Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel

Yu. Kovbasenko; Yevgen Bilodid

doi:10.32918/nrs.2018.2(78).01

Автор(и)

Yu. Kovbasenko Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки, м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-0674-6263
Yevgen Bilodid Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки, м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-7790-2913

DOI:

https://doi.org/10.32918/nrs.2018.2(78).01

Ключові слова:

важка аварія, критичність, розплав, ядерна безпека, активна зона

Анотація

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.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

1. IAEA Safety Series No. 56. Approaches and Tools for Severe Accident Analysis for Nuclear Power Plants, Vienna, International Atomic Energy Agency, 2008.
2. Wright Robert, W. (1996), “Current Status of Core Degradatio and Melt Progression in Severe LWR Accidents”, Advances in Nuclear Science and Technology, Vol. 24, pp. 283—313.
3. Cronenberg, A. W. (1990), “In-Vessel Zircaloy Oxidation/Hydrogen Generation Behavior during Severe Accidents”, US NRC (NUREG/CR-5597).
4. Best-Practices Guidelines for L2PSA Development and Applications, Vol. 2, Best Practices for the Gen II PWR, Gen II BWR L2PSAs, Extension to Gen III Reactors, Technical Report ASAMPSA2/WP2&3/2013-35, Rapport IRSN/PSN-RES/SAG/2013–0177.
5. Skokan, A., Holleck, H. (1987), “The Significance of Chemical Reactions between Reactor Materials under Core Melting Conditions. Nuclear Engineering and Design, Vol. 103, Issue 1, 1987, pp. 107–113, available at: https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90288-36. Jacquemain, D. (2015), Nuclear Power Reactor Core Melt Accidents, IRSN, Science and Technology Series, 434 ð.
7. Frid W., Höjerup F. et al. (1999), “Severe Accident Recriticality Analyses (SARA)”, SKI Report 99:32, ECINV-SARA(99)-D0I6.
8. SCALE. A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vols, I-III — Oak Ridge, Tennessee, ORNL, 2009.
9. Kovbasenko, Y., Khalimonchuk, V., Kuchin, A., Bilodid, Y., Yeremenko, M., Dudka, O. (2002), “Validation of SCALE Sequence CSAS26 for Criticality Safety Analysis of VVER and RBMK Fuel Designs”, Richland, PNNL, 149 ð. (NUREG/CR-6736, PNNL-13694).
10. National Report of Ukraine on Stress Test Results [Natsionalnyi otchiot Ukrainy: Rezultaty provedeniia stress-testov], State Nuclear Regulatory Inspectorate of Ukraine, Kyiv, 2011, 136 p. (Rus)
11. Jeong Hae Sun, Park Chang Je, Song Jin Ho, Ha Kwang Soon (2013), “Analysis on the Multiplication Factor with a Change of Corium Mass and Void Fraction”, Proc. of 2013 Spring Meeting of the KNS, Kwangju, Korea, Korean Nuclear Society, pp. 199—200.
12. Jeong Hae Sun, Song Jin Ho, Park Chang Je, Ha Kwang Soon, Song Yong Mann, Ryu Eun Hyun. (2012), “Re-criticality Assessment Following Reactor Core Damage in Fukushima Unit 2”, Proc. of 2012 Autumn Meeting of the KNS, Kyoungju (Korea, Republic of), Korean Nuclear Society.
13. Dinh, T.N., Konovalikhin, M.J., Sehgal B.R. (2000), “Core Melt Spreading on a Reactor Containment Floor, Progress in Nuclear Energy, Vol. 36, No. 4, 2000, pp. 405—468.
14. UKEPR-0002–162 Issue 05, Generic Design Acceptance, Pre-Construction Safety Report, Sub-chapter 16.2, Severe Accident Analysis (RRC-B), 2012.
15. WENRA RHWG Guidance Document Issue F, Design Extension of Existing Reactors, 2014.