Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1
This paper describes the main steps and results of preparing WWER-440/213 model for TRACE system thermohydraulic code to be used in further deterministic analysis calculations. As the basis for developing the model, the previously developed RELAP5/Mod.3.2 input deck was used. As a first step, the th...
Gespeichert in:
| Datum: | 2019 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/187 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-187 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1872020-02-03T16:47:06Z Validation of WWER-440/213 Thermohydraulic Model for TRACE Computer Code Based on RNPP-1 Incident Data Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 Yanovskiy, S. Zhabin, O. Pustovit, V. This paper describes the main steps and results of preparing WWER-440/213 model for TRACE system thermohydraulic code to be used in further deterministic analysis calculations. As the basis for developing the model, the previously developed RELAP5/Mod.3.2 input deck was used. As a first step, the thermohydraulic components of input deck were automatically converted to TRACE format using SNAP utility. Then, necessary manual adjustments and additions were implemented to incorporate the safeguards actuation logic and operation of various plant controllers into the model. A set of validation calculations was performed for various transients (abnormal operation events) that had actually occurred at Rivne NPP Unit 1 to confirm that the TRACE model is capable of reproducing adequately the response of nuclear power plant with WWER-440/213 reactor. The results for one of validation calculations (Loss of normal power supply with reactor scram and additional failures) are provided as an example. Comparison of calculation results with plant measured data demonstrate acceptable agreement for the main plant parameters. To extend the scope of model validation, the cross-code comparison between TRACE and RELAP5 results is planned to be performed for a number of representative design-basis accident scenarios. Представлені результати робіт з розробки та валідації моделі реактора ВВЕР‑440 /В-213. Описано основні особливості процесу розробки і підходи, що були використані для валідації. На прикладі моделювання однієї з подій, що мали місце на реальному енергоблоці, наведено результати валідації, які підтверджують застосовність розробленої моделі для виконання розрахункових аналізів процесів у реакторній установці енергоблоків типу ВВЕР-440 під час порушень нормальної експлуатації та в аварійних режимах. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-12-19 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/187 10.32918/nrs.2019.4(84).05 Nuclear and Radiation Safety; No 4(84) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 34-45 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(84) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 34-45 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/187/179 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2020-02-03T16:47:06Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Yanovskiy, S. Zhabin, O. Pustovit, V. |
| spellingShingle |
Yanovskiy, S. Zhabin, O. Pustovit, V. Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| author_facet |
Yanovskiy, S. Zhabin, O. Pustovit, V. |
| author_sort |
Yanovskiy, S. |
| title |
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| title_short |
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| title_full |
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| title_fullStr |
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| title_full_unstemmed |
Валідація теплогідравлічної моделі реактора ВВЕР-440/В-213 для розрахункового коду TRACE на основі даних про порушення на енергоблоці РАЕС-1 |
| title_sort |
валідація теплогідравлічної моделі реактора ввер-440/в-213 для розрахункового коду trace на основі даних про порушення на енергоблоці раес-1 |
| title_alt |
Validation of WWER-440/213 Thermohydraulic Model for TRACE Computer Code Based on RNPP-1 Incident Data |
| description |
This paper describes the main steps and results of preparing WWER-440/213 model for TRACE system thermohydraulic code to be used in further deterministic analysis calculations. As the basis for developing the model, the previously developed RELAP5/Mod.3.2 input deck was used. As a first step, the thermohydraulic components of input deck were automatically converted to TRACE format using SNAP utility. Then, necessary manual adjustments and additions were implemented to incorporate the safeguards actuation logic and operation of various plant controllers into the model.
A set of validation calculations was performed for various transients (abnormal operation events) that had actually occurred at Rivne NPP Unit 1 to confirm that the TRACE model is capable of reproducing adequately the response of nuclear power plant with WWER-440/213 reactor. The results for one of validation calculations (Loss of normal power supply with reactor scram and additional failures) are provided as an example. Comparison of calculation results with plant measured data demonstrate acceptable agreement for the main plant parameters.
To extend the scope of model validation, the cross-code comparison between TRACE and RELAP5 results is planned to be performed for a number of representative design-basis accident scenarios. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/187 |
| work_keys_str_mv |
AT yanovskiys validationofwwer440213thermohydraulicmodelfortracecomputercodebasedonrnpp1incidentdata AT zhabino validationofwwer440213thermohydraulicmodelfortracecomputercodebasedonrnpp1incidentdata AT pustovitv validationofwwer440213thermohydraulicmodelfortracecomputercodebasedonrnpp1incidentdata AT yanovskiys valídacíâteplogídravlíčnoímodelíreaktoravver440v213dlârozrahunkovogokodutracenaosnovídanihproporušennânaenergoblocíraes1 AT zhabino valídacíâteplogídravlíčnoímodelíreaktoravver440v213dlârozrahunkovogokodutracenaosnovídanihproporušennânaenergoblocíraes1 AT pustovitv valídacíâteplogídravlíčnoímodelíreaktoravver440v213dlârozrahunkovogokodutracenaosnovídanihproporušennânaenergoblocíraes1 |
| first_indexed |
2025-07-17T12:04:48Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:04:48Z |
| _version_ |
1844164661755248640 |