Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Дата: | 2013 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2013
|
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97258 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97258 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Воробьев, Ю.Ю. Терещенко, И.А. 2016-03-26T13:52:24Z 2016-03-26T13:52:24Z 2013 Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97258 621.039.53: 004.94 Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели с использованием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации в холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием предохранительного клапана компенсатора давления с экспериментальными данными показало улучшение картины описания переходного процесса. Модель может применяться для оценки явлений при ожидаемой термической стратификации теплоносителя в холодных нитках. Ключевые слова: стратификация потоков, расчетная модель, перемешивание, термошок, термоудар, компьютерная модель, расчетный код, валидация. Проведено розбиття холодних та гарячих ниток моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютеронго коду RELAP5/MOD3.2 на два рівні за висотою для моделювання стратифікованих течій в головному циркуляційному трубопроводі в разі подачі води від системи охолодження активної зони. Виконано тестування моделі з використанням експериментальних даних щодо перемішування та стратифікації в холодній нитці. Порівняння результатів розрахунку течі з незачиненням запобіжного клапана компенсатора тиску з експериментальними даними показало покращення картини опису перехідного процесу. Модель може застосовуватися для оцінки явищ при очікуваній термічній стратифікації теплоносія в холодних нитках. Ключові слова: стратифікація потоків, розрахункова модель, перемішування, термошок, термоудар, комп’ютерна модель, розрахунковий код, валідація. The cold and hot legs are split in the WWER-1000 model for RELAP/MOD3.2 code into two vertical levels to model the stratified flows in the main coolant piping (MCP) in case of water injection by core cooling systems. The model is tested using the cold leg stratification and mixing experimental data. The comparison of the results for a leak through the open pressurizer safety valve with experimental data showed improvement of transient behavior. The model can be used for the evaluation of anticipated thermal stratification phenomena in cold legs. Keywords: flow stratification, calculation model, mixing, thermal shock, computer model, computer code, validation ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 Моделювання температурного розшарування в головному циркуляційному трубопроводі за природної циркуляції теплоносія першого контуру для оцінки термошоку корпусу реактора за допомогою коду RELAP5/MOD3.2 Modeling of Thermal Stratification in Main Coolant Piping under Natural Circulation for Assessment of Reactor Pressure Vessel Thermal Shock Conditions Using RELAP5/MOD3.2 Code Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 |
| spellingShingle |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 Воробьев, Ю.Ю. Терещенко, И.А. |
| title_short |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 |
| title_full |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 |
| title_fullStr |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 |
| title_full_unstemmed |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 |
| title_sort |
моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода relap5/mod3.2 |
| author |
Воробьев, Ю.Ю. Терещенко, И.А. |
| author_facet |
Воробьев, Ю.Ю. Терещенко, И.А. |
| publishDate |
2013 |
| language |
Russian |
| container_title |
Ядерна та радіаційна безпека |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Моделювання температурного розшарування в головному циркуляційному трубопроводі за природної циркуляції теплоносія першого контуру для оцінки термошоку корпусу реактора за допомогою коду RELAP5/MOD3.2 Modeling of Thermal Stratification in Main Coolant Piping under Natural Circulation for Assessment of Reactor Pressure Vessel Thermal Shock Conditions Using RELAP5/MOD3.2 Code |
| description |
Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для
компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования
стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды
от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели с
использованием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации в
холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием
предохранительного клапана компенсатора давления с экспериментальными данными
показало улучшение картины описания переходного процесса. Модель может
применяться для оценки явлений при ожидаемой термической стратификации
теплоносителя в холодных нитках.
Ключевые слова: стратификация потоков, расчетная модель, перемешивание,
термошок, термоудар, компьютерная модель, расчетный код, валидация.
Проведено розбиття холодних та гарячих ниток моделі реактора ВВЕР-1000 для
комп’ютеронго коду RELAP5/MOD3.2 на два рівні за висотою для моделювання
стратифікованих течій в головному циркуляційному трубопроводі в разі подачі води від
системи охолодження активної зони. Виконано тестування моделі з використанням
експериментальних даних щодо перемішування та стратифікації в холодній нитці.
Порівняння результатів розрахунку течі з незачиненням запобіжного клапана
компенсатора тиску з експериментальними даними показало покращення картини опису
перехідного процесу. Модель може застосовуватися для оцінки явищ при очікуваній
термічній стратифікації теплоносія в холодних нитках.
Ключові слова: стратифікація потоків, розрахункова модель, перемішування, термошок,
термоудар, комп’ютерна модель, розрахунковий код, валідація.
The cold and hot legs are split in the WWER-1000 model for RELAP/MOD3.2 code into two
vertical levels to model the stratified flows in the main coolant piping (MCP) in case of water
injection by core cooling systems. The model is tested using the cold leg stratification and mixing
experimental data. The comparison of the results for a leak through the open pressurizer safety
valve with experimental data showed improvement of transient behavior. The model can be used
for the evaluation of anticipated thermal stratification phenomena in cold legs.
Keywords: flow stratification, calculation model, mixing, thermal shock, computer model,
computer code, validation
|
| issn |
2073-6231 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97258 |
| citation_txt |
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT vorobʹevûû modelirovanietemperaturnogorassloeniâvglavnomcirkulâcionnomtruboprovodepriestestvennoicirkulâciiteplonositelâpervogokonturadlâocenkitermošokakorpusareaktoraspomoŝʹûkodarelap5mod32 AT tereŝenkoia modelirovanietemperaturnogorassloeniâvglavnomcirkulâcionnomtruboprovodepriestestvennoicirkulâciiteplonositelâpervogokonturadlâocenkitermošokakorpusareaktoraspomoŝʹûkodarelap5mod32 AT vorobʹevûû modelûvannâtemperaturnogorozšaruvannâvgolovnomucirkulâcíinomutruboprovodízaprirodnoícirkulâcííteplonosíâperšogokonturudlâocínkitermošokukorpusureaktorazadopomogoûkodurelap5mod32 AT tereŝenkoia modelûvannâtemperaturnogorozšaruvannâvgolovnomucirkulâcíinomutruboprovodízaprirodnoícirkulâcííteplonosíâperšogokonturudlâocínkitermošokukorpusureaktorazadopomogoûkodurelap5mod32 AT vorobʹevûû modelingofthermalstratificationinmaincoolantpipingundernaturalcirculationforassessmentofreactorpressurevesselthermalshockconditionsusingrelap5mod32code AT tereŝenkoia modelingofthermalstratificationinmaincoolantpipingundernaturalcirculationforassessmentofreactorpressurevesselthermalshockconditionsusingrelap5mod32code |
| first_indexed |
2025-12-07T13:29:10Z |
| last_indexed |
2025-12-07T13:29:10Z |
| _version_ |
1850856335938158592 |