ПРОБЛЕМАТИКА МОДЕЛЮВАННЯ ВНУТРІШНЬОКОРПУСНОЇ ФАЗИ ВАЖКОЇ АВАРІЇ

Ю.А. Онищук; С.В.  Клевцов

doi:10.20535/1813-5420.3.2021.251279

Автор(и)

Ю.А. Онищук Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0002-3556-2922
С.В. Клевцов Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0003-1405-5048

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.3.2021.251279

Ключові слова:

активна зона, важка аварія, відмова корпусу, моделювання, розплав, феноменологія, CFD, CFX, RELAP5.

Анотація

Важкі аварії на АЕС відрізняються своєю складністю, багатогранністю та широкими взаємозв’язками. При моделюванні внутрішньокорпусної фази важкої аварії існують значні невизначеності, насамперед пов'язані з переміщенням матеріалів зруйнованої активної зони в нижню частину корпусу реактора, а також з його подальшим розігрівом і супутніми високотемпературними фізичними процесами. Детальне комплексне дослідження даних процесів надасть змогу надійно прогнозувати динаміку протікання важкої аварії, час відмови корпусу реактора та обґрунтувати більш ефективні дії персоналу по управлінню важкими аваріями і аварійному реагуванню.

В роботі представлено аналіз протікання важкої аварії, виділено та проаналізовано основні фази внутрішньокорпусної фази важкої аварії. Проведено аналіз характерних для даних фаз процесів та явищ. Розглянуто основні невизначеності, що виникають при моделюванні процесів важкої аварії в межах корпусу реактору. Для усунення/зменшення невизначеності запропоновано підхід до спряженого моделювання важкої аварії з застосуванням CFD-коду ANSYS CFX та системного теплогідравлічного коду RELAP5/Mod 3.2.

Посилання

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.