Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000
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 fu...
Збережено в:
| Дата: | 2016 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2016
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/14 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-14 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-142019-03-02T09:02:57Z Thermal-Hydraulic Safety Analysis of Mixed Core Loads for Ukrainian NPPs with VVER-1000 Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 Vorobyov, Yu. Nosovsky, A. Pohonets, O. Shevchenko, I. 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. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2016-05-20 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/14 10.32918/nrs.2016.2(70).02 Nuclear and Radiation Safety; No 2(70) (2016): Nuclear and Radiation Safety; 9-12 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(70) (2016): Ядерна та радіаційна безпека; 9-12 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/14/14 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2019-03-02T09:02:57Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Vorobyov, Yu. Nosovsky, A. Pohonets, O. Shevchenko, I. |
| spellingShingle |
Vorobyov, Yu. Nosovsky, A. Pohonets, O. Shevchenko, I. Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Vorobyov, Yu. Nosovsky, A. Pohonets, O. Shevchenko, I. |
| author_sort |
Vorobyov, Yu. |
| title |
Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| title_short |
Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| title_full |
Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 |
| title_sort |
теплогідравлічний аналіз безпеки змішаних паливних завантажень для аес україни з реакторами ввер-1000 |
| title_alt |
Thermal-Hydraulic Safety Analysis of Mixed Core Loads for Ukrainian NPPs with VVER-1000 |
| description |
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. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2016 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/14 |
| work_keys_str_mv |
AT vorobyovyu thermalhydraulicsafetyanalysisofmixedcoreloadsforukrainiannppswithvver1000 AT nosovskya thermalhydraulicsafetyanalysisofmixedcoreloadsforukrainiannppswithvver1000 AT pohonetso thermalhydraulicsafetyanalysisofmixedcoreloadsforukrainiannppswithvver1000 AT shevchenkoi thermalhydraulicsafetyanalysisofmixedcoreloadsforukrainiannppswithvver1000 AT vorobyovyu teplogídravlíčnijanalízbezpekizmíšanihpalivnihzavantaženʹdlâaesukraínizreaktoramivver1000 AT nosovskya teplogídravlíčnijanalízbezpekizmíšanihpalivnihzavantaženʹdlâaesukraínizreaktoramivver1000 AT pohonetso teplogídravlíčnijanalízbezpekizmíšanihpalivnihzavantaženʹdlâaesukraínizreaktoramivver1000 AT shevchenkoi teplogídravlíčnijanalízbezpekizmíšanihpalivnihzavantaženʹdlâaesukraínizreaktoramivver1000 |
| first_indexed |
2025-07-17T12:04:26Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:04:26Z |
| _version_ |
1844164629087911936 |