Моделирование аварии при нарушении охлаждения и отказе систем вентиляции в бассейне выдержки многоцелевого быстрого исследовательского реактора

30.06.2025 2025 - №02 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

А.А. Казанцев О.В. Супотницкая Е.А. Иванова Н.Э. Астахова

https://doi.org/10.26583/npe.2025.2.12

Представлены результаты расчетного моделирования запроектной аварии в бассейне выдержки многоцелевого исследовательского быстрого реактора, связанной с нарушением охлаждения отработавшего ядерного топлива и отказом систем вентиляции. Расчетный анализ рассматриваемой аварии проведен с использованием программы КУПОЛ-МТ, предназначенной для моделирования теплогидравлических процессов в объеме помещений защитных оболочек и систем герметичных ограждений реакторных установок. При проведении расчетного анализа для программы КУПОЛ-МТ разработана расчетная схема помещений бассейна выдержки. При моделировании аварии использован вариант загрузки бассейна выдержки, включающий в себя плановую загрузку отработавших тепловыделяющих сборок и аварийную выгрузку всей активной зоны. Показано, что в течение трех суток после начала аварии температура воды бассейна выдержки остается ниже температуры кипения и нарушения целостности оболочек твэлов не происходит. При сохранении целостности оболочек твэлов радиационных последствий в рассматриваемом сценарии аварии не возникает. Полученное решение демонстрирует наличие незначительной стратификации водорода в помещении над бассейном выдержки. Показано, что концентрация водорода не превышает опасных концентрационных пределов в течение трех суток с начала запроектной аварии.

Ссылки

1. Технические характеристики МБИР. URL: https://mbir-rosatom.ru/reactor/ (дата обращения 07.11.2024).
2. НП-061-05. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. Москва, 2005, 12 с. URL: https://meganorm.ru/Index2/1/4293850/ 4293850800.htm (дата обращения 07.11.2024).
3. НП-049-17. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. Москва, 2017, 63 c. URL: https://meganorm.ru/Data2/1/4293739/4293739676.pdf (дата обращения 09.12.2024).
4. Жемков И.Ю. Научно-методическое сопровождение эксплуатации исследовательского реактора на быстрых нейтронах. Автореф. дисс. д.т.н. 05.14.03. Димитровград, 2014, 41 с. URL: http://nrcki.ru/files/pdf/1455530301.pdf (дата обращения 09.12.2024).
5. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. Москва, 2016. URL: https://docs.secnrs.ru/documents/nps/%D0%9D%D0%9F-001-15/%D0%9D%D0%9F-001-15_OCR.pdf (дата обращения: 09.12.2024).
6. НП-033-11. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. URL: https://meganorm.ru/ Index2/1/4293842/4293842085.htm (дата обращения 09.12.2024).
7. Казанцев А.А., Попова Т.В., Супотницкая О.В., Сергеев В.В., Булынин В.Д., Семашко С.Е., Крылов Ю.В. Моделирование работы струйно-вихревого конденсатора системы локализации аварий реакторной установки ВВЭР-440. Теплоэнергетика, 2019;6:68–74. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363619060043
8. Гамбург Д.Ю., Семенов В.П., Дубовкин Н.Ф., Смирнова Л.Н. Водород. Свойства, получение, хранение, транспортирование, применение. Справочник. М.: Химия, 1989, 672 с. ISBN: 5-7245-0034-5.
9. Гельфанд Б.Е., Попов О.Е., Чайванов Б.Б. Водород: параметры горения и взрыва. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008, 288 с. ISBN: 988-5-9221-0898-0.

бассейн выдержки отработавшая тепловыделяющая сборка многоцелевой быстрый исследовательский реактор программа для ЭВМ КУПОЛ-МТ запроектная авария твэл водоро

Ссылка для цитирования статьи: Казанцев А.А., Супотницкая О.В., Иванова Е.А., Астахова Н.Э. Моделирование аварии при нарушении охлаждения и отказе систем вентиляции в бассейне выдержки многоцелевого быстрого исследовательского реактора. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 2. – С. 142-152. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.2.12 .