Published February 2003 | Version v1
Journal article Metadata-only

Integrated analysis of mechanical and thermal hydraulic behaviour of graphite stack in channel-type reactors in case of a fuel channel rupture accident

Creators

  • 1. Otraslevoj Tsentr Minatoma RF po Raschetnym Kodam, Moscow (Russian Federation)
  • 2. FGUP NIIKIEhT im. N.A. Dollezhalya, Moscow (Russian Federation)
  • 3. GNTs RF - FEhI im. A.I. Lejpunskogo, Obninsk (Russian Federation)

Description

Methodology and previous results of the calculating analysis of processes in graphite stacks of the RBMK channel-type reactor in case of rupture of one of the fuel channels as a result of accident overheating are presented. The methodology of calculating analysis was realized as the complex USTACK code simulating thermal hydraulic and mechanical processes in stack with varying geometry in continuous relation to processes in circulation loop and system of accident localization. Evaluation of completeness of reactor core elements and validation of impossibility of plural rupture in reactor fuel channels provide the means for calculations using the USTACK code

Abstract (Russian)

Представлена методология и предварительные результаты расчетного анализа процессов, протекающих в графитовой кладке канальных реакторов типа РБМК при разрыве одного из топливных каналов в результате аварийного перегрева. Методология расчетного анализа реализована в комплексном коде USTACK, моделирующем теплогидравлические и механические процессы в кладке с изменяющейся геометрией в неразрывной связи с процессами в контуре циркуляции и системе локализации аварий. Оценка целостности элементов активной зоны и обоснование невозможности множественного разрыва топливных каналов реактора являются целью расчетов с помощью кода USTACK

Additional details

Additional titles

Original title (Russian)
Комплексный анализ механических и теплогидравлических процессов в графитовой кладке канальных реакторов при аварийном разрыве топливного канала

Publishing Information

Journal Title
Atomnaya Ehnergiya
Journal Volume
94
Journal Issue
2
Journal Page Range
p. 120-130
ISSN
0004-7163
CODEN
AENGAB

INIS

Country of Publication
Russian Federation
Country of Input or Organization
Russian Federation
INIS RN
35081191
Subject category
S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
Descriptors DEI
COMPUTERIZED SIMULATION; FAILURES; FUEL CHANNELS; GRAPHITE; LWGR TYPE REACTORS; MECHANICAL PROPERTIES; REACTOR ACCIDENTS; REACTOR CONTROL SYSTEMS; REACTOR SAFETY; STACKS; THERMAL HYDRAULICS; U CODES
Descriptors DEC
ACCIDENTS; CARBON; COMPUTER CODES; CONTROL SYSTEMS; ELEMENTS; FLUID MECHANICS; GRAPHITE MODERATED REACTORS; HYDRAULICS; MECHANICS; MINERALS; NONMETALS; REACTOR CHANNELS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SAFETY; SIMULATION; WATER COOLED REACTORS

Optional Information

Notes
4 refs., 7 figs.