Wybrane projektowe awarie reaktywnościowe w reaktorach LWR i CANDU

• Autorzy: Doerffer S. S.
• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Celem artykułu jest przedstawienie zachowania się reaktorów jądrowych podczas kilku awarii projektowych rozważanych w analizach bezpieczeństwa. Dotyczy to reaktorów lekkowodnych (ang. Light Water Reactors . LWR), to jest reaktorów wodno-ciśnieniowych (ang. Pressurized Water Reactors . PWR) i wodnych wrzących (ang. Boiling Water Reactors - BWR) oraz ciężkowodnych, do których należą reaktory kanadyjskie CANDU1. Ocena procesów zachodzących w reaktorach będzie oparta na zmianach reaktywności rdzenia, które pociągają za sobą zmiany generowanej mocy termicznej. Opisane zostaną zmiany zachodzące w parametrach technologicznych reaktorów poprzez ich cechy inherentne (naturalne, wewnętrzne) i spowodowane działaniem inżynieryjnych systemów bezpieczeństwa, w które wyposażono te reaktory, by w konkretnej sytuacji awaryjnej zachowane zostało bezpieczeństwo.

Słowa kluczowe

PL

bezpieczeństwo reaktora jądrowego; współczynnik reaktywności przestrzeni parowych; awaria projektowa

• Wydawca: Polskie Towarzystwo Nukleoniczne
• Czasopismo: Postępy Techniki Jądrowej
• Rocznik: 2010
• Tom: z. 4
• Strony: 9--22
• Opis fizyczny: Bibilogr. 15 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Doerffer S. S.

• Atomic Energy of Canada Limited, Mississauga, Ontario, Kanada

Bibliografia

• [1] Technical Note: “Positive Coolant Void Reactivity Feedback Phenomenon in Currently Operating CANDU Reactors., Canadian Nuclear Safety Commission, E-DOCS #3399585 (CNSC website), July 14, 2009.
• [2] “Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants”, International Atomic Agency Safety Standards Series No. NS-G-1.2, IAEA, Vienna (2001).
• [3] “WIMS-IST Based CANDU 6 Power Transients Terminated by SDS1 - Break Survey Assessment”, Report AECL, TTR-771, vol. 3, Rev. 0, December 2004.
• [4] MPA Stuttgart (Germany), Research Project 1500 279, Final Report on “Phenomenological Pipe and Vessel Burst Test”, November 1989.
• [5] G. Wilkowski, R. Olson, P. Scott, A. Hopper: The IPIRG Programs - Advances in Pipe Fracture Technology, Proceedings of the Specialist Meeting on Leak-Before-Break in Reactor Piping and Vessels, Lyon, France, October 9-11, 1995 (zobacz także NUREG/CR-6233 volume 4, s. 135-152).
• [6] R.L. Tregoning: USNRC Paper, “Risk-Informed Changes to Chapter 50.46a: Large Break LOCA Redefinition ., CNSC Workshop on Engineering Aspects of Risk-Informed In-service Inspection, Leak-Before-Break and Large Break LOCA., Ottawa, March 27-28, 2007.
• [7] G. Balog: “Redefining the Large Break LOCA”, CNSC Workshop on Engineering Aspects of Risk-Informed In-service Inspection, Leak-Before-Break and Large Break LOCA., Ottawa, March 27-28, 2007.
• [8] Pressurized Water Reactor Main Steam Line Break (MSLB) Benchmark, NEA/NSC/DOC(2003)21, NEA Nuclear Science Committee (2003).
• [9] ESBWR Design Control Document, Tier 2, Chapter 15, Safety Analysis, GE Nuclear Energy 26A6642BP, Revision 2 (Oct. 2006) (US NRC).
• [10] AP1000 Design Control Document, Revision 15, “Control Rod Ejection”, Westinghouse Electric Company (2005) (US NRC).
• [11] J.Q. Howieson, V.G. Snell: “Chernobyl - A Canadian Technical Perspective”, Nuclear Journal of Canada, vol. 1, No. 3, September 1987. Also as Atomic Energy of Canada Limited publication, AECL-9334S, January, 1987. Also the revised version of August 1991 by V.G. Snell i J.Q. Howieson.
• [12] P.S.W. Chan, A.R. Dastur, S.D. Grant, J.M. Hopwood, B. Chexal: “The Chernobyl Accident: Multidimensional Simulations to Identify the Role of Design and Operational Features of the RBMK-1000”, proceedings of the ENS/ANS Topical Meeting on Probabilistic Risk Assessment, Zurich, Switzerland, August 30 - September 4, 1987.
• [13] A. Dastur, R. Osborne, D. Pendergast, D. Primeau, V. Snell and D. Torgerson: “A Quick Look at the Post-Accident Review Meeting (PARM)”, Atomic Energy of Canada Limited publication, AECL-9327, September, 1986.
• [14] D.A. Meneley, A.P. Muzumdar: “Power Reactor Safety Comparison - Limited Review., 30th Annual Canadian Nuclear Society Conference & 33rd Annual CNS-CAN Student Conference, Calgary, Canada, May 31 - June 03, 2009.
• [15] A.P. Muzumdar i D.A. Meneley: “Large LOCA Margins in CANDU Reactors - An Overview of the COG Report”, 30th Annual CNS Conference & 33rd Annual CNS-CAN Student Conference, Calgary, Canada, May 31 - June 03, 2009.