EDN: RJALSG
Авторы
Суджян А.М., Седов А.А.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Суджян А.М. – научный сотрудник. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (919) 723-03-87; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript., Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Седов А.А. – заместитель руководителя отделения.
Аннотация
В работе представлены результаты расчетного анализа динамики аварийного процесса LB LOCA при гильотинном разрыве холодного участка главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) РУ ВВЭР-СКД. В качестве расчетного инструмента использовался системный код RELAP5/MOD3.3, широко применяемый для анализа переходных и аварийных процессов в реакторах с легководным теплоносителем. Для решения поставленной задачи, с использованием возможностей RELAP5/MOD3.3, разработана расчетная модель РУ ВВЭР-СКД. В модель включена система аварийного охлаждения реактора, определен сценарий, согласно которому происходило их срабатывание. Расчет был выполнен без учета нейтронно-физических обратных связей, однако с учетом остаточного энерговыделения в реакторе после срабатывания аварийной защиты реактора. В результате моделирования аварийного процесса было отмечено, что массовый расход теплоносителя через сечения ГЦТ достигал максимальных значений порядка 4,5 т/с, а по прошествии 10 секунд с момента разрыва наблюдались его осцилляции вокруг значения 200 кг/с. Максимальная температура топлива на временном промежутке между моментом разрыва и включением первой емкости САОЗ составила 1572 °С, а максимальная температура оболочки твэл – 1096 °С. Предложенный вариант системы аварийного охлаждения и соответствующего сценария, по которому происходило ее срабатывание, позволил достаточно быстро снизить температуру топлива и оболочки твэлов, а также перевести систему в асимптотическую фазу надежного охлаждения активной зоны, при которой температура в ней поддерживались на уровне 100–120 °С, а давление – на уровне 0,25–0,58 МПа.
Ключевые слова
расчетный анализ, аварийный процесс, потеря теплоносителя, реактор, ВВЭР-СКД, LB LOCA, гильотинный разрыв, RELAP5, система аварийного охлаждения, сценарий, давление, массовый расход, температура
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Koshizuka S., Shimamura K., Oka Y. Large-break loss-of-collant accident analysis of a direct-cycle supercritical-pressure light water reactor. Annals of Nuclear Energy, 1994, vol. 21, issue 3, pp. 177–187. DOI: https://doi.org/10.1016/0306-4549(94)90060-4.
- Sedov A.A., Pustovalov S.B., Shchepetina T.D., Simonov S.S. NPP with SCW nuclear power installation. Proc. 10th Int. Symp. on SCWR (ISSCWR-10). Prague, Czech Republic, 2021, paper 10-001.
- Alekseev P.N., Kovalishin A.A., Sedov A.A. et al. Razvitie tekhnologii VVER na baze energeticheskih reaktorov s legkovodnym teplonositelem sverhkriticheskih parametrov [Development of VVER technology based on power reactors with light-water coolant of supercritical parameters]. Voprosy atomnoj nauki i tekhniki. Seriya: Fizika yadernyh reaktorov – Problems of Nuclear Science and Engineering. Series: Physics of Nuclear Reactors, 2023, no. 1, pp. 48–63.
- Ambrosini W. On the analogies in the dynamic behaviour of heated channels with boiling and supercritical fluids. Nuclear Engineering and Design, 2007, vol. 237, pp. 1164–1174. DOI: https://doi.org/
10.1016/j.nucengdes.2007.01.006.
- Jackson J.D. Fluid flow and convective heat transfer to fluids at supercritical pressure. Nuclear Engineering and Design, 2013, vol. 264, pp. 24–40. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2012.09.040.
- Lou M. Loss of Coolant Accident Simulation for the Canadian Supercritical Water-Cooled Reactor Using RELAP5/MOD4. Diss. Master of App. Sci. McMaster University, 2016. 143 p.
- Sánchez-Espinoza V.H., Hering W. Investigations of the appropriateness of RELAP5/MOD3 for the safety evaluation of an innovative reactor operating at thermodynamically supercritical conditions. Karlsruhe: FZKA, 2003. Т. 6749. 68 p.
- Yetisir M. Generation IV Supercritical Water-cooled Reactor. Deep River Science Academy Summer Lecture, 2012.
- Oka Y., Koshizuka S. Design concept of once-through cycle supercritical-pressure light water cooled reactors. Proc. SCR2000 Symp. Tokyo, The University of Tokyo, Japan Nov. 6–9, 2000 paper No. 101.
- Davis C.B. Accuracy based generation of thermodynamic properties for light water in RELAP5-3D. No. INL/CON-10-19033. Idaho National Lab. (INL), Idaho Falls, ID (United States), 2010. 23 p.
- The RELAP5-3D Code Development Team. RELAP5-3D Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods. INEEL-EXT-98-00834, Revision 3.0, September 2009.
- The RELAP5-3D Code Development Team. RELAP5/MOD3.3 Code Manual Volume II: Appendix A Input Requirements. US Nuclear Regulatory Commission Washington, DC, 2002. Т. 20555. 306 p.
- Rockville, Maryland, Information Systems Laboratories, Inc. Idaho Falls, Idaho. RELAP5/MOD3.3 Code Manual Volume I: Code Structure, System Models, and Solution Methods. Prepared for the Division of Systems Analysis. Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 2003. Т. 20555. 428 p.
- Sujyan А.М. Issledovanie dinamiki reaktornoj ustanovki VVER-SKD pri razlichnyh izmeneniyah parametrov pitatel'noj vody [Investigation of the dynamics of the VVER-SKD reactor plant with various changes in feedwater parameters]. Informacionnye i matematicheskie tekhnologii v nauke i upravlenii – Information and Mathematical Technologies in Science and Management, 2023, no. 4(32), pp. 104–116. DOI: 10.25729/ESI.2023.32.4.009.
- Henry R.E., Fauske H.K. The two-phase critical flow of one-component mixtures in nozzles, orifices, and short tubes. Journal of Heat Transfer-transactions of the Asme, 1971, vol. 93, pp. 179–187.
- Marr D.R., Bunch W.L. FTR Fission Product Decay Heat. No. HEDL-TME-71-27. Richland, WA (United States), Hanford Engineering Development Lab., 1971.
УДК 536.24.083
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 267-278
