Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5

Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5

Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки»,...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2014
Автори: Коцуба, А.Л., Воробьев, Ю.Ю.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2014
Назва видання:Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-97513
record_format dspace
spelling irk-123456789-975132016-03-29T03:03:19Z Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Коцуба, А.Л. Воробьев, Ю.Ю. Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам и процессам в БВ. Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ. Processes that take place in spent nuclear fuel pools are analyzed using the MELCOR 1.8.5 computer code with options for modeling PWR and BWR reactor types. Transients are considered for the initiating events “loss of heat removal from the spent fuel pool (SFP)” and basic differences in timeframes and processes occurring in SFP are determined. 2014 Article Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513 621.039.586 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
description Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам и процессам в БВ.
format Article
author Коцуба, А.Л.
Воробьев, Ю.Ю.
spellingShingle Коцуба, А.Л.
Воробьев, Ю.Ю.
Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
Ядерна та радіаційна безпека
author_facet Коцуба, А.Л.
Воробьев, Ю.Ю.
author_sort Коцуба, А.Л.
title Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
title_short Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
title_full Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
title_fullStr Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
title_full_unstemmed Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
title_sort особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода melcor 1.8.5
publisher Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate 2014
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97513
citation_txt Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 / А.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воробьев // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 2. — С. 3-9. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.
series Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv AT kocubaal osobennostimodelirovaniâbassejnavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185
AT vorobʹevûû osobennostimodelirovaniâbassejnavyderžkiotrabotannogoâdernogotoplivasispolʹzovaniemrasčetnogokodamelcor185
first_indexed 2025-07-07T05:06:32Z
last_indexed 2025-07-07T05:06:32Z
_version_ 1836963376744366080
fulltext ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 3 УДК 621.039.586 А. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробьев Государственное предприятие «Государственный  научно-технический центр по ядерной и радиационной  безопасности», г. Киев, Украина Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки  (БВ)  отработанного  ядерного  топлива  при  моделировании  БВ  с  ис- пользованием  компьютерного  кода  MELCOR  1.8.5  и  опций  для  реак- торов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного  события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены ос- новные отличия по временным рамкам и процессам в БВ. К л ю ч е в ы е   с л о в а: бассейн выдержки, расчетная модель, тяже- лая авария, взаимодействие расплава с бетоном, генерация водорода. О. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробйов Особливості моделювання басейна витримки відпра- цьованого ядерного палива з використанням розра- хункового коду MELCOR 1.8.5 Наведено  аналіз  протікання  процесів  у  басейні  витримки  (БВ)  відпрацьованого  ядерного  палива  в  процесі  моделювання  БВ  з  вико- ристанням  комп’ютерного  коду  MELCOR  1.8.5  та  опцій  для  реакторів  BWR  і  PWR.  Перехідні  процеси  розглянуто  для  вихідної  події  «Втрата  тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності  за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ. К л ю ч о в і   с л о в а: басейн витримки, розрахункова модель, важка  аварія, взаємодія розплаву з бетоном, генерація водню. © А. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробьев, 2014 В настоящее время протекание тяжелой аварии (ТА) в бассейне выдержки (БВ) изучено в миро- вой практике недостаточно. Исследования про- ектных аварий показали стабильность охлаж дения отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС) в БВ за счет как резервирования каналов, так и устойчивости системы к единичному отказу и обесточиванию [1]. Однако после аварии на энергоблоке № 4 АЭС «Фукусима-Дайичи», где произошло повреждение ОТВС в БВ с последующим взрывом водорода и разрушением здания блока, возникла необходимость в детальном изучении протекания ТА с по- вреждением отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в БВ. Для исследования протекания ТА на реакторной установке (РУ) наиболее применим компьютерный код MELCOR, разработанный в Национальной лаборатории Sandia (США) по заказу U. S. Nuclear Regulatory Commission. Это интегральный код, предназначенный для моделирова- ния всего спектра явлений, сопровождающих протекание ТА на АЭС с легководными реакторами от момента воз- никновения исходного события до достижения конечного состояния [2]. MELCOR по своей структуре является мо- дульным кодом, включающим около 20 различных «паке- тов», моделирующих отдельные группы физических про- цессов и объединенных унифицированным механизмом взаимной передачи потоков данных. Поскольку MELCOR разрабатывался изначально для анализа протекания ТА на РУ, его применение для моделирования протекания тяже- лой аварии в БВ носит неоднозначный характер и должно быть всестороннее исследовано. В рамках данной работы оценивались различные варианты моделирования БВ с по- мощью компьютерного кода MELCOR 1.8.5 на базе ранее разработанной модели для БВ ВВЭР-1000 [3]. Описание расчетных моделей. Расчетные модели для кода MELCOR 1.8.5 представляют собой упрощенные мо- дели отсека TG21B02 энергоблока № 5 Запорожской АЭС (ЗАЭС), в котором установлены стеллажи уплотненного хранения топлива (СУХТ) «Шкода». Исходные данные для моделирования взяты из [4—6]. Объем 101 моделирует нижний объем в БВ от нижней отметки пола 20,7 м до отметки начала обогреваемой части ТВС на отметке 21,643 м (рис. 1). Объем 102 — это внут- ренний объем чехловых шестигранных труб СУХТ от на- чала обогреваемой части ТВС до верхней части металли- ческих конструкций СУХТ. Объем 103 моделирует байпас между шестигранными трубами и остальной объем БВ; объем 104 — объем над металлоконструкциями БВ до верх- ней отметки бетонных конструкций 36,9 м. Объем 106 представляет собой граничное условие, которое моделирует гермообъем (ГО). Параметры среды в объеме 106 приняты с постоянными давлением и температурой, что не учиты- вает обратный отклик ГО на процессы в БВ. Данный подход моделирования ГО используется только в целях получения сравнительной оценки протекания ТА для разных моделей БВ. Модель начала реакции расплава с бетоном опорной плиты БВ подключается в расчетном анализе только в мо- мент повреждения металлической облицовки БВ. Объемы связаны соответствующими моделями свя- зей, которые учитывают гидравлическое сопротивле- ние каналов. Подпитка БВ теплоносителем моделирует- ся в виде положительного источника массы и энтальпии в объеме 101. Исток теплоносителя через переливы моде- лируется в виде отрицательного источника массы и эн- тальпии в объеме 104. Теплообмен и взаимодействие внутри топливной ре- шетки моделируются пакетом COR расчетного кода, для которого конструируется модель активной зоны в рамках 4 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 А. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробьев БВ. Поскольку компьютерный код MELCOR, как мы уже упоминали, изначально разработан для исследования протекания процессов в РУ, в нем не предусмотрено мо- делирование в пакете COR размещения ТВС произволь- ной формы; поэтому прямоугольная область расположе- ния ТВС в БВ заменена цилиндрической моделью кода. Цилиндрическое размещение ТВС в БВ будет более кон- сервативно с точки зрения меньших потерь тепла в окру- жающей среде и конструкции БВ. В этом случае ТВС от- сека БВ (126 штук) распределяются на радиальные кольца (рис. 2). Первое кольцо (центральное) содержит 37 ТВС, второе (промежуточное) — 54, третье (периферийное) — 35. Профиль энерговыделения по высоте активной зоны при- нят на конец кампании максимально «плоским» [7]. По высоте модель содержит 17 элементов, вклю- чая нижнюю опорную плиту в качестве поддержива- ющей структуры (support structure) (рис. 3). Активная зона моделируется с опцией как для кипящих реакторов (далее — модель BWR), так и для реакторов под давле- нием (далее — модель PWR). Моделирование массы всех конструкционных материалов СУХТ и ТВС с учетом их распределения по высоте для моделей PWR и BWR БВ идентично. Разработанные модели БВ BWR и PWR от- личаются в части: Рис. 1. Нодализационная схема модели БВ Рис. 2. Радиальная разбивка модели БВ Рис. 3. Нодализационная схема модели активной зоны БВ ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 5 Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 1. Карты указания типа реактора BWR или PWR (карта COR00002 [2]). 2. Карты привязки байпасного канала к решетке ак- тивной зоны для кипящих реакторов (карта CORijj01 [2]). 3. Карт масс и площадей циркониевых чехловых труб для кипящих реакторов (карты CORijj02, CORijj04, CORijj05 и CORijj06 [2]). Поскольку в MELCOR для модели BWR отсутствует опция изменения материала чехловой трубы, то для правильного моделирования стальных стеллажей БВ массы и площади циркониевой чехловой трубы при- нимались очень малыми. Модель стальной чехловой трубы в BWR аналогична модели трубы в PWR. Облицовка пола БВ играет роль модели днища реак- тора, разрушение которого происходит при превышении температуры 1273 K. После разрушения облицовки пола расплав переносится на опорную плиту БВ, где в дальней- шем взаимодействует с бетоном. При моделировании процессов взаимодействия «рас- плав—бетон» используется бетон марки М300 [7]. Анализ исходного события потери охлаждения БВ. В данной работе предполагается использование консерва- тивных данных по энерговыделению в БВ, что возможно при полной выгрузке активной зоны в один из отсеков БВ с максимально плотной упаковкой ТВС (отсек БВ TG21B02). В отсеке БВ TG21B02 находятся 126 ТВС ава- рийно выгруженной активной зоны. Суммарная мощность остаточных энерговыделений 126 ТВС аварийно выгру- женной активной зоны консервативно равна 8,07 МВт [1]. Принято, что расход воды по замкнутому контуру системы расхолаживания БВ равен 600 м3/ч, температура тепло- носителя на выходе из БВ — максимальная (70 °С), уро- вень теплоносителя в отсеке БВ TG21B02 — минимальный (8,1 м от дна БВ). Такое консервативное допущение обес- печивает минимальный начальный запас теплоносителя в отсеке TG21B02. Результаты расчетов разработанных моделей сравни- вались для исходного события «Полное обесточивание энер гоблока с незапуском дизель-генератора». Данное исходное событие приводит к отключению насосов ох- лаждения БВ, дальнейшему нагреву и выпариванию воды БВ. Действия оперативного персонала не учитывают- ся. Останов расхода охлаждающей воды происходит мгно- венно на начало ИС. Мощность остаточных энерговыделе- ний остается постоянной на протяжении всего расчетного Таблица 1. Последовательность событий для ИС «Полное обесточивание энергоблока с незапуском ДГ» применительно к БВ Время, с Событие Описание PWR BWR 0 0 Обесточивание энергоблока, незапуск ДГ, отключение насосов охлаждения БВ Исходное событие 1920 1920 Начало кипения жидкости над ТВС Температура жидкости в БВ над ТВС равна 100 °C 2440 2440 Начало кипения жидкости в БВ на уровне ТВС Температура жидкости в БВ на уровне ТВС равна температуре насыщения 106 °C 8860 8860 Начало оголения активной части ТВС Уровень жидкости ниже активной части ТВС, отм. 25,193 м 29000 29040 Начало выделения водорода Начало пароциркониевой реакции 30210 30350 Температура оболочек твэлов равна 1200 ? Достигнут проектный предел целостности топлива 32100 31000 Начало обрушения твэлов ТВС Достигнуты критерии потери целостности твэлов 34700 33900 Полное оголение активной части ТВС Уровень жидкости ниже активной части ТВС, отм. 21,643 м 55730 49040 Начало повреждения опорной плиты — 56260 50380 Повреждение облицовки пола БВ — 56270 50393 Начало выделения водорода в результате взаимодействия дебриса с бетоном — 56300 50400 Полное осушение БВ Уровень воды в БВ равен нулю 67201 62643 Окончание расчета Глубина повреждения слоя бетона пола БВ на 1,2 м 6 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 А. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробьев анализа. Предполагается, что повреждение расплавом в ра- диальном направлении перегородки между отсеками БВ не происходит. В качестве критерия окончания расчетного анализа принято повреждение бетона опорной плиты бассейна вы- держки толщиной 1,2 м («прожигание» пола бассейна вы- держки) [7]. Описание последовательности протекания процессов в бассейне выдержки. Обесточивание энергоблока с отсут- ствием запуска дизель-генератора приводит к отключе- нию насосов охлаждения бассейна выдержки и останову циркуляции охлаждающей воды через БВ. Наличие за- паса воды над головками тепловыделяющих сборок поз- воляет установить естественную циркуляцию в бассейне выдержки с подъемным движением теплоносителя в ше- стигранных трубах стеллажей уплотненного хранения топлива с ТВС и опускным движением теплоносителя в межтрубном и пристеночном пространстве. Энергия остаточных энерговыделений идет на подогрев воды бас- сейна выдержки до температуры насыщения. Кипение на- чинается сначала в верхнем объеме воды над ТВС, так как гидростатическое давление увеличивает температуру насыщения на уровне шестигранных труб СУХТ. Далее с понижением уровня теплоносителя и увеличением тем- пературы начинается кипение жидкости в области тепло- выделяющих сборок. После снижения уровня жидкости до отметки ак- тивной части ТВС начинается постепенный разогрев оболочек твэлов. С началом пароциркониевой реакции стремительно увеличивается температура оболочек твэ- лов, что, в свою очередь, приводит к разогреву стальных компонентов до температуры плавления. Расплавленные стальные компоненты стекают вниз и разогревают лежа- щие ниже элементы бассейна выдержки. Повреждение элементов тепловыделяющих элементов начинается по- сле осушения всей активной части тепловыделяющих сборок. Далее происходит повреждение опорной плиты бассейна выдержки и падение обломков активной зоны в оставшуюся воду. После осушения бассейна выдержки повреждается его облицовка и начинается взаимодей- ствие расплава с бетоном строительных конструкций пола бассейна выдержки. После достижения глубины по- вреждения бетона пола бассейна выдержки на 1,2 м рас- чет был остановлен. Хронология событий для моделей бассейнов выдержки PWR и BWR дана в табл. 1, основные отличия результатов для моделей BWR и PWR — в табл. 2, графические пред- ставления протекания аварийных процессов в бассейнах выдержки — на рис. 4—17. Рис. 4. Уровень воды в отсеке БВ для модели БВ PWR Рис. 5. Уровень воды в отсеке БВ для модели БВ BWR Рис. 6. Масса сгенерированного водорода в БВ для модели PWR Таблица 2. Отличия результатов для моделей BWR и PWR Параметр PWR BWR Суммарная масса сгенерированного водорода в активной зоне, кг 366 593 Энергия, вышедшая за счет окисления метала, Дж 4,1Е+10 6,36Е+10 Время, с, повреждения слоя бетона пола БВ 1,2 м 67201 62643 L ev el ( m ) L ev el ( m ) M as s (k g) ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 7 Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Рис. 10. Общая масса циркония и оксида циркония в БВ для модели PWR Рис. 11. Общая масса циркония и оксида циркония в БВ для модели BWR Рис. 12. Температура оболочек твэлов в первом радиальном кольце для модели БВ PWR Рис. 7. Масса сгенерированного водорода в БВ для модели BWR Рис. 8. Общая масса стали и оксида стали в БВ для модели PWR Рис. 9. Общая масса стали и оксида стали в БВ для модели BWR M as s (k g) M as s (k g) M as s (k g) T em pe ra tu re ( K ) M as s (k g) M as s (k g) 8 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 А. Л. Коцуба, Ю. Ю. Воробьев Рис. 13. Температура оболочек твэлов в первом радиальном кольце для модели БВ BWR Рис. 14. Масса расплава, выброшенного через поврежденную облицовку БВ, для модели БВ PWR Рис. 15. Масса расплава, выброшенного через поврежденную облицовку БВ, для модели БВ BWR Рис. 16. Энергия, выделенная за счет окисления металла, для модели БВ PWR Рис. 17. Энергия, выделенная за счет окисления металла, для модели БВ BWR Выводы Анализ протекания аварии в бассейне выдержки при моделировании БВ реакторов BWR и PWR с помощью компьютерного кода MELCOR показал абсолютную схо- димость результатов расчетов до момента полного осуше- ния отработанных тепловыделяющих сборок в бассейне выдержки и начала интенсивного разогрева оболочек тепловыделяющих элементов. Протекание тяжелой фазы аварии в моделях значительно отличается количеством выделенной энергии при окислении металлов и, как след- ствие, различными значениями сгенерированного водо- рода в активной зоне. Модель бассейна выдержки BWR имеет более консер- вативные результаты по сравнению с моделью PWR, что должно быть учтено при моделировании тяжелых аварий в бассейне выдержки с использованием компьютерного кода MELCOR. T em pe ra tu re ( K ) E n er gy ( J) E n er gy ( J) M as s (K g) M as s (K g) ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(62).2014 9 Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5 Список использованной литературы 1. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Отчет по анализу без- опасности. Анализ проектных аварий. Дополнительные материалы. Нарушения при обращении с топливом и радиоактивными отхода- ми» для ЗАЭС-5. Итоговый отчет. 21.5.59.ОБ.02.1. — 2007. 2. MELCOR Computer Code Manuals. Demonstration Problems. Version 1.8.5. — May 2001. — (NUREG/CR-6119, Vol. 3, Rev. 0 SAND2001-0929P). 3. Воробьев Ю. Ю. Анализ тяжелой аварии в бассейне выдержки отрабо тавшего топлива для энергоблока ВВЭР-1000 при помощи расчет ного кода MELCOR 1.8.5 / Ю. Ю. Воробьев, М. Л. Перепелица, В. В. Сверд лов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2012. — № 3 (55). — С. 3—9. 4. Выполнение анализа ИС группы «Нарушения при обраще- нии с топливом и РАО для энергоблока № 5 Запорожской АЭС». База Данных. ЕР75/183-2007.200ОД.(1) / ОП ЗАЭС. — 2007. 5. Запорожская АЭС. Блок 5. Реакторное отделение. Техпере- вооружение. Установочные чертежи СУХТ в отсеке TG21B02 БВ. ЦУА-242-101-ТП / ОАО ХИ «Энергопроект». — Харьков, 2005. 6. База данных по ядерной паропроизводящей установке. За- порожская АЭС. Энергоблок № 3. Отчет о научно-исследователь- ской работе «Адаптация баз данных, разработанных в рамках АПА энергоблока № 5 ЗАЭС, и анализ отличий применительно к энергоблоку № 3 ЗАЭС с учетом внедрения отраслевого реше- ния по использованию ТВСА конструкции ОКБМ в промышлен- ной эксплуатации» ООО «Энергориск». Этап 1. ЕР85-2003.110.ОД.1. Ревизия 1. — 2004. 7. Запорожская АЭС. Энергоблок № 1. Анализ уязвимо- сти энергоблока № 1 ЗАЭС в условиях ТА. Финальный отчет. ЕР18-2010.400.ОД.1. — 2011. References 1. Zaporozhskaya NPP. Unit 5. Safety analysis report. Design Basis Accident Analysis. Additional materials. Fouls while fuel and radioactive waste handling for ZNPP-5. Final report. 21.5.59.ОБ.02.1. — 2007. (Rus) 2. MELCOR Computer Code Manuals. Demonstration Problems. Version 1.8.5. — May 2001. — (NUREG/CR-6119, Vol. 3, Rev. 0 SAND2001-0929P). (Eng) 3. Vorobyov Y. Y. Severe Accident Analysis in WWER-1000 Spent Fuel Pool Using MELCOR 1.8.5 Computer Code / Y. Y. Vorobyov, M. L. Perepelitsa, V. V. Sverdlov // Nuclear and Radiation Safety Jour- nal. — 2012. — № 3 (55). — P. 3—9. 4. Analyzing initial events group «Violations while fuel and ra- dioactive waste handling for power ZNPP5». Database. ЕР75/183- 2007.200ОД.(1) / SS ZNPP. — 2007. (Rus) 5. Zaporozhskaya NPP. Unit 5. Reactor compartment. Technical reequipment. Installation Drawings of Compact Spent Fuel Storage Racks compartment TG21B02. ЦУА-242-101-ТП / OJSC Kharkov Scientific Research & Design Institute «Energoproekt». — Kharkov, 2005. (Rus) 6. Nuclear power plant database. Zaporozhskaya NPP. Unit 3. Re- port on the research work «Adapting databases developed under the DBA ZNPP5, and analysis of differences in relation to the ZNPP3 by taking into account the introduction of an industry solution for the TVSA OKVM design implemented in industrial exploitation», LLC «Energorisk». Step 1. ЕР85-2003.110.ОД.1. Revision 1. — 2004. (Rus) 7. Zaporozhskaya NPP. Unit 1. Vulnerability analysis for unit 1 ZNPP in terms of SA. Final report. ЕР18-2010.400.ОД.1. — 2011. (Rus) Получено 17.02.2014.

Схожі ресурси