Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора
The article investigates the possibility of a self-sustaining chain nuclear fission reaction during the development of a severe accident in the core at nuclear power plants with reactors WWER-1000 of Ukraine. Some models for calculating a criticality at different stages of the severe accident in the...
Збережено в:
| Видавець: | State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
|---|---|
| Дата: | 2018 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2018
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/94 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
Репозиторії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-94 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Kovbasenko, Yu. Bilodid, Yevgen |
| spellingShingle |
Kovbasenko, Yu. Bilodid, Yevgen Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| author_facet |
Kovbasenko, Yu. Bilodid, Yevgen |
| author_sort |
Kovbasenko, Yu. |
| title |
Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_short |
Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_full |
Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_fullStr |
Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_full_unstemmed |
Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_sort |
аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора |
| title_alt |
Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel |
| description |
The article investigates the possibility of a self-sustaining chain nuclear fission reaction during the development of a severe accident in the core at nuclear power plants with reactors WWER-1000 of Ukraine. Some models for calculating a criticality at different stages of the severe accident in the reactor VVER-1000 vessel were developed and calculations of multiplication properties of fuel containing masses were performed.
The severe accident in the VVER-1000 core approximately divided into seven major stages: the intact reactor core, beginning of cladding damage (swelling), cladding melting and flowing down to the support grid, melting of constructional materials, homogenization of the materials at the bottom of the reactor vessel, stratification of corium at the bottom of the reactor vessel, the exit of the corium from the reactor shaft. It was shown that at the beginning of an accident, if fuel rods geometry is maintained, criticality might appear even if the emergency protection rods is triggered. With further development of the accident, the melt of fuel and structural materials will be deeply subcritical if water cannot penetrate into the pores or voids of the melt. In the case of the formation of pores or voids in the melt and the ingress of water into them, a recriticality may arise. A compensating measure is the addition of a boric acid solution to a cooling water with a certain concentration.
According to the results of the computation analysis, a reactor core loaded with TVSA fuel (Russian production) requires a higher concentration of boric acid in water to compensate the multiplication properties of the fuel system in emergency situations compared to the core loaded with TVS-WR fuel (manufactured by Westinghouse), i.e. TVS-WR fuel is safer from the criticality point of view. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2018 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/94 |
| work_keys_str_mv |
AT kovbasenkoyu analysisofcriticalityofmeltduringsevereaccidentsinreactorvessel AT bilodidyevgen analysisofcriticalityofmeltduringsevereaccidentsinreactorvessel AT kovbasenkoyu analízkritičnostírozplavupídčasvažkihavaríjukorpusíreaktora AT bilodidyevgen analízkritičnostírozplavupídčasvažkihavaríjukorpusíreaktora |
| first_indexed |
2024-09-01T17:38:56Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:38:56Z |
| _version_ |
1809016251611086848 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-942019-03-02T08:02:31Z Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel Аналіз критичності розплаву під час важких аварій у корпусі реактора Kovbasenko, Yu. Bilodid, Yevgen The article investigates the possibility of a self-sustaining chain nuclear fission reaction during the development of a severe accident in the core at nuclear power plants with reactors WWER-1000 of Ukraine. Some models for calculating a criticality at different stages of the severe accident in the reactor VVER-1000 vessel were developed and calculations of multiplication properties of fuel containing masses were performed. The severe accident in the VVER-1000 core approximately divided into seven major stages: the intact reactor core, beginning of cladding damage (swelling), cladding melting and flowing down to the support grid, melting of constructional materials, homogenization of the materials at the bottom of the reactor vessel, stratification of corium at the bottom of the reactor vessel, the exit of the corium from the reactor shaft. It was shown that at the beginning of an accident, if fuel rods geometry is maintained, criticality might appear even if the emergency protection rods is triggered. With further development of the accident, the melt of fuel and structural materials will be deeply subcritical if water cannot penetrate into the pores or voids of the melt. In the case of the formation of pores or voids in the melt and the ingress of water into them, a recriticality may arise. A compensating measure is the addition of a boric acid solution to a cooling water with a certain concentration. According to the results of the computation analysis, a reactor core loaded with TVSA fuel (Russian production) requires a higher concentration of boric acid in water to compensate the multiplication properties of the fuel system in emergency situations compared to the core loaded with TVS-WR fuel (manufactured by Westinghouse), i.e. TVS-WR fuel is safer from the criticality point of view. Досліджено можливість виникнення самопідтримної ланцюгової ядерної реакції поділу під час розвитку важкої аварії в активній зоні реакторів ВВЕР1000 на АЕС України. Розроблено моделі для розрахунку критичності на різних стадіях протікання важкої аварії у корпусі та шахті реактора ВВЕР-1000, виконано розрахунки розмножувальних властивостей паливовмісних мас. Протікання важкої аварії в активній зоні реактора ВВЕР-1000 умовно поділено на сім етапів: неушкоджена активна зона, початок пошкодження (розбухання) оболонок твелів, плавлення оболонок твелів та їх стікання на опорну решітку, розплав конструкційних матеріалів, гомогенізація матеріалів на днищі корпусу реактора, розділення коріума на прошарки на днищі корпусу реактора, вихід коріума за межі шахти реактора. Показано, що на початку аварії за умови збереження геометрії паливних стрижнів можливе виникнення критичності навіть з урахуванням спрацювання системи аварійного захисту. З подальшим поширенням аварії розплав палива та конструкційних матеріалів перебуватиме в глибоко підкритичному стані за умови, що вода не зможе проникнути в пори чи порожнини розплаву. У разі утворення пор чи порожнин та проникнення в них води можливе виникнення повторної критичності. Компенсуючим засобом є додавання до охолоджуючої води розчину борної кислоти з певною концентрацією. Відповідно до результатів розрахункового аналізу, активна зона з паливом ТВЗА (російського виробництва) потребує більшої концентрації борної кислоти у воді для компенсації розмножувальних властивостей паливної системи в аварійних ситуаціях, ніж активна зона, що завантажена паливом ТВЗ-WR (виробництва компанії Вестінгауз), тобто ТВЗ-WR є більш безпечним виходячи з аналізу критичності. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2018-06-07 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/94 10.32918/nrs.2018.2(78).01 Nuclear and Radiation Safety; No 2(78) (2018): Nuclear and Radiation Safety; 3-10 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(78) (2018): Ядерна та радіаційна безпека; 3-10 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/94/94 |