Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000

Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000

The practical implementation of automated systems for management of primary-to-secondary leakage is a crucial issue for operational safety improvement at Ukrainian nuclear power plants. In this case, one of the main indicators of the primary-to-secondary leakage is the activity concentration increas...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2023
Автори: Fylonych, Yu., Komarov, Yu., Gerlyga, V.
Формат: Стаття
Мова:English
Опубліковано: State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2023
Онлайн доступ:https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/967
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Nuclear and Radiation Safety

Репозитарії

Nuclear and Radiation Safety
id oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-967
record_format ojs
institution Nuclear and Radiation Safety
baseUrl_str
datestamp_date 2023-03-28T06:49:37Z
collection OJS
language English
format Article
author Fylonych, Yu.
Komarov, Yu.
Gerlyga, V.
spellingShingle Fylonych, Yu.
Komarov, Yu.
Gerlyga, V.
Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
author_facet Fylonych, Yu.
Komarov, Yu.
Gerlyga, V.
author_sort Fylonych, Yu.
title Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
title_short Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
title_full Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
title_fullStr Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
title_full_unstemmed Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000
title_sort вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ввер-1000
title_alt Influence of the Crosstalk Effect on the Correct Determination of the Affected SG During Prise Accident in VVER-1000
description The practical implementation of automated systems for management of primary-to-secondary leakage is a crucial issue for operational safety improvement at Ukrainian nuclear power plants. In this case, one of the main indicators of the primary-to-secondary leakage is the activity concentration increasing in the main steam lines of the affected steam generator. The detailed analysis of the geometrical features, arrangement of the main steam lines of the steam generator in VVER-1000 and radiation detectors allow identifying the crosstalk effect and its influence on the correct determination of the affected steam generator. The paper describes the main components of the developed models in the detection region in MCNP6.2 software. For the correctness of the comparative analysis, the distance between two adjacent main steam lines of the steam generators remains constant in all models. The radiation detectors have been modelled in the regular location and adjacent to the main steam lines of the steam generator. The registration efficiencies of ionizing radiation from 16N by the sensitive elements of the detectors such as BDMG-04-02, SGLM-201-1 and GIM-204 have been assessed. BDMG-04-02, SGLM-201-1 and GIM-204 responses, depending on the activity concentration of 16N in the detection area and considering the nonproportionality features of the devices, have been estimated. The presence of crosstalk effects has been confirmed. The significant influence of the paralyzing and non-paralyzing dead time on the reliable determination of the activity concentration and correct identification of the affected steam generator have been emphasized. The obtained results can be used as initial data for justification of system setpoints for launching the automated algorithm to manage the primary-to-secondary leakage accident without operator’ actions and fulfill its improvement.
publisher State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
publishDate 2023
url https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/967
work_keys_str_mv AT fylonychyu influenceofthecrosstalkeffectonthecorrectdeterminationoftheaffectedsgduringpriseaccidentinvver1000
AT komarovyu influenceofthecrosstalkeffectonthecorrectdeterminationoftheaffectedsgduringpriseaccidentinvver1000
AT gerlygav influenceofthecrosstalkeffectonthecorrectdeterminationoftheaffectedsgduringpriseaccidentinvver1000
AT fylonychyu vplivefektívperehresnihzavadnakorektneviznačennâavaríjnogoparogeneratoraurazímížkonturnoítečívreaktorníjustanovcívver1000
AT komarovyu vplivefektívperehresnihzavadnakorektneviznačennâavaríjnogoparogeneratoraurazímížkonturnoítečívreaktorníjustanovcívver1000
AT gerlygav vplivefektívperehresnihzavadnakorektneviznačennâavaríjnogoparogeneratoraurazímížkonturnoítečívreaktorníjustanovcívver1000
first_indexed 2025-07-17T12:11:26Z
last_indexed 2025-07-17T12:11:26Z
_version_ 1837896078978973696
spelling oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-9672023-03-28T06:49:37Z Influence of the Crosstalk Effect on the Correct Determination of the Affected SG During Prise Accident in VVER-1000 Вплив ефектів перехресних завад на коректне визначення аварійного парогенератора у разі міжконтурної течі в реакторній установці ВВЕР-1000 Fylonych, Yu. Komarov, Yu. Gerlyga, V. The practical implementation of automated systems for management of primary-to-secondary leakage is a crucial issue for operational safety improvement at Ukrainian nuclear power plants. In this case, one of the main indicators of the primary-to-secondary leakage is the activity concentration increasing in the main steam lines of the affected steam generator. The detailed analysis of the geometrical features, arrangement of the main steam lines of the steam generator in VVER-1000 and radiation detectors allow identifying the crosstalk effect and its influence on the correct determination of the affected steam generator. The paper describes the main components of the developed models in the detection region in MCNP6.2 software. For the correctness of the comparative analysis, the distance between two adjacent main steam lines of the steam generators remains constant in all models. The radiation detectors have been modelled in the regular location and adjacent to the main steam lines of the steam generator. The registration efficiencies of ionizing radiation from 16N by the sensitive elements of the detectors such as BDMG-04-02, SGLM-201-1 and GIM-204 have been assessed. BDMG-04-02, SGLM-201-1 and GIM-204 responses, depending on the activity concentration of 16N in the detection area and considering the nonproportionality features of the devices, have been estimated. The presence of crosstalk effects has been confirmed. The significant influence of the paralyzing and non-paralyzing dead time on the reliable determination of the activity concentration and correct identification of the affected steam generator have been emphasized. The obtained results can be used as initial data for justification of system setpoints for launching the automated algorithm to manage the primary-to-secondary leakage accident without operator’ actions and fulfill its improvement. Впровадження автоматизованих систем з управління течами з першого контуру в другий відіграє важливу роль для підвищення безпеки АЕС України. Водночас одним з основних індикаторів наявності течі з першого контуру в другий є підвищення активності в паропроводах аварійного парогенератора. Детальний аналіз геометричних особливостей, розташування паропроводів парогенераторів в реакторній установці ВВЕР-1000 та детекторів реєстрації іонізуючого випромінювання дозволяє передбачити виникнення ефекту перехресних завад задля коректного визначення аварійного парогенератора. У статті описано основні елементи в місці детектування в розроблених моделях за допомогою програмного засобу MCNP6.2. Задля коректного проведення порівняльного аналізу паропроводи парогенераторів у всіх моделях розміщувались на однаковій відстані. Детектори реєстрації іонізуючого випромінювання моделюються біля паропроводів у штатному місці розташування. Обчислено ефективність реєстрації іонізуючого випромінювання від 16N чутливими елементами детекторів БДМГ-04-02, SGLM-202K, GIM-204. Проведено порівняльний аналіз відгуків БДМГ-04-02, SGLM-202K, GIM-204 залежно від величини об’ємної активності 16N у місці детектування, враховуючи непропорційність роботи детекторів. Кількісно оцінено вплив ефекту перехресних завад на детекторах паропроводів суміжних парогенераторів. Підкреслено суттєвий вплив паралізуючого і непаралізуючого мертвого часу на достовірність визначення величини об’ємної активності та коректної ідентифікації аварійного парогенератора. Отримані результати можуть слугувати вхідними даними під час визначення величини уставки спрацювання системи і удосконалення автоматизованого алгоритму управління течами з першого контуру в другий. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2023-03-17 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/967 10.32918/nrs.2023.1(97).07 Nuclear and Radiation Safety; No 1(97) (2023): Nuclear and Radiation Safety; 58-66 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(97) (2023): Ядерна та радіаційна безпека; 58-66 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/967/747 Авторське право (c) 2023 Yu. Fylonych, Yu. Komarov, V. Gerlyga

Схожі ресурси