Оцінка початкового стану басейну розплаву при деградації активної з горизонтальним розміщенням ТВЗ
DOI:
https://doi.org/10.20998/2078-774X.2024.02.02Анотація
В роботі розглянуто перше наближення в оцінці початкового стану коріуму в нижній камері змішування під час пізньої стадії важкої аварії перспективного малого модульного реактора проекту ЕСС-SMART [1]. Особливості наведеного аналізу пов’язані як з початковим надкритичним станом теплоносія, так і з горизонтальною компоновкою активної зони у вигляді системи паралельних тепловиділяючих збірок із семирівневою системою заходу теплоносія [2]. Існуючі галузеві розрахункові системні інструменти є обмеженими в представлені оригінальної геометричної конфігурації проточної частини реактора, та зокрема активної зони. До того ж досі виникають суттєві складності із врахуванням декомпресії із надкритичного стану в двофазний, що суттєво обмежує виконання оцінок застосовуючи один аналітичний інструментарій. В даній роботі розглянуті основні принципи послідовного еквівалентного наближення, що дозволяє суттєво спростити аналіз за рахунок виокремлення стадій, в яких домінантним є лише один феномен. Наприклад оцінка параметрів декомпресії і ударних навантажень є першим етапом, безпосередня деградація активної зони та формування басейну розплаву – другий етап. Третій етап – це детальна оцінка деградації корпусу реактора. В даній роботі увага акцентується саме на другому етапі. Для цього була підготовлена швидка розрахункова модель в пакеті MELCOR 1.8.6 з еквівалентним наближенням по масовим долям «компонентів» в проточній частині. Крім того, концептуальна конструкція нижньої камери змішування реактора SCW-SMR подібна до типової на реакторах PWR. Результати розрахункових сценаріїв дозволили сформувати загальну картину перебігу деградації активної зони реактора на ранній фазі важкої аварії для обраних початкових умов, а також оцінити характеристики накопиченого розплаву в нижній камері змішування на пізній фазі внутрішньокорпусної стадії. Отримані результати є вхідним набором для подальшої оцінки деградації корпусу реактора.
Посилання
ECC-SMART (2020), Project Consortium. An internation-al collaboration for developing the supercritical water Small Modular Reactor (SCW-SMR) Technology, Access mode: https://ecc-smart.eu/team/ (accessed 22 December 2024).
Schulenberg T., Otic I. (2021), “Suggestion for design of a Small Modular SCWR”, The 10th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, March 15–19 2021, Prague, Czech Republic (ISSCWR-10), p. 17.
Kamide H., Rodriguez G., et.al. (2021), Generation IV International Forum – GIF, Annual Report 2020, (INIS-FR--21-0718), Nuclear Energy Agency of the OECD (NEA). Access mode: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/054/52054138.pdf?r=1 (accessed 22 December 2024).
International Atomic Energy Agency (IAEA) (2019), Sta-tus and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors, IAEA-TECDOC-1872, IAEA, Vienna, ISBN 978-92-0-102919-5.
Su Y., Chaudri K. S., Tian W., Su G., Qiu S. (2014), “Op-timization study for thermal efficiency of supercritical wa-ter reactor nuclear power plant”, Annals of Nuclear Ener-gy, vol. 63, pp. 541–547, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2013.08.023.
Cheng X., Schulenberg T., Bittermann D., Rau P. (2003), “Design analysis of core assemblies for supercritical pres-sure conditions”, Nuclear Engineering and Design, vol. 223, is. 3, pp. 279–294, https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00059-1.
Kurganov V. A., Maslakova I. V. (2016), “Normal and deteriorated heat transfer upon heating of turbulent flows of heat carriers with variable physical properties in tubes”, High Temperature, vol. 54, no. 4, pp. 577–598, https://doi.org/10.1134/S0018151X16040131.
Xiong T., Yan X., Xiao Z., Li Y., Huang Y., Yu J. (2012), “Experimental study on flow instability in parallel chan-nels with supercritical water”, Annals of Nuclear Energy, vol. 48, pp. 60–67, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2012.05.018.
Ishraq Md. A. R., Razu F. M., Rohan H. R. K. (2024), “Neutronic evaluation of diverse fuel configurations for the supercritical water reactor (SCWR) core”, Nuclear En-gineering and Design, vol. 423, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113160.
Antók C., Czifrus S., Giusti V. (2024), “Neutronic calcula-tions for preliminary core design of SCW-SMR”, Annals of Nuclear Energy, vol. 209, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110805.
Ishchenko O., Filonov V., Dubyk Y. (2021), “Dynamic Model of the VVER-1000 Reactor for Seismic and LB LOCA Evaluation”, Proceedings of ASME 2021: 28th In-ternational Conference on Nuclear Engineering, ICONE 28, August 4–6, 2021 [Virtual, Online], 9 p., https://doi.org/10.1115/ICONE28-65756.
Filonov V., Dubyk Y., Kovalenko O., Filonova Y., Fedo-rov D. (2024), “Evaluation of Three-Dimensional Initial Dynamics of the Decompression Wave at LB LOCA in the Advanced Supercritical Reactor ECC-SMART”, Proceed-ings of the 2024 31st International Conference on Nuclear Engineering ICONE31 August 4–8, 2024, Prague, Czech Republic, https://doi.org/10.1115/ICONE31-136271.
Lovasz L., Austregesilo H., Bals C., Hollands T., Köllein C., Luther W., Pandazis P., Schubert J.-D., Tiborcz L., Weber S., Wielenberg A. (2021), ATHLET-CD 3.3 User’s Manual, GRS-P-4/Vol. 1, Rev. 8, 160 p.
Brown M. (2018), “Improved core collapse model for CANDU severe accident modelling (MAAP-CANDU v.5.00)”, 7. International Workshop on CANDU Safety As-sociation for Sustainability; ISAMC 2018: International Severe Accident Management Conference (CANSAS-2018), Canadian Nuclear Safety Commission, 38 p.
Cole R. K. ; Sandia National Laboratories (2004), MELCOR CODE REVISIONS : Computer Code Manuals, Version 1.8.5 RL, Rev. 4.
Fedorov D., Tuz V., Klevtsov S. (2021), “Critical flow prediction models for the coolant at supercritical parame-ters”, Power engineering: economics, technique, ecology, no. 1(63), pp. 81–87,https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2021.242182.
Schulenberg T., Starflinger J. (2012), High Performance Light Water Reactor: Design and Analyses, KIT Scientific Publishing, Karlsruher, ISBN 978-3-86644-817-9, https://doi.org/10.5445/KSP/1000025989.
