IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
 
Reply to this topicStart new topic
> RIA: Разрыв паропровода, приемочный критерий для ВВЭР?
nuc.pra
сообщение 1.2.2019, 15:56
Сообщение #1


Эксперт
**

Группа: Haunters
Сообщений: 199
Регистрация: 3.5.2012
Пользователь №: 33 613



Возник вопрос:

При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время

например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что

Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 1.2.2019, 23:04
Сообщение #2


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 218
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(nuc.pra @ 1.2.2019, 15:56) *
Возник вопрос:
При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время
например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что
Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)

Критерии - пределы повреждения твэлов определены в ПБЯ (Приложение).
Мое видение: ввод положительной реактивности при разрыве 2-го контура (по одной петле) будет ограничен 2-3 бэтты,
а эффективность АЗ ~10 бэтт.
Поэтому при нормальной работе систем АЗ и ввода бора никаких вторичных критичностей не дожно быть и не будет.
При непроектном срабатывании АЗ и не вводе бора (по разным причинам) при неконтролируемом охлаждении 1-го контура
температура повторной критичности ~220 C (+-20) в зависимости от кампании.
Но и это на критерии по твэлам не сильно влияет - реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем.
Нормы НТД не дожны допускать вторичной критичности - требование при "инциденте" - перевести в подкритическое состояние 2 или 5 %.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 26.11.2019, 21:32
Сообщение #3


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 599
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



QUOTE(nuc.pra @ 1.2.2019, 15:56) *
Возник вопрос:
При авариях с разрывом паропровода второго контура допускается ли вторичная критичность по российским нормам?
Я когда поиск делал, то где-то это проскакивало (я к сожалению потерял ссылку), в тоже самое время
например вот тут http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm пишут что
Приемочные критерии определяются по топливу: (плавление топлива и температура оболочек)


Standard Technical Specification (STS, Rev.3) by Westinghouse used to state in Part 2 Bases (Section B 3.1.1, Shutdown Margin):
"The most limiting accident for the SDM requirements is based on a main steam line break (MSLB), as described in the accident analysis (Ref. 2). The increased steam flow resulting from a pipe break in the main steam
system causes an increased energy removal from the affected steam generator (SG), and consequently the RCS. This results in a reduction of the reactor coolant temperature. The resultant coolant shrinkage causes
a reduction in pressure. In the presence of a negative moderator temperature coefficient, this cooldown causes an increase in core reactivity. As RCS temperature decreases, the severity of an MSLB
decreases until the MODE 5 value is reached. The most limiting MSLB, with respect to potential fuel damage before a reactor trip occurs, is a guillotine break of a main steam line inside containment initiated at the
end of core life. The positive reactivity addition from the moderator temperature decrease will terminate when the affected SG boils dry, thus terminating RCS heat removal and cooldown. Following the MSLB, a
post trip return to power may occur; however, no fuel damage occurs as a result of the post trip return to power, and THERMAL POWER does not violate the Safety Limit (SL) requirement of SL 2.1.1."

Highlighted above means "second criticality" with all shutdown rods in the core.

I don't think the sentence about "post-trip return to power" exists in Rev. 4 of STS anymore (please check NRC website), it's likely Westinghouse designed it out.

Cannot comment on VVER, never seen anything about "post-trip return to power" in VVER safety analysis.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
nuc
сообщение 1.12.2019, 23:42
Сообщение #4


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 25
Регистрация: 16.4.2019
Пользователь №: 34 767



Цитата(barvi7 @ 1.2.2019, 23:04) *
Критерии - пределы повреждения твэлов определены в ПБЯ (Приложение).
Мое видение: ввод положительной реактивности при разрыве 2-го контура (по одной петле) будет ограничен 2-3 бэтты,
а эффективность АЗ ~10 бэтт.
Поэтому при нормальной работе систем АЗ и ввода бора никаких вторичных критичностей не дожно быть и не будет.
При непроектном срабатывании АЗ и не вводе бора (по разным причинам) при неконтролируемом охлаждении 1-го контура
температура повторной критичности ~220 C (+-20) в зависимости от кампании.
Но и это на критерии по твэлам не сильно влияет - реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем.
Нормы НТД не дожны допускать вторичной критичности - требование при "инциденте" - перевести в подкритическое состояние 2 или 5 %.


Поясните пожалуйста вашу фразу: "реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем". На 10-30% чего и от чего, до чего? Значит ли это, что в указанном вами диапазоне мощностей, на обычных DDH все полностью на саморегулировании или вы имели ввиду что-то другое.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Nut
сообщение 2.12.2019, 10:45
Сообщение #5


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 725
Регистрация: 17.5.2010
Пользователь №: 10 031



Для В-320, с очень консервативными условиями (неотключение от ГПК, МКУ) - повторная критичность через пару минут, мощность около 7% максимум, дальше взависимости от особенностей сценариев.

Сообщение отредактировал Nut - 2.12.2019, 10:46
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 2.12.2019, 21:25
Сообщение #6


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 218
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(nuc @ 1.12.2019, 23:42) *
Поясните пожалуйста вашу фразу: "реактор саморегулируется на 10-30 %, так что с критериями нет проблем". На 10-30% чего и от чего, до чего? Значит ли это, что в указанном вами диапазоне мощностей, на обычных DDH все полностью на саморегулировании или вы имели ввиду что-то другое.

DDH - ? Это - ВВР ?
реактор саморегулируется на 10-30 %, - Это в % от номинальной мощности - Nном.
Если реактор, в т.ч. и типа ВВЭР, спроектирован физиками, то - ДА - должно работать саморегулирование . . .
Рассматривается специфический случай: работает ТОЛЬКО саморегулирование: у оператора нет возможности влиять активно на реактивность системы: нет ни ОР СУЗ, ни "бора", ни возможности поддерживать температуру т/н.
и в этом случае "надежда" на саморегулирование . . .
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 4.12.2019, 20:34
Сообщение #7


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 599
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



QUOTE(Nut @ 2.12.2019, 10:45) *
Для В-320, с очень консервативными условиями (неотключение от ГПК, МКУ) - повторная критичность через пару минут, мощность около 7% максимум, дальше взависимости от особенностей сценариев.


У Вестингауз теперь защита добавлена - откл ГЦН на поврежденной петле ГЦК с разрывом паропровода (ну чтобы ГЦН перестал качать хол воду и добавлять позитив реактивность).

А что-то пересмотрели/добавили/изменили у ВВЕР для таких аварий?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 4.12.2019, 21:20
Сообщение #8


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 218
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(www @ 4.12.2019, 20:34) *
У Вестингауз теперь защита добавлена - откл ГЦН на поврежденной петле ГЦК с разрывом паропровода (ну чтобы ГЦН перестал качать хол воду и добавлять позитив реактивность).

А что-то пересмотрели/добавили/изменили у ВВЕР для таких аварий?

Для обеспечения "проектных" скоростей расхолаживания (в т.ч.и оборудования петли) ГЦН должен отключаться.
Отключение ГЦН будет сформировано и по уровню в ПГ - тоже автоматом !
Go to the top of the page
 
+Quote Post

Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 6.12.2019, 7:22