PROBLEMS OF MODELING IN-VESSEL SEVERE ACCIDENT PHASE
DOI:
https://doi.org/10.20535/1813-5420.3.2021.251279Keywords:
активна зона, важка аварія, відмова корпусу, моделювання, розплав, феноменологія, CFD, CFX, RELAP5.Abstract
The process of a severe accident at a nuclear power plant is characterized by its complexity, versatility and wide relationships. When modeling the in-vessel phase of a severe accident, there are significant uncertainties, primarily related to the movement of materials of the destroyed core to the lower part of the reactor vessel, as well as its subsequent heating and accompanying high-temperature physical processes. A detailed comprehensive study of these processes will allow us to reliably predict the dynamics of a severe accident and correctly determine the time of failure of the reactor vessel and justify more effective actions of personnel in managing severe accidents and emergency response.
The article presents an analysis of the course of a severe accident, identifies and analyzes the main phases of the in-vessel phase of a severe accident. The analysis of processes and phenomena characteristic of these phases is carried out. The main uncertainties that arise when modeling the processes of a severe accident within the reactor vessel are considered. To eliminate/reduce uncertainty, an approach to conjugate severe accident modeling using the ANSYS CFX CFD code and the RELAP5/Mod 3.2 system thermohydraulic code is proposed.
References
V. I. Skalozubov, “Issues of modeling of severe accidents in vessel reactors (review),” Nuclear and Radiation Safety, vol. 48, no 4, pp. 26-34, 2010.
M. S. Veshchunov, “Analysis of molten pool physico-chemical interactions and interpretation of the Phebus FP tests observations,” Nuclear Engineering and Design, vol. 238, no 7, pp. 1728-1742, 2008.
V. V. Bakanov, “Interaction of corium with the body of a water-moderated power reactor in a severe accident,” Cand. Sc. dissertation, Tomsk, 2017, p.163.
“TMI-2 Analysis Exercise task Group. TMI-2 Analysis Exercise Final Report,” NEA/CSNI/R(91), no 8, 1992, p. 662.
B. R. Sehgal, “Nuclear safety in light water reactors: severe accident phenomenology,” St Louis: Elsevier Science, 2011, p. 731.
A. A. Klyuchnikov, “Thermal physics of nuclear reactor accidents: monograph: monograph / and other,” Chernobyl: Institute of NPP Safety Problems of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2012, p. 528.
“Approaches and tools for severe accident analysis for nuclear power plants,” Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008, p. 206.
“Research and development with regard to severe accidents in pressurised water reactors: Summary and outlook,”. France: Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN), 2007, p. 217.
B. Clément, “FPT-3 Test Objectives: Document Phébus PF № IP/02/525,” IRSN, 2002.
T. Albiol, S. Morin, “FPT-3 Test Statement: Document Phébus PF № IP/04/560/1”, IRSN, 2004.
C. Dominguez, D. Drouan, G. Montigny, “BECARRE program: B4C control rod degradation test № 1,” ISTP report, 2011, p. 122.
C. Dominguez, D. Drouan, G. Montigny, “BECARRE program: B4C control rod degradation test №1.2 and №2,” ISTP report, 2011, p. 134.
O. De Luze, “Degradation and oxidation of B4C control rod segments at high temperatures. A review and code interpretation of the BECARRE program,” Nuclear Engineering and Design, no 259, pp. 150-165, 2013.
M. Steinbrück, ”Oxidation of B4C by Steam at High Temperatures: New Experiments and Modelling,” Nuclear Engineering and Design, pp. 161-181, 2007.
“Nuclear power reactor core melt accidents: State of knowledge,” France: Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN), 2015, p. 414.
J. Couturier, M. Schwarz, “Current State of Research on Pressurized Water Reactor Safety,” France: Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN), 2018, p. 194.
S. Abalin, I. Gmidoi, V. Semenov, “The Results and Analysis of the RASPLAV Salt Tests,” Proc. RASPLAV Seminar, Garching, Germany, 2000.
J. Seiler, K. Ikkonen, R. Sairanen, “Assesment of reactor vessel integrity,” Nuclear Engineering and Design, 2003, pp. 21-53.
E. Altstadt, Hans-Georg Willschütz, “Modelling of in-vessel retention after relocation of corium into the lower plenum: evaluation of the temperature field and of the viscoplastic deformation of the vessel wall,” Dresden, 2005, p. 101.
H. G. Willschuetz, “Recursively coupled thermal and mechanical FEM-analysis of lower plenum creep failure experiments,” Annals of Nuclear Energy, vol. 33, no 2, pp. 126-148, 2006.
T. N. Dinh, “Engineering Sciences Development, Validation and Application of an Effective Convectivity Model for Simulation of Melt Pool Heat Transfer in a Light Water Reactor Lower Head,” KTH, Vietnam: Vietnam Atomic Energy Institute, 2007, p. 125.
Downloads
Published
Issue
Section
License
Автори, які публікуються у цьому журналі, погоджуються з наступними умовами:
- Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License, котра дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.
- Автори мають право укладати самостійні додаткові угоди щодо неексклюзивного розповсюдження роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом (наприклад, розміщувати роботу в електронному сховищі установи або публікувати у складі монографії), за умови збереження посилання на першу публікацію роботи у цьому журналі.
- Політика журналу дозволяє і заохочує розміщення авторами в мережі Інтернет (наприклад, у сховищах установ або на особистих веб-сайтах) рукопису роботи, як до подання цього рукопису до редакції, так і під час його редакційного опрацювання, оскільки це сприяє виникненню продуктивної наукової дискусії та позитивно позначається на оперативності та динаміці цитування опублікованої роботи (див. The Effect of Open Access).
