Методика расчётной оценки нагружения корпуса реактора ВВЭР‑1200 при внутрикорпусных паровых взрывах

 
Код статьиS000233100003214-9-1
DOI10.31857/S000233100003214-9
Тип публикации Статья
Статус публикации Опубликовано
Авторы
Аффилиация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Адрес: 115191, Москва, Россия
Аффилиация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Адрес: 115191, Москва, Россия
Аффилиация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Адрес: 115191, Москва, Россия
Аффилиация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Адрес: 115191, Москва, Россия
Аффилиация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Адрес: 115191, Москва, Россия
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Аффилиация: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Адрес: Российская Федерация, Подольск
Название журналаИзвестия Российской академии наук. Энергетика
ВыпускВыпуск 5
Страницы42-58
Аннотация

В работе представлены результаты консервативных расчетов нагрузок на фланцевое соединение корпуса реактора, возникающих в результате взаимодействия расплава с теплоносителем во время гипотетической тяжелой аварии на АЭС с реакторными установками ВВЭР‑1200. Оценки выполнены по полуэмпирической методике. Исходные данные для оценок получены с использованием тяжелоаварийного кода СОКРАТ/B1. Полученные нагрузки могут быть использованы для дальнейших термомеханических расчетов целостности крепежных элементов крышки реактора ВВЭР‑1200.

Ключевые словаэнергетическое взаимодействие, расплав, теплоноситель, тяжелая авария, ВВЭР, СОКРАТ/В1, паровой взрыв, ударная волна, коэффициент конверсии, реактор, активная зона
Дата публикации10.01.2019
Цитировать   Скачать pdf Для скачивания PDF необходимо авторизоваться
Размещенный ниже текст является ознакомительной версией и может не соответствовать печатной.

всего просмотров: 595

Оценка читателей: голосов 0

1. SERENA – Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications // Final Report. NEA/ CSNI/R(2007)11. OECD NEA, 2006. P. 126.

2. Main benefits from 30 years of joint projects in nuclear safety // Report № 7073. OECD/ NEA, 2012. P. 127.

3. Tsvetkov P. Nuclear Power – Operation, Safety and Environment. Rijeka: InTech, 2011. 368 p.

4. Grishenko D., Konovalenko A., Karbojian A., et al. Insight into steam explosion in stratified melt-coolant configuration // 15th Intern. Topical Meeting. on Nucl. Reactor Thermal Нydraulics, 2013. Paper NURETH15–599.

5. Theofanous T.G. The study of steam explosion in nuclear systems // Nucl. Eng. and Des. 1995. V. 155. Iss. 1–2. P. 1–26.

6. Analysis of In-Vessel Retention and Ex-Vessel Fuel Coolant Interaction for AP1000 // Report of U.S. Nuclear Regulatory Commission. NUREG/CR‑6849, 2004. P. 138.

7. Magallon D. Status and prospects of resolution of the vapour explosion issue in light water reactors // Nucl. Eng. and Techn. 2009. V. 41. № 5. P. 603–616.

8. Hicks E.P., Menzies D.C. Theoretical Studies on Fast Reactor Maximum Accident // Argonne National Laboratory Report. ANL‑7120, 1965. P. 654–670.

9. Reactor safety study. An assessment of accident risks in U.S. commercial nuclear power plants / WASH‑1400 (NUREG‑75/014). App. VIII. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1975. P. VIII‑98 – VIII‑100.

10. STEX. International Steam Explosion Experimental Data Base (Jun. 2008). http://www.nea. fr/abs/html/csni2007.html.

11. I. Huhtiniemi, D. Magallon, H. Hohmann. Results of recent KROTOS FCI tests: alumina versus corium melts // Nucl. Eng. and Des. 1999. V. 189. P. 379–389.

12. I. Huhtiniemi, D. Magallon. Insight into steam explosions with corium melts in KROTOS // Nucl. Eng. and Des. 2001. V. 204. P. 391–400.

13. Загорулько Ю.И., Жмурин В.Г., Волов А.Н., Ковалев Ю.П. Экспериментальные исследо‑ вания термического взаимодействия кориума с теплоносителями // Теплоэнергетика, 2008. № 3. С. 48–56.

14. Fletcher D.F. Steam explosion triggering: a review of theoretical and experimental investigations // Nucl. Eng. and Des. 1995. V. 155. Iss. 1–2. P. 27–36.

15. Leskovar M., Meignen R., Brayer C., et al. Material influence on steam explosion efficiency: state of understanding and modeling capabilities / Materials of the 2nd European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR‑2007), 2007. Paper № 5.

16. Ciccarelli G., Frost D.L. Fragmentation mechanisms based on single drop steam explosion experiments using flash X-ray radiography // Nucl. Eng. and Des. 1994. V. 146. Iss. 1–3. P. 109–132.

17. Ik Kyu Park et al., Thermal-hydraulic aspects of FCIs in TROI corium/water interaction tests // Nucl. Eng. and Des. 2013. V. 263. P. 419–430.

18. Song J.H. et al. The effect of corium composition and interaction vessel geometry on the prototypic steam explosion // Annals of Nuclear Energy. 2006. V. 33. P. 1437–1451.

19. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соколин А.В. Взрывное взаимодействие расплава с во‑ дой. Моделирование кодом VAPEX-D // Теплофизика высоких температур. 2002. Т. 40. № 3. С. 466.

20. Численное решение многомерных задач газовой динамики / Под ред. C.К. Годунова М.: Наука, 1976. 400 с.

21. Овсянников Л.В. Лекции по основам газовой динамики. Москва–Ижевск: Институт компьютерных исследований, 2003 г. 336 с.

22. Станюкович К.П. Неустановившиеся движения сплошной среды. М.: Наука, 1971.. 856 с.

Система Orphus

Загрузка...
Вверх