1. На главную
  2. Электронные версии
  3. Теплоэнергетика
  4. № 5, 2024

Теплоэнергетика, 2024, № 5, стр. 45-56

Посттестовые расчеты теплогидравлических условий для стендов, имитирующих аварию с потерей охлаждения бассейнов выдержки реакторов типа bwr и ввэр-1000/1200

Н. В. Иванова a, *, М. М. Бедретдинов a, О. Е. Степанов a, **, А. Г. Каретников a, Д. Н. Мойсин a, К. Шустер b

a ОКБ “Гидропресс”
142103 Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21, Россия

b Дрезденский технический университет (Institute of Process Engineering and Environmental Technology, TUD Dresden University of Technology)
01062 Дрезден, Германия

* E-mail: anata99@mail.ru
** E-mail: stepanov_oe@grpress.podolsk.ru

Поступила в редакцию 05.08.2023
После доработки 01.11.2023
Принята к публикации 27.11.2023

Аннотация

Приведены результаты новых исследований возможной потери охлаждения отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) в приреакторных бассейнах выдержки реакторных установок типов BWR и ВВЭР. Эксперименты выполнены в 2022 г. на установках ALADIN (Германия, РУ типа BWR) и “Стенд повторного залива” (Россия, РУ типа ВВЭР). При сравнении экспериментальных данных, полученных на разных стендах, было отмечено схожее протекание теплогидравлических процессов при кипении воды, охлаждении и последующем разогреве тепловыделяющих сборок для указанных типов реакторов. С применением кода КОРСАР/ГП проведены посттестовые расчеты экспериментов, результаты которых сопоставлены с основными экспериментальными данными по максимальной температуре твэлов и уровню воды в экспериментальных установках. Получено хорошее совпадение результатов расчетов и экспериментов. Оценены отклонения расчетных данных от экспериментальных по моментам начала кипения воды, начала разогрева твэлов, достижения твэлом максимальной температуры и абсолютному ее значению. Результаты работы могут быть использованы для валидации и обоснования применимости теплогидравлических кодов, анализа безопасности в условиях аварий с потерей охлаждения бассейнов выдержки АЭС с РУ типов ВВЭР/BWR.

Ключевые слова: атомные электростанции, безопасность, запроектные аварии, моделирование реакторных установок, теплогидравлические процессы, эксперимент, расчет, верификация кодов, твэлы, тепловыделяющая сборка, бассейн выдержки, теплоноситель

Список литературы

  1. Study of Fukushima Daichi nuclear power station unit 4 spent fuel pool / D. Wang, I.C. Gauld, G. L. Yoder, L.J. Ott, G.F. Flanagan, M.W. Francis, E.L. Popov, J.J. Carbajo, P.K. Jain, J.C. Wagner, J.C. Gehin // Nucl. Technol. 2017. V. 180. P. 205–215. https://doi.org/10.13182/NT12-A14634

  2. Severe accident code-to-code comparison for two accident scenarios in a spent fuel pool / O. Coindreau, B. Jäckel, F. Rocchi, F. Alcaro, D. Angelova, G. Bandini, M. Barnak, M. Behler, D.F. Da Cruz, R. Dagan, P. Drai, S. Ederli, L.E. Herranz, T. Hollands, G. Horvath et al. // Ann. Nucl. Energy. 2018. V. 120. P. 880–887. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.06.043

  3. Следков Р.М., Степанов О.Е. Кроссверификация программы РОК2 на задаче с потерей охлаждения бассейна выдержки РУ ВВЭР-1000 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 2017. Вып 1. С. 32–36

  4. Development of 3-D CFD methodology to investigate the transient thermal-hydraulic characteristics of coolant in a spent fuel pool / S.R. Chen, W.C. Linc, Y.M. Ferng, C.C. Chieng, B.S. Pei // Nucl. Eng. Des. V. 275. 2014. P. 272–280. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.05.020

  5. Бедретдинов М.М., Карнаухов В.Е., Степанов О.Е. Кроссверификация кода КОРСАР/ГП и CFD-кода для условий двухсекционного приреакторного бассейна выдержки // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 2021. Вып. 2. С. 32–36.

  6. Phenomena identification and ranking table. Priorities for loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent nuclear fuel pools. OECD Nuclear Safety and Regulation. NEA/CSNI/R(2017)18. No. 7443.

  7. Spent fuel pool project phase I: Pre-ignition and ignition testing of a single commercial 17 × 17 pressurized water reactor spent fuel assembly under complete loss of coolant accident conditions / S.G. Durbin, E.R. Lindgren, A.S. Goldmann, M. Zavisca, Z. Yuan, R. Karimi, A. Krall, M. Khatib-Rahbar. US NRC, NUREG/ CR-7215. 2016.

  8. Denopi project devoted to spent fuel pool accidents: overview on the thermal hydraulics experimental facilities / B. Migot, G. Brilliant, J. Martin, S. Morin // Proc. of the 19th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH 19). Portland, USA, 6–10 March 2022.

  9. Instrumentation for experiments on a fuel element mock-up for the study of thermal hydraulics for loss of cooling or coolant scenarios in spent fuel pools / M. Arlit, C. Partmann, E. Schleicher, C. Schuster, A. Hurtado, U. Hampel // Nucl. Eng. Des. 2018. V. 336. P. 105–111. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.06.034

  10. Partmann C., Schuster C., Hurtado A. Experimental investigation of the thermal hydraulics of a spent fuel pool under loss of active heat removal conditions / Nuc-l. Eng. Des. 2018. V. 330 P. 480–487. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.02.023

  11. Мойсин Д.Н., Степанов О.Е. Посттестовые расчеты по коду КОРСАР/ГП экспериментов для условий потери охлаждения бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива // Сб. докл. XXII Междунар. конф. молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. Подольск, ОКБ “Гидропресс”, 12–13 апреля 2023 г.

  12. KORSAR/GP and SOCRAT/V1 codes’ validation for the loss of cooling at spent fuel pool conditions / M.M. Bedretdinov, O.E. Stepanov, R.M. Sledkov, C. Schuster // Nucl. Eng. Des. 2021. V. 375. P. 213–226.https://doi.org/10.55176/2414-1038-2021-3-213-226

  13. Анализ чувствительности и неопределенности расчета по коду КОРСАР/ГП для аварий с отказом системы охлаждения бассейнов выдержки / В.Е. Карнаухов, М.М. Бедретдинов, П.С. Гагулин, Р.М. Следков, О.Е. Степанов // Теплоэнергетика. 2023. № 5. С. 23–30. https://doi.org/10.56304/S0040363623050028

  14. Experimental study of the influence of cross-overflow on the decay heat removal from spent fuel pools. / P. Zedler, C. Schuster, W. Lippmann, A. Hurtado // Exp. Comput. Multiphase Flow. 2020. V. 2. No. 1. P. 13–21. https://doi.org/10.1007/s42757-022-0132-z

  15. Two-scale CFD analysis of a spent fuel pool involving partially uncovered fuel storage racks / R. Oertel, T. Hanisch, E. Krepper, D. Lucas, F. Rüdiger, J. Fröhlich // Nucl. Eng. Des. 2019. V. 341. P. 432–450. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.10.014

Дополнительные материалы отсутствуют.

Инструменты

следующая статья выпуска предыдущая статья выпуска содержание выпуска

Теплоэнергетика

Архивы выпусков Информация о журнале Отправить рукопись в журнал