Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора

• Published in: Ядерна та радіаційна безпека
• Date: 2011
• Main Authors: Воробьев, Ю.Ю., Кочарьянц, О.Р.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2011
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97433
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора / Ю.Ю. Воробьев, О.Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 29-37. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.

Проведена валидация модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода
 RELAP5/MOD3.2 с подробным моделированием опускного участка при помощи
 азимутального разделения на 20 вертикальных каналов с соединением поперечными
 связями. В качестве экспериментальных данных для сравнения использованы измеренные
 параметры нарушения с незакрытием предохранительного клапана (ПК) компенсатора
 давления (КД) на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС. Модель применяется для оценки
 формирования условий термошока корпуса реактора. Проведено валідацію моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду
 RELAP5/MOD3.2 з детальним моделюванням опускної ділянки за допомогою азимутного
 розділення на 20 вертикальних каналів із з’єднанням поперечними зв’язками. За
 експериментальні дані для порівняння використано виміряні параметри порушення з
 незакриттям запобіжного клапана (ЗК) компенсатора тиску (КТ) на енергоблоці № 3
 Рівненської АЕС. Модель використовується для оцінки формування умов термошоку
 корпусу реактора. The WWER-1000 reactor model for RELAP5/mod3.2 computer code is validated. The
 model includes detailed modeling of the downcomer by dividing it azimuthally into 20 vertical
 channels with crossflow junctions. The measured parameters for the failure of the Rivne-3
 pressurizer safety valve to close are used as experimental data. The model is applied to evaluate
 reactor vessel thermal shock conditions.