Thermal hydraulic analysis of the regimes with unmanageable control rods movement and ejection for the reactor strength estimation

О. С. Мазурок

doi:10.15276/opu.2.52.2017.10

Автор(и)

О. С. Мазурок Національний університет "Одеська політехніка"

DOI:

https://doi.org/10.15276/opu.2.52.2017.10

Ключові слова:

Теплогідравлічний аналіз, ОР СУЗ, реактор, термін служби, корпус, ВКП

Анотація

У статті представлені результати дослідження (теплогідравлічного аналізу) вихідних подій (регламентних режимів), пов'язаних з некерованим рухом і викидом ОР СУЗ, які раніше кількісно не розглядалися в рамках оцінки термоудару і циклічної міцності корпусу і внутрішньокорпусних пристроїв реактора, а тільки якісно. Метою дослідження є попередня оцінка впливу даних режимів на елементи реактора, підготовка граничних умов для подальшої оцінки міцності, на підставі чого буде зроблено остаточний висновок. Дослідження має наукову і практичну значимість, так як неврахування даних режимів може призвести до спотворення результатів, на підставі яких приймається рішення щодо можливості продовження терміну служби реакторів типу ВВЕР-1000. Дослідження виконано шляхом виконання розрахункового аналізу з використанням коду RELAP5/Mod3.2. При цьому застосований консервативний підхід до вибору початкових і граничних умов, враховані рекомендації МАГАТЕ. Розрахунковий аналіз показав, що розглянуті вихідні події є представницькими і повинні бути враховані при продовженні експлуатації ВВЕР-1000, однак, для підтвердження цього потрібно виконати аналіз міцності.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

Pressurized Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices for Assessment. Deterministic Evaluation for the Integrity of Reactor Pressure Vessel. IAEA-TECDOC-1627. – Vienna: IAEA, 2010.

ПМ-Т.0.03.415-16. Типова програма оцінки технічного стану та продовження терміну експлуатації корпусів, верхніх блоків і головних роз'ємів реакторів енергоблоків ВВЕР-1000 / ДП НАЕК. «Енергоатом». – Київ, 2016.

Рівненська АЕС. Енергоблок № 3. Опис розрахункової теплогідравлічної моделі енергоблоку № 3 ВП РАЕС для комп'ютерного коду Relap5/Mod3.2. 191-77-ОТС-15. / НТК «ІЕЗ ім. Є.О. Патона ». – Київ, 2015.

Типовий технологічний регламент безпечної експлуатації енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР-1000. РГ-Б.0.03.179-13. / ДП НАЕК «Енергоатом». – Київ, 2013.

Технологічний регламент безпечної експлуатації енергоблоку №3 Рівненської АЕС. 3-Р-РАЕС. / ВП РАЕС ДП НАЕК «Енергоатом». – Вараш, 2016.

American National Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactors. ANSI/ANS-5.1-1979. / American Nuclear Society Standards Committee. Working Group ANS-5.1. – Illinois, 1979.

Рівненська АЕС. Енергоблок № 3. Звіт з аналізу безпеки. Глава 4. Аналіз проектних аварій. База даних по ЯПВУ. 22.3.133.ОБ.01.03. / ТОВ «Атоменергосервіс». – Київ, 2013.

Реакторна установка В-320. Технічний опис та інформація з безпеки. 320.00.00.00.000 Д61. / ОКБ «Гідропрес». – Подольск, 1987.

Рівненська АЕС. Енергоблок №3. Звіт з аналізу безпеки. Глава 4. Аналіз проектних аварій. Частина 1. Результати аналізу проектних аварій. Книга 2. Аналіз вихідних подій. Частина 3. 22.3.133.ОБ.01.02.03. / ТОВ «Атоменергосервіс». – Київ, 2013.

Реактор. Креслення загального вигляду. 320.06.00.00.000 ВО. / ОКБ «Гідропрес». – Подольск, 1987.