Аналіз результатів розрахункового моделювання міцності і стану твелів в умовах аварії з погіршеним або відсутнім охолодженням

2021;
: с. 7 – 16
https://doi.org/10.23939/jeecs2021.01.007
Надіслано: Січень 05, 2021
Переглянуто: Лютий 17, 2021
Прийнято: Лютий 23, 2021
Автори:
1
Національний університет «Львівська політехніка»

У статті представлена феноменологія поведінки твелів у важкій аварії. Як приклад наведено опис експерименту з важким пошкодженням 19-твельної збірки типу ВВЕР, проведеного на установці CORA (Дослідницький Центр Карлсруе, Німеччина). Представлені умови випробування і результати посттестових досліджень збірки. Наведено короткий опис твельного коду RAPTA-SFD, який брав участь в Міжнародній Стандартній Проблемі ISP-36. Представлені основні результати розрахункового моделювання експерименту CORA-W2 з використанням коду RAPTA-SFD. Серед представлених експериментально-розрахункових результатів значне місце займають дані по поведінці елементів з нержавіючої сталі. Конструкція випробуваної в експерименті CORA-W2 збірки містила значну кількість сталевих елементів: дистанціонуючі решітки, направляючий канал, оболонка поглинаючого елемента. Дистанціонуючі решітки і направляючий  канал сучасної удосконаленої тепловиділяючої збірки (УТВЗ) ВВЕР-1000 виготовляються з цирконієвого сплаву, тому відносні кількісні характеристики хімічних взаємодій матеріалів з нержавіючої сталі для сучасної УТВЗ в аналогічних умовах будуть значно нижчі.

  1. Nuclear safety rules for nuclear power plants. PBYA RU AS-89. PNAE G-1-024-90. (in Russian)
  2. General provisions for ensuring the safety of nuclear power plants OPB-88/97. NP-001-97 (PNAE G-01-011-97). Approved by the Resolution of the Gosatomnadzor of Russia N9 of 11/14/97. (in Russian)
  3. Firnhaber M., Trambauer K., Hagen S., Hofmann P., Yegorova L. Specification of the International Standard Problem ISP36: CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage. February 1994.
  4. International  Standard  Problem  ISP-36:  CORA-W2  Experiment  on  Severe  Fuel  Damage  for  a  Russian  Type  PWR.  Comparison  Report. OCDE/GD(96)19, GRS-120, FZKA 5711.
  5. NPP “KUDANKULAM” Unit 1,2. Topical report «Results of computer modelling fuel rods  strength and condition in accidents attended with deteriorated cooling or loss of coolant (postulation cladding temperature rise up to melting point)» SE VNIINM, 2001.
  6. Bibilashvily Yu.K., Sokolov N.B., Salatov A.V., Andreyeva-Andrievskaya L.N., Nechaeva O.A., Vlasov F.Yu. Features of RAPTA-SFD code modelling of chemical interactions of basic materials of the VVER active zone in accident conditions with severe fuel damage. Proceedings of IAEA Technical Committee on Behaviour of LWR Core  Materials under Accident Conditions, held in Dimitrovgrad, Russia, on 9-13 October  1995.  IAEA-TECDOC-921, Vienna, 1996,  pp. 243-252.
  7. Hofmann P., Uetsuka H., Wilhelm A.N., Garcia E.A. Dissolution of solid UO2 by molten zircaloy  and  its  modelling.  In: Severe Accidents in Nuclear Power Plants, Proceedings of a Symposium,  Sorrento,  21-25 March 1988,  Jointly organized by IAEA and NEA (OECD), IAEA-SM-296/1, pp. 3-17.
  8. Goryachev A., Shtuckert Yu., Zwir E., Stupina L. Post-test investigation result on the VVER-1000 fuel tested under severe accident conditions. Proceedings of IAEA Technical Committee on Behaviour of LWR Core Materials under Accident Conditions, held in Dimitrovgrad, Russia, on 9-13 October  1995.  IAEA-TECDOC-921, Vienna, 1996,  pp. 187-202.
S. Lys. Analysis of computer modelling results on fuel rods strength and condition at reduced or absent cooling caused by accident. Energy Engineering and Control Systems, 2021, Vol. 7, No. 1, pp. 7 – 16. https://doi.org/10.23939/jeecs2021.01.007