Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследование режима с малой течью в первом контуре ВВЭР-1000

20.09.2018 2018 - №03 Топливный цикл и радиоактивные отходы

В.И. Белозеров М.М. Жук

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.3.12

УДК: 621.039.524.44

С помощью компьютерных теплогидравлических кодов ТRAC-PD2 и Open FOAM [1 – 3] на основе уравнений сохранения энергии, массы для трехмерного нестационарного течения двухфазной смеси выполнено моделирование режимов с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны первого контура с реактором ВВЭР. Совместное моделирование динамики нейтронно-физических и теплогидравлических процессов [1 – 8] имеет целью улучшение качественного понимания и количественного представления об их влиянии на безопасность.

Исследование данных режимов с применением теплогидравлических кодов дает возможность провести анализ протекания переходных и некоторых аварийных процессов без использования метода промышленных испытаний, что способствует созданию основы для решения проблем обеспечения надежности, эксплуатационной безопасности и эффективности атомных электростанций.

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 исследования с применением программных кодов.

Основная задача работы – расчет с использованием компьютерных программных кодов и исследование режимов с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны первого контура реактора ВВЭР для определения соответствия вычисленных параметров и приемочных критериев, установленных нормативной документацией.

Ссылки

  1. TRAC-PD2. An advanced best-estimated computer program for pressurized water reactor loss of coolant accident analysis. NUREG/CR-2054, 1981.
  2. OpenFOAM User Guide Version 1.6. 2009.
  3. OpenFOAM Programmer’s Guide Version 1.6. 2009.
  4. Большагин С.Н., Городков С.С., Дементьев В.Г., Олейник Д.С. Расчет нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000 методом Монте-Карло по программе MCU-PD и сравнение результатов с программами БИПР-7А, РАДАР и с экспериментальными данными. Материалы XX-го семинара «НЕЙТРОНИКА», г. Обнинск, 27 октября – 30 октября 2009 г. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2009.
  5. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора – М.: Атомиздат, 1971. – 248 с.
  6. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. / Пер. с англ. – М.: ИЛ, 1961. – 733 с.
  7. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 359 с.
  8. 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.
  9. Безопасность атомных станций. Справочник. – М:. Концерн «Росэнергоатом», 1994. – 250 с.
  10. Реакторная установка В-320.Техническое описание и информация по безопасности. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 1987. – 62 с.
  11. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2016. – 57 с.
  12. Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф., Васильев Б.Ю., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Кокосадзе Э.Л., Иванов Е.А. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. – М.: Университетская книга, Логос, 2006. – 488 с.
  13. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. – М.: Энергоатомиздат, 2000. – 456 с.
  14. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ / Под общ. ред. П.Л. Кириллова. – М.: ИздАт, 2010. – 776 с.
  15. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. – М.: – Энергоатомиздат, 1989. – 296с.
  16. Кутепов А.М., Стерман Л.С., Стюшин Н.Г. Гидродинамика и теплообмен при парообразовании: Учебное пособие для вузов. – М.: Высшая школа, 1986. – 448 с.
  17. Петросьянц А.М. Ядерная энергетика. – М.: Наука, 1981. – 272 с.
  18. Петухов Б.С., Поляков А.Ф. Теплообмен при смешанной турбулентной конвекции. – М.: Наука, 1986. – 192 с.
  19. Петухов Б.С. Теплообмен в движущейся однофазной среде. – М.: Изд-во МЭИ, 1993. – 352с.
  20. Галин Н.М., Кириллов П.Л. Тепломассообмен (в ядерной энергетике): Учеб пособие для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 1987. – 375 с.
  21. Белозеров В.И., Сергеев В.В., Казанцев А.А., Позняков А.Н., Канышев М.Ю. Нейтроннофизическая и теплогидравлическая модель ВВЭР-1000 для обучения персонала. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – № 2. – С. 99-106.
  22. Казанцев А.А., Сергеев В.В., Белозеров В.И., Ефремов А.Ю. Моделирование переходных процессов для реактора ВВЭР-1000. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2009. – № 1. – С. 98-104.
  23. Bolshov L., Strizhov V. SOCRAT – The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents. Proc. of ICAPP ’06 – Reno. – NV USA, Paper 6439, 2006.
  24. Fuel Rod Behavior and Uncertainty Analysis by FRAPTRAN/TRACE/DAKOTA Code in Maanshan LBLOCA (NUREG/IA-0471).
  25. RELAP5/MOD3. Code Manual. Volume 1. Idaho Natural Engineering Laboratory, Idaho, 1995.
  26. LSDyna. Электронный ресурс: http://www.lsdyna.ru/ (дата обращения: 12.09.2017).

режим течь трубопровода нарушение теплоотвода реакторная установка давление стопорный клапан кризис кипения коэффициент запаса быстродействующая редукционная установка с выхлопом в атмосферу (БРУ-А)