Numerical Simulation of the Loss of Offsite Power to the VVER-1200 Nuclear Power Unit Auxiliaries
Abstract
Justification of the cyclic strength of equipment and pipelines is an integral part of the VVER-based reactor plant basic design. The results of thermal-hydraulic calculations of variations in the primary and secondary coolant circuit parameters in various emergency modes serve as input data for this justification. Loss of offsite power to plant auxiliaries is one of the considered plant operation conditions. In view of loss of power supply to the plant auxiliaries, all electrically driven feed pumps are disconnected under these conditions, thus resulting in the loss of feedwater flowrate. As a consequence, the water level in all steam generators starts to decrease until the setpoint for switching on the electrically driven emergency feedwater pumps is reached. In the course of supplying emergency feedwater to the steam generators, steam condensation occurs. This entails a drop of pressure in the steam generators, which, in turn, can cause disconnection of the emergency feedwater pumps on reaching the relevant tripping setpoint.
The results of a numerical simulation of the “Loss off site power for plant auxiliaries” mode for a VVER-1200 nuclear power unit carried out using the KORSAR\GP thermal-hydraulic code are presented.
References
2. РБ-100—15. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по порядку выполнения анализа надежности систем и элементов атомных станций, важных для безопасности, и их функций».
3. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Чернов Е.В. Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР. М.: НИЯУ МИФИ, 2013.
4. Ковалевич О.М. Основы обеспечения безопасности атомных станций. М.: Изд-во МЭИ, 1999.
5. Выговский С.Б. и др. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР. М.: НИЯУ МИФИ, 2011.
6. Соловьев Ю.П. Вспомогательное оборудование на электрических станциях. М.: Изд-во МЭИ, 2005.
7. Зайцев С.И. и др. Численное моделирование аварийных режимов реакторной установки с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов ТРАП и КОРСАР // Теплоэнергетика. 2002. № 11. С. 62—65.
8. Василенко В.А и др. Теплогидравлический расчетный код КОРСАР. Состояние разработки и опыт применения // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб. докл. III Всерос. науч.-техн. конф. Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2003.
9. Юдов Ю.В. Учет влияния неконденсирующих газов на процессы межфазного тепломассообмена в двужидкостной модели кода КОРСАР // Теплоэнергетика. 2018. № 3. С. 42—50.
10. Программный комплекс КОРСАР/ГП. Аттестационный паспорт программного средства. Рег. № 537 от 28.12.2021 г.
---
Для цитирования: Полевой М.А. Численное моделирование режима потери электропитания собственных нужд на энергоблоке с ВВЭР-1200 // Вестник МЭИ. 2023. № 4. С. 130—136. DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-130-136
#
1. Borintsev A.B., Petrov V.V, Fedosov V.G. Metodicheskie Osobennosti Rascheta i Otsenki Tsiklicheskoy Prochnosti Kryshki Reaktora Tipa VVER s Ispol'zovaniem Trekhmernykh Modeley. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Sb. Dokl. V Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: FGUP OKB «Gidropress», 2007:112. (in Russian).
2. RB-100—15. Rukovodstvo po Bezopasnosti pri Ispol'zovanii Atomnoy Energii «Rekomendatsii po Poryadku Vypolneniya Analiza Nadezhnosti Sistem i Elementov Atomnykh Stantsiy, Vazhnykh dlya Bezopasnosti, i Ikh Funktsiy». (in Russian).
3. Vygovskiy S.B., Ryabov N.O., Chernov E.V. Bezopasnost' i Zadachi Inzhenernoy Podderzhki Ekspluatatsii Yadernykh Energeticheskikh Ustanovok s VVER. M.: NIYAU MIFI, 2013. (in Russian).
4. Kovalevich O.M. Osnovy Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. M.: Izd-vo MEI, 1999. (in Russian).
5. Vygovskiy S.B. i dr. Fizicheskie i Konstruktsionnye Osobennosti Yadernykh Energeticheskikh Ustanovok s VVER. M.: NIYAU MIFI, 2011. (in Russian).
6. Solov'ev Yu.P. Vspomogatel'noe Oborudovanie na Elektricheskikh Stantsiyakh. M.: Izd-vo MEI, 2005. (in Russian).
7. Zaytsev S.I. i dr. Chislennoe Modelirovanie Avariynykh Rezhimov Reaktornoy Ustanovki s VVER-1000 s Pomoshch'yu Raschetnykh Kodov TRAP i KORSAR. Teploenergetika. 2002;11:62—65. (in Russian).
8. Vasilenko V.A i dr. Teplogidravlicheskiy Raschetnyy Kod KORSAR. Sostoyanie Razrabotki i Opyt Primeneniya. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Sb. Dokl. III Vseros. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: FGUP OKB «Gidropress», 2003. (in Russian).
9. Yudov Yu.V. Uchet Vliyaniya Nekondensiruyushchikh Gazov na Protsessy Mezhfaznogo Teplomassoobmena v Dvuzhidkostnoy Modeli Koda KORSAR. Teploenergetika. 2018;3:42—50. (in Russian).
10. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. Attestatsionnyy Pasport Programmnogo Sredstva. Reg. № 537 ot 28.12.2021 g. (in Russian)
---
For citation: Polevoi M.A. Numerical Simulation of the Loss of Offsite Power to the VVER-1200 Nuclear Power Unit Auxiliaries. Bulletin of MPEI. 2023;4:130—136. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-130-136
