Обоснование безопасности режима подключения неработающей петли без предварительного снижения мощности

Размещено на http://www.allbest.ru/

ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»

ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕЖИМА ПОДКЛЮЧЕНИЯ НЕРАБОТАЮЩЕЙ ПЕТЛИ БЕЗ ПРЕДВАРИТЕЛЬНОГО СНИЖЕНИЯ МОЩНОСТИ НА БЛОКЕ №5 НВАЭС

Витковский И.Л.

Никонов С.П.

В работе рассматривается переходный процесс, связанный с подключением резервной петли к трем работающим с исходного уровня мощности, равного 70 % от номинальной, без предварительного её снижения до 30 % от номинальной, как того требует технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока.

Предполагается отказ в работе следующих систем нормальной эксплуатации: ПЗ-1, ПЗ-2, всех БРУ-К, злектронагревателей КД, системы впрыска в КД, системы подпитки/продувки первого контура, блокировки на отключение ГЦН по факту повышения уровня в ПГ. Кроме того, предполагается, что в ходе переходного процесса регуляторы ЭГСР будут находиться в том положении, которое было к моменту появления исходного события, вплоть до формирования сигнала на принудительное закрытие стопорных клапанов турбины. Пропускается первый сигнал на срабатывание АЗ. Принят отказ всех БРУ-А.

Дополнительно к отказам оборудования в момент включения ГЦН оператор ошибочно вводит новую уставку по поддержанию мощности в 104% от номинала (максимально разрешенная мощность с учетом всех отклонений при работе четырех ГЦН) и рабочая группа СУЗ начинает движение вверх. При достижении мощностью установленного уровня АРМ прекращает работу и органы СУЗ остаются в том положении которое они занимают в этот момент.

Продемонстрировано выполнение проектных критериев безопасности для принятого сценария переходного режима.

Расчеты выполнялись по системному коду ATHLET/BIPR-VVER с моделированием оборудования первого и второго контура и пространственным моделированием гидродинамики и нейтронной кинетики в активной зоне.

Рассматриваемый режим входит в раздел «Реактивностные аварии» для отчета по углубленной оценке безопасности энергоблока №5 НВАЭС. Особенностью контура циркуляции первого контура данного энергоблока является наличие ГЗЗ на горячих и холодных петлях (это первый энергоблок из серии ВЭР-1000). В рассматриваемом сценарии предполагается полностью открытое состояние на петле с отключенным ГЦН. Другой особенностью, характерной для всех реакторов ВВЭР-1000, является наличие азимутальной неравномерности распределения патрубков холодных и горячих ниток петель по периметру корпуса реактора ВВЭР-1000, в частности для энергоблока №5 НВАЭС угол между четвертым и первым, а также между вторым и третьим патрубками составляет 125°, а между первым и вторым, а также между третьим и четвертым патрубками _ 55°; первый патрубок расположен вверху справа, остальные по часовой стрелке (рисунок 1). На этом же рисунке показаны еще некоторые фрагменты реактора (наличие дырчатого днища корзины реактора, двойное дырчатое кольцо перед выходными патрубками, трех уровневый блок защитных труб), учет которых обязателен при моделировании для получения правильной не только качественной, но и количественной картины явно несимметричного рассматриваемого процесса. Для расчетного моделирования использовался программный комплекс ATHLET/BIPR-VVER[1,2]. Этот код является результатом объединения двух программ - тепло-гидравлического кода улучшенной оценки ATHLET[1], разработанного Обществом Безопасности Реакторов (GRS, Германия) и российского кинетического нейтронно-физического кода BIPR8KN, разработанного в Отделе физики Отделения ВВЭР НИЦ «Курчатовский институт». Эти коды, в совокупности и отдельно, используются для анализа различных ситуаций (от стационарных до аварийных, вызванных возможными отказами и отклонением в работе оборудования) на АЭС российского производства, в частности, на АЭС с реакторами ВВЭР. Код ATHLET/BIPR-VVER находится в стадии верификации на основе экспериментальных данных, результатов пуско-наладочных работ РУ с ВВЭР-1000, решения стандартных международных задач.

Детали расчетной схемы для моделирования первого контура энергоблока №5 НВАЭС представлены на рисунках 2 (внутриреакторное пространство) и 3 (первая петля с частью внутриреакторного пространства).

Рассмотрим подробнее описание схемы от начала опускного участка и до нижней плиты блока защитных труб:

- пространство входной камеры реактора, опускной участок и пространство между днищем реактора и дырчатым днищем обечайки шахты активной зоны моделируются шестью геометрически подобными каналами, гидравлически связанными между собой в поперечном направлении. Из этих каналов четыре соединены непосредственно с холодными нитками петель 1, 2, 3 и 4, а два остальных моделируют соответствующие пространства, расположенные между вторым и третьим, а также первым и четвертым опускными участками. Такое разбиение обусловлено азимутальной неравномерностью распределения патрубков холодных и горячих ниток петель по периметру корпуса реактора ВВЭР-1000 блока 5 Нововоронежской АЭС, о чем говорилось выше;

- семь параллельных каналов в подзонном пространстве реактора между дырчатым днищем обечайки и нижней опорной решеткой кассет, связанных между собой гидравлически в поперечном направлении. Геометрические характеристики этих каналов - высота, объем и т.д. определяются в соответствии с последующим разбиением активной зоны на каналы, объединяющие соответствующие группы ТВС;

- семь групп параллельных гидравлических каналов (шесть периферийных и одна центральная), объединяющих 151 параллельный канал в активной зоне реактора - по одному каналу на кассету, при этом на один контрольный объем по гидравлике в кассете приходится один нейтронно-кинетический узел по физике. В периферийных каналах сгруппировано по 23 ТВС, в центральном -13 ТВС. В каждой группе каналы, моделирующие отдельные ТВС, не связаны в поперечном сечении гидравлически (т.к. сборки кассет чехловые и обменом между ними через незначительные отверстия в чехлах можно пренебречь). Общим для каналов каждой групп является только давление на входе (подзонное пространство, описанное в предыдущем абзаце) и выходе (от конца не обогреваемой части кассет до верхней опорной решетки кассет). При расчете трехмерного поля энерговыделений в активной зоне каждая ТВС разбивалась по высоте на 12 частей. Первый и двенадцатый участки входили в зону торцевых отражателей, участки со второго по одиннадцатый приходились на тепловыделяющую часть кассеты.

Остальное разбиение понятно из приводимой схемы.

Расчетная схема второго контура состоит из следующих основных групп элементов:

- система паропроводов от парогенератора до турбины с предохранительными клапанами, БРУ-К, БРУ-А, БЗОК, БРУ-СН, обратными клапанами (примерно около 30 контрольных объемов относительно каждого парогенератора);

- система трубопроводов, начиная от основных насосов питательной воды, вспомогательных и аварийных насосов до парогенератора, включая систему регулирующей и запорной арматуры (около 20 контрольных объемов относительно одного парогенератора);

- внутренний объем парогенератора моделируется шестью связанными между собой элементами, которые позволяют, в свою очередь, моделировать сепаратор, внутреннюю циркуляцию. Область трубчатки парогенератора моделируется семью объемами в вертикальном направлении. Всего для описания ПГ используется 16 контрольных объемов.

Все теплофизические объекты, как по первому, так и по второму контуру снабжены тепловыми структурами там, где они имеют место. Необходимые теплофизические свойства расчетных узлов всех тепловых структур, включая топливо, рассчитывались в зависимости от температуры для каждого расчетного узла. Для топлива, кроме того, учитывалась зависимость теплопроводности от выгорания.

Моделируется управление работой всех необходимых элементов оборудования, которые задействованы в процессе.

Разработана дополнительная система управления, позволяющая на стадии установления стационарного состояния перед началом исследуемого процесса выставить все требуемые для расчета параметры работы оборудования (расходы по петлям, температуры, давления, уровни в парогенераторах и компенсаторе давления и т. д.). После достижения необходимых значений параметров эта система отключается и управление передается моделируемой, реально действующей на блоке СКУ. В момент начала переходного процесса отключаются те системы СКУ, отказ которых предполагается для данного режима.

Организация работы органов СУЗ при выполнении данного расчета моделируется следующим образом. Группы СУЗ (без застрявшего кластера при срабатывании АЗ) с - 1 ой по 13 сведены в одну группу - 1. Застрявший кластер при возможном срабатывании АЗ (в кассете 55) оставляет группу 2. Рабочая группа без кластера, который входит в нее, но может рассматриваться самостоятельно - 3-я группа. Самостоятельный кластер рабочей группы (в кассете 27) представляет 4 расчетную группу.

Описание и опыт использования кода ATHLET/BIPR-VVER можно найти, например, в работах [2-18], а аналогичная схема для реакторных установок В-320 прошла успешную валидацию на экспериментальных данных, полученных при пусконаладочных работах на мощности от 10% до 100%, что показано в работах [6,9,11,13-15,17,18]

Рассматривается переходный процесс, связанный с подключением неработающей петли при трех работающих ГЦН из четырех без предварительного снижения мощности до 30% от номинальной. ГЗЗ на холодной и горячей нитках подключаемой петли находятся в открытом состоянии. Величина мощности до начала переходного процесса составляет, с учетом всех неопределенностей и точности ее поддержания АРМ, 70% от номинального значения (с учетом отклонений в большую сторону от принятого значения для трех работающих ГЦН). Нейтронно-физические характеристики активной зоны соответствуют концу 27 кампании. Этот период характеризуется максимальным значением температуры повторной критичности и максимальными, по абсолютной величине, отрицательными значениями коэффициентов реактивности по температуре топлива и теплоносителя. К концу кампании коэффициент реактивности по температуре теплоносителя, оставаясь отрицательным, увеличивается по модулю почти на 100%, а коэффициент реактивности по температуре топлива возрастает по модулю (отрицательный по величине) примерно на 10%, что увеличивает консервативность рассматриваемого процесса по сравнению с другими периодами кампании.

Критическое состояние активной зоны устанавливается подбором концентрации борной кислоты при фиксированном положении рабочей группы, которая находится на высоте 70%.

По условиям проведения данного расчета предполагается отказ в работе следующих систем нормальной эксплуатации:

- ПЗ-1, ПЗ-2, УРБ;

- БРУ-К на всех паровых линиях от ПГ;

- Электронагреватели КД;

- Система впрыска в КД;

- Подпитка/продувка;

- Блокировки на отключение ГЦН по повышению уровня в ПГ в момент включения ГЦН.

Дополнительно к отказам систем нормальной эксплуатации постулируются отказы следующих систем безопасности:

- Контрольного предохранительного клапана КД;

- Контрольных предохранительных клапанов всех парогенераторов;

- Всех БРУ-А.

Анализ выполняется с учетом принципа диверситета АЗ (первый сигнал на срабатывание АЗ пропускается, срабатывание АЗ происходит по второму сигналу).

Предполагается, что в ходе переходного процесса регуляторы ЭГСР не воздействуют на положение регулирующих клапанов турбин.

В качестве ошибочных действий персонала предполагается:

- выставление уставки на срабатывание АЗ по величине нейтронной мощности на уровне 107 % от номинальной;

- ввод оператором на пульте АРМ, сразу же после включения ГЦН, новой уставки заданной мощности реактора, разрешенной при четырех работающих ГЦН (в расчете консервативно принято 104% от номинальной с учетом погрешностей измерения и точности регулирования).

В расчетном сценарии принято, что после достижения мощности реактора 104% от номинальной, АРМ отключается от схемы управления ОР СУЗ.

Для расчета кризиса теплоотдачи используется формула ОКБ ГИДРОПРЕСС с учетом 95% вероятности его возникновения при 95% доверительном уровне. Расчетные значения коэффициентов теплоотдачи были уменьшены на 10%, что увеличило консерватизм рассматриваемого процесса.

Для выбора максимально нагруженной кассеты в пиковой нагрузке был проведен предварительный расчет без выделения горячего твэл и твэг. Этот расчет показал, что в момент пиковой нагрузки максимальное энерговыделение достигается в ТВС № 54 (Рисунок 4). Для дальнейшего анализа именно в этой ТВС выделены горячий твэл и твэг с максимальной линейной нагрузкой в 318 Вт/см и 255 Вт/см, соответственно, для исходной мощности реактора (70% от номинала) при трех работающих насосах.

Результаты расчета переходного режима подключения ГЦН №2 при трех работающих других ГЦН представлены на рисунках 4- 20. Хронология основных событий отражена в таблице 1 с учетом погрешности и инерционности измеряемых параметров. Следует отметить, что результаты, приведенные на рисунке 5, практически не изменились от того, что в 54 кассете были выделены горячий твэл и твэг, т.к. их вклад в общее энерговыделение кассеты чрезвычайно мал, даже с учетом отличия их мощности от мощности средних твэл и твэг в этой кассете.

В исходном состоянии в петле №2, с отключенным ГЦН, имеется обратный ток теплоносителя (рисунок 12). Это приводит к тому, что в выходную камеру реактора с горячим теплоносителем попадает холодный теплоноситель отключенной петли, который снижает температуру у смежных с ним горячих петель, в данном случае, у петель №1 и №3. При этом, в силу асимметрии расположения петель, о чем говорилось выше, большее влияние оказывается на петлю №1 (рисунок 13). Практически никакого влияния входящий холодный поток не оказывает на петлю №4, самую дальнюю от петли №2. Все это является причиной того, что на входе в реактор имеется разница в температурах теплоносителя в холодных петлях (рисунок 13) и поле температур на входе в активную зону, сформировавшись лишь потоками из трех работающих петель, имеет довольно несимметричную картину с максимальной разницей температур в 2,61оС (рисунок 7). Выше говорилось, что большему влиянию холодного потока петли №2 с обратным током, подвержена горячая нитка петли №1 и, в меньшей мере, петли №4. На рисунке 7 ясно видно, что самым холодным является сектор петли №1, на который довольно слабо оказывается влияние петля №4, далее (по мере повышения температуры) идет сектор петли №2, температура которого формируется слиянием потоков петли №1 (в большей мере в силу ее близости) и петли №3, потом идет сектор между петлями № 2 и 3, с меньшим влиянием петли №1 и большим петли №3, затем сектор самой петли №3 с минимальным влиянием петли №4, далее следует максимально горячий сектор петли №4 и сектор между петлями № 4 и 1, температура которого формируется в большей степени петлей №4 с незначительным влиянием петли №1. Центральный сектор формируется потоками от всех петель и, судя по его температуре, большее влияние на него оказывают потоки из петель №1 и 3. Если говорить об общей картине поля температур на входе в активную зону, то она характеризуется тремя выраженными областями с резкими температурными границами: 1 - это область влияния петли №1 (сектор петель №1 и 2), 2 -область влияния петли №3 (сектор петли №3 и промежуточный сектор между петлями №2 и 3), 3 - область влияния петли №4 (сектор петли №4 и промежуточный сектор между петлями №4 и 1). Увеличение температуры идет по часовой стрелке от первой области до третьей. Вся эта температурная картина довольно понятна физически и вполне описывается используемой моделью внутриреакторного объема.

После включения в работу ГЦН-2 во время его разворота происходит быстрое снижение температуры и повышение плотности теплоносителя в активной зоне, что в условиях положительного коэффициента реактивности по плотности теплоносителя приводит к быстрому росту мощности реактора.

Дополнительным фактором к росту мощности является движение рабочей группы СУЗ вверх (рисунок 20), обусловленное ошибочными действиями персонала по переходу на новый уровень мощности, соответствующий работе 4-х ГЦН. При достижении уровня мощности в 104% от номинального значения прекращается, в соответствии с принятым сценарием, действие АРМ на ОР СУЗ рабочей группы и они остаются на той высоте (таблица 3, рисунок 20), которая была в этот момент. Фактически в этот же момент достигли своих экстремальных значений мощность реактора, горячего твэл и твэг и стали снижаться, т.к. исчерпался потенциал роста мощности за счет обратных связей от снижения температуры теплоносителя на входе в зону. Можно сказать, учитывая скорость теплоносителя в опускном участке и подзонном пространстве, что тот минимум сдвинулся в пределах одной секунды от минимума температуры теплоносителя подключенной петли на входе в реактор (16,01 с, таблица 3). На рисунке 5 представлено распределение мощностей сборок в момент пика полно мощности. Видно, что наибольшая мощность достигнута в 54 сборке. На рисунке 8 дано распределение температур теплоносителя на входе в активную зону в момент пика мощности. Оно характеризуется большой температурной неравномерностью (10,62оС) с самой низкой температурой теплоносителя в секторе второй петли. Полный рост мощности по сравнению с исходным составил в пике около 50%, достигнув 105% от номинального значения. Примерно на 72% подросли мощности горячих твэл и твэг. Все основные экстремальные значения по температурам топлива, оболочки и запасам до кризиса приведены в таблице 2.

С ростом мощности растет температура теплоносителя на выходе и на входе в реактор, что приводит, за счет обратных связей к снижению мощности реактора до некоторого равновесного уровня.

На рисунках 6 и 9 приведены, соответственно, поля мощностей по кассетам и температур на входе в активную зону в конце процесса. Видно практически симметричное распределение параметров, при этом максимальная разница в температурах не превышает 0,39оС.

Увеличение подводимой мощности к ПГ №2 вызывает увеличение расхода пара из этого ПГ (рисунок 17) и приводит к повышению паросодержания в объеме пароводяной смеси, что отражается на поведении уровня по малому уровнемеру (рисунок 16) на начальном этапе переходного процесса после разворота ГЦН-2. Превышение уровня над номинальным по малому уровнемеру свыше 215 мм (215мм=200мм уставка+15мм на точность измерения) должно было привести к отключению ГЦН №2, но по сценарию процесса этот сигнал блокируется. Поддержание уровней в ПГ по малому уровнемеру осуществляется регулировкой расхода питательной воды (рисунок 17). охлаждение питание парогенератор теплоноситель

Увеличение температуры теплоносителя 1 контура, как следствие роста мощности, приводят к росту уровня в КД (рисунок 19) и увеличению давления в первом контуре (рисунок 11). На 33 секунде была превышена уставка на срабатывание АЗ по давлению (давление над активной зоной больше 17,8 =17,7 +0,1 МПа, где 17,7 МПа -номинальное значение блокировки, а 0,1 МПа -неточность в измерении параметра) в первом контуре (рисунок 11). По условию анализа режима, первый сигнал по АЗ пропускается. Давление продолжало расти, что привело к срабатыванию рабочего клапана КД - начало открытия на 134 с (давление над активной зоной больше 18,7(18,6+0,1) МПа), начало закрытия на 136 с (давление меньше 17,7(17,6+0,1) МПа) (рисунок 19). Срабатывание ИПУ КД приводит к снижению давления 1 контура (рисунок 11), и в условиях практически постоянной температуры теплоносителя, к уменьшению плотности теплоносителя (рисунок 20), что вызывает уменьшение мощности (рисунок 10) за счет положительного плотностного коэффициента реактивности.

Рост температуры первого контура привел к росту давления во втором (рисунок 17), что связано с отказом в работе ЭГСР (по условию). Однако давление второго контура не дошло до уставок открытия предохранительных клапанов парогенераторов.

Поведение в ходе переходного процесса основных характеристик наиболее напряженного твэл приведено на рисунках 14, 15.

Определение выполнения проектных критериев оценки безопасности для данного процесса представлено в таблице 2, в основу которой легли данные из таблицы 3, согласно которой все проектные критерии оценки безопасности выполняются.

Таблица 1 - Последовательность событий

Время, с	Событие	Причина события
0,0	Начало процесса, подключение ГЦН №2, переключение уставки мощности на 104%	Условие режима
0,0	Начало движения рабочей группы СУЗ	Переход на новую мощность в связи с подключением ранее неработающего ГЦН
16	Минимум температуры теплоносителя на входе в реактор для петли №2
17,4	Остановка рабочей группы СУЗ, прекращение работы РОМ.	Достигнут уровень мощности, соответствующий работе четырех ГЦН.
17,42	Достижение максимальной мощности установки
20 (+10)	Сигнал на отключение ГЦН №2	Отклонение уровня по малому уровнемеру от номинального значения в ПГ№2 более чем на 215 (200+15) мм с учетом инерционности (10с). По условию пропускается
33	Первый сигнал АЗ-1 по превышению давления в первом контуре.	Уставка АЗ-1 по давлению на выходе из реактора 17,8 (17,7+0,1) МПа. По условию пропускается
134	Открытие рабочего клапана КД	Уставка на открытие рабочего клапана КД 18,7 (18,6+01) МПа
136	Закрытие рабочего клапана КД	Уставка на закрытие рабочего клапана КД 17,7 (17,6+01) МПа
1800	Окончание процеса

Таблица 2 - Выполнение проектных критериев оценки безопасности

Критерий оценки безопасности	Достигнутая величина
б) топливные таблетки не плавятся даже локально (температура топлива принимается равной 2540 °C для «выгоревшего» топлива и 2840 °C для «свежего» топлива;	1843 0С
в) максимальное давление первого контура не должно превышать 110% от расчетного, то есть, 19,4 МПа;	18,99 МПа
г) максимальное давление второго контура не должно превышать 110% от расчетного, то есть, 8,6 МПа;	6,813 МПа
ж) средняя радиальная энтальпия топлива не превышает 830 Дж/г для выгоревшего топлива и 963 Дж/г для «свежего» топлива	532,4 Дж/г

Рисунок 1. Реактор 5-ого блока Нововоронежской АЭС с деталями и сечениями внутриреакторного пространства.



Рисунок 2. Схема расчетного моделирования внутриреакторного объема. Слева нижняя камера смешения и опускной участок. Справа - схема объектов моделирования от днища до крышки реактора.

Рисунок 3. Схема расчетного моделирования первой петли первого контура и части внутриреакторного пространства

195 196 197 198 199

.000 .000 .000 .000 .000

.000 .000 .000 .000 .000

191 192 148 149 150 151 193 194

.000 .000 .472 .888 .890 .475 .000 .000

.000 .000 44.7 10.9 10.9 44.7 .000 .000

187 188 141 142 143 144 145 146 147 189 190

.000 .000 .435 1.04 1.25 .941 1.26 1.05 .445 .000 .000

.000 .000 51.5 14.4 17.5 48.0 17.5 14.4 51.5 .000 .000

185 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 186

.000 .466 1.03 1.10 1.16 1.10 1.11 1.17 1.13 1.07 .488 .000

.000 44.7 14.4 29.3 33.5 36.8 36.5 33.5 29.3 14.4 44.7 .000

183 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 184

.000 .875 1.23 1.15 1.15 .974 1.24 .973 1.18 1.19 1.29 .919 .000

.000 10.9 17.5 33.4 30.4 45.3 18.1 46.1 30.4 33.5 17.5 10.9 .000

181 108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119 182

.000 .875 .927 1.09 .957 1.02 .905 .915 1.04 .998 1.14 .972 .921 .000

.000 10.9 48.0 36.5 46.1 34.8 49.8 49.2 34.8 45.2 36.8 48.0 10.9 .000

179 95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107 180

.000 .467 1.23 1.09 1.23 .903 1.06 1.28 1.08 .923 1.27 1.14 1.30 .490 .000

.000 44.7 17.5 36.8 18.1 49.2 35.4 18.6 35.4 49.8 18.1 36.5 17.5 44.7 .000

177 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 178

.000 1.03 1.15 .967 .899 1.28 .959 .963 1.30 .931 .996 1.20 1.08 .000

.000 14.4 33.5 45.2 49.8 18.6 48.9 48.9 18.6 49.2 46.1 33.4 14.4 .000

175 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 176

.000 .437 1.11 1.16 1.02 1.07 .956 1.22 .964 1.09 1.05 1.20 1.15 .455 .000

.000 51.5 29.3 30.4 34.8 35.4 48.9 17.3 48.9 35.4 34.8 30.4 29.3 51.5 .000

173 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 174

.000 1.04 1.16 .964 .906 1.27 .953 .957 1.29 .924 1.00 1.20 1.08 .000

.000 14.4 33.4 46.1 49.2 18.6 48.9 48.9 18.6 49.8 45.3 33.5 14.4 .000

171 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 172

.000 .473 1.25 1.10 1.23 .897 1.06 1.27 1.07 .921 1.27 1.14 1.29 .489 .000

.000 44.7 17.5 36.5 18.1 49.8 35.5 18.7 35.5 49.3 18.1 36.8 17.5 44.7 .000

169 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 170

.000 .887 .937 1.10 .966 1.01 .890 .889 1.02 .979 1.13 .966 .916 .000

.000 10.9 48.0 36.8 45.3 35.0 49.5 50.1 35.0 46.1 36.6 48.0 10.9 .000

167 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 168

.000 .886 1.24 1.15 1.14 .941 1.20 .957 1.16 1.18 1.28 .913 .000

.000 10.9 17.5 33.5 30.5 46.4 19.3 45.6 30.5 33.5 17.5 10.9 .000

165 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 166

.000 .470 1.04 1.10 1.13 1.07 1.07 1.14 1.12 1.06 .483 .000

.000 44.7 14.4 29.4 33.6 37.0 37.2 33.6 29.4 14.4 44.7 .000

161 162 5 6 7 8 9 10 11 163 164

.000 .000 .432 1.02 1.22 .915 1.23 1.03 .440 .000 .000

.000 .000 51.5 14.5 17.7 48.2 17.7 14.5 51.5 .000 .000

157 158 1 2 3 4 159 160

.000 .000 .462 .867 .869 .464 .000 .000

.000 .000 44.8 11.0 11.0 44.8 .000 .000

152 153 154 155 156 номер сборки

.000 .000 .000 .000 .000 относительная мощность

.000 .000 .000 .000 .000 выгорание MВ*сутки/TU

Распределение по кассетам относительной мощности и выгораний перед началом процесса. Полная мощность реактора: N= 2.1013E+03 МВт.

148 149 150 151 № сборки

0.440 0.826 0.828 0.442 Относительная мощность

9.178 17.253 17.286 9.234 Абсолютная мощность

141 142 143 144 145 146 147

0.406 0.975 1.172 0.882 1.177 0.985 0.414

8.478 20.352 24.463 18.423 24.582 20.561 8.646

131 132 133 134 135 136 137 138 139 140

0.437 0.971 1.037 1.090 1.056 1.061 1.100 1.057 1.000 0.454

9.134 20.274 21.652 22.761 22.060 22.160 22.966 22.069 20.877 9.471

Loop4 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 Loop1

0.821 1.166 1.085 1.092 0.934 1.238 0.933 1.113 1.119 1.210 0.858

17.154 24.341 22.661 22.811 19.509 25.841 19.486 23.249 23.361 25.258 17.924

108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119

0.823 0.877 1.053 0.922 0.980 0.876 0.886 0.999 0.961 1.095 0.921 0.869

17.180 18.319 21.983 19.253 20.467 18.291 18.490 20.852 20.065 22.860 19.228 18.137

95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107

0.439 1.170 1.054 1.231 0.877 1.027 1.244 1.044 0.902 1.288 1.116 1.246 0.470

9.172 24.437 22.005 25.708 18.318 21.441 25.970 21.793 18.829 26.903 23.297 26.012 9.809

83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94

0.979 1.094 0.936 0.876 1.240 0.928 0.937 1.276 0.926 0.991 1.180 1.062

20.438 22.848 19.553 18.283 25.885 19.372 19.569 26.651 19.329 20.697 24.647 22.168

70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82

0.412 1.052 1.107 0.992 1.036 0.931 1.197 0.957 1.092 1.073 1.219 1.170 0.460

8.599 21.965 23.124 20.711 21.638 19.449 24.993 19.976 22.809 22.400 25.457 24.427 9.610

58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69

0.992 1.108 0.941 0.894 1.259 0.945 0.962 1.326 0.988 1.088 1.292 1.166

20.707 23.135 19.642 18.660 26.285 19.736 20.091 27.693 20.637 22.710 26.980 24.355

45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

0.449 1.196 1.081 1.264 0.899 1.071 1.294 1.127 1.003 1.467 1.276 1.436 0.538

9.369 24.979 22.567 26.403 18.766 22.355 27.025 23.537 20.939 30.633 26.646 29.977 11.241

33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44

0.846 0.905 1.089 0.970 1.034 0.929 0.944 1.119 1.098 1.289 1.089 1.029

17.672 18.895 22.735 20.244 21.588 19.389 19.712 23.365 22.920 26.915 22.741 21.480

Loop3 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 Loop2

0.852 1.215 1.141 1.167 0.986 1.320 1.039 1.290 1.328 1.457 1.035

17.782 25.373 23.831 24.372 20.595 27.567 21.693 26.926 27.722 30.434 21.612

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

0.457 1.025 1.118 1.180 1.147 1.166 1.250 1.248 1.204 0.548

9.537 21.392 23.335 24.644 23.956 24.347 26.097 26.061 25.131 11.440

5 6 7 8 9 10 11

0.437 1.065 1.289 0.977 1.329 1.133 0.489

9.135 22.241 26.919 20.405 27.742 23.664 10.218

1 2 3 4

0.484 0.920 0.931 0.501

10.103 19.206 19.438 10.468

Распределение по кассетам относительной и абсолютной мощности (МВт) на пике мощности (t=17.4 c). Полная мощность реактора: N= 3.153E+03 МВт.

148 149 150 151 № сборки

0.473 0.887 0.887 0.473 Относительная мощность

8.086 15.174 15.173 8.087 Абсолютная мощность

141 142 143 144 145 146 147

0.439 1.051 1.262 0.948 1.261 1.050 0.439

7.504 17.967 21.572 16.212 21.566 17.957 7.503

131 132 133 134 135 136 137 138 139 140

0.473 1.050 1.121 1.176 1.137 1.138 1.174 1.121 1.050 0.473

8.083 17.952 19.169 20.105 19.439 19.462 20.079 19.167 17.961 8.081

Loop4 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 Loop1

0.887 1.260 1.174 1.180 1.004 1.325 0.994 1.180 1.175 1.261 0.887

15.160 21.552 20.073 20.171 17.171 22.648 17.000 20.169 20.096 21.559 15.161

108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119

0.886 0.947 1.137 0.994 1.051 0.932 0.936 1.051 1.004 1.136 0.947 0.886

15.156 16.195 19.445 16.990 17.969 15.930 16.012 17.969 17.161 19.423 16.197 15.158

95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107

0.472 1.260 1.135 1.323 0.935 1.085 1.296 1.085 0.931 1.323 1.137 1.260 0.472

8.075 21.543 19.412 22.617 15.994 18.552 22.160 18.553 15.915 22.621 19.438 21.543 8.077

83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94

1.049 1.174 1.002 0.929 1.294 0.958 0.958 1.293 0.934 0.992 1.173 1.049

17.943 20.073 17.136 15.891 22.121 16.387 16.385 22.113 15.977 16.968 20.050 17.934

70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82

0.439 1.121 1.178 1.048 1.081 0.954 1.209 0.954 1.080 1.048 1.177 1.119 0.438

7.502 19.166 20.150 17.923 18.481 16.317 20.674 16.314 18.473 17.912 20.126 19.135 7.489

58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69

1.049 1.172 0.990 0.929 1.281 0.946 0.946 1.281 0.925 1.000 1.172 1.048

17.942 20.040 16.920 15.880 21.898 16.169 16.169 21.905 15.820 17.104 20.046 17.923

45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

0.472 1.257 1.131 1.311 0.915 1.059 1.260 1.060 0.922 1.317 1.131 1.257 0.471

8.066 21.501 19.343 22.411 15.652 18.116 21.542 18.124 15.762 22.517 19.339 21.488 8.055

33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44

0.883 0.941 1.123 0.984 1.018 0.895 0.890 1.018 0.976 1.126 0.941 0.883

15.102 16.090 19.200 16.820 17.403 15.304 15.224 17.412 16.686 19.255 16.091 15.092

Loop3 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 Loop2

0.880 1.246 1.152 1.143 0.945 1.239 0.954 1.143 1.152 1.246 0.880

15.046 21.303 19.702 19.538 16.165 21.182 16.318 19.541 19.692 21.303 15.041

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

0.466 1.031 1.089 1.126 1.076 1.074 1.126 1.089 1.030 0.466

7.975 17.623 18.618 19.250 18.396 18.361 19.259 18.615 17.618 7.976

5 6 7 8 9 10 11

0.426 1.012 1.205 0.901 1.205 1.011 0.426

7.287 17.296 20.607 15.404 20.600 17.291 7.285

1 2 3 4

0.452 0.848 0.848 0.452

7.736 14.496 14.493 7.733

Распределение по кассетам относительной и абсолютной мощности (МВт) в конце процесса. Полная мощность реактора: N= 2.582E+03 Мвт.

148 149 150 151 № сбрки

288.12 288.12 288.12 288.12 Температура (С0)

141 142 143 144 145 146 147

288.92 288.12 288.12 288.12 288.12 288.12 288.12

131 132 133 134 135 136 137 138 139 140

288.92 288.92 288.92 288.12 288.12 288.12 288.12 288.12 286.29 286.29

Loop4 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 Loop1

288.92 288.92 288.92 288.92 288.12 288.12 288.12 288.12 286.29 286.29 286.29

108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119

288.92 288.92 288.92 288.92 288.92 288.12 288.12 288.12 286.29 286.29 286.29 286.29

95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107

288.92 288.92 288.92 288.92 288.92 288.92 287.49 288.12 286.29 286.29 286.29 286.29 286.29

83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94

288.92 288.92 288.92 288.92 287.49 287.49 287.49 287.49 286.29 286.29 286.29 286.29

70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82

287.68 287.68 287.68 287.68 287.68 287.49 287.49 287.49 286.29 286.29 286.29 286.29 286.29

58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69

287.68 287.68 287.68 287.68 287.49 287.49 287.49 287.49 286.39 286.39 286.39 286.39

45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

287.68 287.68 287.68 287.68 287.68 287.56 287.49 286.39 286.39 286.39 286.39 286.39 286.39

33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44

287.68 287.68 287.68 287.68 287.56 287.56 287.56 286.39 286.39 286.39 286.39 286.39

Loop3 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 Loop2

287.68 287.68 287.68 287.56 287.56 287.56 287.56 286.39 286.39 286.39 286.39

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

287.68 287.68 287.56 287.56 287.56 287.56 287.56 286.39 286.39 286.39

5 6 7 8 9 10 11

287.56 287.56 287.56 287.56 287.56 287.56 286.39

1 2 3 4

287.56 287.56 287.56 287.56

Распределение температур теплоносителя на входе в кассеты перед началом процесса. Схематически показаны места подсоединения петель(Loop) к реактору. Loop2 - подключаемая петля.

148 149 150 151 № сбрки

288.37 288.37 288.37 288.37 Температура (С0)

141 142 143 144 145 146 147

288.85 288.37 288.37 288.37 288.37 288.37 288.37

131 132 133 134 135 136 137 138 139 140

288.85 288.85 288.85 288.37 288.37 288.37 288.37 288.37 287.85 287.85

Loop4 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 Loop1

288.85 288.85 288.85 288.85 288.37 288.37 288.37 288.37 287.85 287.85 287.85

108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119

288.85 288.85 288.85 288.85 288.85 288.37 288.37 288.37 287.85 287.85 287.85 287.85

95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107

288.85 288.85 288.85 288.85 288.85 288.85 285.80 288.37 287.85 287.85 287.85 287.85 287.85

83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94

288.85 288.85 288.85 288.85 285.80 285.80 285.80 285.80 287.85 287.85 287.85 287.85

70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82

288.11 288.11 288.11 288.11 288.11 285.80 285.80 285.80 287.85 287.85 287.85 287.85 287.85

58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69

288.11 288.11 288.11 288.11 285.80 285.80 285.80 285.80 278.23 278.23 278.23 278.23

45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

288.11 288.11 288.11 288.11 288.11 283.40 285.80 278.23 278.23 278.23 278.23 278.23 278.23

33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44

288.11 288.11 288.11 288.11 283.40 283.40 283.40 278.23 278.23 278.23 278.23 278.23

Loop3 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 Loop2

288.11 288.11 288.11 283.40 283.40 283.40 283.40 278.23 278.23 278.23 278.23

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

288.11 288.11 283.40 283.40 283.40 283.40 283.40 278.23 278.23 278.23

5 6 7 8 9 10 11

283.40 283.40 283.40 283.40 283.40 283.40 278.23

1 2 3 4

283.40 283.40 283.40 283.40

| NAME OF CALC. | MEAN | MAXIMUM | MINIMUM |MIN.-MAX.|

| OR EXPERIMENT |VALUE© |VALUE© |VALUE© |VALUE© |

| time=17.40 s | 285.80 | 288.85 | 278.23 | 10.62 |

Распределение температур теплоносителя на входе в кассеты на пике мощности (=17.40 сек.). Схематически показаны места подсоединения петель(Loop) к реактору. Loop2 - подключаемая петля.

148 149 150 151 № сбрки

293.11 293.11 293.11 293.11 Температура (С0)

141 142 143 144 145 146 147

293.20 293.11 293.11 293.11 293.11 293.11 293.11

131 132 133 134 135 136 137 138 139 140

293.20 293.20 293.20 293.11 293.11 293.11 293.11 293.11 293.03 293.03

Loop4 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 Loop1

293.20 293.20 293.20 293.20 293.11 293.11 293.11 293.11 293.03 293.03 293.03

108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119

293.20 293.20 293.20 293.20 293.20 293.11 293.11 293.11 293.03 293.03 293.03 293.03

95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107

293.20 293.20 293.20 293.20 293.20 293.20 292.96 293.11 293.03 293.03 293.03 293.03 293.03

83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94

293.20 293.20 293.20 293.20 292.96 292.96 292.96 292.96 293.03 293.03 293.03 293.03

70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.96 292.96 292.96 293.03 293.03 293.03 293.03 293.03

58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69

292.81 292.81 292.81 292.81 292.96 292.96 292.96 292.96 292.83 292.83 292.83 292.83

45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.96 292.83 292.83 292.83 292.83 292.83 292.83

33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.83 292.83 292.83 292.83 292.83

Loop3 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 Loop2

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.83 292.83 292.83 292.83

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.83 292.83 292.83

5 6 7 8 9 10 11

292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.81 292.83

1 2 3 4

292.81 292.81 292.81 292.81

| NAME OF CALC. | MEAN | MAXIMUM | MINIMUM |MIN.-MAX.|

| |VALUE© |VALUE© |VALUE© |VALUE© |

| time=1800.0 s | 292.97 | 293.20 | 292.81 | 0.39 |

Пр.2.2.1.1.4.6 - Распределение температур теплоносителя на входе в кассеты в конце процесса. Схематически показаны места подсоединения петель(Loop) к реактору.

Loop2 - подключаемая петля.



Рисунок 3 -Относительная мощность реактора

Рисунок 4 -Давление над активной зоной реактора

Рисунок 5 - Расход теплоносителя по холодным петлям (1,2,3,4) на входе в реактор



Рисунок 6 - Температура теплоносителя по холодным петлям (1,2,3,4) на входе в реактор (слева) и по горячим ниткам (справа) на выходе из реактора, (начало процесса)

Рисунок 7 - Максимальная линейная мощность (слева) и температура топлива по высоте в центре (справа) для максимально нагруженного твэл, (начало процесса)

Рисунок 8 - Температура оболочки (слева) и запас до кризиса (справа) для максимально напряженного твэл, (начало процесса)



Рисунок 9 - Изменение уровня в парогенераторах по большому (слева) и малому (справа) уровнемерам, (начало процесса)

Рисунок 10 - Расход питательной воды (слева) на входе в парогенератор и расход пара (справа) из парогенератора, (начало процесса)

Рисунок 11 - Давление на выходе парогенераторов (1,2,3,4) и в ГПК (5) (слева) и расход насосов основной питательной воды (справа), (начало процесса)



Рисунок 12 - Текущий уровень в КД(1), номинальный уровень в КД для данной мощности(2) (слева), расход в системе КД: 1-контрольны клапан, 2-рабочий клапан, 3-впрыск

Рисунок 13 - Положение стержней СУЗ от низа активной зоны (слева), средне параметры активной зоны (справа): 1 -температура теплоносителя , 2-температура топлива , 3-плотность теплоносителя, (начало процесса)

Заключение

Обоснована надежность охлаждения активной зоны и проектных критериев безопасности реактора ВВЭР-1000 (на примере 5 блока Нововоронежской АЭС) в режиме подключения неработающей петли с исходного уровня мощности 70 % от номинальной с дополнительными отказами оборудования и ошибочными действиями персонала. Расчет показал необходимость модернизации алгоритмов узла питания парогенераторов при внедрении режима подключения неработающей петли без предварительного снижения мощности.

Список литературы

1 G. Lerchl, H. Austregesilo, ATHLET Mod2.2 Cycle B, User's Manual, GRS 2011.

2 S. Langenbuch, K. Velkov, S. Kliem, U. Rohde, M. Lizorkin, G. Hegyi, A. Kereszturi, Development of Coupled Systems of 3D Neutronics and Fluid-Dynamic System Codes and Their Application for Safety Analysis, EUROSAFE-2000, Paris, November, 2000.

3 S. Langenbuch, M. Lizorkin, U. Rohde, K. Velkov, 3D Neutronic Codes coupled with Thermal-Hydraulic System Codes for PWR, BWR and VVER Reactors. OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Annapolis, Md., U.S.A., November 5-8, 1996

4 S. Langenbuch, H. Austregesilo, P. Fomitchenko, U. Rohde, K. Velkov, Interface Requirements to Couple Thermal-Hydraulic Codes to 3D Neutronic Codes. OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Annapolis, Md., U.S.A., November 5-8, 1996

5 S. Danilin, S. Nikonov, M. Lizorkin, The New Solution of the AER Sixth Dynamic Benchmark Problem With ATHLET/BIPR8, Working Group D Meeting, Moscow, Russia, 21-23 May, 2002.

6 S. Nikonov, A. Kotsarev, M. Lizorkin (RRC KI, Russia), 3D Distribution of Coolant Characteristics in the Reactor Pressure Vessel by Coupled Code ATHLET/BIPR8KN, OECD/DOE/CEA VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, First Workshop (V1000-CT1), Saclay (Paris), France, 12-13 May, 2003.

7 S. Nikonov, A. Kotsarev, M. Lizorkin (RRC KI, Russia), G. Lerchl (GRS), 3D Modeling of Coolant Characteristics Distribution in the Reactor Pressure Vessel by Coupled Computer Codes ATHLET/ BIPR8KN, International Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications, SNA'2003, Paris, France, 22-24 September, 2003.

8 S. Danilin, S. Nikonov, M. Lizorkin, S. Krukov (RRC KI, Russia), Comparative analysis of consistent coast-down of one of four and one of three working main circulation pumps with ATHLET/BIPR8KN and TIGER-1, OECD/DOE/CEA VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, First Workshop (V1000-CT1), Saclay (Paris), France, 12-13 May, 2003.

9 S. Mittag, S. Kliem, F.P. Weiss, R. Kyrki-Rajamдki, A. Hдmдlдinen, S. Langenbuch, S. Danilin, J. Hadek, G. Hegyi, Validation of coupled neutron kinetic/thermal-hydraulic codes, Part 1: Analysis of a VVER-1000 transient (Balakovo-4); Annals of Nuclear Energy, 28 (2001) 857-873

10 S. Mittag, S. Kliem, F.P. Weiss, R. Kyrki-Rajamдki, A. Hдmдlдinen, S. Langenbuch, S. Danilin, J. Hadek, G. Hegyi, Validation of coupled neutron kinetic/thermal-hydraulic codes, Part 2: Analysis of a VVER-440 transient (Loviisa-1); Annals of Nuclear Energy, 29 (2002) 255-269

11 K. Ivanov, E. Sartori, E. Royer, S. Langenbuch, K. Velkov, Validation of coupled thermal-hydraulic and neutronics codes in international co-operation, EUROSAFE-2005, Paris, November 2005

12 Nikonov S., Lizorkin M., Langenbuch S., Velkov K., Kinetics and Thermal-Hydraulic Analysis of Asymmetric Transients in a VVER-1000 by the Coupled Code ATHLET-BIPR8KN, 15th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Znojmo, Czech Republic, Oct. 3-7, 2005.

13 S. Nikonov, S. Langenbuch, K. Velkov, Flow Mixing Modeling by the System Code ATHLET for a VVER-1000 Reactor Vessel Applied for a Main Steam Line Break Transient, Jahrestagung Kerntechnik (Annual Meeting on Nuclear Technology), Aachen, 16-18 May, 2006.

14 S. P. Nikonov S. Langenbuch, M. S. Lizorkin, K. Velkov, Analyses of the MSLB Benchmark V1000-CT2 by the Coupled System Code ATHLET-BIPR8KN, PHYSOR-2006, Advances in Nuclear Analysis and Simulation, Vancouver, BC, Canada, Sept. 10-14, 2006.

15 Nikonov S., Lizorkin M., Kotsarev A., Langenbuch S., Velkov K., Optimal Nodalization Schemas of VVER-1000 Reactor Pressure Vessel for the Coupled Code ATHLET-BIPR8KN, 16th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Bratislava, Sept. 25-29, 2006

16 Nikonov S., Velkov K., Langenbuch S., Lizorkin M.,Development and Application of the Coupled Thermal-Hydraulics and Neutron-Kinetics Code ATHLET/BIPR-VVER for Safety Analysis, EVROSAVE-2006, Paris, November, 2006

17 I Trostel, G. Hegyi, A. Keresztъri, S.Nikonov, Solution of the OECD NEA KALININ-3 Coolant Transient Benchmark Phase 1 Problem by using the ATHLET cod, 19th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Varna, Bulgaria, September, 21-25, 2009

18 S.Nikonov, Langenbuch S, K.Velkov, Impact of Modelling Effects, Initial and Boundary Conditions on Performing ATWS Analysis with the Coupled System Code ATHLET/BIPR-VVER, The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13), Kanazawa City, Ishikawa Prefecture, Japan, September 27-October 2, 2009

Размещено на Allbest.ru

...