The basic features of the development process, results of validation and their analysis are presented in the paper. VVER 1000/V-320 thermohydraulic model for TRACE computer code was developed. Validation calculation with this model was performed to confirm that this model is capable of simulating VVER 1000/V-320 nuclear power plant response during transients and accidents.
At the initial step of TRACE thermohydraulic model validation for VVER 1000/V-320, the initial and boundary conditions corresponding to the transient being evaluated were incorporated into the model and preliminary calculation was performed. The calculation results were compared with plant instrumentation data.
The following representative transients for which detailed plant instrumentation records are available were selected for validation calculation is “Rivne NPP (RNPP) Unit 3 pressurizer pilot operated relief valve (PORV) stuck in open position during scheduled tests”. An experience that has been obtained, expanded opportunities of the SSTC NRS to use modern codes in the scientific and technical support of NRC.
The paper presents thermal-hydraulic analysis of mixed core loads to confirm compliance with safety criteria. The objective is to verify reliability of nuclear fuel cooling in representative events of the design-basis accident analysis. RELAP5/MOD3.2 computer code was applied to show that maximum fuel cladding temperature does not exceed 1200 °C in mixed TVSA-12, TVS-WR and TVSA cores.
The analysis led to the conclusion on possible safe implementation of new fuel at Ukrainian NPPs.
This paper evaluates the thermohydraulic aspects of modeling multi-purpose container (MPC-31) with VVER-1000 spent nuclear fuel (SNF) during its long-term storage in HI-STORM container (designed by Holtec International). The paper describes the main approaches and assumptions applied for the development of correspondent ANSYS CFX model, as well as provides the main calculation results for one of the cases of MPC-31 loading with SNF. The results of calculations were used in the regulatory review of technical specifications of MPC-31 and correspondent safety analysis reports.
Розроблено модель басейну витримки відпрацьованого палива енергоблока ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5. Проаналізовано вихідну подію втрати тепловідведення від басейну витримки (БВ), визначено часові рамки пошкодження палива, кількість згенерованого водню, оцінено радіаційні наслідки. На прикладі різних варіантів завантаження басейну витримки визначено закономірності важкої аварії, які дозволяють перенесення (масштабування) результатів на інші конфігурації БВ.
Проведено розбиття холодних та гарячих ниток моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютеронго коду RELAP5/MOD3.2 на два рівні за висотою для моделювання стратифікованих течій в головному циркуляційному трубопроводі в разі подачі води від системи охолодження активної зони. Модель протестовано з використанням експериментальних даних щодо перемішування та стратифікації в холодній нитці. Порівняння результатів розрахунку течі з незачиненням запобіжного клапана компенсатора тиску з експериментальними даними показало покращення опису перехідного процесу. Модель може застосовуватися для оцінки явищ за очікуваної термічної стратифікації теплоносія в холодних нитках.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.