Symulacja skutków termodynamicznych rozszczelnienia obiegu pierwotnego reaktora wodnego ciśnieniowego

• Autorzy: Fic A. , Składzień J. , Skorek J. , Szczurek J.

Warianty tytułu

EN

Simulation of thermodynamic effects in pwr nuclear reactor during loca

• Konferencja: Konferencja naukowo-techniczna ENERGETYKA 2000 (8-10.11.2000 ; Wrocław)
• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

W pracy przedstawiono wyniki analizy termodynamicznej przebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem jądrowym wodnym ciśnieniowym. Obliczenia wykonano dla bloku z reaktorem WWER-440 serii 213, którego obudowa bezpieczeństwa (układ lokalizacji awarii - ULA) jest wyposażona w wieżę z półkami wodnymi. Rozpatrzono sytuacje polegające na rozerwaniu rurociągu głównego obiegu pierwotnego tego reaktora i obustronnym wypływie zeń chłodziwa, a ponadto założono dodatkowo występowanie różnych niesprawności w układzie lokalizacji awarii. Obliczenia wykonano za pomocą kodu HEPCAL opracowanego w Instytucie Techniki Cieplnej Politechniki Śląskiej we współpracy z Instytutem Energii Atomowej. W pracy opisano krótko zastosowany w tym kodzie model obudowy bezpieczeństwa. Wyniki obliczeń zaprezentowano w postaci wykresów zmienności ważniejszych parametrów termodynamicznych, głównie ciśnienia, w funkcji czasu w wybranych miejscach ULA.

EN

Results of thermal analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA) for containment systems of Pressurised Water Reactors (PWR) WWER-440 are discussed in the paper. This reactor is equipped in atypical containment system with an additional water condenser located in the special tower. The changes of pressure and temperature during LOCA in the considered containment are computed and analysed for LOCA accidents while the all elements of the system work normally as well as in case while various variants of possible defects of its elements take place. The presented results of calculations have been carried out using the computer code worked out at the Institute of Thermal Technology of Silesian University of Technology. The mathematical model employed in this code is also briefly described in the paper.

Słowa kluczowe

PL

reaktor jądrowy; awaria reaktora; rozszczelnienie obiegu; układ lokalizacji awarii; modelowanie zjawisk cieplno-przepływowych

• Wydawca: Oficyna Wydawnicza Politechniki Wrocławskiej
• Czasopismo: Prace Naukowe Instytutu Techniki Cieplnej i Mechaniki Płynów Politechniki Wrocławskiej. Konferencje
• Rocznik: 2000
• Tom: Vol. 56, nr 10
• Strony: 262--270
• Opis fizyczny: Bibliogr. 12 poz.

Twórcy

autor

Fic A.

autor

Składzień J.

autor

Skorek J.

autor

Szczurek J.

• Politechnika Śląska, Instytut Techniki Cieplnej, ul. Konarskiego 22, 44-100 Gliwice Instytut Energii Atomowej, Świerk k/Otwocka