Оцінка маси теплоносія в реакторній установці при повній втраті підживлення

Автор(и)

  • Юрий Константинович Тодорцев Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044, Україна
  • Евгения Александровна Кокол Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044, Україна
  • Марк Витальевич Никольский Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044, Україна

DOI:

https://doi.org/10.15587/2312-8372.2013.19542

Ключові слова:

водо-водяний енергетичний реактор, маса пароводяної суміші, аварійний режим

Анотація

Досліджується і пропонується новий метод визначення маси пароводяної суміші у водо-водяному енергетичному реакторі в аварійних режимах, а саме порівняння раніше отриманих значень по зважуванню реактора з усіма внутрішньокорпусні пристроями і теплоносієм в нормальному режимі експлуатації з новими значеннями через зміни робочих тиску і температури на період поточної аварійної ситуації.

Біографії авторів

Юрий Константинович Тодорцев, Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044

Доктор технічних наук, професор

Кафедра автоматизації теплоенергетичних процесів

Евгения Александровна Кокол, Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044

Магістр

Кафедра автоматизації теплоенергетичних процесів

Марк Витальевич Никольский, Одеський національний політехнічний університет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044

Аспірант

Кафедра автоматизації теплоенергетичних процесів

Посилання

  1. Pelykh, S. N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit [Text] / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. – 2011. –Vol. 241, № 8. – P. 2956–2963.
  2. Pelykh, S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup [Text] / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. – 2013. –Vol. 257, № 4. – P. 53–60.
  3. Pelykh, S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control [Text] / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. – 2013. – Iss. 58. – P. 188–197.
  4. Kim, S. Analysis of an ATLAS 6-in. cold-leg break simulation with MARS code [Text] / S. Kim, H.-Y. Jun // Annals of Nuclear Energy Journal – 2013. – Vol. 63. – P. 268-275.
  5. Yang, J. Assessment of performance of BWR passive safety systems in a small break LOCA with integral testing and code simulation [Text] / J. Yang, S.- W. Choi, J. Lim, D.-Y. Lee, S. Rassame, T. Hibiki, M. Ishii // Nuclear Engineering and Design – 2012. – Vol. 247. – P.128-135.
  6. Leyer, S. The Integral Test Facility Karlstein [Text] / S. Leyer, M. Wich // Science and Technology of Nuclear Installations – 2012. – Article number 439374.
  7. Lakehal, D. A New modelling strategy for phase-change heat transfer in turbulent interfacial two-phase flow [Text] / D. Lakehal, M. Labois // International Journal of Multiphase Flow – 2011. – Vol. 37. – P. 627-639.
  8. Kim, H. A study on accuracy improvement in measuring liquid level inside pressurized vessels [Text] / H. Kim, B. Seung-hyun // Transactions of the Korean Institute of Electrical Engineers. – 2010. – Vol. 59. – P. 1889-1893.
  9. Wang, X.-L. Study on pressurizer water level signal reconstruction based on support vector regression [Text] / X.-L. Wang, Q. Cai, Y.-Q. Chen //Atomic Energy Science and Technology. – 2013. – Vol.47. – P. 1003-1007.
  10. Jang, G.-S. A proactive alarm reduction method and its human factors validation test for a main control room for SMART [Text] / G.-S. Jang, S.-M. Suh, S.-K. Kim, Y.-S. Suh, J.-Y. Park // Annals of Nuclear Energy. – 2013. – Vol. 51. – P. 125-134.
  11. Shin, Y. C. APR1400 man-machine interface system [Text] / Y. C. Shin // Nuclear Engineering International. – 2011. – Vol. 56. – P. 12-16.
  12. Pelykh, S. N., Maksimov, M. V. (2011). Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit. Nuclear Engineering and Design, Vol. 241, 2956-2963.
  13. Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Parks, G. T. (2013). A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup. Nuclear Engineering and Design, Vol. 257, 53-60.
  14. Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Baskakov, V. E. (2013). Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control. Annals of Nuclear Energy. Iss, 58, 188-197.
  15. Kim, S. , Jun, H.-Y. (2013). Analysis of an ATLAS 6-in. cold-leg break simulation with MARS code. Annals of Nuclear Energy, 63, 268-275.
  16. Yang, J. , Choi, S.-W., Lim, J., Lee, D.-Y., Rassame, S., Hibiki, T., Ishii, M. (2012). Assessment of performance of BWR passive safety systems in a small break LOCA with integral testing and code simulation. Nuclear Engineering and Design, 247, 128-135.
  17. Leyer, S. , Wich, M. (2012). The Integral Test Facility Karlstein. Science and Technology of Nuclear Installations, Article number 439374.
  18. Lakehal, D., Labois, M. (2011). A New modelling strategy for phase-change heat transfer in turbulent interfacial two-phase flow. International Journal of Multiphase Flow, 37, 627-639.
  19. Kim, H. , Seung-hyun, B. (2010). A study on accuracy improvement in measuring liquid level inside pressurized vessels. Transactions of the Korean Institute of Electrical Engineers, 59, 1889-1893.
  20. Wang, X.-L., Cai, Q., Chen, Y.-Q. (2013). Study on pressurizer water level signal reconstruction based on support vector regression. Atomic Energy Science and Technology, 47, 1003-1007.
  21. Jang, G.-S., Suh, S.-M., Kim, S.-K., Suh, Y.-S., Park, J.-Y.(2013). A proactive alarm reduction method and its human factors validation test for a main control room for SMART. Annals of Nuclear Energy, 51, 125-134.
  22. Shin, Y. C. (2011). APR1400 man-machine interface system. Nuclear Engineering International, 56, 12-16.

##submission.downloads##

Опубліковано

2013-11-28

Як цитувати

Тодорцев, Ю. К., Кокол, Е. А., & Никольский, М. В. (2013). Оцінка маси теплоносія в реакторній установці при повній втраті підживлення. Technology Audit and Production Reserves, 6(1(14), 26–29. https://doi.org/10.15587/2312-8372.2013.19542

Номер

Том 6 № 1(14) (2013): Технологічний аудит

Розділ

Технологічний аудит

Ліцензія

Авторське право (c) 2016 Технологічний аудит та резерви виробництва

Creative Commons License

Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.

Закріплення та умови передачі авторських прав (ідентифікація авторства) здійснюється у Ліцензійному договорі. Зокрема, автори залишають за собою право на авторство свого рукопису та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons CC BY. При цьому вони мають право укладати самостійно додаткові угоди, що стосуються неексклюзивного поширення роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом, але за умови збереження посилання на першу публікацію статті в цьому журналі.