НЕКОТОРЫЕ ПРОБЛЕМЫ КРУПНОМАСШТАБНЫХ СТЕНДОВ БЕЗОПАСНОСТИ

В. Н. Смолин, В. П. Шитов, В. И. Грачев, А. И. Ионов, А. И. Емельянов, Т. К. Седова, С. М. Балашов

Аннотация


В статье изложены некоторые проблемы, связанные с проектированием, сооружением и результатами работы крупномасштабных стендов безопасности применительно к водо-водяным, канальным и корпусным кипящим реакторам. Показано, что недостаточное соблюдение принципов моделирования в экспериментальных установках может приводить к ошибочным результатам в вопросах эффективности систем аварийного охлаждения активных зон реакторов. Отечественные и зарубежные результаты убеждают, что удачное проектирование, технологичность, надежность всех элементов модели активной зоны позволяют избежать потери времени и средств при выполнении экспериментальных программ, например, исключить такие потери из-за частых отказов имитаторов твэлов, являющихся высокотехнологичными и ответственными элементами стендов. Список лит. 21 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Adams J., Batt D., Berta V. Influence of LOFT PWR transient simulations on thermal — hydraulic aspects of commercial PWR safety. — Nucl. Safety, 1986, v. 27, № 2, p. 179—192.

Levy S. The important role of thermal hydraulics in 50 years of nuclear power applications. — Nucl. Engng Design, 1994, v. 149, № 1—3, p. 1 — 10.

Weiss P., Emmerling R., Hertlein R., Leibert J. UPTF experiment refined PWR LOCA thermal-hydraulic scenarios: Conclusions from a full-scale experiment program. — Ibid., 1999, v. 149, № 1—3, p. 333—347.

Classer H., Karwart H. The contribution of UPTF experiments to resolve some scale — up uncertainties in countercurrent two-phase flow. — Ibid., 1993, v. 145, № 1—3, p. 63—84.

Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР. — Теплоэнергетика, 1988, № 12, с. 24—28.

Гордон Б.Г. Крупномасштабная модель атомной электростанции с реактором типа ВВЭР. — В сб.: Эксплуатация и ремонт оборудования АЭС. Сер. Энергетика и электрификация. Экспресс-информация. М., 1986, вып. 2, с. 11—15.

Нигматулин Б.И., Балашов С.М. Вопросы сооружения модели реактора полномасштабного стенда безопасности ВВЭР. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-95». Обнинск, ноябрь 21—24, 1995.

Балашов С.М., Зоричев В.В., Коньков А.С. Опыт применения мощных электронагревателей в теплофизических экспериментах. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-98». Обнинск, 26—29 мая, 1998, т. 1, с. 372-380.

Blaisdell J. PWR FLECHT Final Report. WCAP-7665, 1971.

Majed M., Norback G., Wiman P. e.a. Experience using individually supplied heater rods in critical power testing of advanced BWR fuel. NURETH-7, 1998, p. 2608—2920.

Балашов С.М., Коньков А.С., Землянухин В.В. Экспериментальное исследование повторного затопления в сборках тепловыделяющих стержней ВВЭР. — Теплоэнергетика, 1999, № 6, с. 26—32.

Ложкин В.В., Судницын О.А., Куликов Б.И. Результаты экспериментального исследования по повторному охлаждению на моделях ТВС реактора ВВЭР при заливе снизу. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-98». Обнинск, 26—29 мая, 1998, т. 1, с. 389—399.

Status Report to the Advisory Committee on Reactor Safeguards in the Matter of Westinghouse Electric Company ECCS upper Head Injection Evaluation Model Conformance to 10 CFR50. Appendix K., 1976.

Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Левчук С.В. и др. Создание полномасштабного макета кассеты реактора ВВЭР-440 для исследования температурного режима активной зоны на стадии повторного залива. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-82». Карловы-Вары, 4—8 мая, 1982, т. 1, с. 124—128.

Ложкин В.В., Судницын О.А., Куликов Б.И. Результаты экспериментального исследования по повторному охлаждению на моделях ТВС реактора ВВЭР при заливе сверху и комбинированном заливе. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-98». Обнинск, 26—29 мая, 1998, т. 1, с. 381—388.

Балашов С.М., Гордон Б.Г. Экспериментальное исследование повторного затопления модели кассеты ВВЭР-440. — В сб.: Теплогидравлические процессы в оборудовании АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986, с. 21—27.

Tuomisto Н. Large-scale air/water flow tests for separate effects during LOCAs in PWR. — In: Proc. Specialist Meeting on Small Break LOCA Analyses on LWR. Pisa, Italy, 23—27 June, 1985, v. 1, p. 149—162.

Габараев Б.А., Смолин В.Н., Соловьев С.Л. Принципы создания стендов-моделей для верификации теплогидравлических кодов для расчета энергетических реакторов. — В сб.: Теплофизические аспекты безопасности АЭС. Межд. конф. «Теплофизика-2001». Обнинск, 29—31 мая, 2001, с. 48—50.

Смолин В.Н., Шишов В.П., Емельянов А.И. и др. Электронагреватели для теплофизических моделей твэлов. — Атомная энергия, 2000, т. 89, вып. 6, с. 497—500.

Смолин В.Н., Балашов С.М. Опыт разработки и применения имитаторов твэлов для проведения теплофизических исследований. — В сб.: Межд. конф. «Теплофизика-95». Обнинск, ноябрь 21—24, 1995.

Митяев Ю.И., Токарев Ю.И., Соколов И.Н. и др. АС нового поколения с корпусным кипящим реактором повышенной безопасности. — Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 1, с. 13—19.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.