ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Архив статей журнала
Приводятся результаты сравнения расчетных данных с показаниями приборов контроля течи воды в натрий и гидродинамических параметров во втором натриевом контуре, наблюдавшихся во время инцидента с течью воды в натрий в модуле основного пароперегревателя (ОП) РУ БН-600 19 января 1982 г. Расчеты выполнялись с помощью двух кодов, предназначенных для анализа эффективности системы контроля межконтурной неплотности парогенератора при малых течах (SLEAK) и системы защиты парогенератора и второго контура от превышения давления при больших течах (LLEAK-3C 1.0). Использование двух расчетных кодов позволило смоделировать работу системы защиты парогенератора БН-600 при течи в парогенераторе с учетом ее эволюции.
Результаты расчетного моделирования реального инцидента на РУ БН-600 подтверждают адекватность физико-математических моделей, реализованных в кодах SLEAK и LLEAK-3C 1.0.