Введение
1. Особенности моделирования энергоблоков с РУ типа ВВЭР 13
1.1. Моделирование ПГ реакторов типа ВВЭР 14
1.2. Моделирование гидрозатворов 16
1.3. Учёт расположения твэлов в гексагональной решетке 17
1.4. Учёт нуклидного и химического состава ГІД в а.з реакторов ВВЭР 18
1.5. Учёт состава и физических свойств бетонов в шахте реактора 19
1.6. Учёт особенностей конструкции ТВС-АРК в составе а.з. реактора ВВЭР-440 21
2. Обоснование комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 23
2.1. Краткая характеристика кода MELCOR 1.8.5 24
2.2. Анализ переходного процесса с потерей электропитания шести ГЦН на 3-м энергоблоке Кольской АЭС 29
2.2.1 Анализ результатов расчётов 30
2.3. Анализ переходного процесса, вызванного прекращением подачи питательной водывПГ-2РУВВЭР-440/213 38
2.3.1. Анализ результатов расчётов 39
2.4. Анализ переходного режима на 1-м энергоблоке Калининской АЭС 42
2.4.1. Анализ результатов расчета по базовой расчётной модели 43
2.4.2. Анализ результатов расчета для нодализации контура охлаждения в виде четырех независимых петель 52
2.5. Анализ эксперимента с малой течью теплоносителя на установке РМК-2 (стандартная проблема МАГАТЭ SPE-4) 54
2.6. Анализ эксперимента по исследованию режимов естественной циркуляции на установке PACTEL (стандартная проблема ISP-33) 59
2.7. Анализ экспериментов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР. Российские Стандартные Проблемы безопасности СПБ-1, СПБ-2, СПБ-3 63
2.8. Анализ экспериментов ВТИ по вытеснению гидрозатвора 69
2.9. Анализ эксперименты по вытеснению шдрозатвора на установке 1VO 72
2.10. Анализ экспериментов по расхолаживанию 37стержневой модели ТВС ВВЭР в условиях повторного залива снизу 73
2.11. Анализ результатов моделирование экспериментов на установке CORA 75
2.12. Анализ результатов моделирования экспериментов по переносу и осаждению ПД, выполненных на установке FALCON 79
2.13. Анализ результатов моделирования экспериментов VANAM МЗ 89
2.14. Анализ экспериментов HI-VI, VERCORS по исследованию выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов 96
2.15. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном -АСЕ L4 98
2.16. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном - BETA V7.1... 100
2.17. Исследование чувствительности интегральных результатов тяжелой аварии к детальности и способам нодализации области а.з 102
3. Анализ результатов расчётов тяжелых аварийных режимов реактора ВВЭР-1000 (1-й блок Калининской АЭС) 107
3.1. Аварии с истечением из первого контура во второй 107
3.1.1. Истечением из первого контура во второй сотказ активной части САОЗ 108
3.2. Аварии, вызванные нарушением теплоотвода от реактора 117
3.2.1. Полная потеря теплоотвода в течение длительного времени 117
3.2.2. Полное обесточивание станции 129
3.3. Аварии, вызванные истечением типа «большая течь» 130
3.3.1. Разрыв дыхательного трубопровода КД с истечением эквивалентным диаметром 346 мм и отказом активной части САОЗ 132
3.3.2. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на холодном участке (с двухсторонним истечением) 140
3.3.3. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на горячем участке 141
3.3.4. Истечение эквивалентным диаметром 300 мм и срабатыванием ҐЗЗ на холодном участке аварийной петли.. 142
3.3.5. Истечение эквивалентным диаметром 179 мм на холодном участке аварийной петли без срабатывания ГЗЗ 143
3.4. Аварии, вызванные истечением типа «средняя течь» и «малая течь» 144
3.4.1. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли 145
3.4.2. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли 146
3.4.3. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ , 147
3.4.4. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ 148
3.5. Сравнительные интегральные результаты рассмотренных аварийных режимов 149
Выводы, 158
Литература 159
