ИЗСЛЕДВАНЕ НА ЯДРЕНАТА БЕЗОПАСНОСТ ПРИ АВАРИЙНИ СЪБИТИЯ ВОДЕЩИ ДО ПРОЕКТНИ АВАРИИ В ЯЕЦ
Приложения на интегрални компютърни кодове, използвани за оценка на безопасността при проектни и надпроектни аварии на ядрени енергийни системи в България и Европейския съюз=
Оценка на ядрената безопасност на водо – водни ядрени реактори ВВЕР 1000, тип В 320. Анализ на проектни и над проектни аварии с интегрални компютърни кодове.
3.1 Създаване на обща база данни необходима за разработване на термохидравличен модел на ЯЦ (ядрена централа) с вода под налягане тип ВВЕР 1000. Базата данни трябва да съдържа информация за моделирането на всички хидродинамични компоненти, като геометрични данни и работни параметри. Данни за моделиране на топлинните структури, системите за безопасност и наличните системи използвани при стационарна експлоатация на ЯЦ, като: клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори и реакторно-физични данни за ЯЦ.
3.2 Разработване на инженернo ръководство с описание на моделите на основните хидродинамични компоненти като корпус на реактора, парогенератор, компенсатор на обема (налягане) и системите за контрол на налягането по първи контур като нагреватели и клапани на (КО), както и описание на моделите на основните циркулационни тръбопроводи по първи и втори контури, техните топлинни структури, системите за безопасност, регулиращи и безопасни клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори, система за подпитка продувка на първи контур, активна зона и вътрешно корпусните устройства, както и реакторна кинетика в ЯЦ с ВВЕР 1000 тип В 320 за код RELAP5. Моделиране на контролни функции за активиране на всички активни и пасивни системи за безопасност и управление на процесите в ЯЦ. Валидиране и верифициране на интегралния модел на ВВЕР1000 за код RELAP5 при стационарен режим на 100% реакторна мощност.
3.3 Симулиране на различни проектни и над проектни аварийни ситуации с отчитане на операторски действия при необходимост.
Като възможни сценарии са:
3.3.1 Оценка поведението на АЕЦ при междусистемни течове от първи към втори контур.
3.3.2 Продължение на работата по инженерно ръководство с описание на моделите на системите за контрол на налягането по първи контур като нагреватели и клапани на (КО), както и описание на моделите на основните циркулационни тръбопроводи по първи и втори контури, техните топлинни структури, системите за безопасност, регулиращи и безопасни клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори, система за подпитка /продувка на първи контур, активна зона и вътрешно корпусните устройства, както и реакторна кинетика в ЯЦ с ВВЕР 1000 тип В 320 за код RELAP5.
3.4 Продължава дейността по симулиране и анализ на различни проектни и над проектни аварийни ситуации с отчитане на операторски действия (при необходимост).
3.4.1 Симулиране на авария със загуба на топлоносител при малка теч.
3.4.2 Оценка ефективността на пасивните системи за безопасност (Хидроакумулатори) при възникване на голяма теч в първи контур.
3.5 Мултифизична платформа за интегриране на многоизмерен анализ на реакторната безопасност (Тримерни реакторно-физични и мулти-физични изследвания на активната зона за целите на реакторната безопасност).
3.5.1 Разработване на мултифизична платформа за интегриране на многоизмерен интегрален анализ на реакторната безопасност (Тримерни реакторно-физични и интегрални мулти-физични изследвания на ВВЕР1000 за целите на реакторната безопасност).
3.6. Обучение на докторанти по специалностите „Ядрени реактори“ и „Неутронна физика и физика на ядрените реактори“, студенти и млади учени. Организиране на специализирани лекционни курсове в областта на ядрената безопасност, обучения за използване на съвременни компютърни кодове и приложението им за безопасната експлоатация на ЯЕЦ.
3.6.1 Обучение на докторанти по специалностите „Ядрени реактори“ и „Неутронна физика и физика на ядрените реактори“, млади учени и студенти за използване на термохидравличен компютърен код RELAP5 за симулиране на проектни и надпроектни аварии.
3.6.2 Симулиране на тестове с код RELAP5 за придобиване на умения за използване и успешно прилагане на получените знания за извършване на интегрални пресмятания;
3.6.3 Осигуряване на квалифицирано ръководство и консултации за подпомагане на научноизследователската работа на докторанти и студенти в подготовката им за анализ на аварийни ситуации и подготовка на публикации.
Работни задачи
Базата данни трябва да съдържа информация за моделирането на всички хидродинамични компоненти, като геометрични данни и работни параметри. Данни за моделиране на топлинните структури, системите за безопасност и наличните системи използвани при стационарна експлоатация на ЯЦ, като: клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори и реакторно-физични данни за ЯЦ.
Водещ изследовател: проф. дтн инж. Павлин Грудев
Разработване на инженернo ръководство с описание на моделите на основните хидродинамични компоненти като корпус на реактора, парогенератор, компенсатор на обема (налягане) и системите за контрол на налягането по първи контур като нагреватели и клапани на (КО), както и описание на моделите на основните циркулационни тръбопроводи по първи и втори контури, техните топлинни структури, системите за безопасност, регулиращи и безопасни клапани, циркулационни помпи, хидроакумулатори, система за подпитка/продувка на първи контур, активна зона и вътрешно корпусните устройства, както и реакторна кинетика в ЯЦ с ВВЕР 1000 тип В 320 за код RELAP5.
Водещ изследовател: проф. дтн инж. Павлин Грудев
Симулиране и анализ на проектни и над проектни аварийни ситуации за ВВЕР реактори.
Водещ изследовател: проф. дтн инж. Павлин Грудев
Симулиране на авария със загуба на топлоносител при малка теч.
Оценка ефективността на пасивните системи за безопасност (Хидроакумулатори) при възникване на голяма теч в първи контур
Водещ изследовател: проф. дтн инж. Павлин Грудев
Мултифизична платформа за интегриране на многоизмерен анализ на реакторната безопасност.
Водещ изследовател: доц. д-р Никола Колев
Обучение на докторанти, студенти и млади учени по специалностите „Ядрени реактори“ и „Неутронна физика и физика на ядрените реактори“. Организиране на специализирани лекционни курсове в областта на ядрената безопасност.
Водещ изследовател: проф. дтн инж. Павлин Грудев