Температурный режим в бассейне выдержки РБМК при нарушении режима его охлаждения

19.11.2020 2020 - №04 Атомные электростанции

Д.А. Акобян В.И. Слободчук

https://doi.org/10.26583/npe.2020.4.02

В настоящее время проблемы переработки и длительного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС с реакторами типа РБМК до конца не решены. В связи с этим АЭС вынуждены заниматься поиском новых вариантов размещения отработавшего топлива, которые могут обеспечить хотя бы временное хранение ОЯТ. Одним из вариантов временного решения проблемы размещения отработавшего топлива является переход на схему уплотненного хранения ОЯТ в приреакторных бассейнах выдержки (БВ). При увеличении количества отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в бассейне выдержки увеличивается и количество выделяемого тепла. Кроме этого необходимо учитывать и то обстоятельство, что в бассейне выдержки должно быть предусмотрено место для аварийной выгрузки ТВС. В работе представлены результаты численного моделирования температурного режима бассейна выдержки как при уплотненном хранении ОТВС, так и при аварийной выгрузке ТВС. Рассмотрено несколько вариантов нарушения нормального режима охлаждения БВ, включая частичную потерю охлаждающей воды и оголение ОТВС. Моделирование проведено с использованием пакета ANSYS CFX. Оценено время разогрева воды до температуры кипения, а также время разогрева оболочек твэлов до температуры 650°С. Наиболее напряженный режим наблюдается в отсеке с аварийной выгрузкой ТВС. Полученные результаты позволяют оценить время, которое есть у персонала для восстановления нормального режима охлаждения бассейна выдержки до достижения предельной температуры по воде и ОТВС.

Ссылки

1. Bernd S.J. Status of the spent fuel in the reactor buildings of Fukushima Daiichi 1-4. // Nuclear Engineering and Design. – 2015. – Vol. 283. – PP. 2-7.
2. Song J.H., Kim T.W. Severe accident issues raised by the Fukushima accident and improvements suggested. // Nuclear Engineering and Technology. – 2014. – Vol. 46. – PP. 207-216.
3. Kaliatka A. et al. Analysis of the processes in spent fuel pools in case of loss of heat removal due to water leakage. // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2013. – No. 3. – PP. 1-11.
4. Partmann C., Schuster C., Hurtado A. Experimental investigation of the thermal hydraulics of a spent fuel pool under loss of active heat removal conditions. // Nuclear Engineering and Design. – 2018. – Vol. 330. – PP. 480-487.
5. ChengLun Yu. Numerical study on hydrodynamic and thermal characteristics of spent fuel pool. // Annals of Nuclear Energy. – 2018. – Vol. 119. – PP. 139-147.
6. Hung T.C. et al. The development of a three-dimensional transient CFD model for predicting cooling ability of spent fuel pools. // Applied Thermal Engineering. – 2013. – Vol. 50. – PP. 496-504.
7. Wang D. et al. Study of Fukushima Daiichi nuclear power station unit 4 spent-fuel pool. // Nuclear Technology. – 2012. – Vol. 180. – PP. 205-215.
8. Gauntt R.O. et al. MELCOR computer code manuals. / Report NUREG/CR-6119. – U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, USA. – 2000.
9. Barto A. et al. Consequence study of a beyond-design-basis earthquake affecting the spent fuel pool for a U.S. Mark I boiling water reactor. / Report SECY-13-0112-Enclosure-1 (ADAMS accession no. ML13256A342). – U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, USA. – 2013.
10. Chen S.R. et al. CFD simulating the transient thermal-hydraulic characteristics in a 17×17 bundle for a spent fuel pool under the loss of external cooling system accident. // Annals of Nuclear Energy. – 2014. – Vol. 73. – PP. 241-249.
11. Ahn K.I., Shin J.U., Kim W.T. Severe accident analysis of plant-specific spent fuel pool to support a SFP risk and accident management. // Annals of Nuclear Energy. – 2016. – Vol. 89. – PP. 70-83.
12. Ogino M. Analysis of fuel heat-up in a spent fuel pool during a LOCA, 2012. / In: Technical Workshop on the Accident of TEPCO’s Fukushima Daiichi NPS, July 23-24, 2012, Tokyo, Japan.
13. Jackel B. Spent fuel pool boil down calculations with MELCOR 1.8.6, 2013. / In: Fifth European MELCOR User Group Meeting, May 2-3, 2013, Stockholm, Sweden.
14. ChengLun Yu. Numerical study on hydrodynamic and thermal characteristics of spent fuel pool. // Annals of Nuclear Energy. – 2018. – Vol. 119. – PP. 139-147
15. Расчет температурного режима воды в БВ и обоснование взрывобезопасности при обращении с уран-эрбиевым топливом 01-41-62-53-ТХ. / Отчет. – Москва: ОАО «Атомэнергопроект», 2011.
16. ANSYS CFX. User’s Guide. – ANSYS Inc. – 2011. – 368 p.
17. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. – М.: Атомиздат, 1968. – 484 с.
18. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 80 с.
19. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. / Под ред. П.Л. Кириллова. Т.1: Теплогидравлические процессы в ЯЭУ. – М.: ИздАТ. – 2010. – 771 с.
20. Инжиниринг – Справочник. Электронный ресурс: http://fast-const.ru/articles.php?article_id=20 (дата доступа 20.05.2019).
21. ПрофПрокат – Справочник металлов. Электронный ресурс: http://profprokat.ru/content/view/ 167/8/ (дата доступа 20.05.2019).

атомная станция реактор бассейн выдержки отработавшее ядерное топливо температурный режим

Ссылка для цитирования статьи: Акобян Д.А., Слободчук В.И. Температурный режим в бассейне выдержки РБМК при нарушении режима его охлаждения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2020. – № 4. – С. 15-24. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.4.02 .