8-я мнтк «Обеспечение безопасности аэс с ввэр» окб «гидропресс», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г - davaiknam.ru o_O
Главная
Поиск по ключевым словам:
страница 1
Похожие работы
Название работы Кол-во страниц Размер
8-я мнтк «Обеспечение безопасности аэс с ввэр» окб «гидропресс»,... 1 219.81kb.
Эволюционное развитие проекта аэс-2006 В. А. Мохов, Г. Ф. Банюк, А. 1 9.73kb.
Программа 8-й международной научно-технической конференции «Обеспечение... 4 569.27kb.
Остояние разработок современного фильтрационного оборудования в обеспечение... 1 121.59kb.
Исследование гидравлического сопротивления проточного тракта ввэр-1500 Д. 1 202.83kb.
Верификация программного средства psg2/serpent для расчета изотопного... 1 78.22kb.
Энергопуск 4-го блока Калининской аэс 1 181.16kb.
Программа научно-технической конференции молодых специалистов ОАО... 1 132.15kb.
Программа научно-технической конференции молодых специалистов ОАО... 1 111.39kb.
Россия построит аэс во Вьетнаме 6 Июня 2011 3 370.98kb.
Окб им. Камова История 1940 г 1 39.75kb.
Аэс: история, проблемы и пути их решения Иванова Татьяна 14 лет Санкт-Петербург... 1 311.3kb.
Направления изучения представлений о справедливости 1 202.17kb.

8-я мнтк «Обеспечение безопасности аэс с ввэр» окб «гидропресс», Подольск, Россия - страница №1/1


8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

28-31 мая 2013 г.



МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЯЖЕЛОАВАРИЙНЫХ СЦЕНАРИЕВ НА АЭС
ТРИ-МАЙЛ-АЙЛЕНД В РАМКАХ БЕНЧМАРКА WGAMA TMI-2 BENCHMARK EXERCISE С ПОМОЩЬЮ КОДА СОКРАТ

А.В. Капустин, К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик


ИБРАЭ РАН, Москва, Россия

После аварии на втором блоке АЭС Три-Майл-Айленд 28 марта 1979 года, в результате которой расплавилось около 50 % активной зоны реактора, агентство по атомной энергии OECD/NEA и департамент энергии U.S. DOE организовали совместную рабочую группу, целью которой был расчетный анализ протекания аварии в рамках международного бенчмарка с использованием имевшихся в то время тяжелоаварийных компьютерных кодов [1].

На начальном этапе бенчмарка аварию условно разделили на четыре стадии. Первая стадия охватывает начальный период времени (примерно 100 мин) от исходного события до остановки последнего ГЦН и по феноменологии представляет собой аварию с малой течью.

На второй стадии происходит начальный разогрев и плавление активной зоны, окисляется примерно 30 % циркония, количество сгенерированного водорода к концу второй стадии составляет около 300 кг [1]. В центральной части активной зоны образуется металлическая корка из застывшего материала, которая блокирует проходное сечение и удерживает расплав, стекающий сверху.

Третья стадия начинается с запуска ГЦН в петле B, в результате чего в реактор поступает около 30 м3 теплоносителя, и активная зона на некоторое время заливается водой. По оценкам Куана [2] в ходе третьей стадии в результате запуска ГЦН и подачи воды в реактор образуется около 160 кг водорода. После запуска ГЦН и кратковременного повторного залива, уровень воды в активной зоне вновь уменьшается и оболочки твэлов разогреваются.

На четвертой стадии была запущена система подачи воды высокого давления, и активная зона была заполнена. Однако в центре активной зоны образовалось ядро расплава, окруженное твердой коркой, которое сначала не удавалось охладить. Предполагается, что в некоторый момент времени корка, окружающая ядро, разрушилась, и расплав переместился от центра к периферии. В результате взаимодействия расплава с выгородкой образовалось отверстие, по которому расплав прошел в область байпасного участка. Далее часть расплава (примерно 20 тонн) переместилось по байпасному участку в нижнюю камеру реактора. В конечном итоге в реакторе образовалась такая конфигурация разрушенных материалов, которая позволила отводить тепло и предотвратить дальнейшее перемещение расплава (рис. 1).

Первые результаты расчетов, выполненных участниками этого бенчмарка, появились в 1988 г. В бенчмарке использовались коды ICARE, MELCOR, SCDAP/RELAP5, MARCH, MAAP и др. [1]. Основной задачей расчетов на начальном этапе было воспроизвести аварийный процесс как можно более точно и оценить способности кодов моделировать тяжелоаварийные явления. Результаты расчетов показали, что коды в большинстве случаев могли описать только первые три стадии аварии. При этом наблюдалось значительное расхождение в расчетной массе водорода, сгенерированного во время второй стадии: по различным кодам было получено от 145 до 471 кг водорода. Кроме того, ни один код не предсказал образование какого-либо заметного количества водорода на третьей стадии (после повторного пуска насоса в петле B), когда происходил кратковременный повторный залив частично разрушенной активной зоны.

Основным выводом из этого бенчмарка было то, что окисление при повторном заливе частично разрушенной активной зоны, а также процессы плавления и перемещения расплавленных материалов активной зоны в реакторе до начала повторного залива (до запуска ГЦН в петле B) кодами воспроизводилось неверно.





1 – вход 1-й петли А

2 – вход 2-й петли B

3 – каверна

4 – верхний слой дебриса

5 – корка металл-топливо

6 – расплавленный материал

7 – дебрис в нижней камере

8 – предполагаемый объём урана, который стёк вниз

9 – повреждённые гильзы внутриреакторного контроля

10 – проплавленное отверстие в выгородке активной зоны

11 – слой расплавленных конструкционных материалов в байпасном участке

12 – повреждение верхней решетки


Рис. 1. Геометрия активной зоны в конечном состоянии
Различия в результатах расчетов, полученных разными участниками бенчмарка, могли быть вызваны как различиями в применявшихся моделях, так и разными граничными условиями. Для аварии не было достоверных данных по таким граничным условиям как расход питательной воды, расход продувки-подпитки первого контура, расход воды от системы впрыска высокого давления и расход через сбросной клапан КД. Участники бенчмарка были вынуждены сами оценивать граничные условия аварии, и эти оценки отличались, что затрудняло сравнение результатов. Поэтому задачей следующих бенчмарков стало исследование сценариев ТА с однозначно заданными граничными условиями.

Институт ИБРАЭ РАН присоединился к очередному бенчмарку WGAMA TMI-2 в конце 2011 года. В настоящее время в рамках этого бенчмарка анализируются альтернативные сценарии ТА на основе АЭС TMI-2. В отличие от начальной фазы бенчмарка, когда участники моделировали саму аварию, в альтернативных сценариях задаются однозначные граничные условия, одинаковые для всех участников. При этом анализ выполняется по принципу исследования чувствительности. Например, выбирается базовый сценарий с малой течью без повторного залива, а в дополнение к нему рассматриваются сценарии с варьируемым условием начала повторного залива. Основной целью анализа альтернативных сценариев является оценка способности кодов моделировать тяжелоаварийные процессы при повторном заливе частично разрушенной активной зоны, а также сравнение результатов, полученных разными кодами и участниками, между собой и выяснение причин расхождений. В табл. 1 представлены организации, которые в настоящее время участвуют в бенчмарке, с указанием используемых ими кодов. Как видно из таблицы, среди участников можно выделить группы пользователей кодов ATHLET-CD, MELCOR и ASTEC.


Табл. 1. Участники и коды бенчмарка “WGAMA TMI-2 BENCHMARK EXERCISE”

Организация

Стана

Код

GRS

Германия

ATHLET-CD

IKE

ATHLET-CD

KIT

ASTEC & MELCOR

RUB

ATHLET-CD

ENEA

Италия

ASTEC

IRSN

Франция

ICARE/CATHARE

IVS

Словакия

ASTEC

KAERI

Республика Корея

MELCOR

Tractebel Engineering

Бельгия

MELCOR

SNL

США

MELCOR

BARC

Индия

ASTEC

ИБРАЭ РАН

Россия

СОКРАТ (SOCRAT)

INRNE

Болгария

ASTEC

В настоящем докладе представлены результаты расчетов трех альтернативных сценариев аварии с малой течью на АЭС Три-Майл-Айленд, в которых варьируется условие начала повторного залива. Первый расчет – базовый – выполнен без повторного залива и заканчивается полным разрушением активной зоны, перемещением материалов разрушенной активной зоны на днище корпуса реактора и разрушением корпуса реактора. Во втором и третьем вариантах повторный залив начинается, когда масса разрушенных материалов достигает соответственно 10 и 45 тонн. Расчеты выполнены с помощью системного тяжелоаварийного кода СОКРАТ.

Расчетный комплекс СОКРАТ предназначен для реалистического анализа тяжелых аварий на реакторных установках ВВЭР. Теплогидравлический модуль РАТЕГ кода СОКРАТ основан на негомогенной неравновесной двухжидкостной модели двухфазного потока с примесью неконденсирующихся газов, которая позволяет моделировать основные теплогидравлические процессы, происходящие в легководных реакторах (LWR) при нормальных условиях и во время аварий. Термо-механический модуль СВЕЧА в составе кода СОКРАТ позволяет моделировать такие тяжелоаварийные явления как окисление циркониевых оболочек твэлов в стержневой геометрии, окисление расплава, деформация и разрыв оболочек твэлов, разрушение оксидной пленки на поверхности оболочек твэлов, плавление и перемещение материалов активной зоны, теплообмен излучением, конвективный теплообмен в ванне расплава и др. Третий основной модуль кода СОКРАТ – модуль HEFEST – используется для моделирования взаимодействия кориума со стенкой корпуса реактора, теплопередачи в кориуме, стратификации расплава на днище корпуса реактора, тепловое разрушение корпуса реактора и др. Модули КУПОЛ и АНГАР предназначены для моделирования теплогидравлики защитных оболочек.

Кроме этого, версия /В3 кода СОКРАТ включает специальные модули: БОНУС – для расчета наработки продуктов деления в топливе, PROFIT – для моделирования выхода продуктов деления из топлива и поведения аэрозолей в первом контуре, VAPEX-М – для моделирования взаимодействия расплава с теплоносителем в реакторе, и др.

Для моделирования альтернативных аварийных сценариев на АЭС Три-Майл-Айленд использовались модули РАТЕГ, СВЕЧА и HEFEST. Гидравлическая нодализационная схема (рис. 2) разработана на основе данных по геометрии станции, приведенных в [3], и включает реактор (PWR тепловой мощностью 2772 МВт), две петли A и B, два вертикальных прямоточных парогенератора, четыре холодные нитки, четыре ГЦН и компенсатор давления с дыхательным трубопроводом. Четыре линии аварийной системы впрыска воды высокого давления подключены ко всем холодным ниткам. В обе холодные нитки петли B подается вода от системы подпитки.

Рис. 2. Нодализационная схема реакторной установки блока №2 АЭС Три-Майл-Айленд


Конечно-элементная модель (рис. 3) корпуса реактора, используемая при расчете взаимодействия кориума со стенкой реактора с помощью модуля HEFEST, состоит из 8619 узлов и 8440 элементов.

Активная зона PWR, состоящая из 177 ТВС, представлена в расчетной модели шестью радиальными зонами и разбита по высоте на 22 ячейки, из которых 20 ячеек моделируют обогреваемый участок. На рис. 6 представлено начальное (при работе на номинальной мощности) распределение температуры по ячейкам тепловых элементов, моделирующих ТВС, выгородку, шахту и нижнюю решетку.

При разработке расчетной модели необходимо было учесть особенности распространения расплава в реакторе PWR. Как и в реакторах ВВЭР, расплав может проходить из активной зоны в нижнюю камеру через отверстия в нижней решетке, а при разрушении решетки в расчетах предполагается массовое перемещение остатков разрушенной активной зоны вниз на днище корпуса. Отличительной чертой реактора PWR является возможность интенсивного перемещения расплава по байпасному участку активной зоны. Стенка выгородки активной зоны PWR довольно тонкая (25 мм), а между стенкой выгородки и шахтой много пустого пространства. Как уже отмечалось, во время аварии на АЭС Три-Майл-Айленд произошло горизонтальное растекание расплава до выгородки. После проплавления отверстия в выгородке расплав перемещался вниз в пространстве между выгородкой и шахтой, то есть, по байпасному участку активной зоны, взаимодействуя с горизонтальными перфорированными пластинами. Стенка шахты при этом не была проплавлена насквозь, вероятно, потому что она охлаждалась водой снаружи. При отсутствии охлаждения, как показал расчет альтернативного сценария без повторного залива, стенка шахты может быть проплавлена.

В расчетной модели PWR, использованной в расчетах по СОКРАТ, учтены два возможных пути, по которым материалы разрушенной активной зоны могут попасть в нижнюю камеру реактора. Первый путь – через нижнюю решетку активной зоны. При поступлении расплава на решетку принимается, что 30% материалов остается на решетке, а остальные 70% проходят сквозь решетку в нижнюю камеру. При нагреве решетки до температуры плавления стали (1700 К) моделируется обрушение решетки, и весь материал из активной зоны перемещается на днище реактора.

Второй путь связан с горизонтальной конвекцией расплава от центра активной зоны к выгородке и проплавлением выгородки и обечайки шахты. После того как стенка шахты проплавляется, материал, который приходит из центра активной зоны в область шахты, принудительно направляется вниз на днище корпуса. Для этого в нодализационную схему был включен фиктивный тепловой элемент около внешней поверхности шахты.

В западных расчетных моделях (кодах из табл. 1) поступление материалов через байпас также моделируется упрощенно без учета взаимодействия расплава со стенками в канале между выгородкой и шахтой и без учета горизонтальных пластин. После разрушения выгородки материал, поступающий в байпасный участок, принудительно перемещается на днище реактора.

В табл. 2 представлены параметры моделей кода СОКРАТ, описывающих разрушение активной зоны. Одной из отличительных характеристик кода СОКРАТ от других кодов, используемых в бенчмарке, является диффузионная модель окисления циркония. Эта модель рассчитывает распределение кислорода по толщине оболочки и учитывает диффузию кислорода в системе пар-цирконий-топливо. Модель окисления, используемая в коде СОКРАТ, позволяет рассчитать не только рост оксидной пленки вследствие обогащения оболочки кислородом, но и обратный процесс уменьшения концентрации кислорода в оксидной пленке вследствие диффузии кислорода. При этом становится возможным смоделировать уменьшение и исчезновение оксидной пленки в условиях парового голодания. При температурах ниже 1250 К модель окисления настроена таким образом, чтобы давать результаты близкие к результатам, получаемым при использовании параболической кинетики окисления. При более высоких температурах моделируется диффузия кислорода, при этом учитывается увеличение интенсивности диффузии с ростом температуры.

Некоторые участники бенчмарка использовали при моделировании аварии модель пористого дебриса. В коде СОКРАТ рассматривается только правильная стержневая геометрия, геометрия плавящихся стержней и ванна расплава.


Рис. 3. Конечно-элементная модель корпуса реактора PWR


Рис. 4. Схема тепловых элементов, моделирующих активную зону, и начальный профиль распределения температуры по высоте


Табл. 2. Параметры моделей тяжелоаварийных явлений

Параметр

Корреляция/значение

Модель окисления циркония

Диффузионная модель

800…1250 K – параболический закон

1250…2105 K – диффузионная модель

2105…3000 K – диффузия + конвекция



Условие разрушения пленки ZrO2

TZrO2 > 2300 K и e < 0.3 мм или TZRO2 > 2500 K,

Где TZRO2 – температура оксидной пленки

e – толщина оксидной пленки


Условие механического разрушения оболочки твэла

Расчетное напряжение превышает предельное напряжение или расчетная деформация превышает предельную деформацию

Температура плавления оксидов (UO2 и ZrO2)

UO2 (выгоревший): 2850 K

ZrO2: 2900 K

смесь U-ZR-O: 2250…2850 K (зависит от состава)


Модель пористого дебриса

Модель дебриса не используется. Рассматривается только стержневая геометрия, стекание по поверхности плавящихся стержней и ванна расплава

Исходным событием для анализируемых альтернативных сценариев ТА на АЭС TMI-2 является малая течь размером 20 см2 из горячей нитки петли A с одновременной потерей питательной воды. Начальный переходный процесс, вызванный исходным событием, включает уменьшение давления в первом контуре, выкипание воды второго контура парогенераторов, рост давления в первом контуре вследствие потери теплоотвода, срабатывание аварийной защиты вследствие высокого давления в первом контуре, открытие сбросного клапана на компенсаторе давления. После останова реактора давление в первом контуре быстро уменьшается (рис. 5).


Рис. 5. Давление в первом контуре


Отключение всех ГЦН моделируется по факту уменьшения массы теплоносителя в первом контуре до 85 тонн. После останова насосов расход в циркуляционных петлях уменьшается и происходит сепарация фаз, вследствие чего теплоноситель из вертикальных участков горячих ниток стекает обратно в реактор, что сопровождается увеличением уровня в активной зоне (рис. 6).

Рис. 6. Весовой уровень в активной зоне


Некомпенсируемая течь из первого контура в конечном итоге приводит к осушению активной зоны. Разогрев оболочек твэлов начинается примерно через 2900 с после начала аварии. Окисление циркония вследствие паро-циркониевой реакции начинается на 3400 с аварии. Примерно через 4500 с температура циркония в верхней части активной зоны достигает точки плавления. К этому времени расчетная толщина оксидного слоя составляет примерно 0,15 мм. По мере дальнейшего разогрева оболочки температура на 4507 с достигает величины 2300 К, в результате чего оксидный слой разрушается, и расплав циркония выходит на поверхность оболочки и начинает стекать вниз.

Плавление топлива начинается примерно на 4550 с аварии. Поскольку в нижней части активной зоны присутствует уровень воды, оболочки твэлов внизу активной зоны значительно холоднее, чем вверху. По мере стекания вниз расплав контактирует с относительно холодными поверхностями и затвердевает. Конфигурация активной зоны и распределение температуры ячеек тепловых элементов на момент времени 4650 с показаны на рис. 7. Верхняя часть активной зоны в центральной области уже частично расплавлена. Уровень воды в активной зоне составляет около 1 м. Расплав переместился вниз примерно на треть активной зоны и затвердел. На днище реактора материал еще не появился.

Начиная с этого момента, рассматривается три случая: базовый сценарий без повторного залива и два сценария с повторным заливом, который начинается при различной степени разрушения активной зоны. Степень разрушения активной зоны определяется массой материалов разрушенной активной зоны.

В базовом сценарии принимается отказ систем аварийной подачи воды высокого и низкого давления. Поэтому аварийный процесс приводит к полному осушению активной зоны, перемещению расплава на днище корпуса реактора и разрушению корпуса.


Рис. 7. Температура тепловых элементов активной зоны на момент времени 4650 с в базовом сценарии (без повторного залива)


На 5000 с аварии уже примерно 50 % активной зоны расплавлено (рис. 8). Посередине активной зоны образуется корка из затвердевших материалов, которая препятствует перемещению расплава вниз. В результате горизонтальной конвекции расплава из центра активной зоны к периферии происходит проплавление выгородки. На 5400 с в результате проплавления стенки шахты расплав начинает попадать на днище корпуса реактора (рис. 9). Перемещение материалов разрушенной активной зоны на днище реактора вызывает интенсивное выкипание воды из нижней камеры и рост давления в первом контуре (рис. 5).

По мере уменьшения уровня воды в активной зоне область разрушения перемещается ниже, и практически весь материал активной зоны переходит в расплав. На 6400 с аварии температура нижней решетки достигает 1700 К, и моделируется критериальное разрушение решетки и перемещение материалов из активной зоны в нижнюю камеру.

Разрушение корпуса реактора в базовом сценарии происходит примерно через 12000 с после начала аварии. Количество образовавшегося водорода составляет 800 кг (рис. 10).

В двух сценариях с повторным заливом моделируется подача воды в холодные нитки с общим расходом 25 кг/с. В первом режиме аварийная система впрыска воды высокого давления включается на 4628 с аварии, когда масса материалов разрушенной активной зоны достигает 10 тонн (рис. 11). К этому времени масса сгенерированного водорода составляет 100 кг, а доля прореагировавшего циркония – 11 %. При подаче охлаждающей воды на 4628 с динамика плавления активной зоны примерно соответствует процессу разрушения активной зоны в базовом сценарии до момента разрушения 50% активной зоны: на 5000 с в режиме с заливом при 10 т положение корки и размер ядра расплава почти такие же, как и в базовом сценарии. Но затем повторный залив приводит к тому, что ядро расплава охлаждается и затвердевает, и область плавления активной зоны не проходит дальше середины активной зоны (рис. 12). На поздней стадии расчет показывает, что перемещения материала больше не происходит, активная зона успешно охлаждается (рис. 14), но центральные области застывшего материала остаются горячими с температурой около 1000 К. Весь материал остается в активной зоне и не попадает в нижнюю камеру реактора. Масса водорода, образовавшегося после начала повторного залива, составляет 363 кг. Общая масса образовавшегося водорода в ходе аварийного режима – 463 кг.


Рис. 8. Температура тепловых элементов активной зоны на момент времени 5000 с (проплавление выгородки) в базовом сценарии


Рис. 9. Плотность материалов на днище реактора и температура тепловых элементов активной зоны на момент времени 5400 с (проплавление шахты) в базовом сценарии



Рис. 10. Масса образованного водорода для трех сценариев ТА на АЭС TMI-2


Во втором сценарии с повторным заливом аварийная система впрыска воды высокого давления включается на 4846 с аварии (на 218 с позднее, чем в первом сценарии с заливом), когда масса материалов разрушенной активной зоны достигает 45 тонн. Масса образовавшегося водорода к этому времени составляет 232 кг, что соответствует 26 % прореагировавшего циркония. Степень разрушения активной зоны в режиме с поздним заливом больше, чем в сценарии с ранним заливом: ядро расплава находится ниже середины активной зоны (рис. 13). Как и в первом сценарии с заливом при 10 т, расчет предсказывает, что активная зона успешно охлаждается (рис. 15), и весь материал разрушенной активной зоны остается над нижней решеткой активной зоны. После начала залива образовалось 302 кг. Общее количество водорода, образовавшегося в ходе аварии, составляет 534 кг.

Рис. 11. Общая масса материалов разрушенной части активной зоны для трех сценариев ТА на АЭС TMI-2


Рис. 12. Конечное состояние активной зоны в первом сценарии: повторный залив при массе материалов разрушенной части активной зоны 10 т


Рис. 13. Конечное состояние активной зоны во втором сценарии: повторный залив при массе материалов разрушенной части активной зоны 45 т


Рис. 14. Температура оболочки в первом сценарии: повторный залив при массе материалов разрушенной части активной зоны 10 т


Рис. 15. Температура оболочки во втором сценарии: повторный залив при массе материалов разрушенной части активной зоны 45 т


По результатам расчетов трех рассмотренных альтернативных сценариев аварии с малой течью на АЭС Три-Майл-Айленд, выполненных в рамках бенчмарка WGAMA TMI-2 с помощью кода СОКРАТ, можно сделать следующие выводы. Максимальное количество водорода, равное 800 кг, получено в базовом сценарии без залива. Анализ сценариев с заливом показывает, что залив частично разрушенной активной зоны в рассмотренном диапазоне разрушения (доля прореагировавшего циркония до 26 % и масса разрушенных материалов до 45 тонн) приводит к постепенному расхолаживанию ядра расплава и предотвращает полное разрушение активной зоны. При более раннем заливе количество образовавшегося водорода уменьшается по сравнению с поздним заливом.

Перемещение материалов разрушенной части активной зоны на днище корпуса реактора предсказывается только в сценарии без повторного залива. Тем не менее, следует отметить, что во всех трех рассмотренных режимах имеет место горизонтальная конвекция расплава из центра активной зоны в область выгородки и проплавление выгородки. Принимая во внимание ограничение расчетной модели, которое касается моделирования перемещения расплава по байпасному участку, можно сделать вывод, что в реальной ситуации конечное распределение материалов в реакторе после повторного залива будет отличаться от предсказанного, так как часть материалов пройдет в относительно более холодный байпасный участок и либо там затвердеет, либо пройдет дальше в нижнюю камеру.



Список литературы
1. TMI-2 Analysis Exercise task Group, “TMI-2 Analysis Exercise Final Report”, NEA/CSNI/R(91)8, April 1992.

2. P.Kuan, J.L. Anderson, and E.L. Tolman, “Thermal Interactions Durin the Three Mile Island Unit 2 2-B Coolant Pump Transient”, Nuclear Technology, 87, 4, December 1989.

3. K. N. Ivanov, T. M. Beam, A. J. Baratta, Pressurised Water Reactor Main Steam Line Break (MSLB) Benchmark, Volume 1: Final Specifications, NEA/NSC/DOC(99)8 (1999).
Список сокращений
ВВЭР Водо-водяной энергетический реактор

ГЦН Главный циркуляционный насос

КД Компенсатор давления

СОКРАТ  Система отраслевых кодов для расчетного анализа тяжелых аварий

ТА Тяжелая авария
OECD Organisation for Economic Co-operation and Development, Организация экономического сотрудничества и развития

NEA Nuclear Energy Agency, Агентство по атомной энергии

DOE Department of Energy, Департамент энергетики США

TMI Three-Mile-Island

WGAMA Working Group on the Analysis and Management of Accidents, Рабочая группа по управлению и анализу аварий

RCS Reactor Coolant System, первый контур реакторной установки

OTSG Once-Through Steam Generator, прямоточный парогенератор

MSIV Main Steam Isolation Valve, главная паровая задвижка

LWR Light Water Reactor, легководный реактор

PWR Pressurized Water Reactorб реактор с водой под давлением

HPIS High Pressure Injection System, система впрыска высокого давления

PORV Pressure Operated Release Valve, импульсное предохранительное устройство (сбросной клапан)









Не кради во время испытательного срока! Циприан Черник
ещё >>