Проверка критериев безопасности смешанных загрузок ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000

Abstract

Исследуются теплогидравлические аспекты моделирования смешанных активных зон (с несколькими видами ядерного топлива) с топливом ТВСА, ТВС-W и ТВС-WR. Предварительно оценены критерии/ безопасности по максимальной температуре оболочек твэлов в представительных событиях анализа проектных аварий (АПА) для ВВЭР-1000 с использованием расчетного кода RELAP5/MOD3.2. Установлено, что максимальная температура оболочек твэлов при введении нового топлива ТВС-WR или ТВС-W увеличивается по сравнению с температурой для ТВСА. При заклинивании главного циркуляционного насоса и двухстороннем разрыве холодной нитки главного циркуляционного трубопровода (максимальная проектная авария) предварительные оценки показали, что предел по максимальной температуре оболочек твэлов 1200 °С не нарушается. Полученные результаты позволяют утверждать о необходимости дальнейшего анализа теплогидравлики совместного использования ТВС ВВЭР-1000 различных типов в аварийных режимах. АПА энергоблока должен быть дополнен исследованием аварий для смешанных активных зон.

Досліджуються теплогідравлічні аспекти моделювання змішаних активних зон (з кількома видами ядерного палива) з паливом ТВСА, ТВС-W та ТВС-WR. Проведено попередні оцінки критеріїв безпеки за максимальною температурою оболонок твелів у показних подіях аналізу проектних аварій (АПА) для ВВЕР-1000 з використанням розрахункового коду RELAP5/MOD3.2. Доведено, що максимальна температура оболонок твелів при введенні нового палива ТВС-W або ТВС-WR збільшується порівняно з температурою для ТВСА. При заклинюванні головного циркуляційного насосу і двосторонньому розриві холодної нитки головного циркуляційного трубопроводу (максимальна проектна аварія) попередні оцінки показали, що межа за максимальною температурою оболонок твелів 1200 °С не порушується. Отримані результати підтверджують необхідність подальшого аналізу теплогідравліки спільного використання ТВЗ ВВЕР-1000 різних типів в аварійних режимах. АПА енергоблока має бути доповнений дослідженням аварій для змішаних активних зон.

The thermal-hydraulic aspects of modeling the mixed core (several types of nuclear fuel) with TVSA, TVS-W and TVS-WR fuel are analyzed. The safety criteria for the maximal fuel cladding temperature are evaluated for representative events of design basis accident (DBA) analysis for WWER-1000 reactors using RELAP5/MOD3.2 computer code. It is shown that the maximal cladding temperature increases with introduction of new TVS-WR or TVS-W fuel as compared to TVSA. Preliminary analyses have shown that the maximal cladding temperature does not exceed its limit of 1200 С in the events involving seizure of the main coolant pump (MCP) and double-ended cold leg break of the main coolant piping. The results confirm the need for further thermal-hydraulic analysis of WWER-1000 mixed cores. DBA analysis has to be complemented with calculations for mixed cores.