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

Ключові слова

SCALE, KENO-VI, басейн витримки, важка аварія, ВВЕР-1000, критичність, розплав, ядерна безпека

Як цитувати

Bilodid, I., Dudka, O., & Kovbasenko, Y. (2021). Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000. Ядерна та радіаційна безпека, (3(91), 11-21. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).02

Анотація

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.

https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).02

Посилання

Jamet P. European Union Response to Fukushima – European Stress Tests and Peer Review. 38th MPA-Seminar. MPA University of Stuttgart, Germany. October 1 and 2, 2012. pp. 21-26. European Union Response to Fukushima – European Stress Tests and Peer Review. 38th MPA-Seminar. MPA University of Stuttgart, Germany. October 1 and 2, 2012. pp.21-26.

National Report for Finland on EU Nuclear Stress Tests. (2012). Retrieved August 10, 2021 from http://www.ensreg.eu/node/361.

National Report for France on EU Nuclear Stress Tests. (2012). Retrieved August 10, 2021 from http://www.ensreg.eu/node/371.

National Report for Germany on EU Nuclear Stress Tests. (2012). Retrieved August 10, 2021 from http://www.ensreg.eu/node/360.

National Report for Spain on EU Nuclear Stress Tests. (2011). Retrieved August 10, 2021 from http://www.ensreg.eu/node/357.

National Report for Sweden on EU Nuclear Stress Tests. (2011). Retrieved August 10, 2021 http://www.ensreg.eu/node/358.

National Report for the Slovak Republic on EU Nuclear Stress Tests. (2012). Retrieved August 10, 2021 from http://www.ensreg.eu/node/366.

Peer review report. Stress tests performed on European nuclear power plants. ENSREG, 25 April 2012.

PM Т.0.41.414-15. Program of Activities on Analysis of Severe Accident Phenomena. SE “NNEGC “Energoatom”, 2015. Agreed by the SNRCU letter on January 11, 2016 for № 15 28/131.

Criticality Analyses for Severe Accidents (Task No. 19, BOA No. 358160 between BNL and SSTC NRS dated 09 September 2020). approved by the SNRIU, letter on 12.04.2021 for № 15-34/3497. SSTC NRS, Kyiv, 2021, 58 p.

Wieselquist, W. A., Lefebvre, R. A. and Jessee, M. A., Eds. SCALE code system. (2020). ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.4, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee.

Set of component parts of WWER-1000 core (V-320, V-338, V-302). Catalog description. U0401.21.00.000 DKO. PJSC Novosibirsk Chemical Concentrates Plant (NCCP), 2003.

WEC-RWFA-001(T) Technical specifications for strengthened Westinghouse FA for VVER-1000. Revision 8, June 2019.

NP 306.2.141-2008 General safety provisions for nuclear power plants. Approved by SNRIU Order No. 162 of 19 November 2007, registered in the Ministry of Justice of Ukraine on 25 January 2008 under No. 56/14747.

WENRA RHWG Guidance Document Issue F: Design Extension of Existing Reactors. 29 September 2014.

Concept technical solution “On nuclear safety during fresh and spent nuclear fuel management at WWER NPPs of Ukraine and on reducing excessive conservatism”. Energoatom STC, 2011. Agreed by SNRIU Order No. 15-29/304 of 16 January 2012.

Bilodid, Ie., Dudka, O., Kovbasenko, Yu. (2019). Analysis of corium criticality in VVER-440 during severe accident. 29th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Energoland, Mochovce NPP, Slovakia.

Electric Power Research Institute – EPRI. Severe accident management guidance technical basis report, volume 2: the physics of accident progression. (2012). Palo Alto: EPRI. (Report No. 1025295).

National Research Council. 2006. Safety and security of commercial spent nuclear fuel storage: public report. Washington, DC: the National Academies Press. doi: org/10.17226/11263.

Hofmann P. (1999). Current knowledge on core degradation phenomena, a review. Journal of Nuclear Materials. 270. 194-211.

Kadach, M., Gamyn Yu., Solonin, A., Pozdniakov, A. (2014). Profiling of a circular tube into a hexagon pipe of steel with increased boron content. News of Higher Educational Institutions. Ferrous Metallurgy, 57(11), 11 – 14. doi: 10.17073/0368-0797-2014-11-11-14.

Gubenko, S., Bespalko, V. (2018). Transformation of boride inclusions in the production of piping for nuclear power. Construction, Materials Science, Mechanical Engineering: Starodubovskyi Readings, 107 – 112.

Bezborodov, A., Merkulov, V. Thermophysical analysis and nuclear safety analysis of the spent fuel pool under an accident with complete NPP blackout. Documents of conference “WWER NPP safety”. Podolsk, EDO Gidropress,19 – 22 May 2015, 95 -110.

Freiría López, M., Buck, M., and Starflinger, J. (4 September 2020). Criticality characteristics and sensitivity analysis of Fukushima debris beds containing MCCI products. ASME. ASME Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. October 2020, 6(4), 041110. doi: 10.1115/1.4047094.

Sevón, T. (2005). Molten core - concrete interactions in nuclear accidents: theory and design of an experimental facility.

Izawa K., Uchida Yu., Ohkubo K., Totsuka M., Sono H., Tonoike K. (2012). Infinite multiplication factor of low-enriched UO2–concrete system, Journal of Nuclear Science and Technology, 49:11, 1043-1047, doi: 10.1080/00223131.2012.730893.

Zaporizhzhya NPP. Power Units 1-5. Supplement to DBAA for handling operations “Nuclear safety analysis for SFP compartments of ZNPP units equipped with uncompacted racks of the Izhora plants, taking into account the implemented organizational and technical measures”. Calculations of nuclear safety for SFP compartments equipped with uncompacted racks at the Izhora plants. 21.1-5.59.OB.02.02: Report. Agreed by SNRIU letter No. 15-33/4-4439 of 17 July 2012.