Ваш браузер устарел.

Для того, чтобы использовать все возможности сайта, загрузите и установите один из этих браузеров.

скрыть

Article

  • Title

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

  • Authors

    Mazurok О. S.

  • Subject

    ENERGETICS. HEAT ENGINEERING. ELECTRICAL ENGINEERING

  • Year 2017
    Issue 2(52)
    UDC 621.039.058
    DOI 10.15276/opu.2.52.2017.10
    Pages 63-69
  • Abstract The article presents results of research (thermal-hydraulic analysis) of initiating events (regulatory regimes), associated with the uncontrolled movement and ejection of control rods that had previously not been considered quantitatively in the evaluation of thermal shock and cyclic strength of the reactor vessel and internals. The purpose of the research is preliminary evaluation of the influence selected regimes to the reactor components, preparation of boundary conditions for further strength analysis, based on which will make the final conclusion about the impact of these regimes. Research has a scientific and practical significance, because neglect of these conditions can lead to a distortion of the calculations results on the basis of which a decision on the possibility of extending the service life of VVER-1000 was made. The research was conducted by performing a computational analysis using code RELAP5/Mod3.2. In accordance to IAEA recommendations in this case conservative approach is applied to the selection of initial and boundary conditions. Calculation analysis showed that the considered initial events are representative and should be considered in VVER-1000 life extension, but strength analysis is required for confirmation
  • Keywords thermal hydraulic analysis, control rods, reactor, lifetime, vessel, internals
  • Viewed: 24 Dowloaded: 0
  • Download Article
  • References

    1. 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.

    2. 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.

    3. 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.

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

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

    6. 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.

    7. 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.

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

    9. 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.

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

  • Creative Commons License by Author(s)