![]() |
Ядерна фізика та енергетика
ISSN:
1818-331X (Print), 2074-0565 (Online) |
Home page | About |
WWER-1000 accelerated unit unloading activation transient features
V. I. Borysenko1,2, I. M. Kadenko2, D. V. Samoilenko2
1Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, Kyiv, Ukraine
2Kyiv Taras Shevchenko National University, Kyiv, Ukraine
Abstract: For WWER-1000 operation at power level more than 75% of nominal one (Nnом) in case of failure of safety important equipment, the direct activation of accelerated unit unloading (AUU) signal is initiated. This causes the designated control rod regulating group to be dropped into the core to rapidly depress the unit power for (∼40-50)% of Nnом. When regulating group is dropped down, the negative reactivity is inserted into the core and subsequent transient takes place with power decreasing from initial power level to the new lower steady state one. For this transient the calculations of period and reactivity values are done for the beginning- and end-of-core-lifetime since both period and reactivity are the reactor safety important parameters. Additionally the WWER-1000 reactor power behavior is studied in time. As results of calculations shown for temperature reactivity coefficients, typical for the end-of-core-lifetime, the period value may be out of safety range and cause WWER-1000 scram. In the same time the calculation results of power and reactivity changes prove the WWER-1000 design operation conditions after AUU is activated and absence of scram initiation based on neutron-physical reactor parameters.
Keywords: reactivity, WWER-1000, regulating group, core.
References:1. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89.
2. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Окончательный отчет по анализу безопасности. 43-923.203.254.ОБ.16.РЕД.2.Ф.
3. Аппаратура контроля нейтронного потока АКНП-И. Технические условия. ТУ У 30.0-31393258-010-2003 А.
4. Овдиенко Ю. Н., Кучин А. В., Халимончук В. А. О срабатывании аварийной защиты реактора в режиме ускоренной разгрузки блока с ВВЭР-1000. Ядерна та радіаційна безпека 11 (2008) 15. https://doi.org/10.32918/nrs.2008.11-4(40).02
5. Keepin G. R., Wimett T. F., Zeigler R. K Delayed Neutrons from Fissionable Isotopes of Uranium, Plutonium, and Thorium. Phys. Rev. 107 (1957) 1044. https://doi.org/10.1103/PhysRev.107.1044
6. Саркисов А. А., Пучков В. Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок (Москва: Энергоатомиздат, 1989).
7. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов (Москва: Атомиздат, 1975).
8. Березин И. С., Жидков И. П. Методы вычислений. Т. 1 и 2 (Москва: Наука, 1977).
9. Техническая справка. Анализ НФХ и надежности топлива блока 2 Хмельницкой АЭС в переходном режиме после срабатывания ускоренной предупредительной защиты. РНЦ КИ. Инв. № 32/1-9-108 от 28.01.08.