Abstract
The paper deals with the results of the Leningrad NPP-2 start-up loss of power test and its simulation with use of KORSAR/GP code. The test was held at the 1st unit with VVER 1200 reactor on the 29th of March. During the test the steam generators were refilled with EFW system at first. This system is connected to the SG steam space. Therefore, injection of water leads to the secondary pressure decrease. This phenomenon is difficult for simulation due to complicated structure of the SG internals. Also, the test provides unique data for the reactor facility cooldown at natural circulation in the primary circuit. The important data for reactor head and pressurizer cooldown were obtained. Thus, the test data provides the validation of several processes such as: emergency feedwater injection into the steam generator; steam generator filling with “cold” water from AFWS; pressure regulation at filled pressurizer; cooldown of the reactor head and the coolant circulation beneath the head. The results of the test were used for the validation of KORSAR/GP code, unit nodalization and equipment models.
Kurzfassung
Dieser Beitrag beschreibt die Berechnung des Ereignisses Stromausfall beim Anfahren des KKW Leningrad 2 unter Verwendung des KORSAR/GP-Codes. Der Test selbst wurde am 29. März im Block 1 des KKW Leningrad (WWER 1200) durchgeführt. Während des Tests wurden die Dampferzeuger zunächst aus dem Notspeisewassersystem (EFW), das mit dem Dampferzeugerdampfraum verbunden ist, nachgefüllt. Die Einspeisung von Wasser führt zu einem sekundären Druckabfall. Dieses Phänomen ist aufgrund der komplizierten Struktur der SG-Einbauten schwierig in der Simulation nachzubilden. Der Test lieferte einzigartige Daten über das Abfahren der Reaktoranlage bei natürlicher Zirkulation im Primärkreislauf. Diese wichtigen Daten wurden für die Abkühlung des Reaktorkopfes und des Druckhalters ermittelt. Somit dienen die Testdaten zur Validierung mehrerer Prozesse – auch im Block 2. Insbesondere werden sie zur Validierung der Modelle für die Notspeisewassereinspeisung in den Dampferzeuger; die Befüllung des Dampferzeugers mit „kaltem“ Wasser aus dem Zusatzspeisewassersystem (AFWS); die Druckregelung am gefüllten Druckhalter; die Abkühlung des Reaktorkopfes und des Kühlmittelkreislaufs unter dem Kopf genutzt. Darüber hinaus dienten sie auch zur Validierung der Nodalisierung der Anlage mit KORSAR/GP sowie zur Validierung verschiedener Komponentenmodelle.
References
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