Способ охлаждения кориума в ловушке расплава легководного ядерного реактора
DOI:
https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77Ключевые слова:
АЭС, ВВЭР, кориум, тяжелая авария, ловушка расплава, стенд ВЧГ-135, установка «Лава-Б», безопасность, образование водорода, паровой взрывАннотация
В процессе развития тяжелой аварии на АЭС с расплавлением активной зоны происходит образование кориума. Одним из главных барьеров препятствующим выходу кориума в окружающую среду является устройство локализации расплава или ловушка расплава. Ловушка расплава должна принять и не допустить выход параметров кориума за критические значения обеспечив его удержание в контролируемом объеме и охлаждение. По этой причине к ловушкам расплава предъявляются серьезные требования касательно методов охлаждения для обеспечения эффективной локализации расплава активной зоны ядерного реактора. В представленной статье проведен анализ экспериментальных исследований взаимодействия кориума с водой, которая подавалась на поверхность кориума в ловушке расплава для его охлаждения. В результате проведенной работы определен ряд существенных проблем, связанных с низкой эффективностью такого метода охлаждения, а также рассмотрены возможные способы их устранения. Предложено решение по оптимизации метода охлаждения кориума в ловушке расплава, а также по объему исследований по возможности реализации предложенного способа на практике и анализа его эффективности с использованием стенда ВЧГ-135 и установки «Лава-Б».
Библиографические ссылки
Kukhtevich I.V., Bezlepkin V.V., Khabensky V.B., et al. The concept of localization of the corium melt in the exvessel stage of a severe accident at a nuclear power station with a WWER -1000 reactor, Proceeding of the conf. “Safety Issues of NPP with WWER”, St. Petersburg, 2000, Vol.1, pp. 23 – 36. [in Russian]
Molchanov I.A., Shumilin M.P. Retention of the core melt inside the containment during severe accidents of nuclear power units, Eastern-European journal of enterprise technologies. 2011. No.2(8), pp. 65 – 67. [in Russian]
Sidorov A.S., Rogov M.F., Novak V.P., et al. Core catcher of the Tianwan NPP. Design and functioning, Proceeding of the Conf. “Safety Issues of NPP with WWER”, St. Petersburg, 2000, Vol.1, pp. 37 – 66. [in Russian]
Udalov Ju.P., et al. Special materials for passive control of over project accidend of nuclear reactor during out of tank stage of active zone melt localization. Part I, Bulletin of St PbSIT(TU). 2010. No.8(34), pp.17 – 24. [in Russian]
Gusarov V.V., Almyashev V.I., Beshta S.V., et al. Sacrificial materials for the safety system of nuclear power plants - a new class of functional materials. Thermal Engineering. 2001. No.9, pp.22–24. [in Russian]
Sehgal B.R., et al. Melt-Structure-Water Interactions During Severe Accident in LWRs. NPSD, Royal Institute of Technology, Annual Report, Sweden, Nov. 2000, 147 p.
Sidorov A.S., Nosenko G.E., Granovsky V.S., et al. The containment protection system of a water-cooled reactor plant, RF Patent No. 2165108, 2001, 10 p. [in Russian]
Mitchell D.E., Evans N.A. Steam explosion experiments at intermediate scale: FITS B Series. NUREG/CR-3983, SAND 83-1057, R3, Sandia Natl. Lab., Albuquerque, NM, 1986, 89 p.
Kuczera B. Leichtwasserreaktor-Sicherheitsforschung. Atomwirtschaft, 1996, Bd.41, No.12, pp.783 – 787. [in German]
Fletcher D.F. A Review of the Available Information on the Triggering Stage of Steam Explosion, Nuclear Safety. 1994. Vol.35, No.1, pp.36-57.
Fletcher D.F. Steam explosion triggering: a review of theoretical and experimental investigations, Nuclear Engineering and Design. 1995. Vol.155, No.1-2, pp.27-36
Kato M., Nagasaka H., Vasilyev Y. Fuel Coolant Interaction Tests using UO2 corium under EX-vessel Conditions, JAERI-Conf., 1999, p. 304.
Annunziato A. Progresses of the FARO/KROTOS Test Programme. CSARP, 1995, 13 p.
Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of recent KROTOS FCI tests alumina Versus corium melts, Nuclear Engineering and Design. 1999. Vol. 189 (1- 3), pp. 379-389.
Muradov N.Z. Obtaining concentrated hydrogen by thermal contact method. VANT, AVE&T, 1987, 40p. [in Russian]
Stolyarevsky A. Does the trap save? Atomic strategy XXI. 2014. No.89, pp.16–18. [in Russian]
Nedorezov A.B. Localization and cooling system of the core melt of a water nuclear reactor, RF patent No.2576517, 2016. [in Russian]
Gusarov V.V., et al. Sacrificial materials for the safety system of nuclear power plants - a new class of functional materials. Thermal Engineering. 2001. No.9, pp. 22 – 24. [in Russian]
Jin Ho Song, Hwan Yeol Kim, Seong Wan Hong, Sangmo An. A use of prototypic material for the investigation of severe accident progression, Progress in Nuclear Energy, 2016, Vol. 93, pp. 297-305
Project "Cormit-II" (Jan30, 2020). Available at: https://www.nnc.kz/ru/news/show/215
Asmolov V.G. et al. Choice of Buffer Material for the Containment Trap for WWER -1000 Core Melt, Atomic Energy. 2002. Vol. 92, pp. 5–14 [in Russian]
Sidorov I.A. The core catcher for nuclear power plants with WWER -1200. Proceedings of the 7th ISTC "Ensuring the safety of nuclear power plants with WWER " OKB «GIDROPRESS». 2011, 13 p. [in Russian]
Stolyarevsky A.Y. Nuclear power plants: now with a "trap", Energy, 2002, No.4, pp. 9–17
Perelygin Yu.P., Yakovleva E.G., Firulina L.M. et al. Metals. General chemical and physical properties, Penza: PSU Publishing House, 2016, 114 p. [in Russian]
Chirkin V.S. Thermophys.properties of nuclear engineering materials. Atomizdat. 1968, 356 p. [In Russian]
Asmolov V.G., Zagryazkin V. N., Astakhova E.V. et al. Density of UO2–ZrO2 melts. High Temperature. 2003. Vol. 41(5), pp. 714 – 719. [in Russian]
Wood J. Nuclear Power. Institution of Engineering and Technology. Nuclear power, IET, 2007, 256 p.
Stolyarevsky A.Y. The problem of fuel melt retention in the containment of WWER. Alternative Energy and Ecology (ISJAEE). 2014. No.6, pp. 25-35. [In Russian]
Nazarbayev N.A., Shkolnik V.S., Batyrbekov E.G., et al. Scientific, Technical and Engineering Work to Ensure the Safety of the Former Semipalatinsk. Kurchatov, 2016, Vol.3, pp. 320 – 356. [In Russian]
Christophe Journeau Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme PLINIUS à l’étude des accidents graves de réacteurs nucléaires. Sciences de l’ingénieur , Université d’Orléans, 2008, 29p. [In French]
Maruyama Y., Tahara M., Nagasaka H. et al. Recent results of MCCI studies in COTELS project. Proceedings of the NTHAS3: Third Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety Kyeongju, Korea, 2002, 6 p.
Zhdanov V., Baklanov V., Bottomley P.W.D. et al. Study of the processes of corium-melt retention in the reactor pressure vessel (INVECOR), Proceedings of the “ICAPP 2011”. Nice, France. 2011, pp.1300 – 1308.
Tomohisa Kurita, Isao Sakaki, Fumiyo Sasaki et al. Test and evaluation plan for passive debris cooling system. Proceedings of the 9th Intern. Conference nuclear and radiation physics, Almaty, 2013 pp. 19 – 29.
Shohei Kawano, et al. Characterization of fuel debris by large-scale simulated debris examination for Fukushima Daiichi nuclear power station, Proc. of ICAP 2017, Fukui and Kyoto, 2017, pp. 1105 - 1110.
Vasiliev Yu.S., Vurim A.D., Zhdanov V.S., Zuyev V.A. et al. Experimental studies carried out in IAE on simulation of process typical for reactor severe accidents, NNC RK Bulletin. 2009. Vol.40, pp.26-54. [In Russian]
Bekmuldin М.K., Skakov М.K., Baklanov V.V et al. Heat-resistant composite coating with a fluidized bed of the under-reactor melt trap of a light-water nuclear reactor. Eurasian phys. tech. j. 2021. Vol.18, No.3(37), pp. 65-70.
