Жеңіл сулы ядролық реакторының балқымасының тұзағында кориумды салқындату әдісі

Жеңіл сулы ядролық реакторының балқымасының тұзағында кориумды салқындату әдісі

Авторлар

DOI:

https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77

Кілт сөздер:

АЭС, ВВЭР, кориум, ауыр апат, балқыма тұзағы, ВЧГ-135 стенді, «Лава-Б» қондырғысы, қауіпсіздік, сутектің пайда болуы, бу жарылысы

Аңдатпа

АЭС-тегі ауыр апаттың даму процесінде белсенді аймақтың балқуымен кориум пайда болады. Кориумның қоршаған ортаға шығуына кедергі келтіретін негізгі кедергілердің бірі - балқыманы оқшаулау құрылғысы немесе балқыманың тұзағы. Балқыманың тұзағы кориум параметрлерінің бақыланатын көлемде ұсталуын және салқындауын қамтамасыз ете отырып, сыни мәндерден шығуына жол бермеуі тиіс. Осы себепті балқыманың тұзақтарына ядролық реактордың активті аймағының балқымасын тиімді оқшаулауды қамтамасыз ету үшін салқындату әдістеріне қатысты елеулі талаптар қойылады. Ұсынылған мақалада кориумның сумен әрекеттесуі туралы эксперименттік зерттеулерге талдау жасалды, ол оны салқындату үшін балқытылған тұзақта кориум бетіне жіберілді. Жүргізілген жұмыстың нәтижесінде салқындатудың осы әдісінің төмен тиімділігіне байланысты бірқатар маңызды мәселелер анықталды, сонымен қатар оларды жоюдың мүмкін жолдары қарастырылды. Кориумды балқытылған тұзаққа салқындату әдісін оңтайландыру, сондай-ақ ұсынылған әдісті іс жүзінде жүзеге асыру және ВЧГ-135 стендін және «Лава-Б» қондырғысын қолдана отырып, оның тиімділігін талдау бойынша зерттеулер көлемі бойынша шешім ұсынылды.

Авторлар туралы мәліметтер

М.К. Скаков

Doctor of phys.-math. sciences, Professor, Academician of the KazNANS, Chief Researcher of NNC RK, Kurchatov, Kazakstan. SCOPUS Author ID: 6506859122

К.О. Толеубеков

PhD student, Semey University named after Shakarim; Engineer of the Laboratory of Experimental Thermophysics, Institute of Atomic Energy of the Branch NNC RK, Kurchatov, Kazakstan. ORCID ID: 0000-0001-8731-363X

В.В. Бакланов

PhD, First Deputy Director, Institute of Atomic Energy of the Branch NNC RK, Kurchatov, Kazakstan. SCOPUS Author ID: 1631518110

А.В. Градобоев

Doctor of techn. sciences, Professor, Professor, Control and Diagnostics Department, Tomsk Polytechnic University (TPU), Tomsk, Russia. SCOPUS Author ID: 6506370250, ORCID ID: 0000-0002-2803-5972

А.С. Акаев

Head of the Department of Non-reactor tests, Institute of Atomic Energy of the Branch NNC RK, Kurchatov, Kazakstan. Scopus Author ID: 57311044500

М.К. Бекмулдин

PhD student, Semey University named after Shakarim; Head of the Laboratory of Experimental Thermophysics group, Institute of Atomic Energy of the Branch NNC RK, Kurchatov, Kazakstan. Scopus Author ID: 57321072600, ORCID ID: 0000-0002-6895-536X

References

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.

Downloads

How to Cite

Скаков, М., Толеубеков K., Бакланов V., Градобоев, А., Акаев A., & Бекмулдин M. (2022). Жеңіл сулы ядролық реакторының балқымасының тұзағында кориумды салқындату әдісі. Eurasian Physical Technical Journal, 19(3(41), 69–77. https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77

Журналдың саны

Бөлім

Энергетика
Loading...