EDN: KRGNYS
Авторы
Ахмедов И.С., Киселев А.Е.
Организация
Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Ахмедов И.С. – инженер-исследователь. Контакты: 115191, Москва, Большая Тульская ул., д. 52. Тел.: (495) 955-22-73; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Киселев А.Е. – заведующий отделом, доктор технических наук.
Аннотация
Повторный залив осушенной активной зоны реакторов с водой под давлением может иметь негативные последствия для взрывобезопасности атомной станции, которые выражаются в интенсивной генерации водорода. Отсюда следует необходимость обоснования эффективности применения повторного залива при тяжелой аварии с потерей теплоносителя, которое состоит в исключении возможности взрыва водорода под герметичной оболочкой реакторной установки. В настоящей статье приводятся результаты расчетных исследований тяжелой аварии с гильотинным разрывом соединительного трубопровода КД (двусторонняя течь Ду346) на энергоблоке ВВЭР-1000 с использованием аттестованной программы СОКРАТ. Анализ результатов расчетов с применением комплексного подхода показал, что текущий уровень знаний о феноменологии повторного залива и неопределенность критериев горения водорода не позволяют полностью исключить повышение класса тяжести последствий аварии по шкале INES-2008 в случае подачи воды в перегретую активную зону по сравнению со сценарием без повторного залива. Таким образом, меры по управлению аварией, рассматриваемые в данной статье, не всегда являются эффективными, и решение об их реализации в ходе тяжелой аварии должно учитывать текущее состояние энергоблока.
Ключевые слова
ВВЭР, спринклерная система, герметичная оболочка, повторный залив, активная зона, водород, большая течь, тяжелая авария, СОКРАТ
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Ефанов А.Д., Ложкин В.В., Куликов Б.И., Судницын О.А., Безруков Ю.А., Зайцев С.Н. Экспериментально-расчетное исследование процессов тепломассообмена в аварийных ситуациях с потерей теплоносителя. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2000, № 1, с. 49–63.
- Aksan N., Analytis G. Th. Boil-Off Experiments with the EIR_NEPTUN Facility: Analysis and Code Assessment Overview Report. NUREG/IA-0040. EIR-Bericht Nr.629. NRC, 1992.
- Hochreiter L.E., Cheung F.-B., Lin T.F., Frepoli C., Sridharan A., Todd D.R., Rosal E.R. Rod Bundle Heat Transfer Test Facility Test Plan and Design. NUREG CR-6975. NRC USA, 2010.
- Базюк С.С. Расчетно-экспериментальное исследование повторного залива модельных тепловыделяющих сборок ВВЭР при максимальной проектной к запроектной авариях. Автореф. дис. канд. техн. наук. 2011. 130 с.
- Stuckert J., Große M., Rössger C., Steinbrück M., Walter M. Results of the reference bundle test QUENCH-L1 with Zircaloy-4 claddings performed under LOCA conditions (SR-7651). QUENCH-LOCA-REPORTS Nr. 2. Karlsruher: KIT, 2018. 146 p.
- Stuckert J., Große M., Stegmaier U., Steinbrück M. Results of Severe Fuel Damage Experiment QUENCH-15 with ZIRLO cladding tubes. KIT SCIENTIFIC REPORTS 7576. Karlsruher: KIT, 2011.
- Tomashchik Dmitry Yu., Dolganov Kirill S., Kiselev Arkady E., Ryzhov Nikolay I., Yudina Tatiana A. Numerical assessment of PARAMETER-SF1 test on oxidation and melting of LWR fuel assembly under top flooding conditions. Nuclear Engineering and Design, 2020, vol. 369, p. 110852. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110852.
- Ailine J. Trometer. Untersuchungen zum Flutverhalten eines teilzerstörten Reaktorkerns (Investigations on the flooding behaviour of a partially degraded reactor core). Doktor-Ingenieurs (Dr.-Ing.) genehmigte Abhandlung, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, Universität Stuttgart, Dezember 2016.
- Программа для ЭВМ СОКРАТ‑В1/В2. Аттестационный паспорт, № 564. Москва: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор), 2022.
- Bolshov L.A. et al. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 341, pp. 326–345.
- Богатырь С.М. [и др.]. Комплекс программ CaPpaPI для проведения вероятностных расчетов термомеханики тепловыделяющих элементов. Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша № 55. М.: ИПМ им. М.В. Келдыша, 2012. 39 с.
- INES The international nuclear and radiological event scale user’s manual 2008 edition, IAEA-INES-2009. Vienna: IAEA, 2013. 218 p.
- State-of-the-Art Report On Flame Acceleration And Deflagration-to-Detonation Transition in Nuclear Safety. NEA/CSNI/R(2000)7. August 2000.
- Martın-Valdepenas J.M. et al. Improvements in a CFD code for analysis of hydrogen behaviour within containments. Nuclear Engineering and Design, 2007, vol. 237, pp. 627–647.
- Kumar R.K. Flammability Limits of Hydrogen-Oxygen-Diluent Systems: Horizontal Propagation Limits. AECL Report, WNRE-626, 1985.
- Shapiro Z.M., Moffette T.R. Hydrogen Flammability Data and Application to PWR Loss-of-Coolant Accident. WARD-SC-545. Westinghous Electric Corporation, 1957.
- Code of Federal Regulations, Title 10, section 50.34., January 1, 2024. Доступно на: https://www.ecfr.gov/ (дата обращения 05.11.2024).
- Dorofeev S.B., Kuznetsov M.S., Alekseev V.I., Efimenko A.A., Breitung W. Evaluation of limits for effective flame acceleration in hydrogen mixtures. Proc. of 3d International Symposium on Hazards, Prevention, and Mitigation of Industrial Explosions. Tsukuba, Japan, October 23–27, 2000, pp. 314–319.
- Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции НП-040-02 . М.: Госатомнадзор России, 2002. 10 c.
УДК 621.039.586
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 4, c. 190–199
