• система подпитки-продувки первого контура
• система газоудаления
• система тонкого впрыска в компенсатор давления
• системы имитации непосадки импульсного пред­охранительного устройства КД (ИПУ КД) и БРУ-А
• система имитации выбега и заклинивания главных циркуляционных насосов (ГЦН)

       Для исследования максимальных проектных аварий (МПА) смонтирована система для организации двухсторонней течи из горячего и холодного трубопроводов с системой измерения расхода вытекающего теплоносителя.
       Первый и второй контуры стенда эксплуатируются при номинальных значениях давления реактора-прототипа. Максимальное проектное давление первого контура стенда до 18 МПа, максимальное проектное давление второго контура стенда до 13 МПа.
       Стенд оснащен современными системой автоматизированного сбора научной информации (АСНИ) и системой контроля и управления (СКУ). Система АСНИ включает 1000 измерительных каналов с частотой опроса 20 Гц и 16 каналов с частотой опроса до 1 кГц. Стенд оснащен приборами для измерения температуры теплоносителя и имитаторов твэл, давления и перепадов давлений, объемного паросодержания, скорости теплоносителя, тепловых потерь с поверхности оборудования стенда, электрического напряжения, тока и мощности.
       

Стенд ПСБ-ВВЭР	Пультовая стенда ПСБ-ВВЭР

Назначение стенда ПСБ-ВВЭР и направления экспериментальных исследований

       Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для комплексного изучения феноменологии теплогидравлики реакторной установки при проектных и запроектных авариях. На стенде моделируются как исходные аварийные события, так и дополнительные отказы оборудования, а также процедуры по управлению авариями. Полученные в ходе эксперимента опытные данные, отражающие специфику изучаемых аварий и противоаварийных процедур, используются для верификации теплогидравлических кодов, а верифицированными кодами проводятся уточненные расчеты соответствующего станционного режима. Таким образом, стенд ПСБ-ВВЭР играет ключевую роль для экспериментальной проверки и расчетного обоснования аварийных режимов и противоаварийных мероприятий.

Результаты

       В 1998 году были выполнены характеристические опыты, целью которых являлось:

• наладка оборудования и систем АСНИ и СКУ;
• определение гидравлических характеристик 1 контура и его компонентов;
• определение величины тепловых потерь компонентов 1 и 2 контуров;
• определение параметров естественной циркуляции однофазного теплоносителя в 1 контуре.

       В 1999 году были выполнены 13 экспериментов с течью теплоносителя из различных точек 1 контура. Исследовалось влияние размера и расположения течи на ход аварийного процесса, а также влияние отказов различных систем аварийного охлаждения зоны.
       В 2000 году на стенде ПСБ-ВВЭР была проведена реконструкция, которая включала в себя:

1. Оснащение стенда специальными системами, позволяющими максимально реалистично моделировать процессы, имеющие место в РУ ВВЭР при переходных и аварийных режимах, а также исследовать режимы с управлением авариями, а именно:
   - подпитки-продувки первого контура
   - газоудаления
   - тонкого впрыска в компенсатор давления
   - имитации больших течей
   - гидроемкостей второй ступени (ГЕ-2) с учетом влияния СПОТ и защитной оболочки
   
2. Модернизацию основных систем стенда: подачи питательной воды, компенсатора давления, узлов имитации течи, активной САОЗ, импульсного предохранительного устройства КД, главных циркуляционных насосов.
   
3. Модернизацию системы АСНИ стенда, в результате которой число измерительных каналов увеличилось с 320 до 1000 (частота опроса до 20 Гц), а также были добавлены 16 каналов с частотой опроса до 1 кГц для измерения давления в 1 контуре при большой течи.
   
4. Модернизацию системы контроля и управления.
   

В 2001 году на стенде ПСБ-ВВЭР были выполнены следующие экспериментальные исследования:

1. Течь из первого контура во второй (1,4%);
2. Течь 2,4 % из холодного трубопровода;
3. Течь 11% из холодного трубопровода;
4. Течь 16% из холодного трубопровода;
5. Течь 11% из сборной камеры модели реактора;
6. Разрыв паропровода ПГ.

В 2002 году на стенде ПСБ-ВВЭР были выполнены пять экспериментов:

1. Течь теплоносителя из выходной камеры модели реактора;
   
2. Течь теплоносителя из холодного трубопровода;
   
3. Двусторонняя течь 2х25% из горячего трубопровода;
   
4. Останов четырех ГЦН;
   
5. Останов одного ГЦН.

В 2003 году на стенде ПСБ-ВВЭР были выполнены 2 эксперимента:

• двухфазная естественная циркуляция (пошаговое дренирование первого контура);
  
• потеря питательной воды (имитация аварийного режима АЭС Козлодуй, 1996 г.).

В первой половине 2004 года на стенде ПСБ­ВВЭР был выполнен эксперимент “Течь 4,1% из холодного трубопровода”, являющийся сопоставительным с экспериментом, выполненным на интегральной установке LOBI (Италия).

Во второй половине 2004 года и в 2005 году на стенде ПСБ-ВВЭР были выполнены 15 экспериментов в рамках проекта TACIS R2.03/97, посвященного разработке и обоснованию процедур по управлению авариями для АЭС с ВВЭР-1000. В этих экспериментах были смоделированы основные аварийные режимы и процедуры по управлению авариями. Основная цель этой серии экспериментов заключалась в получении соответствующих опытных данных, необходимых для верификации расчетных кодов улучшенной оценки, используемых при разработке процедур управления авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

В 2006 году на стенде ПСБ-ВВЭР было выполнено экспериментальное исследование влияния новых пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ (проект «АЭС-2006») на температурное состояние твэлов при двустороннем разрыве (2х100%) горячего трубопровода. Было проведено два эксперимента (второй – на повторяемость) длительностью 24 часа каждый. На полученных экспериментальных данных был верифицирован расчетный код RELAP5 применительно к анализу данного аварийного режима на станции и выполнен расчет этого режима. Анализ расчетных и экспериментальных данных показал эффективность пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ при авариях с разгерметизацией первого контура на АЭС-2006.
Основным результатом выполненных в 1998-2006 гг. экспериментальных исследований на стенде ПСБ-ВВЭР явилось создание базы опытных данных по проектным и запроектным авариям, в том числе с учетом процедур управления авариями и работы новых пассивных систем безопасности. На основе этой базы данных были верифицированы и аттестованы расчетные коды ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, RELAP5, CATHARE, применяемые для анализов безопасности АЭС с ВВЭР.

В 2008 году на стенде ПСБ-ВВЭР было выполнено экспериментальное исследование аварии с двухсторонним разрывом на входе в реактор главного циркуляционного трубопровода. Получены уникальные опытные данные для верификации расчетных кодов, используемых для анализов аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР, в том числе АЭС-2006.

В 2010 году на стенде ПСБ-ВВЭР был выполнен эксперимент по исследованию температурного состояния оболочек твэл в аварии с разрывом «холодного» трубопровода с работой пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ при потере всех источников переменного тока.

В 2011 году на стенде ПСБ-ВВЭР запланировано выполнение эксперимента по исследованию влияния пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ на температурное состояние оболочек твэл в условиях аварии с малой течью теплоносителя и повторение эксперимента по исследованию влияния пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ на температурное состояние твэлов при двустороннем разрыве (2х100%) «горячего» трубопровода с использованием сборки имитаторов твэл с неравномерным тепловыделением.

•  

  Эксперимент с течью теплоносителя 11% из «холодного» трубопровода

  
  

       Стенд ИСБ-ВВЭР - это двухпетлевая модель первого контура АЭС с реактором ВВЭР-1000 (проект В-320). Объемно-мощностной масштаб стенда 1:3000, высотные отметки основного оборудования стенда соответствуют высотным отметкам реактора-прототипа. Стенд предназначен для экспериментальных исследований комплекса теплогидравлических процессов при переходных и аварийных режимах, включая аварии с малой и средней течами теплоносителя, разрывом трубок ПГ, резким повышением мощности энерговыделения.
       Одна петля с одним парогенератором моделирует аварийную петлю РУ. Другая петля стенда (тройная) с тремя парогенераторами моделирует три исправные петли РУ. В обеих петлях установлены циркуляционные насосы. В состав стенда входят также модель компенсатора давления с электрическими нагревателями, модели трех независимых систем аварийного охлаждения активной зоны: САОЗ высокого давления, гидроемкостей и САОЗ низкого давления.
       Модель реактора включает в себя внешний опускной участок, модель активной зоны, верхнюю камеру смешения и байпасную секцию. Модель активной зоны представляет собой пучок имитаторов твэл (19 твэлов) с косвенным нагревом с суммарной максимальной мощностью 1,8 МВт.
       Для сбора, обработки, отображения и архивации информации, получаемой с измерительных преобразователей, стенд оборудован системой АСНИ, которая имеет 328 измерительных каналов, из них: 128 каналов с частотой опроса ~ 18 Гц, остальные с частотой 1Гц. Стенд оснащен приборами для измерения температуры теплоносителя и имитаторов твэлов, давления, перепадов давления, расходов теплоносителя и электрической мощности.

Результаты

       Выполнен комплекс экспериментальных работ по исследованию теплогидравлики ВВЭР-1000 в переходных и аварийных режимах по договорам с ФГУП АЭП, контрактам с консорциумом Belg­atom-Siemens-Framatom, с немецким научно-исследовательским центром Роззендорф (FZR). Реализованы три Российские Стандартные Проблемы Безопасности для верификации отечественных и зарубежных теплогидравлических расчетных кодов.