The Analysis of Influence of VVER-1000 TVSA Bias and Manufacturing Tolerances on the Active Core Characteristics During Steady-State and Transients Operation

The paper under scrutiny studies the approach of reasonable increase or decrease of multiplication and/or absorption features of fuel and control rods taking into account the fuel assembly bias and manufacturing tolerances. Based on defining conservative initial and boundary conditions, the NPP accident studies are analyzed using this approach. Conservative initial conditions are limiting values (deviations) of reactor systems and equipment parameters defined by the reactor facility design or operational conditions. Hence we choose only those values of parameters which result in the worst consequences for fulfilling the acceptability criteria of the considered initial event. Nowadays defining conservative initial conditions for codes solving thermohydraulic issues is quite well-grounded. However, establishing conservative parameters for 3D core kinetics codes turns out to be rather troublesome since neutron-physical parameters are calculated by the code itself depending on the input data. The possibility of establishing conservative initial conditions deal with preparing few-group macroscopic cross-sections. The research results show the fundamental possibility of influence of bias and manufacturing tolerances at TVS producing on its multiplication features.

Publication year: 
2012
Issue: 
2
УДК: 
621.039.50
С. 30—36. Іл. 8. Табл. 2. Бібліогр.: 11 назв.
References: 

1. Гальченко В.В., Неделин О.В. Сравнительный анализ подготовки малогрупповых констант с использованием различных компьютерных кодов. Часть 1 // Ядерная и радиационная безопасность. — 2003. — 6, вып. 3. — С. 61—68.
2. Гальченко В.В. Сравнительный анализ подготовки данных с использованием различных компьютерных кодов. Часть 2 // Там же. — 2007. — 7, № 3-4. — С. 29—42.
3. Кучин А.В., Овдиенко Ю.Н., Халимончук В.А. Моделирование расчетного бенчмарка AER для топливной кассеты реактора ВВЄР-440, содержащей гадолиний, с помощью программы HELIOS // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — Вип. 2. — С. 7—12.
4. Исследование влияния приближений расчетной модели на изменение температурного коэффициента реактивности в ячейке, топливной сборке реактора типа LWR в процессе выгорания топлива / А.Д. Климов, В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский, С.В. Цибульский // Матер. 7-й Междунар. науч. техн. конф. “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, 17—20 мая 2011, ОКБ “Гидропресс”, Подольск, РФ. — Подольск,2011.
5. Новый подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР / Г.Л. Пономаренко, С.Б. Рыжов, М.А. Быков, Д.Н. Ермаков //Атомная энергия. — 2006. — 100, вып. 3. — С. 184—196.
6. 43-923.203.007.БД.02-09.Ред.1.Ф. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Отчет по анализу безопасности. Глава 15. Анализ проектных аварий. База данных по ЯППУ. — КИЭП, 2003.
7. Гальченко В.В., Рабченюк Н.Н., Сапожников Ю.А. Сравнение результатов расчетов реактивностных аварий с использованием различных компьютерных кодов // Матер. 7-й Междунар. науч. техн. конф. “Обеспечение безопасности АЕС с ВВЕР”, 17—20 мая 2011 г., ОКБ “Гидропресс”, Подольск, РФ. — Подольск, 2011.
8. J.R. Askew et al., “A general description of the lattice code WIMS”, J. of the British Nuclear Energy Society, vol. 5, no. 1, pp. 564—584, 1966.
9. M.J. Halsall and C.J. Taubman, The WIMS ‘1986’ Nuclear Data Library, AEEW-R 2133, 1986.
10. U. Grundmann et al., DYN3D Version 3.2. Code for Calculation of Transients in Light Water Reactors (LWR) with Hexagonal or Quadratic Fuel Elements. Forschungszentrum, Rossendorf, Germany: Institute of Safety Research, August 2005, pp. 9—68.
11. L.S. Tong, Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, 2nd ed., L.S. Tong and J. Weisman, Eds. LaGraange Park, I11: ANS, 1979, p. 418.

AttachmentSize
2012-2-4.pdf293.65 KB

Тематичні розділи журналу

,