution Methods, NUREG/CR-5535 – Idaho: National Engineering Laboratory, 1995. – 418 C.
8. Лойцянский Л.Г. Механика жидкости и газа: Учеб. для вузов. – 7-е изд., испр. – М.: Дрофа, 2003. – 840 С.
9. Брагин В.А, Батенин И.В., Голованов М.Н., Левин Г.А. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР/Под ред. Г.Л. Левина. М.: Энергоатомиздат, 1987. – 128 С.
10. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-03-1987 (April, 2003).
11. Open FOAM User Guide Version 1.6. 2009.
12. Open FOAM Programmer’s Guide Version 1.6. 2009.
13. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. –М.: Машиностроение, 1975. – 559 С.
14. Фомичев М.С. Экспериментальная гидродинамика ЯЭУ. – М.: Энергоатомиздат. –1989. – 246 С.
15. Абрамович Г.Н. Турбулентное смешение газовых струй. –М.: Наука. –1974. – 272 С.
16. Абрамович Г.Н. Прикладная газовая динамика, т. 1. –М.: Наука. – 1987. – 537 С.
17. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора / Под ред. академика Н.А. Долежаля. Изд. 2. – М.: Энергоатомиздат, – 1992.
18. Петухов Б.С., Генин Л.Г. Теплообмен в ядерных энергетических установках. Изд. 3. – М.: Издательство МЭИ. – 2003.
19. Харрер Дж.М. Техника регулирования ядерных реакторов / Под ред. И.Я. Емельянова. –М.: Атомиздат. – 1967.
20. Каплар Ш.Е., Лисицин И.С., Марков П.В., Марчихина Н.А. Разработка расчетной модели и анализ некоторых переходных процессов в РУ КЛТ-40С с использованием кода SERPENT // Ядерная энергетика. –2009. – №1. – С. 39-47.

режим нарушение теплоотвода реакторная установка давление стопорный клапан кризис кипения коэффициент запаса

Ссылка для цитирования статьи: Белозеров В.И., Ботько Е.Н., Жук М.М. Исследование режимов с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны второго контура ВВЭР-1000. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 3. – С. 53-62. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.06 .