Development and Validation of VVER-1000 Thermohydraulic Computer Model for TRACE Computer Code

Abstract

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.

Модернізація Стратегій І Систем Управління Аваріями На Ядерних Енергоустановках З Їх Повним Тривалим Знеструмленням

“…Традиційно аналіз безпеки ЯЕУ ґрунтується на детерміністичному та імовірнісному моделюванні різних аварій (течі / розриви трубопроводів, відмови систем, важливих для безпеки ЯЕУ, знеструмлення енергоблоків тощо). Детерміністичний аналіз безпеки ЯЕУ з ВВЕР ґрунтується на результатах аварій моделювання теплогідравлічними кодами (наприклад, [2]- [6] та інші).…”

“…Оскільки під час ПТЗ реакторна установка перебуває в гарячому стані, тобто тиск пари в ПГ визначається роботою пароскидних пристроїв (спочатку ШРУ-А , а після розрядження акумуляторних батареї -запобіжного клапана ПГ), то згідно з формулою (3) потрібно визначити витрату пари на паровий привод АЖНПП ПГ. Генерація пари залежить від рівня залишкових енерговиділень активної зони, які можна оцінити за формулою Вєя-Вігнера: (6) Розраховані дані для різних моментів часу після зупину реактора ВВЕР-1000 з тепловою потужністю наведено в таблиці 1.…”