tCFKI-1*89-61/Q
KRNECZKYL. TÓTHI. ÉZSÓLQY. SZABADOS L.
HIDEGÁGI FOLYÁS ANALÍZISE A PAKSI ATOMERŐMŰRE. 3,5%-OS TÖRÉS HIDROAKKUMÜLÁTOROK NÉLKÜL
Hungarian Academy of Sciences CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST
KFKI-1989-61/G PREPRINT
HIDEGÁGI FOLYÁS ANALÍZISE A PAKSI ATOMERŐMŰRE. 3,6%-OS TÖRÉS HIDROAKKUMULÁTOROK NÉLKÜL (A MUNKA AZ OKKFT G-11. 2. ALPROGRAM 2.11.09 SZÁMÚ FELADAT KERETÉBEN KÉSZÜLT KUTATÁSI JELENTÉS) PERNECZKY L., TÓTH I., ÉZSÓL QY„ SZABADOS L. Központi Fizikai Kutató Intézet 1625 Budapest 1 И,Pf. 49.
HU I3SN 0368 6330
Pemaezfcy L.. Tóth I.. ÉzaM Qy.. Szabadot L.: Hktsgágl folyás analízise a Paks» Atomerőműre 3j5%-ot »öré» Ndroakkumulátorok nélkül. KFK11989 61/G KJVONAT A riport a Paksi Atomerőműre elvégzett Ndegágt folyás (3,5% oe hidegági törés a Mdroakkumulátorok alkalmazása nélkül és 1 NZÜHR működésével) analízisét Ismerteti Fogfalkozfk ш RELAI*4/mod6 programmal végzett számítás adatbázisával, az alkalmazott modellekkel. összetogtolfr mind a hútöközegervesztése« üzemzavari folyamat lefolyására, mtnd armak számítógépes szimulációjára vonatkó lényeges megáiapításainkat
Л. Периецки, И. Тот, Д . Эвел, Л. Сабадом: 3,51~ный разрыв в холодной петле реакторе ВВЭР-МО без срабатывания гидроаккумуляторов. KFKI-1989-61/G АННОТАЦИЯ Данный отчет содержит анализ разрыва трубопровода в холодной нитке реакто ров МЭР-ЗДО применительно к АЭС Пака (3,5%-ный разрыв без срабатывания гидро еккумуляторов и при срабатывании 1-го САОЗ высокого давления). Описывается база данных, необходимая для программы RELAP4/aod6 и используемая в моделях. Сумми руется основные выводы, связанные как с протеканием процессов аварийных ситуа ций, так и с симуляцией этих процессов на ЭВМ.
L. Perneczky, l. Tóth, О. Ézsol, L. Szabados: SB LOCA analyses for Paks NPP. 3.5% cold leg break wHhout SiTs In action. KFKI-1989-61/0 ABSTRACT The SB LOCA analysis related to the WWER-440 (the 3.5% cold leg break with HP6 and without accumulator operation) are presented. The Input data and physical models for the calculations with the RELAP4/mod5 code, the interpretation of the results are summarized. The lessons learnt from the SB LOCA analyses are also discussed.
1. BEVEZETÉS
1
A primer hűtőközeg elvesztésével járó üzemzavarok széles spektrumát analizáltuk az elmúlt években a Paksi Atomrőmű VVER-440-es blokkjaira az amerikai eredetű reaktorbiztonsági rendszerkód, a RELAP4/mod6 segítségével. Az elemzések többsége az un. hidegági folyásokra vonatkozott, vagyis a törést a hűtőhuroknak a íökeringető szivattyú és a reaktortartály közötti szakaszán helyeztük cl, a törés mérete pedig - a primerköri cső keresztmetszetére vonatkoztatva - 1 %-tól 200 %-ig változott [ 1 ]. Az elemzések között jelentős hangsúlyt kaptak a 7,4 %-os folyások, azaz az NÁ 135 mm-es cső törését követő tranziens folyamatok [ 2 ] - [ 4 ], ezeknél ugyanis a PMK-NVH kí sérleti berendezés kutatási programjához kapcsolódva lehetőség nyílott olyan tapasztalatok hasznosítására, amelyeket a hasonló kezdeti és peremfeltételekkel végrehajtott kísérletek eredményei alapján a program-opciók tesztelése, a legjellemzőbb termohidraulikai jelen ségek kvantitatív megítélése és az üzemzavari hűtőrendszerek hatékonyságának értékelése ' során nyertünk [ 5 ] - ( 11 ]. A 7,4 %-os törések kísérleti vizsgálatát a közelmúltban vég rehajtott melegági kísérletek [ 12 J - [ 13 ] tették teljessé és sor került a melegági folyás elemzésére a paksi VVER-440-es reaktorok adataival [ 14 ], valamint a kétfajta - bidegés melegági töréses - kísérlet összehasonlító értékelésére is [ 15 ]. A folyásos elemzések egy másik csoportját a primer hűtőközegnek a szekunder körbe történő átfolyása, nevezetesen a gőzfejlesztő kollektor fedél felnyílását követő folyamatok vizsgálata jelentette [ 16 ] - [ 20 ], amelyhez hasonló PMK-NVH kísérlet szintén szerepel a kutatási programban |'21 ] - ( 22 ]. A kísérleti program újabb szakaszában a hidegági folyásoknál a törésméret változta tását irányoztuk elő. így került sor 3,5 %-os töréses kísérletre [ 23 ] és tervezzük az 1 %-os folyás vizsgálatát is. Jelen munkában a kísérleti munkával párhuzamosan a Paksi Atomerőműre elvégzett azon számítás eredményeit ismertetjük, amely a 3,5 %-os hidegági folyás hidroakkumulátorok üzeme nélküli esetére vonatkozik. 2. AZ ANALÍZIS ADATBÁZISA A hűtőközegelvesztéses üzemzavarok különböző szintű analízise a Paksi Atomerőmű VVER-440-es reaktoraira már egy évtizedes múltra tekint vissza. Ezalatt az idő alatt fo kozatosan alakult ki az az adatbázis, amelyet az elemzések igényelnek és amelynek legfon tosabb forrása az erőmű Műszaki Tervdokumentációja és az azt kiegészítő anyagok voltak
[1],[26]. A számításainkhoz szükséges kiinduló adatok egy részét további publikációkból vettük át. így négy évvel ezelőtt jutottunk hozzá az első olyan -kiegészítő - szovjet elemzéshez [ 24 ], amely már tartalmazza a számításokhoz felhasznált kiinduló adatokat, is és 1987-ben megjelent az a könyv [ 25 ] is, nmely nyilvánosan publikálja a VVER-440 reaktor - igaz, nem Paksi Atomerőmű specifikus - adatait, legfontosabb üzemi jelleggörbéit.
- 2 -
A biztonsági analízisek adatbázisának végleges összeállításához [ 27 ] a Paksi Atom erőműnél dolgozó kollégák hatékony segítségét is igénybe vettük, amiért ezúton mondunk köszönetet. 2.1 A primer hűtőkor adatai A reaktor primer hűtőköre egyes berendezéseinek - beleértve a reaktortartályt az aktív zónával és a zóna üzemzavari hűtőrendszereket is - geometriai és hő- és áramlástechnikai adatai a kellő mélységig rendelkezésre állnak a főkeringető szivattyúk (FKSZ) dinamikai jellemzői és négykvadránsoe jelleggörbéi kivételével [ 1 ]. Az analízis során a névleges üzemállapotból indultunk ki, amelyet a kővetkező ada tokkai jellemezhetünk: -
hűtőközeg nyomása a felső keverőtérben hűtőközeg hőmérséklete a zóna belépő keresztmetszetében nukleáris hőteljesítmény (102 %) hűtőközeg forgalom a zóna belépő keresztmetszetében (96 %) hűtőközeg-szint a nyomástartóban
12,56 MPa 541,1 К 1402,5 MW 8640,0 kg/s 6,0 m
2.2 A esek under kor adatai A W E R - 4 4 0 reaktor szekunder hűtőköre a következő fő technológiai egységekből áll: - a gőzfejlesztő szekunder térfogata, - a gőzvezeték rendszer, - a gőzturbinák az újrahevítökkel és a kondenzációs rendszerrel, - a tápvízelőmelegítő rendszer a táptartályokkal és tápszívat tyúkkal, - a biztonsági és gyorsredukáló rendszerek (BRU-A, BRU-K, biztonsági szelepek), - a szükség tápellátó rendszer. A hűtőkőzegelvesztcses üzemzavarok analízisénél elsősorban a gőzfejlesztők szekunder gőzterének modellezésére van szükség. Ha a rendellenes üzemállapot átterjed a szekunder körre a gőzhálózat részletes modellezése is szükséges [ 17 ]. A szekunder kör egyéb részei - a turbina gyorszároktól a tápszivattyúkig - csak ritkán játszanak szerepet, ezért az adatbázisunk ezekre már nem terjed ki [ 27 ]. A jelen vizsgált üzemzavarnál is elegendő a gőzfejlesztők szekunder térfogatának leképezése, ezenkívül csak a gőzvezeték rendszer össztérfogatát és a peremfeltételeket biztosító szerelvényeket (BRU-A, biztonsági szelepek) vettük be a számítási sémába. A gőzfejlesztők üzemérc jellemző névleges paramétereket az alábbi értékekkel alkal maztuk a számításokban: -
nyomás a gőzfejlesztők gőzterében a tápvíz hőmérséklete az állandósult tápvízáram és gőzelvétel vízszínt a gőzfejlesztőkben
4,7 MPa 484,1 К 125,5 kg/s 2,105 m
- 3 -
2Л Retenelések A biztonságvédelmi rendszerek működését kiváltó technológiai jelek [ 26 ] közül azo kat, amelyek as analízisnél szerepet játszanak az ún. trip kártyákon adtuk meg az input adatswtben. Ezeket a következőkben foglalhatjuk össze. Amikor az aktív zóna felett a felső keverötérben a nyomás 11,5 MPa alá csökken, a nyomasjel kiváltja az 1. fokú biztonságvédelmi működést ( ÜV-1 ), megkezdődik a ssabályoaó rudak beesése az aktív zónába és kb. 0,2 s késleltetéssel a nukleáris teljesítmény стбМишмм kezd (scram). A gőzturbinák gyorszáró szelepei 10 s késleltetéssel lezárnak. Az ÜV-1 jel a dízel-generátorok indítását is kiváltja, amelyek felfutása kb. 2 s késleltetéssel megkezdődik és további 35 s múlva befejeződik, amikor elindul az ún. lépcsőzetes indí tási program, amelynek első lépcsője (további késleltetés nélkül) a nagynyomású ZÜHR befecskendezésének megindítása és a kisnyomású ZÜHR szivattyúinak bekapcsolása. A kis nyomású befecskendezés csak a primer nyomás 0,7 MPa elá esésekor kezdődik meg. Az ÜV-1 jelre a Paksi Atomerőműben nem történik meg az FKSZ-ek lekapcsolása, esi az aktuális üzemzavari előírásokat követve az operátornak kell végrehajtania. Mi az analízisnél a 9,2 MPa primer nyomásszint elérését, mint kiváltó feltételt adtuk meg a szivattyú kifutás megkezdéséhez. 3 . A SZÁMÍTÁSI SÉMA 3.1 Nodalizáció A RELAP4/mod6 nukleáris biztonsági kódrendszer, amely a könnyűvízhűtésű atomre aktorok hűtőközegelvesztéscs üzemzavarainak számítógépes vizsgálatára szolgál, flexibilis számítási séma alapján hajtja végre a termohtdraulíkai folyamatok numerikus szimuláció ját. E szimuláció alapja a vizsgálandó hidraulikai, illetve hővezető rendszer nodalizálása, azaz olyan elegendően kicsi térfogatelemekre való bontása, amelyeken belül a hőhordozó, vagy hővezető közeg az adott térfogatelemre átlagolt paramétereivel, még gyors változá sok: esetén is elfogadhatóan jellemezhető. A RELAP4 kódcsalád tagjainál ez a geometriai felosztás alapvetően egy dimenzióban történik a hűtőközeg esetében, így nyerjük az ún. kontroli-térfogatokat (volume), míg a hővezető elemeknél (heat slab), így a fütöelerorudak modelljénél is, a felosztás mind axiális, mind radiális irányban lehetséges. A kontroll térfogatokat összekötő áramlási keresztmetszetek az ún. junction-ok. A jelen analízishez a geometriai felosztást tartalmazó számítási séma (3.1 ábra) kia lakításához felhasználtuk a RELAP4 kód alkalmazásában eddig szerzett tapasztalatainkat és kiindulásként a korábbi vizsgálatoknál használt sémától (1 ], [ 3 J, [ 17 ] eltérőt vettünk fel. E sémák alapelve az volt, hogy a WER-440 típusú reaktor hat hűtőhurkát mindössze két hurokkal modelleztük. Ezek közül egy hurok a törést tartalmazó hurkot, míg a másik összevontan az öt intakt hurkot reprezentálta. E felosztásnál nincs lehetőség olyan követ keztetések levonására, amelyek azzal kapcsolatosak, hogy az intakt hűtőhurkok is eltérően
- 4 -
viselkedhetnek a tranziensek során. A hurkok közötti aszimmetria azonban már kis perturbádókhatására is felléphet. Dyen pl. a nyomástartóból a burokba beáramló telitett közeg, az NZÜHR betáplálás megindulása, vagy a gőzfejlesztők hőátadásában fellépő eltérés. Részletesebb számítási modell alkalmazása jelentősen megnövekedő számítási idői génnyel jár együtt. A közelmúltban sikerrel alkalmaztuk [ 4 ], [ 14 ] azt a 3 hurkos nodanráriós sémát, amelyet kompromisszumként alakítottunk ki és amely alapját képezi a jelen számításainknak is. A 3.1 ábra szerint a VI - V8 térfogatok a tört huroknak felelnek meg. A törési kereszt metszet a J34 un. leak junction, ez a V8 térfogat középvonala magasságában horizontálisan nyüik meg. A Vll - V18 térfogatok azt az intakt hurkot modellezik, amelynek V l l meleg ágiba csatlakozik a nyomástartó. A V21 - V28 térfogatlánc a maradék 4 hurkot J Jenti összevonva, ennek V28 hideg ágúba táplál az NZÜHR (J37). A reaktortartályt 4 térfogaira bontva modelleztük. Az aktív zóna ebből egyetlen tér fogat ( V10 ), amely az átlagos terhelésű hűtőcsatornát a hozzátartozó fűtőelem mo dellel ( S10, S i l , S12 ) reprezentálja. A hűtőközeggel kitöltött további részek a gyűrűkamra ( V34 ), az alsó keverőtér ( V35 ) és a felső keverőt«- ( V20 ). A nyomástartót 3 térfogatra osztottuk ( V31 - V33 ), a V30 vezeték adja az összeköt tetést a Vll térfogathoz. A gőzfejlesztők szekunder gőz-víz terét leképező - az előzőeknek megfelelően 1-1-4 térfogatarányú - 3 térfogat ( V9, V19, V29 ) a gőzvezetékrendszert modellező további térfogattal ( V36 ) egészül ki. A biztonsági szelepek közvetlenül a gőz fejlesztőkön láthatók ( J45, J46, J47 ), míg a két BRU-A-t a J36 junction reprezentálja. A kővetkező fill junctionok a tápvízbetáplálást ill. gőzclvételt jelentik: J41, J42, J43 ill. J44. A hővezető elemek száma összesen 12. Ebből 3-3-3 szolgál a gőzfejlesztő hőátadó csőveinek a modellezésére, mégpedig úgy, hogy a csőfalak a primer oldali térfogatok axiális osztásának megfelelően axiálisan 3 részre vannak osztva, radiálisán pedig 3 réteg szerepel. Ugyancsak 3 axiális részre osztottuk a fűtőelemeket is, de itt б a radiális rétegek száma (burkolat 2, rés 1, üzemanyag 3). A primer kör csöveiben, szerkezeti elemeiben tárolt hő hatását elhanyagoltuk. 3.2 Opciók és fizikai modellek A RELAP4/mod6 kód alkalmazását az alternatívként választható és opcionálisan használható speciális tcrmohidraulikai modellek nehezítik meg. Mivel e modellek, illetve egyes modellekben a megadható paraméterértékek az elemzés eredményeinek alakulására is kihatnak, a kód adott reaktortípusnak megfelelő verifikálására van szükség. Erre ~ mint a bevezetőben már említettük - a PMK-NVH kísérletek eredményeinek felhasználásával került sor. Bár a VVER-440 reaktoron és a PMK-NVH berendezésen a modellezési korlátok miatt az üzemzavari folyamatok nem teljesen azonos módon játszódnak le, (pl. azért is, mert a kísérleti berendezés egyetlen hűtőhurokkal modellezi mind a hat hurkot), a RELAP4 kódban az opciók és a fkikai modellek azonos, vagy hasonló megválasztásával várható, hogy a Paksi Atomerőmű adataival elvégzett analízis hasonlóan jó becslést ad az üzemzavari folyamatra, mint ahogy a verifikálásnál a kísérlet reprodukálása sikerült,.
-
5
-
A számítás során használt legfontosabb fizikai modelleket és opciókat a következőkben foglalhatjuk össze. A RELAP4 kontroll térfogat termohidraulikai modelljében kétfázisú áramlás esetén a megmaradási egyenletek homogén formában szerepelnek. Ez a modell a VVER-440 reaktor névleges állandósult üzeme, valamint üzemviteli tranziensek esetén a primer hűtőkörben reális eredményt szolgáltat, hiszen a hűtőközeg e tranziensek során aláhűtött állapotban marad. Nem mondható el ez a nyomástartóról, a gőzfejlesztő szekunder teréről, vagy a hidroakkumulátorokról, ahol térfogaton belül folyadékfelszín alakul ki. Üzemzavari tranzi enseknél pedig a víz két fázisa már bárhol szétválhat. Ennek kezelésére biztosítják a kódban a részleges vagy teljes fázisszeparáció figyelembevételét az ún. buborékfelúszási modellel, amelynek paramétereit, az eloszlási tényezőt ( a ) és a felúszás sebességét ( v ) az inputban kell megadni. Számítási sémánkban a homogén áramlási modellt használtuk a gőzfejlesztő primer oldalán a hőátadó csövekben és a nyomástartó vezetékében ( V3-V5, V13-V15, V23V25, V30 ), míg teljes fázisszeparációt a nyomástartó edényben ( V31-V33 ). Részleges fázisszeparációhoz a = 0,8 és v = 18,0 ft/s paramétereket adtunk meg a gőzfejlesztők szekunder teréhez, valamint a = 0,8 és v = 3,0 ft/s értékeket az aktív zóna ( V10 ), a reaktortartály és a primer kör további térfogatai részére. Az összeköttetéseknél kétfázisú áramlás esetén a két fázis áramlási sebessége eltérő lehet, ehhez a vertikális slip modell adható meg. Ezt az opciót a következő helyeken alkal maztuk 1,0-es sebességszorzóval: a primer körben a zóna alatt és felett ( J10, .120, J35 ) és a nyomástartóban ( J31-J33 ). A RELAP4 kódváltozatokhoz a hőátadás különböző típusaira három alternatív korre láció csomagot dolgoztak ki a kód fejlesztői. Ezek közül mi az ún. mod6 szubrutin csoma got ( HTS2 ) használttik a számítások során. A gőzfejlesztők szekunder oldalán a hőátadás természetes konvekciós módjának opcióját írttik elő. A törési keresztmetszetnél, ill. a sza badba lefúvó biztonsági szerelvényeknél a hűtőközeg kritikus kiöinlésénck meghatározására a Henry-Fauske ( HF ) és a Homogén Egyensúlyi Modell ( НЕМ ) kombinációját válasz tottuk ki. A kiömlési tényezőt 0,85-re vettük fel. Az ún. Enthalpy Transport Model-t csak az állandósult állapot meghatározásánál használtuk, az első tranziens lépésnél kikapcsoltuk. Az FKSZ-ck modelljében a dinamikus paraméterek és a két kvadránsos jelleggörbe adattömbjei a korábbi analízisek során megfelelőnek minősített [ 1 ] adatokkal szerepeltek. Ez mintegy 150 s-os kifutási időt biztosít a szivattyúk lekapcsolása, vagy a feszültség kiesése után. 3.3 E g y é b a d a t o k és t á b l á z a t o k Az aktív zónában a maradványhő időbeli változását a [ 24 ] szerinti értékekkel ad tuk meg az ún. seram táblázatban. Az üzemanyagrúd három egyenlő axiális osztásában a felületi hőfluxus eloszlása alulról felfelé a következő volt: 0,30, 0,42, 0,28.
6 A nagynyomású ZÜHR <'gy szivattyújának szállítási görbéjét a "fill junction" kártyáin táblázatosan adtuk meg a 3.1 táblázat szerint a Paksi Atomerőműben elvégzett mérések alapján. A kisnyomású ZÜHR egy szivattyújának jelleggörbéjét a 3.2 táblázat tartalmazza. Jelen vizsgálatban az adatok nem kerültek tényleges felhasználásra, mivel a primer kör nyomása a tranziens vizsgált időtartományában nem süllyed a befecskendezést indító 0,7 MPa jelszint alá. A szekunder körben egy üzemzavari tápszivattyú üzemét tételezzük fel, ennek teljesí tőképessége 60 m / h , azaz 2,15 kg/s gőzfejlesztőnként. A biztonsági szerelvények működését jellemző adatok a következő értékekkel szerepel tek a trip kártyákon: 3
- gőzfejlesztő biztonsági szelepe
nyitási nyomás zárási nyomás ( névleges gőzáram a 150 mm keresztmetszeten - BRU-A nyitási nyomás zárási nyomás ( névleges gőzáram a 120 mm keresztmetszeten
5,68 MPa 4,91 MPa 69,4 kg/s ) 5,30 MPa 4,62 MPa 55,5 kg/s )
3.1 táblázat Nyomás
(MPa) 3
(m /b)
0,1
7,4
7,5
11,0
13,0
13,01
115,0
100,0
117,0
80,0
30,0
0,0
Áramlás
(W«)
31,94
27,78
32,50
22,22
8,33
0,0
0,72
13,0
0,0
0,0
0,0
0,0
3.2 táblázat Nyomás
(MPa)
0,1
0,25
(m /h)
480,0
400.0
(kg/s)
133,3
111.1
3
0,5
0,7
300,0
200,0
Áramlás 83,33
55,55
-
7
-
4. A Z A N A L Í Z I S E R E D M É N Y E I Az elvégzett elemzés két részből áll. A szániítáj első szakaszában egy nagynyomású ZUHR üzembelépését tételeztük fel - a PMK-NVH kísérlethez hasonlóan, - majd pedig az analízist RESTAKT-tal úgy folytattuk, hogy az üzemzavari ljetáplálást megháromszo roztuk és ennek hatását néztük az elfolyás nagyságára. A vizsgálat 10 s állandósult állapottal kezdődik, ezután nyílik ki a hűtőhurok áramlási keresztmetszetének 3,5 %-át kitevő törési keresztmetszet (ez 92 mm belső átmérőjű csőnek felel meg). A számítás első része az IBM-3081 számítógépen 3,7 CPU óra felhasználásával 1670 s folyamatidőt ert el. A tranziens második része 1670 és 2200 s között 1,C CPU órát igényelt. Az üzemzavari tranziens folyamat legfontosabb eseményeit időrendi sorrendben közöljük, majd a jobb áttekintést nyújtó ábrákat címezzük. 4.1 A z ü z e m z a v a r i folyamat e s e m é n y e i A 3,5 %-os hidegági törést követő üzemzavari tranziens fő eseményei - az állandósult állapot 10 s-nyi idejének levonása után - a kővetkezők: 0,0 s a törés nyílni kezd, a szabad keresztmetszet lineárisan nő, 0,02 s a teljes 0,006654 m törési keresztmetszet kinyílt, 1,5 s a kiömlés maximális: JW34 = 593 kg/s, 2,3 s a nukleáris teljesítmény csökkenése megkezdődik, 12,0 s a gőzfejlesztők szekunder oldali kizárása megtörténik, 16,5 s VAP20 < 9,2 MPa, az FKSZ-ek kifutása megkezdődik, 31,0 s a nyomástartó leürült, 32,0 s a nyomástartóból a telített gőz a 2. GF felé áramlik (VAX11 > 0, VAX12 > 0), a gőzfejlődés a magasabb primcroldali hőmérséklet miatt nagyobb lesz, mint a többi 5 GF-ben, ahol a kondenzáció miatt a szintek emelkednek, 39,5 s egy nagynyomású ZUHR. üzembe lép, JW37 = 28,5 kg/s, 40,0 s a szekunder kör nyomása VAP3G > 5,3 MPa, a BRU-A kinyit, 43,0 s a szekunder nyomás maximuma VAP3G = 5,31MPa, a biztonsági szelepek zár va maradnak, 46,0 s a felső keverőtér telitett állapotba kerül VAX20 > 0, 54,0 s a folyás első minimuma JW34 = 251 kg/s, 55,0 3 a primer nyomás lassan nőni kezd, 70,0 s indul az üzemzavari tápvízellátás, 118 s a nyomástartó alján a szint ismét megjelenik, 134 s a hűtőközegszint a felső keverőtérben a melegági csonkokig süllyedt, ekkor a süllyedés fokozódik a zónaáramlás megfordulása miatt ( JW10 < 0), 157 s a melegági vízzárak megnyílnak, az 1. és 3. hurokban nyitva maradnak, a 2. hurokban az áramlás rövid időre megfordul, 158 s a zónaáramlás ismét pozitív, a felső keverőtér szintje emelkedik, a primer nyomás helyi maximuma VAP20 = 6,22 MPa, 160 в a kiömlés helyi maximuma JW34 = 325 kg/s, 2
- 8 -
161 • 170 8 172 • 174 • 175 •
a BRU-A War, mert VAP36 < 4,62 MPa, as FKSZ-ek rifutása befejeződött, e felső keverötér pintje a meleg csonkok magasságában stagnál, a zónaáramlás helyi maximuma JW10 = 544 kg/s, a nyomástartó ismét üres, a paraméterekDen lassú változás kezdődik, a kiőmlés 266 kg/s < JW34 < 312 kg/s, a hidegági vizzárak lassan ürülnek, 232* a felső keverőtérben a keverék szint ismét csökkenni kezd, 238 s a stabil zónaáramlás megszűnik, sőt megfordul, 347 s a felső keverőtér leürült, a zóna is ürülni kezd, 382 s a hidegági vízzárak megnyílnak, a zónaszint gyorsan emelkedik, a mtőekmrudak újranedvesednek, 303 s a primer hűtőközeg nyomása VAP20 < 5,0 MPa, csökkenésefokozódik,»GF-dc primer oldalán nő a gőztartalom, a hőátadás leromlik, 388 s a kiőmlés kétfázisúvá válik, a primer nyomás a szekunderé alá esik, a GF-ekben a hőátadás iránya megfordul, a szekunder nyomás is csőkkenni kezd, 407 s a folyás tartósan 40 kg/s alá esik, mivel a gőztartalom 100 % közelében van, a nyomásesés mérséklődik, hosszú kvázistaáoner szakasz kezdődik, 416 s a 2. hurokban a GF primer oldali kiszáradása megkezdődik, stabil gőzáramlás in dul a hidegágon keresztül a törés felé, 548 s JW34 < 31 kg/s, tehát a nagynyomású ZÜHR kompenzálja az dfblyást, 600 s 10 perc után a nyomások: VAP20 = 3,61 MPa, VAP36 = 4,81 MPa, a hőmének let: VAT10 = 517,5 K, a 2. hurok GF-jében és a hideg ágában enyhén túlhevült gőz van: VAT16 = 534,5 K, az összes kiömles eddig LM34 = 128 750 kg, 897 s az egyfázisú gőzkiömlés JW34 20 kg/s alatt van, miközben JW37 = 30,5 kg/s, 1200 s 20 perc után a nyomások: VAP20 = 1,90 MPa, VAP36 = 4,52 MPa, a hőmérsék letek: VAT10 = 483.3K, VAT34 = 483,8 K, VAT16 = 531,3 К (túlhevült gőz), az összes kiömles eddig LM34 = 142 100 kg, 1336 s a kiömles 40 s időtartamra ismét kétfázisú, kis folyadáktartalommal, 1412 s az egyfázisú gőzkiömlés vége, 1670 s a számítás első szakaszának vége, a főbb paraméterek: a nyomások: VAP20 = 1,534 MPa, VAP36 = 4,332 MPa, a hőmérsékletek: VAT10 « 473,0 К, VAT28 = 451,9 К (aláhűtött), VAT16 = 528,3 К (túlhevült), ML20 » 0,55 m, JW37 = 31,55 kg/s, 13 kg/s < JW34 < 30 kg/s, az összes kiömles LM34 = 151 930 kg. A számítás második szakaszában a NZÜHR betáplálását megnöveltük: JW37 = 94,7 kg/s. Hatására a törésen egyre kisebb gőztartalmú hűtőközeg távozik. 1694 в-tól a kiőmlés egyfázisú folyadék lesz. A 120 kg/s fölé növekedett folyás egyben lecsökkent térfogatvesz teséget jelent, ez a primer nyomás 1,484 MPa (1720 s) értékről 1,752 MPa-ra (1744 s) való növekedését okozza. Ezután a kiőmlés ismét egyfázisú gőz, majd 1858 s-tól kétfázisú, 1908 s-nál újabb folyadékfázisú folyási szakasz kezdődik 260 kg/s-hoz közeli értékkel és újabb átmeneti nyomásnövekedéssel. Az 1962 s-nál lévő nyomásmaximum (1,822 MPa) után a nyomás esése fokozódik, 2151 s-nál 1,0 MPa alá esik, miközben a kiőmlés átlagértéke 100 kg/s nagyságrendű, tehát az NZÜHR betáplálást értérkc körül ingadozik. A számítás végén VAP20 = 0,928 MPa, tehát a kisnyomású ZÜHR belépése még nem aktuális.
-
9 -
4.2 A folyamat ábrái Az üzemzavari folyamat szemléltetésére a legfontosabb paraméterek változását mutat juk be a folyamatidő függvényében a 4.1 - 4.30 ábrákon, amelyek időskálája az állandósult szakaszt (10 s) is tartalmazza. A hűtőközegelvesztéses tranziens folyamat legjellemzőbb képét a nyomások alakulása adja, a 4.1 ábra a primer ( VAP20 ) és a szekunder ( VAP36 ) hűtőkör nyomásának változá sáról nyújt áttekintést 2000 s-ig terjedő időtartományban. A folyamat kezdeti szakaszában a két rendszernyomás gyorsan közelít egymáshoz. A melegágakban a kigőzölgés illetve a BRU-A szelepek kinyitása állítja meg a nyomások változását. Az 55 s-nál kezdődő második szakaszban a két nyomás széttartó mozgóban van, ezt a tendenciát 157 s-nál a melegági vízzárak, majd 382 s-nál a hidegági vízzárak megnyílása, illetve 161 s-nál a BRU-A-k lezárása töri meg. Rövidesen a primer nyomás a szekunder nyomás alá esik. Ekkor kezdő dik a folyamat harmadik szakasza, amelyet a paraméterek lassú változása jellemez. A tört hurokhoz tartozó GF szekunder oldali nyomását kinagyítva láthatjuk a 4.2 ábrán. A 4.3 és 4.4 ábrákon a törésen távozó hűtőközeg áramot ( JW34 ), valamint a kö zeg állapotát jellemző fajlagos hőtartalmat ( JH34 ) mutatjuk be. A kezdeti aláhűtött folyadékállapot a hidegági vízzár megnyílásáig tart, ekkor a gőz utat tör a törés felé és hamarosan az egyfázisú gőznek megfelelő, erőteljesen lecsökkenő mennyiség jelenik meg az ábrán. Amikor ez a mennyiség tovább csökkenve az NZÜHR betáplálásánál kisebb lesz, akkor válik tartósabban kétfázisúvá a folyás. A 4.5 és 4.6 ábrák á hűtőközeg forgalmának változását mutatják a hurkok hideg ágában ( JW8, JW18, JW28 ) illetve az aktív zóna bemenetén ( JW10 ). A kezdeti időszakban meghatározó az FKSZ-ek üzeme, illetve kifutása. Ezután természetes cirkulációt látunk az intakt hurkokban, előbb a 3., majd a 2. hurokban. A folyamat további szakaszában a közeg stagnálása jellemző. A 2. hurokban kialakuló stabil gőzáram mindössze 20-30 kg/s nagyságrendű, ez a 4.5 ábrán nem érzékelhető. A 4.7 ábra a nagynyomású vészhűtés mennyiségét szemlélteti. A reaktortartályban a hőállapot jellemzését szolgálják a kővetkező ábrák. A 4.8 áb rán a zóna alatti ( VAT34 ) és feletti ( VAT20 ) tér hűtőközeghőmérséklete látható. Az előbbi a hidegági vízzár megnyílás után kerül és marad kb 1200 s-ig telítési állapotban, utána az üzemzavari hűtés hatására enyhén aláh"^ é válik. A VAT20 a folyamat döntő részén a telítési hőmérséklettel azonos, a leürül -a időnként kis mértékben túlhevít *t gőzállapotot jelez, mindaddig amíg a felső keverőtér újrafeltöltődése meg nem kezdődik (1245 s). A 4.9 ábra a zona átlagos hőmérsékletét ( VAT10 ) és a telítési hőmérsékletet ( TS10 ) együtt mutatja. Nagyon hasonló ehhez a 4.1° ábra is, ahol az átlagos terhelésű hűtőcsatornában az üzemanyag burkolathőmérsékletét látjuk két axiális osztásban ( SR11, SR12 ). A hűtőközeg a folyamat legelejétől eltekintve a telítési értéken van, míg a burkolat felülete 1,5-2 K-nel magasabban halad. Kivétel a zóna rövid űrülésí szakaszában 368 és 387 s között, amikor a felső harmadban hőátadási krízis következtében az SRI 2 hőmérséklet a felület átmeneti túlhevülését mutja. A maximális hőmérséklet azonban nem haladja meg az 590 K-t, azaz a túlhevülés az 52 K-t. fi
-
10 -
Az előzőek jobb megértését szolgálják a 4.11 és 4.12 ábrák. A reaktortartályban a keverékszint alakulását látjuk két részre bontva, a felső keverőtér (ML20 ) és az aktív zcna ( ML10 ) szintváltozása az elmondottakat alátámasztja. A nyomástartó korai leűrűlését látjuk a 4.13 ábrán (az idő-tengely itt csak 500 s-ig tart!). A 4.14 ábrán az alsó keverőtér szintje viszont azt igazolja, hogy a zóna belépésénél is telitett közeg van 400 s után. A keverékszint 1200 s után lassan növekszik, de két újabb NZÜHR beindítása után gyorsan aláhűtötté válik. A 4.15 és 4.16 ábrák a hűtőkörök között fellépő aszimmetriát érzékeltetik. Mint már utaltunk rá, néhány fokos eltérés a primer hőmérsékletekben a szekunder oldalon jól észlel hető eltérésekre vezet. A nyomástartó leűrűlésének közvetett hatása látható a 2. hurokhoz tartozó GF-ben a szekunder oldali szint ( ML19 ) erőteljes csőkkenésében, miközben a többi szintek ( ML9, ML29 ) a kondenzáció miatt növekednek. A 4.16 ábra szerint ekkor ugyanis gőz áramlik vissza a tört hurok gőzfejlesztőjébe ( JW38 ), de természetesen a többi intakt hurokba is. Az ábra arra is utal, hogy ez a folyamat a BRU-A lefuvatáskor átmenetileg szünetel, ekkor a szintek egységcsen csökkennek. A BRU-A lezárása után a jelenség ismét jelentkezik, de most fordítva, a tört hurok GF-jében lesz az intenzívebb kigőzölgés ( МЫ 9 tovább csökken ), míg a többi szint ( ML9, ML29 ) a kondenzáció miatt emelkedik. 300 és 400 s között még kétszer látunk ilyen aszimmetrikus változást a szintekben, illetve gőzáramokban. A szintváltozás a szükségtápellátás okozta folyamatos növekedésre szuperponálódik. A 2. hurok GF-jének kiszáradása, pontosabban a primer oldali intenzív gőzfejlesztés következménye a kvázistacioner szakaszban az ML19 relatív gyorsabb növekedése. A következő ábrák a vízzárak alakulását szemléltetik. A buborékfelúszási modellel meghatározott keverékszintek alatt a hozzájuk tartozó közegmennyiséget is felrajzoltuk. A 4.19 és 4.20 ábra különösen jól illusztrálja a speciális viszonyok mellett kialakuló ún. "álvízzár"-at, amikor a keverékszint ( ML12 ) ugyan elég magas, de a folyadéktartalma nagyon kicsi - ezt igazolja a WM12 görbe - , tehát ez a vízzsák nem akadályozza meg a gőzfázis át jutását a .112 összeköttetésen. A 4.17 - 4.22 ábrákon a melegági vízzárak jellemzőit látjuk. Jól követhető, hogy az első megnyílás után a 2. hurok ( ML11 a 4.17 ábrán ), míg a hidegági vízzárak megnyílása okozta tranziens után a tört hurok kivételével a vízzárak nyitva maradnak. De még a tört hurok vízzsákja sem zárja el teljesen gőzbuborékok útját. A 4.23 - 4.28 ábrák a hidegági vízzárakhoz tartoznak. Ezek szerint először a tört hurok hideg gőzfejlesztő-kollektorában kezd csökkenni a szint ( ML6), majd az intakt hurkokban ( ML26 ). Utoljára a nyomástartót is tartalmazó hurok hidegági vízzsákja kezd ürülni, viszont a vízzárak megnyílása után ez a vízzsák nyitva marad. Ez azzal van összefüggésben, hogy ekkor a hurokban a melegágon folyadék áramlik a GF-be, ahol az elgőzölögve gőz formájában halad tovább a hideg vízzsákon és a gyűrűkamrán keresztül a törés felé. A tört hurokban az ML6 szint lassan emelkedik, de ezen keresztül időnként gőzbuborékok jutnak át a vízzáron, amit az ML6 és ML7 szintek aszinkron lengése igazol. A RESTART-ot követően 1800 s után a két hurok szerepe felcserélődik. Az ML27 szint a 4.27 ábrán azt jelzi, hogy a nagynyomású ZÜHR betáplálás környezetében a hűtőközeg mindig aláhűtött marad és ez vonatkozik a vízzsák reaktortartály felőli ágára is, a vízzsák alján létrejövő kondenzáció dacára.
- I I -
Az utolsó két ábrán integrált mennyiségeket láthatunk. Az LM34 görbe a törésen távozó közeg mennyiséget, az LE34 az ehhez tartozó energiaveszteséget jelenti. Az utóbbit összevethetjük a zónában fejlődő maradványhővel ( AEO görbe a 4.30 ábrán.) 5 . ÖSSZEVETÉS A KÍSÉRLETTEL A 3,5 %-os hidegági töréses PMK-NVH kísérlet eredményeinek közvetlen számító gépes reprodukálhatóságáról a [ 23 ] jelentés tudósít. Itt a mérés és az erőmüvi analízis eredményeinek hasonlóságát, vagy az esetleges eltéréseket mutatjuk be. A kísérlet kezdeti és peremfeltételeiben igen közel áll a .számításban hasznait névleges értékekhez és beavatkozásokhoz egy kivétellel. Lényeges különbséget jelent a gőzfejlesztő szekunder oldalának kezelése, amennyiben a kísérletnél a szekunder kör kizárása azonnal ( 0 s ) megtörténik, míg az erőmüvi analízisnél a turbina gyorszárók és a tápszelepek lezá rására a biztonságvédelmi reteszelés"knek megfelelően kerül sor, a gőzvezeték rendszernek megfelelő térfogat leválasztása nélkül. Ellentétben a melegági töréses analízissel [ 14 ] jelen tós különbség a törés helyében nincsen, bár a PMK berendezésen a törési keresztmetszet a gyfirfikamra belépő kamrájához csatlakozik, míg a jelen analízisnél azt a reaktortartálytól kissé távolabb, de ugyanabban a magasságban és ugyancsak horizontálisan vettük fel. A mérési eredményekből 8 ábrát választottunk ki. Az 5.1 ábra a primerköri nyomást mutatja. Az egyezés a 4.1 ábrával elég jónak mondható, bár a 200 s előtti csúcs nem olyan domináns és a folyamat második felében a számítottnál magasabban van a mért érték. A szekunder oldali nyomás változása ( 5.2 ábra ) a peremfeltételek előbb említett különbözősége ellenére is igen hasonló a 4.2 ábrán láthatóhoz. Eltérés a BRU-A szelep nyitása utáni gyorsabb nyomásvisszacsésben és az alacsonyabb végnyomásban jelentkezik. Az előbbit a viszonylagosan nagyobb szelepkeresztmetszet, az utóbbit a kísérleti berendezés fajlagosan nagyobb hővesztesége okozta. A folyás közvetlen összehasonlítására nincs lehetőség, de ha az 5.3 ábrán látható törési ellennyomást vetjük össze a 4.3 ábrával, az azonos karakter szembeötlő. Jellegzetesen és azonosan szétválik az aláhíítött folyadék, a kétfázisú hűtőközeg, majd az egyfázisú gőz kritikus kiáramlása. A reaktor tartályban á hűtőközeg szintjének változását az 5.4 ábra mutatja, ez a 4.11 és 4.12 ábrákkal jó egyezést ad, elsősorban a jellegzetes törési pontok időazonosságával. Az ábráknál feltétlenül figyelembe kell venni azt, hogy a kísérlet során a kollapszált szint mérési értékeit kapjuk meg, míg a RELAP kód a keverékszintek számítását teszi lehetővé az egyes kontroll térfogatokban. A kísérletnél a keverékszintek így valójában jóval maga sabbak, mint a számításban. Különösen a minimális értékben van jelentős eltérés ( ez a számítás konzervatív voltára utal ), az analízisnél tapasztalt rövididejű burkolati túlhcvüléssel szemtan a. mérésnél nem tapasztaltunk a fűtőelem túlmelegedését. A szinteknél látott törési pontok a vízzárak megnyílásával vannak összefüggésben. Az 5.5 és 5.6 ábrák a melcgági vízzsák két oldalán mutatják a mért szinteket. A 4.17 - 4.22 ábrákkal összevetve megállapítható, hogy kísérletben a vízzár vislkcdésc elsősorban az éj) hurkoknál kapott számítási eredménnyel mutat rokonságot, azaz a vízzár nyitva, marad. Hasonló megállapítást tehetünk a hidegági vízzárakról is. Az 5.7 és 5.8 ábrákon a mért
-
12 -
szintváltozást láthatjuk. Ez a vízzár 400 s után nyitva marad és folyamatosan gőzzel táp lálja a törést. A 4.23 - 4.28 ábrákkal kapcsolatban már elmondtuk, hogy szemben a PMK egy hűtőhurkos modelljével több hurok esetén egy vízzár zárva maradhat, mégpedig az, amelybe a nagynyomású ZÜHR betálálása folyamatosan biztosítja az aláhűtött hűtőközeg pótlását. Ezt az aszimmetriát természetesen a kísérlet nem tudja modellezni. A PMK-NVH berendezésen végrehajtott kísérlet és a W E R - 4 4 0 reaktorra elvégzett RELAP4/modC analízis eredményeinek összehasonlítása tehát azt mutatja, hogy а mo dellezés korlátai, valamint a peremfeltételekben mutatkozó kisebb eltérések ellenére a 3,5 %-os hidegági folyás jellegzetes eseményei mindkét esetben hasonlóak, a hűtőközegervesztéses folyamat megismerésére és értékelésére a jó egyezés garanciát ad. 6. ÉRTÉKELÉS A könnyuvízhűtésű atomreaktorok biztonsági analíziséhez kifejlesztett RELAP/mod6 reaktorbiztonsági kóddal elvégzett jelen számítógépes elemzés, amely a Paksi Atomerőmű WER-440 típusú reaktora primer hűtőkörében fellépő hidegági törések vizsgálati soro zatába tartozik, valamint a PMK-NVH kísérleti berendezés kutatási programjához csat lakozik, eredményeit tekintve ;ól illeszkedik a korábban elvégzett analízisek sorába. Neve zetesen ez vonatkozik mind arra a megállapításra, hogy az aktív zóna hűtése a 3,5 %-os törést követő üzemzavari folyamat alatt kielégítő, mivel a folyás viszonylag hamar kom pén/álhatóvá válik egy NZÜHR által betáplált hideg hűtőközeggel, mind pedig arra a következtetésre, hogy a hurkok közötti aszimetría a folyamat egészére nincs túl nagy ha tással, így az egy-hurkos PMK berendezés - adott korlátok kőzött - alkalmas a folyamatok kísérleti ellenőrzésére. Az analízis során megerősítést nyert az a felismerés is, hogy a működő vészhűtő renszerek számának növelése hosszú távon az elfolyó hűtőközeg mennyiségének növekedését eredményezi, azaz kvázistacioner állapotban a betáplálás és az elfolyás azonos nagyság rendű. Ezzel a jelentéssel lezárul a biztonsági elemzéseknek az a szakasza, amelyben a fő szoftver eszközt a RELAP4 kódcsalád tagjai képviselték. Megtörtént ugyanis a nyomottvi zes atomreaktorok analízise korszerű eszközének, a RELAP5 kódnak hazai implementálása ( 28 j és folyamatban van a felkészülés e kód alkalmazására, elsősorban Ü W E R típusú reaktorokra.
- 13 -
7. IRODALOM
(1]
A nukleáris biztonság vizsgálati módszerei és eszközei. Az ÓKKPT A/11-2, alprogram 1981-85 között elért főbb eredményei. Szerkesztette: Szabados László. KFKI, Buda pest, 1987.
[2]
Perneczky L., Szabados L., Tóth I.; Különböző kis folyá sos üzemzavari állapotok vizsgálata. A 7,4%-os törés. KFKI-1984-15.
(3?
Tóth I., Maróti L., Perneczky L., Szabados L.: A vízzá rak szerepének elemzése a Paksi Atomerőműben kisfolyásos üzemzavar esetén, a zóna biztonsága szempontjából. KFKI kutatási jelentés, 1987.
[4]
Perneczky L., Tóth I., Szabados L.s A nyomástartóés térfogatkompenzáló edény felhasználása a vizzárhatás csökkentésére. KFKI-1989-02/G.
[5]
Perneczky L., Tóth I., Szabados L., Ézsöl Gy.: A 7,4%-os hidegági törés a hidroakkumulatorok alkalmazása nélkül. Mérés-értékelés és számítógépes analízis. KFKI-1986-99/G.
[б]
Simulation of a Loss of Coolant Accident. Results of a Standard Problem Exercise on the Simulation of a LOCA. IAEA-TECDOC-425. Vienna (1987).
(7)
Ézeöl Gy., Perneczky L., Szabados L., Tóth I.: 7,4%-os hidegági törés hidroakkumulátorok és nagynyomású ZÜHR működésével. Mérés-értékelés és számítógépes analízis. KFKI-1987-56/G.
[в]
Simulation of a Loss of Coolant Accident with Hydroaccumulator Injection. Results of the Second Standard Problem Exercise on the Simulation of a LOCA. IAEA-TECD02-477. Vienna (1988) .
- 14 -
[9]
Bazsó Z., Ézsöl Gy., Perneczky L., Szabados L., Tóth I.: A 7,41-os hidegági törés a hidroakkumulátorok és a nagy nyomású zónaüzemzavari hűtőrendszer működése nélkül. Mérésértékelés és számítógépi analízis. KFKI-1987-57/G.
[10J
Tóth I., Csőm V., Ézsöl Gy., Takács A.: A 7,4%-os hideg ági törés a meleg-hidegági összekötő vezeték működésével. FFKI-1988-61/G.
Ill)
L. Szabados, L. Perneczky, G. Ézsöl: Adequacy of Emergency Core Cooling in WWER-440 Type Reactor. NÜRETH-4. Karl*ruhe, 1989. október 10-13.
[12]
Szabados L., Ézsöl Gy., Perneczky L.: 7,4%-os melegági törés analízise hidroakkumulátorok alkalmazása nélkül. Mérés-értékelés és számítógépes analízis. KFKI-1989-30/G.
[13]
Szabados L., Ézsöl Gy., Perneczky L.: 7,4%-os melegági törés analízise hidroakkumulátorok alkalmazásával. Mérésértékelés és számítógépes analízis. KFKI-1989-31/G.
[14]
Perneczky L., Tóth I., Ézsöl Gy., Szabados L.t Melegági folyás analízise a Paksi Atomerőműre. 7.4%-os törés hid roakkumulátorok nélkül. KFKI-1989-43/G.
Г15]
Szabados L., Ézsöl Gy.: PMK-NVH mérési eredmények össze hasonlítása 7,4%-os hideg- és melegági törések esetében. KFKI-1989-33/G.
[16]
Perneczky L.: A gőzfejlesztő kollektor fedél felnyílását követő üzemzavar vizsgálata. Előszámítások. KFKI, 1987. nov. (Kézirat)
[17]
Perneczky L., Ézsöl Gy., Szabados L.: A gőzfejlesztő kollektor törést követő folyamatok elemzése. Számítógé pes analízis a RELAP4/modf kóddal a Paksi Atomerőmű WER-440-ee blokkjaira. KFKI kutatási jelentés, 1988.
- 15 -
CIS]
L. Perneczky, I. Tóth, 6. Ézsöl: "Accident Analyses for a Reference Plant with WER-440. Steam Generator Collec tor Rupture", IAEA Workshop on Calculation Results for Reference Plant, Warsaw, 20-24 June, 1988.
[19]
Ézsöl Gy., Perneczky L., Szabados L.: A gőzfejlesztő kollektor törést követő folyamatok elemzése. Erőművi analízis a PMK-NVH kísérleti adatok alapján a RELAP4/mod6 kóddal. KFKI-1988-47/G.
|20]
L. Perneczky: "Analysis of the Steam Generator Collector Rupture for the Paks NPP", IAEA Workshop on W E R Design Basis Accident Analysis, Piestany, 5-9 December, 1988.
121)
Szabados L., Ézsöl Gy., Perneczky L., Csora V.: A gőzfej lesztő kollektor törést követő folyamatok elemzése. A PMK-NVH berendezésen elvégzett kísérlet mérés-értékelése és számítógépes analízise. KFKI-1988-48/G.
[22]
G. Ézsöl et al: IAEA-SPE-3. Specification for the Third IAEA-PMK-NVH Standard Problem Exercise. CRIP, Budapest, 1989.
[23]
Szabados L., Ézsöl Gy., Perneczky L.: 3.5%-os hidegági törés analízise hidroakkumulatorok nélkül. Mérésértékelés és számítógépes analízis. KPKI-1989-44/G.
[24]
Reaktorberendezés. Primerköri paraméterek számítása a nyomáskiegyenlítő egyik biztonsági szelepének be-nemzárásakor. GKAE OKB-Gidropressz. 1982. U-213-TR-1706.
[25]
V.V. Zverkov, E.I. Ignatenko: Jadernaja paroproizvcdjás sa ja usztanovka sz WER-440. Bibliotéka ekszpluatacionnika AESZ. VUpuszk 23. F.nergoatomlzdat 1987.
- 16 -
[26]
Ax egyes technológiai rendszerek működését jellemző in formációk összefoglalása. ERŐTERV I. Iroda, - NTO, 107008. Budapest, 1984. december.
Í27J
Specification for a WER-440 Type NPP with Pressure Suppression System. Central Research Institute for Physics, Budapest, 1988.
[28)
Perneczky L.: A nyomottvizes atomreaktorok biztonsági elemzésének új eszköze: a RELAP5 kód. KFKI-1988-65/G és KPKI-1988-77/G.
- 17 -
t^s
г* см
.3-
> > 4
—.ИГ* » N
^
N
>
>
>
р»~
>
©
~2S о га
V
m m
CM
>
> m»
m
со coco -л t - C M 1 со см -"> >_
>
см m
CM
cp •*• со
ш _о ti_
со см >
со >
r*>
1
ID
S w
T
Э
?í
< -
»-> I— z
<
>
^
> =^ x 5
-CXh-$2
гм О CM
>
CM
J3 1F^£fcs2
to
>
>
- 18 -
К1ЯГ4-Н0М
Э.5Х GLEO
>4»
m-m
tine
4.1
.
«1ЙГ4-П0О»
Weft-440
m-m
s
ábra
3.SZ С
i ».и T
«io
I««.M
- 19 -
RCLRP4-n006
3.5* CLEO SBLOCR 0S/I9/B9
4.3 ábra
RELflP4-f1006
3.5* CLEO 5В10СЯ 05/19/89
).oo
w.u
iw.oo
4.4 ábra
IM.W i«
l »СИ
»3.M
тлщл
-
g "
MLUPa-nODS
WLflP4-nOOÍ
-
Э-SZ CLEO SBLOC*. 05/I9/S9
>.м
1
20
«t-i*
1М.И
4.5
ábra
tj».BD
|<о.м
iM.00
iST5~~rto.ee
3.SZ CICO ВбХОСЙ
os/is/e»
8
t
i
,.»•>••*•*•*•
_..
• • « • » » • • « M
—
Щ QJJ.
*
JW10
Ű of' к
4
CT'
*iti
•*гт
? \
.M
1lb*
«> • *
L JM
J
'
•.1 i
•..' P
4.6 ábra
*
»«•••»
i M.M
1M.M
tl
í-щя9<^чтщщп^^ящ^втщш^щ
- 21 -
«1ЙМ-П006
3.5* CLEO SBLOCR 05/19/88
*ELflP4-ft006
3-5JE CLEO SBLOCR 05/19/09
»0.00
4.8 ábra
IM .00
- 22 -
I
•Е1ЯГ4-П0М
3.SZ CLtO SMOCft 0S/I9/N
V 3и
:
i VAT] о I
я
**
I1
TS10
\ I •
щ^*Л
ii Íi \
?
$
V •m
JM
«•.и
L Jis? •
•
S
all
4.9 ábra
*
1
...,,,,
твг«-ноов
3.SZ CLto МЦОСЙ
OS/t»/»»
4.10 ábra
HM
1M.M
1U^t
я
- 23 -
_ 8
RELW4-n006
3.5Z CLEO 5BL0CH OS/19/89
1 !
i; i
i
i
s
•
!
(
« •
i
s
t
c»
"i
ML20
'
u
£l
Í
s*-
•—•—•"••
к
"""" "\ \
i
=8
•
—
-
.........
—
..............
t oo-'t
i
..............
4
••--••-—
00.M
40.00
00.00 Tine
"*~""T"
•.. a i l /
i >D.00
•"••""••••
... _
"1
8 .00
..............
! •
LfWet: Ibe.oo
T 0.00
. 40.00
Hí
100.00
100.00
в
4.11 ábra
в
тЯГ4-П00в
3.52 CLE0 »вЮСЙ OS/ 1 9 / 8 9
1
5о
ML 10
i ....
Шш
t в"
F'
\|УГ' TT""
1
1
1
sk IV i.
м1
• *
1 .00
1«.00
4b.00
1».00
1в . «
П.00 109.00 i . 11
4.12 ábra
140.00
1».00
100.00
f
- 24 -
„ *
тйР4-П00в
Э.&Х CLEO SBLOCfl OS/18/89
М1ЙМ-П006
3.SX CLCO
05/19/89
.и
я.м 4.14
i e.tt
i m.M i«e.w
ábra
IK.N
IN.M
»o.ee
-
„ •
«LRP4-H006
_•
25 -
Э-SZ ClEO SBLOCR Ob/19/89
i Aon< enzá :ió
«
^
0»
:!
и
> j2>
ML 2 9
«
)r
e-
J
Í
fe ML9
-
ML IS
T
i i
i If V ^
« 1
Í
1
4 o n ienzc c i ó
f
>.M
4.15 ábra
* S_
КЕ1ЙР4-П006 3.57. CLEO 581ОСЯ 05/19/89
•+t 'Лее
»Too
ft.to
« T o o o b . o o i bo .oo lko-oo Tl« 5 «lO*
4,16 ábra
iw.oo
iM-00
ItO.H
"Tee.oe
-i 26
КШГ4-П00«
3-SZ CLEO SBIOCR Ot/19/ВЭ
KtLfiM-HODe
3-SZ CLEO SBLOCR OS/19/89
llll fl.M
-
IM.M f »-«в Г •I0
4.18 ábra
Y
t»0.i
-
RCLRP4-nODe
27 -
3.SZ C U C SBLOCR 05/19/89
4.19 á b r a
R£lAP4-flÜ06
*Ъ.0О
ÍDOO
O.00
3-S7. CLEG SBLOCR OS/19/69
ID. 00
90.0}
IDO.OO
4.20 ábra
liO-00
l'<».00
I M . 00
1*0.00
lOO.OO
-
RELRP4-nO06
V&
t».w
JT55
28 -
3.SZ CLCC SeiOCR 05/19/69
ST5
SETŐÖ
ibo.eo
Tine
s
ito.oo
uo.oo
iie.oo
ibo.M ~m.i
ííoToö
ito.ee да-оо
«IO'
4.21 ábra
ШЛГ4-П006
4 ~
3.5Z CLEO SBlOCR 05/19/89
"T ! }
T МЫ ML 2 1
5
во
».И
40 .SO
1
Ля 'И.«»4.22 ábra
г« ов
- 29 -
MLRP4-mU8
t t
3.SZ CLEG SM.OCR 05/19/89
KELflF4-HOOS 3.SZ ClEO SBLOCfl 05/19/89
!
i |
s f
m
A'»* Л
•WM6
о •1
-WMK
|9 *•***••••»*« « U ™ *.*.
\
~,V0~
к 5
,!....._.*...
ЦфЦ
t
ч
•oo
too
1
4».PO
10.00
1O.M
nil
1 |f .00
1 Ю.0О
•1
4.24 ábra
1 «0.00
1ko.oo
i •O.O*
ti .0»
-
тям-nooe
30 -
3.SI CLCO SBLDCR
05/19/W
»0.00
4 . 2 5 ábra
«С1ЯГ4-Н0М
3.SX CLEO SBLOCA
19/89
00
4.26 ábra
1*0.00
«t .00
- 31 -
RElftM-nOOS
mH-440
Э-SZ С OS/18/69
4.27 ábra
*£LflP4-n006
3.SZ CLED SBLOCR 05/19/89
-
tCLAM-ПООС
32 -
Э-SX CltO SM.OCA 05/19/09
•>.«§ Т1Л
lU.e» lit.*» S «I0 T
4 . 2 9 ábra
ie.ee
4,30 ábra
iw.ee
ieo.ee
i«e. oe
- 33 -
3.5% BREAK EXPERIMENT ON PMK-NVH PARA* 1=13 - UPPER PLENUM PRESSURE PR.MPo LEGEND: EXPERIMENT
12
II
10
9
8]
5
3-
1-
-1
200
'
1
400
>
1
600
'
I
800
'
1
'
1000
1
1200
TIME , S 5.1 ábra
'
1
'
1
1400 1600
r
T
T
1800
2000
- 34 -
3.5%
BREAK EXPERIMENT ON PMK-NVH Р Ш Т = 1 4 - SC SEC SIDE PRESSURE
PR.MP
1 LEGEND: EXPERIMENT
3
1
О
'
Г
200
1
400 600
"
1
1
1
1
Г
1000 1200 JIME.S
5.2 ábra
__,—,—,—,—,—,—
1400
r
1600 1800 2000
-
3.5%
35 -
COLD SBLOCA ON PMK-NVH PARAMET=35 - BREAK BACK PRESSURE
PR.Ba LEGEND: EXPERIMENT
0
'
0
1
200
'
1
'
Г"
400 600
1
— i — • — i — ' — r ~ —I 1 1 r—7 1800 2000 1000 1200 14001600 TIME , S
5.3 ábra
- 36 -
3.5% BREAK EXPERIMENT ON PMK-NVH Р Ш Ш = 1 9 - REACTOR MOOEL LEVEL
LE.
та LEGEND: EXPERIMENT
ő
1
0
»
1
200
'
1
400
•
1
600
'
1
'
800
1
'
T~
1000 1200
rii€,S 5.4 ábra
— i — i — , — i — , — • — r
14C0
1600
1800 7000
-
37 -
3.5% BREAK EXPERIMENT ON PMK-NVH PARAMET=23 - HOT LEG LOOP SEAL LEVEL R SIDE
m
LE
LEGEND: EXPERIMENT
6.5
6.0
5.5
5.0
4.5'
4.0 T
0
i'
1 Г
200
1
T1
400
1
1
600
1
г1 800
1
1
т 1000
1
II« , S 5.5 ábra
1
1200
p — i — < — i — i — | — . —
1400
1600
1800
r
2000
-
3.5%
38 -
COLD SBLOCA ON PMK-NVH PARA«EI=24 - HOI LEG LOOP SEAL LEVEL SC SIDE
LEGEND: EXPERIMENT
5-
-r——i
200
-i
r
400
600
T
800
г
i
1000 TIME , S 5.6 ábra
-
-Г 1200
-i
1 1
1400
r
,
,
1600
,
,
1800
,
r
200G
- 39 -
3.5% BREAK EXPERIMENT ON PMK-NVH PARAME7=22 - СОЮ LEG LOOP SEAL LEVEL
LEGEND: EXPERIMENT
T
0
1
1
200
1
1
400
.
1—
600
— i — • — i — • — r ~
1000 TIME , S 5.7 ábra
1200
1400 1600
~n—•—r 1800 2000
- 40 -
3.5% COLD SBLOCA ON PMK-NVH Р Ш М 6 - CDU) I K IEVEI
LEGEND: EXPERIMENT
6.5
6.0-f
\
5.5
I
5.0
4.0
1
3.5
^—•
3.0
2.5.
2.0" i — ' — i — • — i — - > — i — • — i — • — i — • — i — • — i — • — i — ' — i — • — г
0
m
№
600
800
1000 TIME , S
5.8 ábra
1200
MOO
1600
1800
2000
The issues of the KFKI preprint/report series are classified as follows: A. B. С D. E. F. Q. H. I. J. К. L. M. N.
Particle and Nuclear Physics General Relativity and Gravitation Cosmic Rays and Space Research Fusion and Plasma Physics Solid State Physics Semiconductor and Bubble Memory Physics and Technology Nuclear Reactor Physics and Technology Laboratory. Biomedical and Nuclear Reactor Electronics Mechanical. Precision Mechanical and Nuclear Engineering Analytical and Physical Chemisti у Health Physics Vibration Analysis, CAD. CAM Hardware and Software Development. Computer Applications, Programming Computer Design, CAMAC, Computer Controlled Measurements
The complete series or issues discussing one or more ot the subjects can be ordered; institutions are kindly requested to contact the KFKI Library, individuals the authors.
Title and classification of the issues published this year: KFKI-1989-01/D G. Kocsis et at.: A possible method for ion temperature measurement by ion sen sitive probes KFKI-1989-02/G L. Perneczky et al.: Using the pressurizer spray line in order to minimize loopseal effects (in Hungarian) KFKI-1989-03/E T Csiba et al.: Propagation of charge density wave voltage noise along a blue bronze, RD03M0O3 crystal KFKM989-04/G G Baranyai et al.: Experimental investigation of leakage of safety valves by means of acoustic emission detectors (in Hungarian) KFKI-1989-05/A Nguyen Ai Viet et al.: Can solitons exist in non linear models constructed by the non-linear invariance principle? KFKI-1989-06/A Nguyen Ai Viet et al.: A non linearly invariant Skyrme type model KFKI-1989-07/A Nguyen Ai Viet et al.: Static properties of nucleons in a modified Skyme model KFKI-1989-08/B Z. Perjés: Factor structure of the Tomimatsu Sato metrics KFKI-1989-09/B Z. Perjós. Unitary spinor methods In general relativity KFKI-1989-10/G G Baranyai et al Reflooding investigations Part I (in Hungarian) KFKI-1989-11/G L. Maróti et al Description of the physical models applied in the COCONT code, (in Hungarian)
KFKM989-13/G L Maróti el al Operational procedure based on hot spot analysis at the WWER 440 type block of Paks Nuclear Power Plant. Part III. (In Hungarian) KFKI-1989-14/Л Cs. Balázs. Lessons from a time dependent model KFKI-1989-15/A v Sh Gogokhia. Quark confinement and dynamical breakdown of cWral symmetry in covatiant gauge QCD KFKI-1989-16/A A Frenkel: Spontaneous localizations of the wave function and classical behavior KFK-1989-17/D S Kálvin et al: USX and SX radiation measurement of tokárnak plasma by MicroChannel Plate KFKI-1989-18/A S.I Bastrukov el a! Liquid layer model for non magic nuclei KFKI-1989-19/G E Biró el al: Summary of WER 1000 data compiled by CRIP on the basis of international cooperation, (in Hungarian) KFKI-Í989-20/M M. Barbuceanu et al Concurrent refinement of structured objects: a declar alive language for knowledge systems programming ~~ KFKI-1989-21/C K.I. Gringauz et al.. The analysis of the neutral gas measurements near comet P/HALLEY based on observations by VEGA 1 KFKI-1989-22/A P. Lévai et al.: A simple expression for the entropy of a fireball from experimental strange particle ratios KFKI-1989-23/M L Zs Varga et al Knowledge based techniques in network management KFKI-1989-24/A J. Révai Exactly soluble model of a quantum system in external field with periodic lime dependence KFKI-1989-25/J Sz Vass, T Török, Gy Jákli, E Berecz: Sodium alkylsulphate apparent molar volumes in normal and heavy water Connection with micellar structure KFKI-1989-26/A Gy Kluge: On prompt fission neutrons KFKI-1989-27/A S Krasznovszky, I Wagner: Description of the scaled moments for the nondiffraclive pp andpp interactions In the cms energy range 10 900 GeV KFKI-1989-28/E D V Shelopul et al: Acousto optical properties of Ge As S glasses and some possible applications KFKI-1988-29/C В Lukács: A nole on ancient Egyptians' colour vision KFKI-1989-30/G L. Szatados el al.: 7 4% hot leg break without SlTs in action, (in Hungarian) KFKI-1988-31/G L Szabados et al 7 4% hol leg break with SITs in action, (in Hungarian) KFKI-1989-32/A
V v. Anisovich. Ouark model and QCD
KFKI-1989-33/G L Szabados el al Comparison of experimental results on the PMK NVH stand In case of 7 A% hoi and cold leg breaks (in Hungarian)
KFKM 989-34/A 1. Csörgő et aí Fragmentation of target spectators in uttrarelativistic heavy ion collisions KFKM989-35/C E. Merényi et at.: The landscape of comet Halley KFKM969-36/C К Szegő: P/HaNey the model comet, in view of the imaging experiment aboard the VEGA spacecraft KFKM989-37/K S. Deme et at.: Reliability of real time computing with radiation data feedback at accidental release KFKM989-38/G.I P. Pellionisz et al.: Interpretation of acoustic emission signals to the evalu ation of pressure tests (in Hungarian) KFKM989-39/G A. Péter Experiments on acoustic emission detectors (in Hungarian) KFKM989-40/A SI Bastrukov et al Fluid dynamics of the nuclear surface Fermi layer KFKM 989-41/D D Hildebrandt el al.: Impurity flux collection at the plasma edge of the tokárnak MT-1 KFKt-1989-42/1 L. Cser et al Monte Carlo modelling for neutron guide losses KFKM989-43/G L Perneczky et at. SB LOCA analyses fot Paks NPP. 7.4% hot leg break without SITs in action (in Hungarian) KFKI-1989-44/G L Szabados et al 35% cold leg brak without SITs In action, (in Hungarian) KFKI-1989-45/A v.Sh Gogokhia Gauge invariant, nonperturbative approach to the Infrared finite bound state problem in QCD KFKI-1989-46/6 S. Lipcsei et al Studies on vibration of fuel rods. I. Mechanical models of vibration of fuel rods in PWRs. (in Hungarian) KFKI-1989-47/A experiment
P. Lévai et al: Entropy content from strange particle ratios in the E802
KFKI-1989-48/A А К Holme el a!: Entropy production in the relativlslic heavy ion collisions KFKI-1989-49/A V G Boyko et al.: Mini Inflation prior to the cosmfs confinement transition? KFKI-1989-60/J T. Pajkossy et al.: Dilatational symmetry, scale Invarlance and the constant phase angle impedance of blocking electrodes KFKI-1989-61/J L. Nylkos et al.: Impedance of blocking fractal pore structures KFKI-1989-52/B L. Dlosl et al.: On the minimum uncertainly of space time geodesies KFKI-1989-53/A T. Oolinszky: Strong coupling analogue of the Born series KFKI-1989-54/A SI Bastrukov el al.: Time evolution of the mass exchange in grazing heavy ion collisions KFKI-1989-66/B I. Horváth et al.: Some notes on stationary vacuum space times with shearing nongeodesic oigenrays
KFKM989-66/A Т. Csörgő et al.: Two plon correlations from SPACER KFK1-1989-57/J К Berei et al.: Moderation and absorption effects on hot replacement reactions of CL atoms in mixtures of ortho dtehtorobenzene and hexafluorobenzene KFKI-1989-68/J Le Huong Quynh et al.: Location of metal atoms on hydrogenases subunits: a preliminary proton induced X ray emission study KFKM989-59/J Le Huong Quynh et al.: Particle induced X ray emission (PIXE) measurement of the Cd content in animal tissues KFKI-1989-607A F. Glück et al: Order a radiative corrections for semileptonic decays of unpolarized baryons KFKI-1989-61/6 L. Perneczky et al.: SB LOCA analyses for Paks NPP. 3,5% cold leg break without SITs in action (In Hungarian)
Kiadja a Központi Fizikai Kutató Intézet Felelős kiadó: Gylmesi Zoltán Szakmai lektor: Takács Antal Példányszám; 62 Törzsszám: 89 442 Készült a KFKI sokszorosító üzemében Felelős vezető: Gonda Péter Budapest, 1989. november hó
