Estimation of influence of uncertain factors by analysis of emergency conditions in nuclear power plants with pressurized water reactors VVER-1000
(Russisch)
Bitte wählen Sie ihr Lieferland und ihre Kundengruppe
Für die Analyse der Reaktorsicherheit in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren wird allgemein das Rechnerprogramm RELAP 5 eingesetzt, mit dem auch eine Modellierung des Ablaufes verschiedener Havariesituationen möglich ist. Die Genauigkeit der Modellierung wird durch verschiedene unbestimmbare Faktoren beeinflusst, z.B. durch Messfehler auf Grund des gleichzeitigen Ansprechens mehrerer Elemente der automatischen Steuerung, technologisch bedingte Toleranzen und Veränderungen des Betriebszustandes der Ausrüstungen während der Nutzungsdauer sowie durch unbestimmbare Reaktionen des Bedienpersonals während einer Havarie. Mit dem weiterentwickelten Programm RELAP 5 mod. 3.3 wurde für einen Druckwasserreaktor VVER-1000/V320 die Modellierung einer Havarie mit einem Leck im Primärkühlkreislauf und gleichzeitigem Ausfall von drei Pumpen des Havariekühlsystems durchgeführt. Darauf aufbauend wurde eine Methodik für die Einschränkung des Einflusses der unbestimmten Faktoren auf die Genauigkeit der Modellierung erarbeitet. Die Berechnungen zeigen, dass für die Vorausberechnung des Verlaufes einer Havarie in Druckwasserreaktoren vom Typ VVER-1000 eine kontinuierliche Überwachung der Größe des Wärmeübergangskoeffizienten im Reaktor, der Geschwindigkeit des Ansprechens des Reduzierventiles für die Ableitung des Dampfes in den Kondensator und das Abschalten der Turbine sowie der Speisewassertemperatur notwendig ist.
Estimation of influence of uncertain factors by analysis of emergency conditions in nuclear power plants with pressurized water reactors VVER-1000
Weitere Titelangaben:
Beurteilung des Einflusses unbestimmter Faktoren bei der Analyse der Havariesituationen in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren VVER-1000
Titel russisch