АНАЛИЗ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ С РАЗРЫВОМ ТРУБОПРОВОДА ПЕРВОГО КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ ИР-8 ПРИ КОНВЕРСИИ НА НИЗКООБОГАЩЕННОЕ ТОПЛИВО

И. Ю. Ведищев, В. А. Насонов, А. В. Талиев, Ю. Е. Песня, А. В. Сидоренко, С. П. Никонов

Аннотация


В настоящее время завершен анализ проектных аварий и проводится анализ последствий постулированных запроектных аварий на ИР-8. Проведен расчетный анализ последствий запроектной аварии с разрывом напорного и всасывающего трубопроводов первого контура охлаждения реактора. Предварительные оценки первоначально проведены с использованием одномерной программы BEREZA. После разработки и создания трехмерной теплогидравлической модели ИР-8 в целях подтверждения результатов и определения времени до начала осушения активной зоны расчетный анализ этой аварии выполнен с использованием системного кода ATHLET.

Полный текст:

PDF

Литература


Woodruff W., Smith R. A Users Guide for the ANL Version of the PARET Code. ANL/RERTR/TM-16, 2001.

Талиев А.В. Модернизированная программа BEREZA для расчета температур твэла исследовательского реактора бассейнового или бакового типа при нестационарных или аварийных режимах: Препринт ИАЭ-6449/5, 2007.

Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 2.2 Cycle B, User’s Manual. Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS). Германия, 2011.

Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Современное состояние и перспективы использования реактора ИР-8 РНЦ «КИ»: Препринт ИАЭ-6411/4, 2006.

Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В. и др. Программа МСи-PTR для прецизионных расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. - Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 3, с. 123- 129.

Erak D., Nasonov V., Pesnya Y. Plan and preliminary calculations for IR-8 reactor during conversion to LEU fuel. - In: European Research Reactor Conf. RRFM-2013. Russia, St. Petersburg, 21-25 April, 2013, p. 109-113.

Насонов В.А., Песня Ю.Е., Рязанцев Е.П. Математическое моделирование и расчетный анализ нейтроннофизических параметров ИР-8 при конверсии на низко-обогащенное урановое топливо. - Атомная энергия, 2014, т. 117, вып. 2, с. 75-81.

Nikonov S. 3D grid for calculation of the coolant’s parameters distribution in the reactor’s volume. - In: Proc. of 19th AER Symp. on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Bulgaria, Varna, 21-25 September, 2009, v. 2, p. 547-556.

Никонов С.П., Журбенко А.В., Семченков Ю.М. Оценка влияния внутрикорпусных характеристик реак тора ВВЭР-1000 на точность расчета теплогидравлических параметров. Тезисы докл. 7-й Межд. научно-технич. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 17-20 мая 2011 г., c. 32.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.