Thermal-Hydraulic Safety Analysis of Mixed Core Loads for Ukrainian NPPs with VVER-1000

Abstract

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.

Reply to V. I. Borysenko's comment on the article: "Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000"

“…Щодо відмінностей результатів моделювання максимальної проектної аварії (МПА) можна відзначити, що в аналізованій нами статті [5] представлено тільки один режим МПА з порушенням умов безпеки -при температурі води в теплообміннику системи аварійного охолодження активної зони 90 С. У подальших роботах [6,7] цей режим був або необґрунтовано виключений, або перерахований (у тому числі й іншими користувачами кодів).…”