Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 - Воробйов, Ю.Ю.; Носовський, А.В.; Погонець, О.С.; Шевченко, І.А. (Ядерна та радіаційна безпека, 2016)
Наведено результати теплогідравлічного аналізу змішаних паливних завантажень шляхом перевірки неперевищення критеріїв безпеки. Підтверджено надійність охолодження ядерного палива в показних подіях аналізу проектних аварій. За допомогою програмного коду RELAP5/MOD3.2 показано, що максимальна температура оболонки твела в разі введення нового палива ТВЗ-WR та ТВЗА-12 в завантаження сумісно з ТВЗА не перевищує 1200 ºС. Зроблено висновок про можливість безпечного впровадження нових типів палива для АЕС України. Представлены результаты теплогидравлического анализа смешанных топливных загрузок путем проверки непревышения критериев безопасности. Подтверждена надежность охлаждения ядерного топлива в представительных событиях анализа проектных аварий. С помощью программного кода RELAP5/MOD3.2 показано, что максимальная температура оболочки твэла при введении нового топлива ТВС-WR и ТВСА-12 в загрузку совместно с ТВСА не превышает 1200 °С. Сделан вывод о возможности безопасного внедрения новых типов топлива для АЭС Украины. The paper presents thermal-hydraulic analysis of mixed core loads to confirm compliance with safety criteria. The objective is to verify reliability of nuclear fuel cooling in representative events of the design-basis accident analysis. RELAP5/MOD3.2 computer code was applied to show that maximum fuel cladding temperature does not exceed 1200 °C in mixed TVSA-12, TVS-WR and TVSA cores. The analysis led to the conclusion on possible safe implementation of new fuel at Ukrainian NPPs.