Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Нейтронно-физическое моделирование подкритической системы с частицами кориума и водой из международного бенчмарк

09.07.2020 2020 - №02 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

А.Д. Смирнов Е.В. Богданова П.А. Пугачев И.С. Сальдиков М.Ю. Терновых Г.В. Тихомиров Х. Такезава Т. Мурамото Дж. Нишияма Т. Обара

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.2.12

УДК: 621.039.58

После аварии на АЭС Фукусима-1 внимание научного сообщества приковано к тому, как проходит ликвидация последствий. Извлечение кориума – сплава ядерного топлива с другими элементами конструкции реактора – остается самой сложной задачей, решение которой может занять несколько десятилетий. Важно исключить протекание любых аварийных процессов при извлечении кориума. Целью работы являлось решение согласованной гидродинамической и нейтронно-физической задачи, характеризующейся большим числом произвольно ориентированных и нерегулярно расположенных частиц кориума в воде в рамках разработки бенчмарка для такого класса задач. С помощью прецизионных кодов на основе метода Монте-Карло был проведен нейтронно-физический анализ. Положения частиц с кориумом были получены из результатов численного моделирования. Полученные по задействованным кодам результаты анализа показали хорошую согласованность для всех рассмотренных состояний. Было показано, что современные нейтронно-физические коды на основе метода Монте-Карло успешно справляются с задачей геометрического формирования и решением задачи с нетривиальным распределением частиц кориума в воде. Результаты исследования могут быть использованы при обосновании безопасности процедур обращения с кориумом, включая его извлечение из поврежденного энергоблока.

Ссылки

  1. Robot squeezes suspected nuclear fuel debris in Fukushima reactor. – The Verge. – Электронный ресурс: https://www.theverge.com/2019/2/15/18225233/robot-nuclear-fuel-debris-fukushima-reactor-japan (дата доступа 03.05.2020).
  2. Baranov V.G. et al. Simulation of nuclear-physical processes in the surface layer of a fuel kernel with a consumable absorber. // At. Energy. – 2008. – Vol. 105. – No. 6. – PP. 391-396.
  3. Крючков Э.Ф. и др. Топливные циклы с глубоким выгоранием: анализ коэффициентов реактивности. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2004. – № 3. – С. 73-78.
  4. Albrek M.M., Ternovykh M.Y., Shorov V.Y. Influence of accounting the distribution parameters of the fuel assembly (FA) and dynamic operating characteristics on the fuel nuclide composition of a VVER-1000 spent fuel assembly (SFA). // Journal of Physics: Conference Series. – 2018. – Vol. 1133. – P. 012008.
  5. Hashlamoun T.M. et al. Determination of 18-month fuel cycle parameters for the purpose of fuel costs minimization at the basis of use constructions of fuel assemblies in VVER-1200 reactors. // Nucl. Energy Technol. – 2019. – Vol. 5. – No 1. – PP. 9-15.
  6. Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC – Nuclide Composition and Neutron Multiplication Factor of BWR Spent Fuel Assembly for Burnup Credit and Criticality Control of Damaged Nuclear Fuel. – OECD, 2012. – 184 p.
  7. Darnowski P. et al. Development of One-way-coupling Methodology between Severe Accident Integral Code MELCOR and Monte Carlo Neutron Transport Code SERPENT. // Procedia Eng. – 2016. – Vol. 157. – PP. 207-213.
  8. List of Documents concerning the Response Status at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and Fukushima Daini Nuclear Power Station. – TEPCO, 2012. – 186 p.
  9. Burn-up Credit Criticality Safety Benchmark Phase III-c, Tech. Rep. OECD, 2015. – 255 p.
  10. Darnowski P., Potapczyk K., S wirski K. Investigation of the recriticality potential during reflooding phase of Fukushima Daiichi Unit-3 accident. // Ann. Nucl. Energy. – 2017. – Vol. 99. – PP. 495-509.
  11. Fernandez Moguel L., Birchley J. Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi nuclear power station Unit 3 with MELCOR_2.1. // Ann. Nucl. Energy. – 2015. – Vol. 83. – PP. 193-215.
  12. Freiria Lopez M., Buck M., Starflinger J. A Criticality Evaluation of Fukushima Daiichi Unit 1 Fuel Debris. // Volume 9: Student Paper Competition. American Society of Mechanical Engineers. – 2018.
  13. Freiria Lopez M., Buck M., Starflinger J. Neutronic modeling of debris beds for a criticality evaluation. // Ann. Nucl. Energy. – 2019. – Vol. 130. – PP. 164-172.
  14. Tuya D., Obara T. Supercritical transient analysis in hypothetical fuel-debris systems by multi-region approach based on integral kinetic model. // Ann. Nucl. Energy. – 2018. – Vol. 120. – PP. 169-177.
  15. Fukuda K. et al. Radiation Dose Analysis in Criticality Accident of Fuel Debris in Water. // Nucl. Sci. Eng. – 2020. – Vol. 194. – No 3. – PP. 181-189.
  16. Gunji S. et al. Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris. // Prog. Nucl. Energy. – 2017. – Vol. 101. – PP. 321-328.
  17. Chikhi N., Fichot F., Swaidan A. Effect of water entrainment on the coolability of a debris bed surrounded by a by-pass: Integral reflood experiments and modelling. // Ann. Nucl. Energy. – 2017. – Vol. 110. – PP. 418-437.
  18. Particleworks Europe. – Электронный ресурс: http://www.particleworks-europe.com/ (дата доступа 03.05.2020).
  19. Muramoto T., Nishiyama J., Obara T. Numerical analysis of criticality of fuel debris falling in water. // Ann. Nucl. Energy. – 2019. – Vol. 131. – PP. 112-122.
  20. Kalugin A.V., Tebin V.V. Criticality Calculations of Non-Оrdinary Systems. // VANT. Ser. Fizika Yadernykh Reaktorov. – 2015. – Vol. 5. – PP. 4-17 (in Russian).
  21. Oleynik D.S. The Monte Carlo estimation of an effect of uncertainties in initial data on solving the transport equation by means of the MCU code. // Phys. At. Nucl. – 2015. – Vol. 78. – No. 11. – PP. 1194-1199.
  22. Leppaanen J. et al. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. // Ann. Nucl. Energy. – 2015. – Vol. 82. – PP. 142-150.
  23. MVP/GMVP version 3: General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods. – JAEA, 2017. – 446 p.

ядерная безопасность запроектная авария извлечение ядерного топлива MCU MVP SERPENT