Работен пакет 4

ИЗСЛЕДВАНЕ НА ЯДРЕНАТА БЕЗОПАСНОСТ ПРИ АВАРИЙНИ СЪБИТИЯ ВОДЕЩИ ДО НАДПРОЕКТНИ И ТЕЖКИ ЯДРЕНИ АВАРИИ В ЯЕЦ

Приложения на интегрални компютърни кодове използвани за оценка на безопасността на ядрени енергийни системи в България и Европейския съюз при възникване на тежки ядрени аварии с разрушаване на активната зона и отказ на корпуса на реактора (вътрешно- корпусна фаза) за ВВЕР и малки модулни реактори.

Тема 4: Анализ на поведението на ЯЦ при тежка ядрена авария с помощта съвременни интегрални компютърни кодове.

4.1 Разработване на инженерно ръководство с описание на моделите на основните компоненти, структури и системи, като: корпус на реактора, парогенератор, компенсатор на обема (налягане), основни циркулационни тръбопроводи по първи и втори контури, топлинни структури, системи за безопасност, клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори, активната зона и вътрешно корпусните устройства, както и реакторна кинетика в ЯЦ с ВВЕР 1000 тип В 320 за Европейския компютърен код ASTEC.

4.2 Изследване на поведението на ЯЦ при тежка ядрена авария с помощта съвременни интегрални компютърни кодове

4.2.1 Оценка на приложението на стратегията за задържане на разтопеното ядрено гориво в корпуса на реактора чрез външно водно охлаждане на корпуса на реактора

4.3 Изследване на поведението на ЯЦ при тежка ядрена авария с помощта съвременни интегрални компютърни кодове

4.3.1 Симулиране на развитието на тежка ядрена авария при голяма теч и пълна загуба на ел. захранване.

4.3.2 Оценка на разпространението на продуктите на делене в първи контур, хермозоната и околната среда при тежка ядрена авария. Акцента ще бъде даден на разпространението на I и Cs. Анализ на неопределеностите на продуктите на делене с отчитане на неопределеностите на избрани входни параметри.

4.4 Изследване на поведението на ЯЦ при тежка ядрена авария с помощта съвременни интегрални компютърни кодове.

4.4.1 Разработване на модели за симулиране на взаимодействието на разтопеното ядрено гориво и бетона в шахтата на реактора при тежки аварии с разрушаване на корпуса на реактора (външно – корпусна фаза).

4.4.2 Моделиране на процесите в хермозоната при тежка ядрена авария. Оценка ефективността и капацитета на системите за рекомбиниране на водорода (ПАР) по време на тежка авария

4.5 Изследване на поведението на ЯЦ при тежка ядрена авария с помощта съвременни интегрални компютърни кодове.

4.5.1 Определяне влиянието на избраните входни параметрите върху получените резултати на неопределеност с помощта на корелационни анализи (оценка на чувствителност).

Работни задачи

Задача 4.1. Разработване на инженерно ръководство с описание на моделите на ВВЕР 1000 за код ASTEC

Разработване на инженерно ръководство с описание на всички основни компоненти на ЯЦ от типа ВВЕР1000 за код ASTEC