Egy nyomottvizes erőműben feltételezett gőzvezetéktörés esetében a szekunder oldalon kialakuló folyamatos hűtés következménye a zóna hűtőközegének gyors hőmérséklet-csökkenése. Ilyenkor elképzelhető, hogy a zóna újra kritikus állapotba kerül. Ezt a helyzetet legjobban a zónában található moderátor átlaghőmérséklete, az ún. rekritikussági hőmérséklet jellemzi, amely erősen függ a reaktor termohidraulikai és reaktorfizikai állapotától, és csak a térbeli jelenségeket jól modellező reaktorfizikai kóddal lehet meghatározni. A rekritikussági hőmérséklet gyakorlatilag nem mérhető, bizonytalanságát nehéz megjósolni.

Tervezési követelmény, hogy ilyen baleseti helyzet ne fordulhasson elő. A szakirodalomban régóta ismert néhány novovoronyezsi mérés, amelyben ezt a helyzetet szimulálták. A megfelelő üzemviteli adatok felbukkanása a szakirodalomban lehetőséget adott az egyik ilyen mérés szimulációjára, amit a KARATE-440 programrendszerrel el is végeztünk. A mérés sikeres modellezése a programrendszer új validációs elemének tekinthető.

Simulation of the Novovoronezh Recriticality Experiment by the KARATE Code System

The possible return to power during the strong cooling down following a steam line break in the pressurized water reactors is a potential hazard. Among others, this transient can be characterized by the recriticality temperature which strongly depends on several three dimensional effects existing in the reactor core. This measure can be evaluated by a best estimate neutronic code but an appropriate conservatism must be assured. Due to the nature of this transient the recriticality temperature is practically non-measurable and its uncertainty is hard to predict. Even so, some Russian exceptional measurements and appropriate core data referred in the literature can be found. In this paper our common practice is outlined, the measurements are presented and a simulation made by the Hungarian VVER-440 specific code system called KARATE-440 is described on the basis of the available plant data.