Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР

Владимир [Vladimir] Николаевич [N.] Блинков [Blinkov]; Олег [Oleg] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]; Владимир [Vladimir] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]; Илья [Ilya] Владимирович [V.] Елкин [Elkin]; Сергей [Sergey] Михайлович [M.] Никонов [Nikonov]; Юрий [Yuriy] Вячеславович [V.] Парфенов [Parfenov]

Владимир [Vladimir] Николаевич [N.] Блинков [Blinkov]
Олег [Oleg] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]
Владимир [Vladimir] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]
Илья [Ilya] Владимирович [V.] Елкин [Elkin]
Сергей [Sergey] Михайлович [M.] Никонов [Nikonov]
Юрий [Yuriy] Вячеславович [V.] Парфенов [Parfenov]

Ключевые слова: теплогидравлика, интегральный стенд, безопасность АЭС, авария с потерей теплоносителя

Аннотация

В 1998 г. был введен в строй интегральный стенд ПСБ-ВВЭР, моделирующий первый контур реакторной установки ВВЭР-1000 с объемно-мощностным масштабом 1:300. На сегодняшний день он является самой крупной установкой, способной работать при номинальных параметрах теплоносителя, в котором наиболее полно представлены все основные элементы первого контура, включая системы безопасности. Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов, ориентированных на анализ теплогидравлических процессов в реакторных установках с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Дополнительно стенд позволяет: анализировать методы и алгоритмы управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах; экспериментально подтверждать работоспособность элементов и систем энергоблоков в различных режимах эксплуатации и проверять инженерные решения, предлагаемые в новых проектах реакторных установок. Приведено краткое описание интегрального стенда ПСБ-ВВЭР и представлен краткий обзор проведенных экспериментов. Описан пример использования экспериментальных данных, полученных на стенде для верификации расчетного кода RELAP5 на примере эксперимента «Течь 4,1% из холодного трубопровода», выполненного в рамках проекта под эгидой OECD. Использование экспериментального стенда для проверки инженерных решений, предлагаемых в новых проектах реакторных установок, и экспериментальных данных, полученных на стенде ПСБ-ВВЭР для анализа методов и алгоритмов управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах, рассмотрены на примерах обоснования новых пассивных систем безопасности, примененных в проектах АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, и работ, выполненных в рамках проекта TACIS, посвященного проверке процедур по управлению авариями на АЭС с ВВЭР-1000. Подведены краткие итоги эксплуатации стенда и обозначены направления дальнейшего его использования.

Сведения об авторах

Владимир [Vladimir] Николаевич [N.] Блинков [Blinkov]

Учёная степень: доктор технических наук
Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность профессор

Олег [Oleg] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]

Учёная степень: доктор физико-математических наук
Место работы АО «Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций»; кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность зам. директора по научной работе; профессор

Владимир [Vladimir] Игоревич [I.] Мелихов [Melikhov]

Учёная степень: доктор технических наук
Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ «МЭИ»
Должность профессор

Илья [Ilya] Владимирович [V.] Елкин [Elkin]

Учёная степень: доктор технических наук
Место работы АО «Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций»
Должность главный научный сотрудник

Сергей [Sergey] Михайлович [M.] Никонов [Nikonov]

Учёная степень: кандидат технических наук
Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность доцент

Юрий [Yuriy] Вячеславович [V.] Парфенов [Parfenov]

Учёная степень: доктор технических наук
Место работы кафедра Атомных электрических станций НИУ МЭИ
Должность зав. кафедрой

Литература

1. Annunziato A. e. a. CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients // Rep. № 132, OECD/CSNI. Paris, 1996.
2. Validation Matrix for the Assessment of ThermalHydraulic Codes for VVER LOCA and Transients // Rep.OECD Supp. Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix. NEA/CSNI/R, 2001.
3. А.с. № 2007620218. Электронная база опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «EREC-STRESA» / В.Н. Блинков и др. М.: ФГУП «ЭНИЦ», 2007.
4. Annunziato A. e. a. Towards the Next Generation of Nuclear Power Reactors // Proc. 5th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-5). Salt Lake City (USA), 1992. V. 6. P. 1570 — 1576.
5. Блинков В.Н. и др. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР // Новое в российской электроэнергетике. 2010. № 11. С. 21 — 33.