PLANNED USE OF SECURITY IN THE ALTERNATIVE MODES FOR NPP SAFETY IMPROVEMENT

Authors

  • Kostiantyn Mykolaiovych Koba Відокремлений підрозділ «Хмельницька АЕС» Державного підприємства «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом», Ukraine
  • Denys Anatoliiovych Kryvko Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Ukraine
  • Andrii Ivanovych Holovei Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Ukraine

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2014.133511

Keywords:

SEDZ heat exchanger, manifold TQ-40, security, core, ponds, alternative circuit jumper TQ-TG, CONTAIN, SolidWorks

Abstract

Object of study - Emergency and routine removal of heat from the reactor core - TQ12, heat removal system of cooling pool - TG. Purpose - to analyze the possibility of using alternative modes of data systems to improve reliability of the unit. Method study - an analysis of the calculations, which were obtained through manual simulation code CONTAIN, modeling full-scale simulator software package SolidWorks. Calculation results were obtained in the form of graphs which shows the detailed changes in temperature of the coolant in the cooling pools in the reactor and safety systems for leaks during the transition process. When performing a detailed analysis of the results we can say that the temperature of the coolant in the cooling pools and the reactor did not exceed the set standards, indicating the feasibility of using alternative schemes for commercial operation. The results used for technical solutions in units of nuclear reactor B - 320 for use in safety systems of alternative modes.

References

Широков С. В. Ядерные энергетические реакторы: научное пособие / С.В. Широков. – К.: КПИ, 1997. – 280с.

Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомных станций / В.П. Денисов, Е.Г. Драгунов. – М.: ИздАТ, 2002. 480с.

Рожалин В. П. Методические указания к курсовому проекту по курсу "Ядерные энергетически реакторы" для студентов специальности "Атомные электрические станции и установки": Теплогидравлический расчет / В. П. Рожалин, И. Г. Шараевский. – К.: КПИ, 1988. – 48с.

No 1.ЦН.0014-99 від 26.07.99. Акт випробувань з перевірки ефективності каналу TQ12 системи планового та аварійного розхолоджування.

Целостность парогенераторов АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 : сб. науч. тр. / – М.: МАГАТЭ, 1997. – ISSN 1025-2762.

Хмельницька АЕС. Енергоблок No 1. Технічне обгрунтування безпеки спорудження та експлуатації АЕС. Книга 2.

Інструкція з експлуатації системи планового та аварійного розхолоджування активної зони (активна частина) низького тиску No 1.РЦ. 0066.ІЕ-95.

No 1.ЦН.0012-99 від 23.07.99. Акт випробувань з перевірки ефективності каналів TQ22, 32 системи планового та аварійного розхолоджування.