Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000

Q2 Energy
Ie. Bilodid, O. Dudka, Y. Kovbasenko
{"title":"Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000","authors":"Ie. Bilodid, O. Dudka, Y. Kovbasenko","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).02","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. \nАналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок. \nНа основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"0","resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Nuclear and Radiation Safety","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).02","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"Q2","JCRName":"Energy","Score":null,"Total":0}
引用次数: 0

Abstract

У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок. На основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність.
VIER-1000回收核燃料池发生重大事故时的批评分析
本文回顾了VER1000反应堆在重大事故不同阶段的池成本百分比的关键分析结果。通过可以在某些模型中描述的离散配置的例子,分析了在重大事故期间对燃料系统的批评。当然,重大事故的实际发生是一个从事故初期到最终稳定状态的连续过渡过程。然而,根据燃料特性和事故流量条件,任何具有热收集和材料的修改配置都可能是水池的末端。本文对VVR-1000水库在事故初期后发生的重大事故阶段的排水进行了批判性分析,当水蒸气和温度上升导致物体和集热器脱层时。基于用于CSAS6临界分析的KENO-VI序列,对SCALE 6.2.4版模型代码包进行了研究,以增加退化条件下池容限偏差的特性。六英寸的钢筋。在所考虑的水铀混合物配置中,存在一定程度的批评(中子增殖比本身超过1)。也就是说,在这些条件下,可以通过向水中添加钻井液来提供必要程度的批评。从临界角度来看,碰撞发展过程中均匀的一剂和两剂腐蚀模式是安全的。但电阻板上有孔,热量可以进入集热器。如果燃料的熔化物或碎片穿过相对表面下的太空孔,它们可以与残留物形成铀-水混合物,在某些方面,这可能会变得至关重要。在这种情况下,耐熔池偏差的繁殖特性将取决于耐熔池构造块的含量和耐热材料中的热量收集;和/或水中防御酸的浓度。当水池排水管表面受损时,混凝土开始泛滥。修订后的钾、混凝土和水混合物的配置和材料成分可以得出这一关键阶段的安全性结论。
本文章由计算机程序翻译,如有差异,请以英文原文为准。
求助全文
约1分钟内获得全文 求助全文
来源期刊
Nuclear and Radiation Safety
Nuclear and Radiation Safety Energy-Nuclear Energy and Engineering
CiteScore
0.80
自引率
0.00%
发文量
18
期刊介绍: General issues of nuclear energy use; nuclear energy (reactor theory and calculations, operation of nuclear power plants, NPP safety analysis (probabilistic safety analysis, deterministic safety analysis), research reactors, nuclear fuel and structural materials, fuel elements; neutron physics; general safety issues; decommissioning of nuclear facilities; long-term operation, spent fuel and radioactive waste management; radiation safety; I&C, physical protection.
×
引用
GB/T 7714-2015
复制
MLA
复制
APA
复制
导出至
BibTeX EndNote RefMan NoteFirst NoteExpress
×
提示
您的信息不完整,为了账户安全,请先补充。
现在去补充
×
提示
您因"违规操作"
具体请查看互助需知
我知道了
×
提示
确定
请完成安全验证×
copy
已复制链接
快去分享给好友吧!
我知道了
右上角分享
点击右上角分享
0
联系我们:info@booksci.cn Book学术提供免费学术资源搜索服务,方便国内外学者检索中英文文献。致力于提供最便捷和优质的服务体验。 Copyright © 2023 布克学术 All rights reserved.
京ICP备2023020795号-1
ghs 京公网安备 11010802042870号
Book学术文献互助
Book学术文献互助群
群 号:604180095
Book学术官方微信
小红书