Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000
У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які м...
Збережено в:
| Дата: | 2021 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2021
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/854 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-854 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Bilodid, Ie. Dudka, O. Kovbasenko, Yu. |
| spellingShingle |
Bilodid, Ie. Dudka, O. Kovbasenko, Yu. Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Bilodid, Ie. Dudka, O. Kovbasenko, Yu. |
| author_sort |
Bilodid, Ie. |
| title |
Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| title_short |
Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| title_full |
Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 |
| title_sort |
аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ввер-1000 |
| title_alt |
Criticality Analysis of a Severe Accident in VVER-1000 Reactor Pool |
| description |
У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії.
Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок.
На основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2021 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/854 |
| work_keys_str_mv |
AT bilodidie analízkritičnostípídčasprotíkannâvažkoíavarííubasejnahvitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivavver1000 AT dudkao analízkritičnostípídčasprotíkannâvažkoíavarííubasejnahvitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivavver1000 AT kovbasenkoyu analízkritičnostípídčasprotíkannâvažkoíavarííubasejnahvitrimkivídpracʹovanogoâdernogopalivavver1000 AT bilodidie criticalityanalysisofasevereaccidentinvver1000reactorpool AT dudkao criticalityanalysisofasevereaccidentinvver1000reactorpool AT kovbasenkoyu criticalityanalysisofasevereaccidentinvver1000reactorpool |
| first_indexed |
2024-09-01T17:41:27Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:41:27Z |
| _version_ |
1809016410055114752 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-8542021-09-24T11:29:02Z Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 Criticality Analysis of a Severe Accident in VVER-1000 Reactor Pool Bilodid, Ie. Dudka, O. Kovbasenko, Yu. У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок. На основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність. The article presents the results of the calculation analysis of the criticality of the reactor pool compartment for VVER-1000 reactors at different stages of a severe accident. The criticality analysis of fuel-containing systems formed during the development of a severe accident is considered on the example of several discrete configurations that can be described by certain models. In reality, the course of a severe accident will be a continuous process of transition from the initial stage of the accident to its steady state at the end. However, depending on the fuel characteristics and conditions of development of a severe accident, any considered configuration of fuel assemblies and reactor pool materials may become final. The article presents a criticality analysis of the reactor pool compartment of the VVER-1000 reactor unit at the severe accident stages following the deformation of fuel rods and fuel assemblies at the initial stage of the accident due to water boil-off and temperature increase. On the basis of the models developed, the multiplication properties of the reactor pool compartment in the conditions of degradation of hexagonal tubes were investigated. Supercriticality (i.e. multiplication factor was greater than 1) was achieved in all two considered configurations of the water-uranium mixture. That is, under such conditions, the required level of subcriticality can be provided by a boron solution in water. The considered homogeneous single-layer and two-layer model of corium spreading on the support plate is safe in terms of criticality. However, the support plate has holes for the passage of the coolant to the fuel assembly. In the case when the melt or fuel debris enters the space under the support plate through these holes, they can form a uranium-water mixture with the remaining water, which at certain fuel and water ratios can become supercritical. In this case, the multiplication properties of the reactor pool compartment will depend on the ratio of impurities of the reactor pool and fuel assembly structural elements in the material under the support plate and/or the concentration of boric acid in the water. After damage of the reactor pool compartment floor, the melting of concrete begins. The considered configurations and material composition of the mixture of corium, concrete and water allow us to make a conclusion about the safety of this phase of a severe accident in terms of criticality. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2021-09-17 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/854 10.32918/nrs.2021.3(91).02 Nuclear and Radiation Safety; No 3(91) (2021): Nuclear and Radiation Safety; 11-21 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(91) (2021): Ядерна та радіаційна безпека; 11-21 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/854/678 |