Волны давления в первом контуре АЭС с ВВЭР-1000 при аварийных ситуациях тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Амер Дина Али Абрагим

• Амер Дина Али Абрагим
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Амер Дина Али Абрагим

Оглавление

Список рисунков

Введение

Научная новизна результатов исследования

Теоретическая и практическая значимость работы

Достоверность результатов

ГЛАВА

1.1 Литературный обзор

1.2 Актуальность работы

1.3 Цель и задачи работы

1.4 Публикации автора по теме диссертации

1.5 "ATHLET" модель имитируемой силовой установки

Верификации Результатов

1.6 Подробное описание случаев исследования

ГЛАВА 2 Код ATHLET и модель исследуемой установки

2.1 Краткое описание расчетного кода "ATHLET"

2.2 Математический аппарат кода ATHLET

2.2.1 Структура кода

2.2.2 Гидродинамика

2.2.3 Численные Методы

2.2.4 Теплопроводность и теплопередача

2.2.5 Тепловыделение можно рассматривать в материальных зонах

2.2.6 Ядерная тепловая генерация

2.2.7 Моделирование компонентов

2.2.8 Моделирование управления и баланса установки

2.3 Модель разрыва с двойным истечением в коде ATHLET

2.4 Описание компонента / элемента в модели "ATHLETa"

2.4.1 Элементы активной зоны реактора

2.4.2 Элементы первичной контур с использованием ATHLET input Graphic

2.4.3 Подробное описание исследуемых аварийных ситуаций

2.5 Настройка исходного состояния расчетной модели

ГЛАВА 3: Объяснение исследовательских задач

3.1 Волны давления в первом контуре при мгновенной остановке ГЦН по механическим причинам

3.1.1 Описание процесса (сценарий аварии)

3.1.2 Выводы первого этапа

3.2 Аварийная ситуация 2: LOCA (DEB) в месте "L1" в 1-ой петле первого контура на

входе в реактор

3.2.1 Описание процесса (сценарий аварии)

3.2.2. Выводы второго этапа

3.3 Сравнение двух аварийных ситуаций с точки зрения последствий волн давления в основных компонентах реактора

3.3.1 Результаты и обсуждение

3.3.2 Вывод третьего этапа

3.4 Анализ неопределенности в понятии "мгновенный" при расчете аварийных режимов

3.4.1 Суть настоящего исследования

3.4.2 Мгновенная остановка ГЦН

3.4.3 LOCA (DEB) в 1-ой петле первого контура на входе в реактор

3.4.4 Выводы четвертого этапа

3.5 LOCA (DEB) в 1-ой петле первого контура вблизи границ основного оборудования

3.5.1 Волны давления в первом контуре

3.5.2 Перепад давления через главные компоненты

3.5.3 Вывод пятого этапа

3.6 Динамические нагрузки на основные элементы контура циркуляции при LOCA (DEB) вблизи границ основного оборудования во всех петлях

3.6.1 Результаты текущего этапа

3.6.2 Вывод шестого этапа

в следующей таблице показано Максимальные и минимальные перепады давления на основных объектах реакторной установки (итог)

3.7 Влияние изменения мощности реактора в процессе LOCA (DEB) на поведение волн давления

3.7.1 Цель текущего шага

3.7.2 Результаты и обсуждения

3.7.3 Вывод седьмого этапа

3.8 Возможность применения полученных результатов для оценки прочностных характеристик оборудования

3.8.1 Выбор объекта исследования. Верхняя часть холодного коллектора ПГ первой

петли

3.8.2 Подробности об установке ПГ ВВЭР-1000

3.8.3 Описание модели конечных элементов

3.8.4 Результаты и обсуждение

(1) "ATHLET"результаты

(2) Результаты конечных элементов

* Стресс Фон Мизеса

* Критерий Доходности Фон Мизеса

* Теории Неудач

3.8.6 Вывод восьмого этапа

ГЛАВА 4: Общий вывод и рекомендации для будущей работы

Благодарность

Заключение

Список сокращений

Список использованной литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Волны давления в первом контуре АЭС с ВВЭР-1000 при аварийных ситуациях»

Введение

Строительство атомной электростанции ставит новые задачи для египетской экономики, связанные с использованием в мирных целях атомной энергии. Предполагается, что будут построены четыре блока нового поколения ВВЭР-1200. Разработка расчетной схемы с возможным анализом стационарных и переходных режимов в республике - является довольно актуальной задачей. Однако, в настоящее время, трудности с получением достаточной открытой информации для данного типа реактора делают ее довольно проблематичной. В связи с этим было решено остановиться на разработке расчетной схемы для реактора ВВЭР-1000, открытые данные для которого широко используются последние годы в различных международных стандартных проблемах, связанных с анализом нейтронно-физических и термодинамических процессов в стационарных и переходных режимах. Впоследствии этот опыт послужит основой для работы в данном направлении для египетского варианта ВВЭР-1200, что не снижает актуальности создания на данном этапе схемы для ВВЭР-1000.

В качестве программы, для которой будет разрабатываться блок входных данных, выбран, разработанный в Германии, расчетный код "ATHLET". Он предназначен для анализа различных видов стационарных и переходных процессов в реакторах разного типа с различным теплоносителем - вода, газ, жидкие металлы и т.д. В России этот код лицензирован для проведения расчетных анализов в обосновании безопасности реакторов типа ВВЭР. МИФИ имеет официальную лицензию на использование кода "ATHLET", что и явилось причиной работы с ним при создании расчетной схемы установки. Разработанная схема для ВВЭР-1000 включает в себя не только геометрическое моделирование элементов первого и второго контуров, но и описывает довольно подробно работу систем управления.

Созданная расчетная модель была использована для комплексного анализа двух режимов, входящих в список обязательных при подготовке отчетов

безопасности для ВВЭР - мгновенная остановка (заклинивание) работающего главного циркуляционного насоса (ГЦН) и мгновенный гильотинный разрыв с двухсторонним истечением теплоносителя (LOCA (DEB)) главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) при работе на номинальной мощности реактора. При этом основной упор был сделан на анализ процессов в контуре циркуляции на начальном этапе зарождения аварии - первые несколько секунд: от двух (для LOCA (DEB)) до десяти (заклинивание ГЦН). При этом изучались не только причины возникновения волн давления, так и их распространение по ветвям контура циркуляции. В частности, для LOCA (DEB) исследовалось поведение волн давления в зависимости от различного места разрыва в каждой из петель - выбирались наиболее характерные места у основных элементов контура. Ранее подобные расчетные исследования такого плана не проводились, а полученные результаты по динамическим нагрузкам (перепадам давления) на основных элементах оборудования первого контура говорят о том, что эти нагрузки обязательно надо учитывать в анализах прочности.

В работе сделан первый шаг в этом направлении - прочностной анализ верхней части горячего коллектора ПГ по первому контуру. В процессе работы было исследовано влияние «мгновенности» аварии на остановку насоса и LOCA (DEB), а также показано насколько сильно оно влияет и на амплитуду, и на частоту волн давления в разных местах контура. Таким образом, актуальность работы в данном случае говорит о направлении дальнейших исследований уже с точки зрения анализа прочности оборудования в данном процессе.

Научная новизна результатов исследования

1. Разработана четырех петлевая расчетная модель для кода "ATHLET" (версия 3.1А) РУ ВВЭР-1000, которая позволяет исследовать поведение первого и второго контуров АЭС в различных стационарных и переходных режимах. Эта модель может быть основой при разработки расчетной модели для РУ ВВЭР-1200.

Данная расчетная модель, в основу которой положена система параллельных гидравлических каналов с моделированием межканального обмена, по сравнению с другими учитывает возможность рассчитать распределение параметров теплоносителя во внутриреакторном пространстве с учётом ассиметрии подсоединения петель к реактору. Особенно это актуально при моделировании процессов с аварийными ситуациями несимметричного характера (в одной из петель), когда на входе в активную зону реактора необходимо знать распределение таких величин, как температура теплоносителя и концентрация борной кислоты.

Обычно в контурных моделях входной участок в активную зону описывается одним объектом, что подразумевает полное усреднение параметров на входе в зону. Кроме того, практически всегда игнорируется несимметрия подсоединения патрубков, что отражается в моделировании опускного участка либо одним объектом, либо число этих объектов равно количеству петель, причем сами эти объекты не имебт гидравлических связей между собой, что в любом случае приводит к сильному искажению реальной картины как в опускном участке, так и на входе в зону. Тоже самое можно отнести и к моделированию области блока защитных труб, особенно в пространстве между нижней и средней решетками этого объекта.

2. Проведено расчетное исследование начальных стадий аварийных ситуаций, связанных с мгновенной остановкой ГЦН- STOP MCP и мгновенным разрывом ГЦТ с двухсторонним истечением теплоносителя в течь - LOCA (DEB), что приводит к образованию волн давления в контуре циркуляции. Такие расчетные исследования, в частности для LOCA (DEB), ранее не проводились.

3. Выявлена причина образования волн давления при LOCA (DEB).

4. Проведен анализ чувствительности результатов расчета LOCA (DEB) и

STOP MCP к неопределенности времени самого процесса. В требованиях

16

надзорных органов используется термин «мгновенный», но без числового значения. Определено наиболее консервативное значение данного параметра.

5. Проведено исследование влияния места разрыва (для всех петель) на характер динамики волн давления и динамическую нагрузку (перепады давления) на основные элементы РУ.

6. Проведено исследование влияния энерговыделения в процессе аварии LOCA (DEB) на динамику волн давления.

7. Проведен первичный анализ влияния полученных динамических нагрузок на прочность одного из объектов ГЦТ - верхней части холодного коллектора первой петли при LOCA (DEB) в начале холодной нитки ГЦТ на выходе из этого коллектора.

Теоретическая и практическая значимость работы

Несколько десятилетий назад (1960 год) в Египте на реке Нил, вблизи города Асуан, при финансовой и технической помощи СССР было начато строительство мощного гидроэнергетического комплекса, включающего в себя новую Асуанскую плотину (Ас-Садд аль Али), гидроэлектростанцию и линии электропередач. После завершения строительства мощность 12 агрегатов ГЭС составила 2.1 ГВт, что позволило утроить энергетическую базу Египта, расширить старые, создать новые индустриальные центры. Строительство новой плотины и ГЭС привело к дальнейшему развитию египетского гидростроения.

Идет 21 век и уже приемник СССР, Россия, и Египет заключают новое соглашение о начале строительства в Египте четырех блоков атомной станции, суммарная мощность которых превысит мощность Асуанской ГЭС более чем в два раза. Предполагается, что каждый из четырех атомных энергетических блоков будет обладать мощностью 1.2 ГВт и базироваться на новой российской разработке ВВЭР-1200, обладающей дополнительными возможностями с точки зрения ядерной безопасности по сравнению с предыдущими блоками атомных

станций. Очевидно, что освоение новых технологий дает не только новые знания, но и требует определенного восприятия этих новых знаний, подготовки к их получению. В связи с этим возможность предварительного анализа может значительно помочь в освоении новых технологий. Такой анализ связан с созданием расчетных моделей установок, которые максимально приближены к изучаемому объекту, либо являются его предшественником. Одним из основных инструментов такого анализа являются расчетные коды, позволяющие описать различные явления, которые могут иметь место в изучаемом объекте.

Данная работа как раз и направлена на изучение одного из этих аспектов, возникающих в работе атомной станции. Следует сказать, что на данном этапе довольно трудно получить официальную информацию по оборудованию и конструкции новых блоков ВВЭР-1200 атомной станции, поэтому упор будет сделан на предшественника ВВЭР-1000.

Достоверность результатов

Достоверность полученных результатов и выводов диссертации подтверждается:

[1] Использованием лицензионной расчетной программы "ATHLET", которая имеет широкое распространение в Европе, используется в России уже более 30 лет и в настоящее время аттестована для анализа стационарных и переходных режимов при обосновании безопасности реакторных установок типа ВВЭР.

[2] Сравнением результатов расчета по разработанной модели с результатами измерений на 3-м блоке Калининской АЭС, полученными в ходе пуско-наладочных работ по отработке стадии освоения 100% мощности РУ, которые явились основой для международной стандартной проблемы Калинин-3.

[3] Публикациями в реферируемых изданиях и выступлениями с докладами на российских и международных научных конференциях.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Амер Дина Али Абрагим

Заключение

Проанализированы детали начального периода аварии мгновенных остановок ГЦН, в котором наблюдается наиболее сильная амплитуда и частота колебаний давления на элементах АЭС, особенно на ГЦН и ПГ. Сильнейшие амплитуды и частоты давлений могут приводить к значительным динамическим нагрузкам на конструктивные элементы данных объектов. Это может быть оценено либо по прочности соединения и гидродинамическим расчетам, либо можно использовать полученные в данной работе результаты в качестве граничных условий для расчета динамических нагрузок, как уже было сделано на последнем шаге диссертации.

Выводом из всех этапов текущего исследования и рекомендациями для будущей работы являются: такую же работу рекомендуется проделать и для конструкции реактора ВВЭР-1200, проверяя воздействие на компоненты реактора и материал при таких аварийных ситуациях

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Амер Дина Али Абрагим, 2022 год

Список использованной литературы

[1] "Acceptance criteria for emergency core cooling systems (ECCS) in light water nuclear reactors (10CFR 50.46)," Appendix K to Part 50 "ECCS EvaluationModels", Federal Register, vol. 43, no. 235 (43 FR 57157), December, 1978.

[2] S. Belsito, F. D'Auria, and G. M. Galassi, "Application of a statistical model to the evaluation of counterpart test database," Kerntechnik, vol. 59, no. 3, 1994.

[3] N. Aksan, N. D'Auria, H. Glaeser, R. Pochard, C. Richards, and A. Sjoberg, "A separate effects test matrix for thermalhydraulic code validation: phenomena characterization and selection of facilities and tests," OECD/GD (94) 82, vols. I and II, 1993.

[4] N. Aksan, D. Bessette, I. Brittain, et al., "Code validation matrix of thermo -hydraulic codes for LWR LOCA and transients," CSNI Report 132, Paris, France, March 1987.

[5] Alessandro Petruzzi and Francesco D'Auria, Thermal-Hydraulic System Codes in Nulcear Reactor Safety and Qualification Procedures, Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2008, Article ID 460795, 16 pages doi:10.1155/2008/460795

[6] M. J. Lewis, R. Pochard, F. D'Auria, et al., "Thermohydraulics of emergency core cooling in light water reactors-a state of the art report," OECD/CSNI 161, October 1989.

[7] USNRC, "Compendium of ECCS research for realistic LOCA analysis," NUREG-1230, December 1988.

[8] B. E. Boyack, I. Catton, R. B. Duffey, et al., "Quantifying reactor safety margins—part 1: an overview of the code scaling, applicability, and uncertainty evaluation methodology," Nuclear Engineering and Design, vol. 119, no. 1, pp. 1-15, 1990.

[9] N. Aksan, F. D'Auria, H. Glaeser, R. Pochard, C. Richards, and A. Sjoberg, "Overview of the CSNI separate effects test validation matrix," in Proceedings of the 7th International Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics (NURETH '95), NewYork, NY, USA, September 1995.

[10] S. N. Aksan, F. D'Auria, and H. Stdtke, "User effects on the thermal -hydraulic transient system code calculations," Nuclear Engineering and Design, vol. 145, no. 1-2, pp. 159-174, 1993.

[11] M. Bonuccelli, F. D'Auria, N. Debrecin, and G. M. Galassi, "A methodology for the qualification of thermalhydraulic codes nodalizations," in Proceedings of the 5th International Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics (NURETH '93), Grenoble, France, October 1993.

[12] F. D'Auria, M. Leonardi, and R. Pochard, "Methodology for the evaluation of Thermalhydraulic codes accuracy," in Proceedings of International Conference on New Trends in Nuclear System Thermalhydraulics, Pisa, Italy, May-June 1994.

[13] F. D'Auria and W. Giannotti, "Development of code with capability of internal assessment of uncertainty," Nuclear Technology, vol. 131, no. 1, pp. 159-196, 2000.

[14] A. Petruzzi, F. D'Auria,W. Giannotti, and K. Ivanov, "Methodology of internal assessment of uncertainty and extension to neutron kinetics/thermal-hydraulics coupled codes," Nuclear Science and Engineering, vol. 149, no. 2, pp. 211-236, 2005.

[15] T.Wickett, et al., "Report of the uncertainty method study for advanced best estimate thermal-hydraulic code applications," vols. I and II, in OECD/CSNI Report NEA/CSNI R (97) 35, Paris, France, 1998.

[16] A. Petruzzi, et al., "BEMUSE Programme. Phase 2 report (re-analysis of the ISP-13 exercise, posttest analysis of the LOFT L2-5 experiment)," in OECD/CSNI Report NEA/CSNI/R (2006)2, pp. 1-625, 2006

[17] Application of Relap5/Mod2 to PWR International Standard Problems, C. Billa, F. D'Auria, N. Debrecin, G.M. Galassi , ANS Winter Meeting, San Francisco (Ca), 10-15 November (1991)

[18] The thermalhydraulic code ATHLET for analysis of PWR and BWR systems, M.J. Burnell, G. Lerchl, J. Miro, V. Teschendorff, K. Wolfert, NURETH-4 Conference, Karlsruhe - Germany, October (1989)

[19] F. D'Auria and G. M. Galassi, "Code validation and uncertainties in system thermalhydraulics," Progress in Nuclear Energy, vol. 33, no. 1-2, pp. 175-216, 1998.

[20] Role of Large Thermalhydraulic Codes in Nuclear Reactor Safety, F. D'Auria, Invited at ASTIC Advanced Course on Heat and Mass Transfer, Varna (BG), 1-7 October (1985)

[21] Application of RELAP5/MOD2 system code to small break LOCA counterpart experiments in PWR simulators, F. D'Auria, N. Debrecin, G.M. Galassi ,IX Brazilian Meeting on Reactor Physics and Thermalhydraulics, Caxambu, Minas Gerais (BRA), 25-29 October (1993)

[22] Luben Sabotinov & Abhishek Srivastava (2010) Large Break Loss-of-Coolant Accident Analysis of VVER-1000 Reactor Using CATHARE Code, Nuclear Technology, 170:1,123-132, DOI: 10.13182/NT10-A9451

[23] Pronob Deb Nath, Kazi Mostafijur Rahman, Md. Abdullah Al Bari, "Thermal Hydraulic Analysis of a Nuclear Reactor due to Loss of Coolant Accident with and without Emergency Core Cooling System", Journal of Engineering Advancements Vol. 01(02) 2020, pp 53-60

[24] Gidropress. "Status report 108 - VVER-1200 (V-491),' VVER-1200(V-491).pdf (iaea.org)''2011,Advanced Reactors Information System (ARIS).

[25] Soroush Heidari Sangestani, 1 Mohammad Rahgoshay Naser Vosoughi, and

Mitra Athari Allaf, Study of Fast Transient Pressure Drop in VVER-1000

Nuclear Reactor Using Acoustic Phenomenon. Hindawi, Science and

145

Technology of Nuclear Installations, Volume 2018, Article ID 7862847, 11 pages, https://doi.org/10.1155/2018/7862847.

[26] Ahmad Pirouzmand , Armin Ghasemi, Farshad Faghihi, Safety analysis of LBLOCA in BDBA scenarios for the Bushehr's VVER-1000 nuclear power plant, Progress in Nuclear Energy, Volume 88, April 2016, Pages 231-239

[27] Chatterjee, B., Mukhopadhyay, D., Lele, H.G., Ghosh, A.K., Kushwaha, H.S., Groudev, P., Atanasova, B.,. Analyses for VVER-1000 reactor for spectrum of break sizes along with SBO. Ann. Nucl. Energy 37, 359e370, 2010.

[28] Pavlova, M., Groudev, P. RELAP5/MOD3.2 analysis of trip of one MCP at Kozloduy NPP unit 6. In: 6th International Informational Exchange Forum, Kiyv,Ukraine, 2002.

[29] Pavlin Groudev, Marina Andreeva, Malinka Pavlova, Investigation of main coolant pump trip problem in case of SB LOCA for Kozloduy Nuclear Power Plant, WWER-440/V230, Annals of Nuclear Energy, Volume 76,2015, Pages 137-145,ISSN 0306-4549

[30] Rositsa V. Gencheva, Antoaneta E. Stefanova, Pavlin P. Groudev, Malinka P. Pavlova. Investigation of Post LOCA Cooldown Procedure for Kozloduy NPP. International Conference "International Energy Forum 2004", Varna, June 11-13, 2004, vol.1, pp 121-125

[31] Engineering Hand Book "Safety Analysis Capability Improvement of KNPP(SACI of KNPP) in the field of Thermal Hydraulic Analysis", BOA 278065 -A-R4, INRNE-BAS, Sofia

[32] Ahmad Pirouzmand, Armin Ghasemi, Farshad Faghihi, Safety Analysis of LBLOCA With Station Blackout for The Bushehr's Vver-1000 Nuclear Power Plant, Conference Paper, October 2014, NURER 2014.

[33] Mohsen Salehi, Gholamreza Jahanfarnia, Small break LOCA analysis

without emergency core cooling systems using the RELAP5/SCDAP code in

146

VVER-1000 reactor ,Annals of Nuclear Energy ,Volume 87, Part 2, January 2016, Pages 299-307.

[34] Park, Rae-Joon, Ha, Kwang-soon, Hwan-Yeol, Song, jin-Ho, 2013. Detailed evaluation of safety injection tank effects on in-vessel severe accident progression in a small break LOCA without safety injection. Ann. Nucl. Energy 58, 54-59.

[35] Yang, Jun, Choi, Sung-Won, Lim, Jaehyok, Lee, Doo-Yong, Rassame, Somboon, Hibiki, Takashi, Ishii, Mamoru, 2012. Assessment of performance of BWR passive safety systems in a small break LOCA with integral testing and code simulation. Ann. Nucl. Energy Des. 247, 128-135.

[36] Pavlin Groudev, Antoaneta Stefanova, Rositsa Gencheva, Assessment of WWER 1000 core degradation in a severe accident condition induced by MB-LOCA, Annals of Nuclear Energy, Volume 159, 2021, 108315

[37] Yashar.Rahmani, SAFETY ANALYSIS OF VVER-1000 TYPE REACTORS AGAINST PUMP FAILURE ACCIDENT IN 2 AND 4 LOOPS , Conference: The 7th International Conference on "SAFETY ASSURANCE OF NPP WITH WWER", EDO"GIDROPRESS' , Podolsk, Russia ,Volume 1, 2011

[38] Simulation of a large break LOCA on VVER-1000 NPP by RELAP5/MOD3.2 CODE, M.Tarantino, F.D'Auria, G.Galassi , ANS/HPS Student Conference, Nuclear Engineering -Texas A&M University ,March 2931, 2001, College Station Texas (US)

[39] Aprile G.,D'Auria F.,Frogheri M.,Galassi G. "Application of a qualified VVER-1000 plant nodalisation for RELAP5/MOD3.2 computer code"International Conference, Opatija, Croatia, 1996

[40] Arnob Sahaa, Nashiyat Fyzaa, Altab Hossainb, M.A. Rashid Sarkara ,Simulation of tube rupture in steam generator and transient analysis of VVER-1200 using PCTRAN , 2nd International Conference on Energy and Power, ICEP2018, 13-15 December 2018, Sydney, Australia.

[41] Advanced Reactors Information System (ARIS). https://aris.iaea.org/PDF/VVER-1200(V-491).pdf

[42] D. Shome, M. A. R. Sarkar, "Simulation of Steam Generator Tube Rupture Accident in a Pressurized Water Reactor" ICAPP-2018.

[43] Michal Pawluczyk, Piotr Mazgaj, Sebastian Gurgacz, Michal Gatkowski, Piotr Darnowski; "Loss of coolant accident in pressurized water reactor. Prediction of a 6-inch cold leg break with Relap5 and Cathare 2" DOI: 10.1016/j.proeng.2016.08.374.

[44] Pavlin Grudev, Malinka Pavlova, simulation of loss-of-flow transient in a VVER-1000, nuclear power plant with RELAP5/MOD3.2, Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. l, pp. 1-10, 2004.

[45] Data Base for VVER-1000 (1999),"Safety Analysis Capability Improvement of KNPP (SACI of KNPP) in the field of Thermal Hydraulic Analysis", BOA 278065-A-R4, INRNE-BAS, Sofia.

[46] Engineering Handbook (1999), "Safety Analysis Capability Improvement of KNPP (SACI of KNPP) in the field of Thermal Hydraulic Analysis", BOA 278065-A-R4, INRNE-BAS, Sofia.

[47] Model validation for Units 5&6 (2000) "Safety Analysis Capability Improvement of the Kozloduy NPP in the field of Thermal Hydraulic Analysis, BOA 278065-A-R4, INRNE-BAS, Sofia.

[48] Deniskin, V, Konstantinov, V, Nalivaev, V, Parshin, N, Fedik, I, Semishkin, V, and Shumsky, A. Test facility simulation of WWER fuel rods behaviour under initial stage of LB LOCA. Bulgaria: N. p., 2003. Web.

[49] S. Nikonov, K. Velkov, and A. Pautz, ATHLET/BIPR-VVER Results of The OECD/NEA Benchmark For Coupled Codes On Kalinin-3 NPP Measured Data, Proceedings of the 18th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE18, May 17-21, 2010, Xi'an, China

[50] V.I. Belozerov, E.N. Botko, M.M. Zhuk, Study of reactor plant disturbed cooling condition modes caused by the VVER reactor secondary circuit,

Nuclear Energy and Technology, Volume 2, Issue 4, 2016, Pages 256-261, ISSN 2452-3038.

[51] И. Е. Идельчик, Справочник по гидравлическим мерам, публикации "Машиностроение", Москва (1975), стр. 559.

[52] М. С. Фомичев, Экспериментальная гидродинамика ЯЭУ, Издательство "Энергоатомиздат", Москва (1989), стр. 246.

[53] Г. Н. Абрамович, Турбулентное смешение газовых струй, Издательство "Наука", Москва (1974), стр. 272.

[54] Г. Н. Абрамович, Прикладная газовая динамика, 1, Издательство "Наука", Москва (1987), стр. 537.

[55] И. Х. Ганев, Физика и расчет реактора ,Н. А. Долежал (ред.) (второе изд.), Издательство "Энергоатомиздат", Москва (1992)

[56] B. Chatterjee a, D. Mukhopadhyay , etc, Analyses for VVER-1000/320 reactor for spectrum of break sizes along with SBO, Annals of Nuclear Energy (Oxford); ISSN 0306-4549; ; CODEN ANENDJ; v. 37(3); p. 359-370.

[57] Van Dorsselaere, J.P., Seropian, C., Chatelard, P., Jacq, F., Fleurot, J., Giordano, P.,Reinke, N., Schwinges, B., Allelein, H.J., Luther, W., 2009. The ASTEC integral code for severe accident simulation. Nuclear Technology, NT-3-0846, vol. 165, March.

[58] Nashiyat Fyza, Altab Hossain, Rashid Sarkar, Analysis of the thermal-hydraulic parameters of VVER-1200 due to loss of coolant accident concurrent with loss of offsite power, Energy Procedia, Volume 160, 2019, Pages 155161, ISSN 1876-6102.

[59] Yury Alekseevich Bezrukov, Vladimir Ivanovitc Schekoldin, Sergey Ivanovich Zaitsev, Andrey Nikolaevich Churkin, Evgeny Aleksandrovich Lisenkov. "A study of different cases of VVER reactor core flooding in a large break loss of coolant accident", EPJ Nuclear Sci. Technol. 2; doi: 10.1051/epjn/e2015-50005-9.

[60] A. Khedr, N. El-Sahlamy, S. Helmy, F. D'Auria. "Comparative Study

between Cold-Leg and Hot-Leg Safety Injection during SBLOCA in a 4 Loop

149

PWR NPP." The International Journal of Engineering and Science (IJES), ISSN (e): 2319 - 1813 ISSN (p): 2319 - 1805.

[61] D. Shome, M. A. R. Sarkar. "Simulation of Steam generator Tube Rupture Accident in Pressurized Water Reactor." ICAPP 2018 proceedings, Charlotte, NC, April 8-11, 2018, Pgs. 893-899.

[62] Nashiyat Fyzaa, Altab Hossainb, Rashid Sarkar , Analysis of the thermal-hydraulic parameters of VVER-1200 due to loss of coolant accident concurrent with loss of offsite power, 2nd International Conference on Energy and Power, ICEP2018, 13-15 December 2018, Sydney, Australia.

[63] Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors, IAEA Safety Report Series No.3, International Atomic Energy Agency, Vienna. 2003.

[64] I.A. Nikulin , A.V. Sobolev, V.I. Belozerov , Computational Analysis of the Shutdown of One MCP of VVER-1000 During Operation of the Reactor Facility at Nominal Power , KnE Engineering / XIII International Youth Scientific and Practical Conference "FUTURE OF ATOMIC ENERGY -AtomFuture 2017" / Pages 361-370.

[65] Physics of the VVER-1000 reactor and operational modes. - Minsk, p. (in Russian). DOI 10.18502/keg.v3i3.1636 ,.2012.

[66] Mohsen Salehi , Gholamreza Jahan farnia , Investigation of LBLOCA in VVER-1000 NPP using RELAP5/SCDAP and CONTAIN codes , Annals of Nuclear Energy Volume 139, May 2020, 107229.

[67] Salehi, M., Jahanfarnia, G., 2016. Small break LOCA analysis without emergency core cooling systems using the RELAP5/SCDAP code in VVER-1000 reactor. Ann. Nucl. Energy 87, 299-307.

[68] Sehgal, B.R. (Ed.), 2011. Nuclear Safety in Light Water Reactors: Severe Accident Phenomenology. Academic Press (Elsevier), Oxford, UK.

[69] Shoushtari, M.M., Jafari, J., Aghaie, M., Vosoughi, N., Nemati, M., 2016. Analysis of accumulators configuration in LB-LOCA for Bushehr NPP. Ann. Nucl. Energy 92, 96-106.

[70] Omid Noori-Kalkhoran, Abdolhamid Minuchehr, Mohammad Rahgoshay, Amir Saied Shirani, Short-term and long-term analysis of WWER-1000 containment parameters in a large break LOCA, Progress in Nuclear Energy, Volume 74, 2014, Pages 201-212,ISSN 0149-1970.

[71] M.Hashemi-Tilehnoee, Pressure distribution in the containment of VVER-1000 during the first seconds of large break LOCA, Progress in Nuclear Energy, Volume 88, April 2016, Pages 211-217.

[72] Noori-Kalkhoran, O., Minuchehr, A., Rahgoshay, M., Shirani, A.S., 2014a. Short-term and long-term analysis of WWER-1000 containment parameters in a large break LOCA. Prog. Nucl. Energy 74, 201e212.

[73] Noori-Kalkhoran, O., Minuchehr, A., Rahgoshay, M., Shirani, A.S., 2014b. Analysis of thermalehydraulic parameters of WWER-1000 containment in a large break LOCA. Ann. Nucl. Energy 68, 101e111.

[74] Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors, IAEA Safety Report Series No.3, International Atomic Energy Agency, Vienna. 2003.

[75] Yaroslav Dubyk , Vladislav Filonov and others., Dynamic Assessment Of The Core Barrel During Loss Of Coolant Accident , Proceedings of the ASME 2018 Pressure Vessels & Piping Conference PVP 2018 July 15-20, 2018, Prague, Czech Republic, PVP 2018-84762.

[76] Vladislav Pistoral , Petr Gal2 , Miroslav Svrcek, Dynamical Assessment Of Vver Reactor Internals For Large Break LOCA, Transactions, SMiRT-25 Charlotte, NC, USA, August 4-9, 2019 Division II

[77] Milan Brumovsky, Guidelines for Integrity and Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation (VERLIFE) , 1st International Conference on Structural Integrity, ICONS-2014, Published by Elsevier Ltd, Procedia Engineering 86 ( 2014 ) 308 - 314.

[78] VERLIFE - Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation, 2008.

[79] V.A.Tereshonok, V.S. Stepanov, V.V. Ivchenkov, V.A. Pitilimov, S.P.Nikonov, Description of a Transient Caused by the Switching-off of One of the Four Operating MCP at Nominal Reactor Power at NPP Kalinin Unit 3, NEA/OECD, July, 2008.

[80] Boyan Ivanov, Kostadin Ivanov, Pavlin Groudev, Malinka Pavlova, Vasil Hadjiev, VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, PHASE 1 (V1000CT-1), Vol.I: Main Coolant Pump (MCP) Switching On - Final Specifications, NEA/NSC/DOC (2002) 6, 2002.

[81] V. A. Tereshonok, S.P. Nikonov, M. P. Lizorkin, K. Velkov, A. Pautz, K. Ivanov, International Benchmark for Coupled Codes and Uncertainty Analysis in Modelling: Switching-off of one of the four operating main circulation pumps at nominal power at NPP Kalinin unit, 18th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Hungary, Eger, Oct. 6-10,2008.

[82] K. Ivanov, E. Sartori, E. Royer, S. Langenbuch, K. Velkov, "Validation of Coupled Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes for Safety Analysis by International Cooperation", Nuclear Technology, Vol. 157, No. 2, pp. 177-195 (2007).

[83] Langenbuch S., Nikonov S.P., Lizorkin M.P., Velkov K., ATHLET/BIPR-VVER - an Advanced Coupled Code System for VVER Safety Analysis, PHYSOR-2008, Interlaken, Switzerland, Sep. 14-19, 2008.

[84] H. Austregesilo, H. Deitenbeck, A. Langenfeld, J. Scheuer, P. Schöffel, ATHLET 3.1A, Programmer's Manual, March 2017.

[85] ПНАЭ Г-1-036-95 (НП-006-98). Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реактором типа ВВЭР (с Изменением № 1 от 20.12.2005 г.).

[86] Аттестационный Паспорт Программного Средства №350 от 17.04.2014.

[87] Grundmann U, Lucas D, Rohde U (1995) Coupling of the thermohydraulic code ATHLET with the neutron kinetic core model DYN3D. In: Proc. of Int.

Conf. on Mathematics and Computations, Physics and Environmental Analysis, Portland (USA), vol. 1, pp. 257-263.

[88] Grundmann, U.; Rohde, U.; "DYN3D - A 3-dimensional Core Model for Steady State and Transient Analysis in Thermal Reactors", Proceedings of the International Conference on the Physics of Reactors "PHYSOR 96", Mito(Japan), 16-20 Sept. 1996.

[89] V. Teschendorff, H. Austregesilo and G. Lerchl (1996), Methodology, Status and Plans for Development and Assessment of the Code ATHLET, Proceedings of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, November 5-8, 1996, Annapolis, USA, pp.112-128.

[90] Grundmann U.; Rohde, U.; "DYN3D/M2 - a Code for Calculation of Reactivity Transients in Cores with Hexagonal Geometry". IAEA Technical Committee Meeting on Reactivity Initiated Accidents, Wien 1989, Report ZfK - 690, Rossendorf 1989 or Report FZR 93-01, Rossendorf 1993.

[91] I. Panka, Gy. Hegyi, Cs. Maraczy, A. Kereszturi, uncertainties of the kiko3d- ATHLET calculations using the Kalinin-3 benchmark (phase II) data, 25th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Hungary, Balatongyörök, Oct.13-16, 2015.

[92] S.Nikonov, A. Pautz, K.Velkov, Detailed modeling of KALININ-3 NPP VVER-1000 reactor pressure vessel by the coupled system code ATHLET/BIPR-VVER, International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011), ISBN 978-85-63688-00-2, Rio de Janeiro, RJ, Brazil, May 8-12, 2011.

[93] V.I. Romanenko, R.B.Bachdanovich, E.V.Bogdanova, S.P. Nikonov, G V Tikhomirov, Complex Modeling Of VVER-1000 Fuel Assembly Using Codes MCU/ATHLET, 27th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Munich, Germany Oct.2017.

[94] S.P. Nikonov, P. Pham, V.I. Romanenko, G.V. Tikhomirov, Coupled

Neutronics-Thermohydraulic Calculation of HPLWR Fuel Cell Using Codes

153

MCU/ATHLET, 27th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Munich, Germany Oct. 2017.

[95] Panka I, Hegyi G Y, Maraczy Cs and Kereszturi K Uncertainties of the kiko 3D- ATHLET calculations using the Kalinin-3 benchmark (phase II) data, 25th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Hungary, Balatongyorok, Oct.13-16, 2015.

[96] Nikonov S, Pautz A and Velkov K Detailed modeling of Kalinin-3 NPP VVER-1000 reactor pressure vessel by the coupled system code ATHLET/BIPR-VVER, Int. Conf. on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011), ISBN 97885-63688-00-2, Rio de Janeiro, RJ, Brazil, May 8-12, 2011.

[97] K. Ivanov, M. Avramova, I. Kodeli, E. Sartori, Benchmark for Uncertainty Analysis in Modeling (UAM) for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs,NEA/NSC/DOC(2007)23.

[98] Langenbuch S., Nikonov S. P., Lizorkin M. P., Velkov K., ATHLET/BIPR-VVER - an Advanced Coupled Code System for VVER Safety Analysis, PHYSOR-2008, Interlaken, Switzerland, Sep. 14-19, 2008.

[99] S. Nikonov, 3D Grid for Calculation of the Coolant Parameter Distributions in the Reactor Volume, 19th Symposium of AER, Varna, Bulgaria, Sept. 2125, 2009.

[100] M.Lizorkin, S.Nikonov, S.Langenbuch, K.Velkov, Development and Application of the Coupled Thermal-Hydraulics and Neutron-Kinetics Code ATHLET/BIPR-VVER for Safety Analysis, EVROSAVE-2006, Paris, November 13-14, 2006

[101] V. P. Skripov, E. N. Sinitsyn, P. A. Pavlov, G. V. Ermakov, G. N. Muratov, N. In. Bulanov, V. G. Baidakov, Thermophysical properties of liquids in metastable state, Moskva, Atomizdat, 1980.

[102] Dina Ali Amer, Nikonov S.P. Pressure Waves In The Primary Circuit Of The VVER - 1000 Reactor At Instant Stop Of The MCP, IOP Conf. Series:

Journal of Physics: Conf. Series 1133 (2018) 012049 doi :10.1088/1742-6596/1133/1/012049

[103] Dina Ali Amer, Nikonov S.P. Pressure Waves In The Primary Circuit Of The VVER - 1000 Reactor At Instant Stop Of The MCP, ICNRP Volga-2018, International conference for young scientists, specialists and post-graduates on Nuclear Reactor Physics, September, 2018., IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series 1133 (2018) 012049 doi :10.1088/1742-6596/1133/1/012049

[104] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., LOCA and Pressure waves in the first loop of the VVER- 1000 Reactor, 28th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Olomouc, Czechia, October 8-12, 2018

[105] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., Comparing the Consequences Pressure Waves due to MCP pump stops and LOCA in VVER-1000, Вестник Национального Исследовательского Ядерного Университета МИФИ, том 8, № 4, с. 309-320

[106] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., Emergency Situations and Pressure Waves in VVER-1000, 6-th Conference on Radiation sciences and applications, Ibis Dahab, Egypt, October 22-26, 2018

[107] д. Амер, С. П. Никонов, Неопределенность в расчетах из-за "мгновенных" аварийных ситуаций на ВВЭР-1000, научно -практический журнал «Глобальная ядерная безопасность», № 1(34) -2020

[108] д. Амер, С. П. Никонов, Анализ неопределенности понятия "мгновенный" при расчете аварийных режимов., XIV Международная молодежная научно-практическая конференция "Будущее атомной энергетики-Atom Future 2018" г. Обнинск, Калужская область, Россия.

[109] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., Maximum Pressure drop values in the main components of VVER-1000 due to DEBLOCA in different locations, 28th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Slovakia, NPP Mochovec, October 14-18, 2019г

[110] Дина Али Амер, С. П. Никонов, Анализ волн давления в ВВЭР-1000 из-за LOCA в разных местах, ХХ1 Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, 10-11 апреля 2019г.

[111] Дина Али Амер, Никонова С. П., Travleev А., Первый контур ВВЭР-1000 и наиболее опасные места LBLOCA в качестве источника динамической нагрузки на оборудование, 11 МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 2124 мая 2019г.

[112] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., Effect of reactor power level on the induced pressure waves after LBLOCA in VVER-1000, The Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications, AJNSA-2004-1346, Accepted: 14/5/2020, Arab J. Nucl. Sci. & Applic. Vol. 54, No. 1 (2021)

[113] Dina Ali Amer, Nikonov S.P., The effect of reactor power behavior on LBLOCA hydrodynamics, International conference of VVER 2019 recent and future, Prague, Czech Republic, November 10-14, 2019

[114] Dina Ali Amer , Nikonov S.P. , Azza A. Hassan , Khaled H. Ahmed., Stresses Induced by LOCA in Steam Generator Collector of VVER1000, The Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications, AJNSA-2002-1325, Accepted: 14/4/2020. Arab J. Nucl. Sci. Appl., Vol. 53, 4, 13-20 (2020)

[115] Ю. Н. Кузнецов, Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов, Москва, Энергоатомиздат, 1989 г.

[116] V. p. Denisov, and Yu. g. Dragunov (2002). VVER Reactor Installations for Nuclear Power Plants, art. 447

[117] Larson, F.R., Miller, J., 1952. A time temperature relationship for rupture and creep stress. Trans. ASME, 765-775.

[118] ANSYS workbench user manual. (2007) version 11. Providence RI, USA.

[119] Fundamentals of material science and engineering, William D. Callistr, Jr. Fifth Edition, Von Hoffmann Press, 2001

[120] ASM Handbook, vol. 11, Failure Analysis and prevention, 2002.