 |
Ядерна фізика та енергетика
ISSN:
1818-331X (Print), 2074-0565 (Online) |
| Home page | About |
Full text (ru) Modeling of the corium cooling and loading factor analysis for containment during severe accidents
O. V. Konoval1, Ali Kalvand2, I. V. Kazachkov1,2
1Nizhyn Gogol State University, Nizhyn, Ukraine
2National Technical University of Ukraine "Kyiv Polytechnic Institute", Kyiv, Ukraine
Abstract: The paper is devoted to the development and study of the mathematical model for corium melt interaction with low-temperature melting blocks in the passive protection systems (PPS) against severe accidents at the NPP, and learning the peculiarities of construction and operation of the PPS. The configurations of cooling blocks' distributions considered and the results of their work in the corium cooling pool are compared to the data of other PPS's conceptions. The conclusion is made that the models developed and the results obtained may be useful for constructing the PPS against severe accidents.
Keywords: model, corium, melting blocks, solidification, coolability, containment.
References:1. Калванд Али, Казачков И. В. Моделирование охлаждения расплава кориума в контейнменте в пассивных системах защиты от тяжелых аварий. Ядерна фізика та енергетика 13 (2012) 62. https://jnpae.kinr.kyiv.ua/13.1/Articles_PDF/jnpae-2012-13-0062-Kalvand.pdf
2. Казачков І. В., Коновал О. В. Моделювання розповсюдження струменів розплаву коріуму в басейні аварійного відведення теплоти під час тяжких аварій на АЕС. Ядерна фізика та енергетика 13 (2012) 46. https://jnpae.kinr.kyiv.ua/13.1/Articles_PDF/jnpae-2012-13-0046-Kazachkov.pdf
3. Коновал О. В., Казачков І. В. Розробка інформаційно-аналітичного забезпечення для моделювання проблеми захисту АЕС від тяжких аварій. Фізико-математичні записки (НДУ імені Миколи Гоголя, 2012) 12 с.
4. Калванд Али, Казачков И. В. Особенности процессов плавления-затвердевания при погружении блоков в расплав высокотемпературного кориума. Ядерна фізика та енергетика 2 (2009) 178. https://jnpae.kinr.kyiv.ua/10.2/Articles_PDF/jnpae-2009-10-0178-Kalvand.pdf
5. Казачков И. В., Могаддам Али Хасан. Моделирование теплогидравлических процессов при тяжелых авариях на АЭС (Київ: НТУУ "КПИ", 2008) 172 с.
6. Kazachkov I. V., Paladino D., Sehgal B. R. Ex-vessel coolability of a molten pool by coolant injection from submerged nozzles. 9-th Int. Conf. Nucl. Energy Devel. (April 8 - 12, 2001. Nice, France) p. 43.
7. Kazachkov I.V., Konovalikhin M.J. A Steam flow through the volumetrically heated particle bed. Int. J. of Thermal Sciences 41 (2002) 1077. https://doi.org/10.1016/S1290-0729(02)01394-7
8. Kazachkov I. V., Konovalikhin M. J., Sehgal B. R. Dryout Location in a Low-porosity Volumetrically Heated Particle Bed. J. of Enhanced Heat Transfer 8 (2001) 397. https://doi.org/10.1615/JEnhHeatTransf.v8.i6.40
9. Kalvand Аli, Kazachkov I. V. Modeling of Corium Melt Cooling During Severe Accidents at Nuclear Power Plants. Recent Advances in Continuum Mechanics (special issue): Proc. IASME/WSEAS Int. Conf. (Univ. of Cambridge, 2009) p. 200.
10. Asmolov V. V. Latest findings of RASPLAV Project. Proc. OECD/CSNI workshop on in-vessel core debris retention and coolability (1998) p. 34.
11. Bolshov L. A. Chudanov V. V., Popkov A. G., Strizhov V. F. et al. Numerical models of molten core spreading processes in nuclear reactor safety problems. Proc. of the 4-th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations and Safety (Taipei, Taiwan, April, 1994) p. 7.
12. Kolev N. I. Verification of IVA5 computer code for melt-water interaction analysis. Proc. NURETH-9 (1999) p. 90.
13. Carboneau M. L., Berta V. T., Modro M. S. Experiment analysis and summary report for OECD LOFT Project Fission Product Experiment LP-FP-2. OECD LOFTT-3806 (1989) p. 57.
14. Reactor risk reference document: USNRC Report NUREG-1150 (U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987) 67 р.
15. Alsmeyer H., Spencer B., Tromm W. The COMET-Concept for cooling of ex-vessel corium melts. Proc. of ICONE-6, May 10 - 15, 1998 (San Diego, 1998) p. 77.
16. Alsmeyer H., Tromm W. The COMET-Concept for Cooling Core Melts: Evaluation of the Experimental Studies and Use in the EPR. Wissenschaftliche Berichte FZKA 6186/EXV-CSC(99)-D036 (Karlsruhe, Germany, Oktober 1999).
17. Бешта С. В., Витоль С. А., Крушинов Е. В., и др. Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии ВВЭР. Теплоэнергетика 45 (1998) 11.
18. Бешта С. В., Хабенский В. Б., Крушинов Е. В. Исследование взаимодействия расплава UO2 + х - ZrO2 - Fe(Cr, Ni)Oy с бетоном на основе ZrO2. Огнеупоры и техническая керамика 1 (2000) 28.
19. Bechta S. V., Vitol S. A., Krushinov E. V. et al. Water boiling on the corium melt surface under VVER severe accident conditions. Nuclear Engineering and Design 195 (2000) 45. https://doi.org/10.1016/S0029-5493(99)00198-3
20. Fischer M. The severe accident mitigation concept and the design measures for core melt retention of the European Pressurized Reactor (EPR). Nuclear Engineering and Design 230 (2004) 169. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2003.11.034
21. Konovalikhin M. J., Kazachkov I. V., Sehgal B. R. A model of the steam flow through the volumetrically heated saturated particle bed. ICMF 2001: Fourth International Conference on Multiphase Flow (New Orleans, Louisiana, U.S.A., May 27 - June 1, 2001) p. 37.
22. Paladino D., Kazachkov I. V., Sehgal B. R., Theerthan A. DECOBI Experiments at RIT/NPS. Second Half-Yearly Progress Meeting of ECOSTAR Project (REZCzech Rep., Jan. 31 - Feb. 2, 2001).
23. Kazachkov I. V. Konovalikhin M. J., Sehgal B. R. Coolability of melt pools and debris beds with bottom injection. 2-nd Japanese-European Two-Phase Flow Group Meeting (Tsukuba, Japan, 2000) p. 90.
24. Sehgal B. R., Konovalikhin M. J., Yang Z. L., Kazachkov I. V. et al Investigations on porous media coolability. Report (Royal Institute of technology (KTH), 2001) 79 p.
25. Sehgal B. R., Dinh T. N., Green J. A., Paladino D. Experimental Investigation on Vessel-Hole Ablation During Severe Accidents: Research Report for SKISwedish Nuclear Power Inspectorate (Stockholm, 1997) 123 p.
26. Sehgal B. R., Paladino D., Theerthan A., Kazachkov I. Phenomenological studies on melt coolability by bottom injection during severe accidents, Report (KTH, 2001) 97 p.
27. Ніщик О. П., Гершуні О. Н. Система пасивного тепловідведення із захисної оболонки ядерного реактора. Патент України на корисну модель № 58520 (Опубл. 2011, Бюл. № 7).
28. Ніщик О. П., Гершуні О. Н. Пасивна система видалення теплоти з контейнменту. Патент України на корисну модель № 67208 (Опубл. 2012, Бюл. № 3).
29. Ніщик О. П., Гершуні О. Н. Пасивна система охолодження контейнменту. Патент України на корисну модель № 68394 (Опубл. 2012, Бюл. № 6).
30. Park H. S., Kazachkov I. V., Sehgal B. R. et al. Analysis of Plunging Jet Penetration into Liquid Pool in Isothermal Conditions. ICMF 2001: Fourth Int. Conf. on Multiphase Flow (New Orleans, Louisiana, U.S.A., May 27 - June 1, 2001) p. 65.
31. Haraldsson H. O., Kazachkov I. V., Dinh T. N., Sehgal B. R. Analysis of thin jet breakup length in immiscible fluids. Abstr. 3-rd Int. Conf. Adv. in Fluid Mechanics (Montreal, Canada, 24 - 26 May, 2000) p. 43.
32. Казачков И. В. Современное состояние и некоторые проблемы моделирования тяжелых аварий на зарубежных АЭС. Ядерная и радиационная безопасность 1 (2003) 25.
33. Kazachkov I. V., Haraldsson H. O., Yang Z. L., Sehgal B. R. Instability analysis of the thin film flow dynamics in a micro channel. Abstr. 5-th Int. Symp. Heat Transfer (Beijin, 2000) p. 112.
34. Удалов Ю. П., Морозов Ю. Г., Гусаров В. В. и др. Расчетное и экспериментальное исследование взаимодействия расплава кориума с жертвенным материалом. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР: Тр. науч.-практ. семинара (С.-Петербург, 12 - 14 сентября 2000) c. 161.
35. Кумаев В. Я., Лебезов А. А., Астахов В. К. Разработка кода DINCOR-DGR для численного моделирования динамики плавления элементов и корпуса реактора ВВЭР-1000 кориумом в процессе тяжелой аварии. Докл. 2-й Всерос. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (Подольск, 19 - 23 ноября 2001). - с. 111.
36. Асмолов В. Г. Концепция управления тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР: Тр. науч.-практ. семинара (С.- Петербург, 12 - 14 сентября 2000) c. 1.
37. Асмолов В. Г., Кухтевич И. В., Безлепкин В. В. и др. Концепция локализации расплава кориума на внекорпусной стадии запроектной аварии АЭС с ВВЭР-1000. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР: Тр. науч.-практ. семинара (С.- Петербург, 12 - 14 сентября 2000) c. 23.
38. Асмолов В. Г., Загрязкин В. Н., Вишневский В. Ю., Дьяков Е. К. Выбор жертвенного материала ловушки расплава для реактора ВВЭР-1000. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР: Тр. науч.-практ. семинара (С.- Петербург, 12 - 14 сентября 2000) c. 141.
39. Alexiades V., Solomon A. D., Mathematical modelling of melting and freezing processes (USA: Hemisphere Publishing Corporation, 1993) 275 р.
40. Bonacina C., Comini G., Fasano A., Primicerio M. Numerical solution of phase-change problems. Int. J. of Heat and Mass Transfer 16 (1983) 1825. https://doi.org/10.1016/0017-9310(73)90202-0
41. Crank J. Free and moving boundary problems (Oxford University Press, 1984) 423 р.
42. Самарский А. А., Галактионов В. А., Курдюмов С. П., Михайлов А. П. Режимы с обострением в задачах для квазилинейных параболических уравнений (Москва: Наука, 1987) 480 с.
43. Kim J. H., Song J. H., Park J. H. A Proposed Core Catcher System and Thermite Experimental Results. J. of Energy and Power Engineering 5 (2011) 1005.
44. Ha K. S., Kim H. Y., Kim J. H., Park J. H. An evaluation of a direct cooling method for the ex-vessel corium stabilization. J. Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 4737. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.03.033