Анализ результатов моделирования аварий с повреждением ядерного топлива на АЭС с корпусными ядерными реакторами .

Abstract

Уроки аварии на АЭС Fukushima Daiichi обусловили необходимость переоценки и активизации работ по моделированию и анализу различных сценариев развития тяжелых аварий с повреждением ядерного топлива в реакторе, контейнменте и в бассейне выдержки отработанного ядерного топлива с расширением номенклатуры группы первичных исходных событий аварии. Обосновано дальнейшее развитие расчетных средствтмоделирования критериев взрывобезопасности парогазовых смесей, учитывающих специфику тепло-гидродинамических условий и механизмов формирования взрывоопасных ситуаций на разных этапах развития тяжелой аварии. На основе анализа известных результатов развития аварий на корпусных ядерных реакторах представлены термодинамические критерии взрывобезопасности, установлены определяющие параметры условий парогазовых взрывов, и предопределена необходимость выполнения дальнейшей верификации и валидации детерминистских кодов , моделирующих в целом поведение аварийных процессов и расчетных зависимостей межфазного взаимодействия . Определены основные управляющие и определяющие параметры критериев областей эффективного регулирования взрывобезопасности и условия их оптимизации .

Lessons from the accident at the Fukushima Daiichi NPP made it necessary to reevaluate and intensificate the work on modeling and analyzing various scenarios of severe accidents with damage to the nuclear fuel in the reactor, containment and spent nuclear fuel storage pool with the expansion of th e primary initiating event causes group listing. Further develop- ment of computational tools for modeling the explosion prevention criteria as to steam and gas mixtures, considering the specific thermal-hydrodynamic conditions and mechanisms of explosive situations arrival at different stages of a severe acci- dent development, is substantiated. Based on the analysis of the known shell-type nuclear reactors accidents results the ex- plosion safety thermodynamic criteria are presented, the parameters defining the steam and gas explosions conditions are found, the need to perform the further verification and validation of deterministic codes serving to simulate general accident processes behavior as well as phase-to-phase interaction calculated dependencies is establis hed. The main parameters control- ling and defining the criteria explosion safety effective regulation areas and their optimization conditions are found.

Уроки аварії на АЕС Fukushima Daiichi зумовили необхідність переоцінки і активіза - ції робіт з моделювання і аналізу різних сценаріїв розвитку важких аварій з ушкодженням ядерного палива в реакто - рі , контейнменті і в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива з розширенням номенклатури групи первин - них вихідних подій аварії . Обґрунтовано подальший розвиток розрахункових засобів моделювання критеріїв вибу - хобезпечності парогазових сумішей , що враховують специфіку теплогідродинамічних умов і механізмів формування вибухонебезпечних ситуацій на різних етапах розвитку важкої аварії . На основі аналізу відомих результатів розвитку аварій на корпусних ядерних реакторах представлено термодинамічні критерії вибухобезпечності , встановлено ви - значальні параметри умов парогазових вибухів , і зумовлено необхідність виконання подальшої верифікації і валіда - ції детерміністських кодів , що моделюють в цілому поведінку аварійних процесів і розрахункових залежностей між - фазної взаємодії . Визначено основні керуючі і визначальні параметри критеріїв областей ефективного регулювання вибухобезпечності і умови їх оптимізації .