РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ НА АЭС С БЫСТРЫМ РЕАКТОРОМ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

А. А. Перегудов, Н. В. Соломонова, Л. А. Щекотова, С. В. Забродская, М. В. Леванова, О. О. Перегудова, И. В. Бурьевский, Д. В. Дмитриев, Е. П. Аверченкова

Аннотация


В статье изложен применяемый в АО «ГНЦ РФ — ФЭИ» подход к расчетному анализу тяжелой аварии, вызванной полным прекращением системного и аварийного электроснабжения на АЭС с быстрым реактором с натриевым теплоносителем. Анализ начинается с исходного события и заканчивается расчетом дозы облучения населения. В статье описаны используемые коды и методики, развитие и последствия аварии. С помощью кода COREMELT, моделирующего теплогидравлические и нейтронно-физические процессы в быстрых реакторах, определен масштаб разрушения активной зоны. Накопление продуктов деления в топливе рассчитывает код SKIF 1.0, их выход в газовые объемы твэлов, теплоноситель при разгерметизации твэлов, затем в газовую полость реактора определяется методически (в дальнейшем планируется использовать код Альфа-М), перенос по газовой системе рассчитывает газовый модуль COREMELT. Методически оценивается активность вышедших в окружающую среду продуктов деления (в дальнейшем планируется использовать код КУПОЛ-БР). Код ВЫБРОС-БН определяет дозу облучения населения. Расчетный анализ показал, что, несмотря на значительные разрушения активной зоны, дозовые нагрузки на население на границе зоны не превысят нормативы. Рис. 7, список лит. 18 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Girault N., Cloarec L., Fargès B. e.a. Main outcomes from the JASMIN project: development of ASTEC-Na for severe accident simulation in Na cooled fast reactors. — In: Proc. Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, June 26—29, 2017, IAEA-CN245-324.

Bubelis E., Tosello A., Pfrang W. e.a. System codes benchmarking on a low sodium void effect SFR heterogeneous core under ULOF conditions. — Nucl. Engng Des., 2017, v. 320, p. 325—345.

Uchibori A. Development of integrated severe accident analysis code, spectra for sodium-cooled fast reactor. — In: Proc. Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Sustainable Clean Energy for the Future (FR22). Vienna, April 19—22, 2022, IAEA-CN291-21.

Анфимов А.М., Кузнецов Д.В., Кирилов И.Н. и др. Использование кода СОКРАТ-БН для обоснования проекта БН-1200. — В сб.: V Межд. научно-техн. конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М., АО «НИКИЭТ», 2018, с. 810—819.

Усов Э.В., Бутов А.А., Чухно В.И. и др. Учет пространственных эффектов при расчете тяжелых аварий с помощью интегрального кода ЕВКЛИД/V2. — Атомная энергия, 2019, т. 127, вып. 1, с. 3—8.

Raskach K., Volkov A., Lemasson D. e.a. 2D and 3D numerical investigations of sodium boiling in sodium cooled fast reactor with MOX fuel and low sodium void reactivity effect during unprotected loss of flow accidents. — Nucl. Engng Des., 2021, v. 372, p. 110961—110975.

Ашурко Ю.М., Волков А.В., Раскач К.Ф. и др. Влияние нейтронно-физической модели на результаты расчета тяжелой аварии с кипением натрия в быстром реакторе. — Атомная энергия, 2017, т. 122, вып. 4, с. 183—189.

Волков А.В. Обоснование безопасности быстрого реактора с натриевым теплоносителем при аварийных процессах, связанных с повреждением или разрушением активной зоны. Дис. на соискание ученой степени канд. техн. наук. Обнинск, ГНЦ РФ — ФЭИ, 2009.

Кощеев В.Н., Тормышев И.В., Мишин В.А. и др. CROSSER — программный модуль подготовки групповых констант для инженерных расчетов быстрых реакторов. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерно-реакторные константы, 2020, вып. 4, c. 16—25.

Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1. Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. — Там же, 1996, вып. 1, с. 59—98.

Мантуров Г.Н., Забродская С.В., Зуйков А.А. и др. Состояние разработки баз данных ядерных констант для расчетов быстрых реакторов на основе РОСФОНД и БНАБ-РФ. — Там же, 2022, вып. 3, c. 18—26.

Chadwick M., Herman M., Dunn M.E. e.a. ENDF/B VII.1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data. — Nucl. Data Sheets, 2011, v. 112, № 12, p. 2887—2996.

Цикунов А.Г., Хохлов Г.Н., Крячко М.В. SKIF — программа расчета радиационных характеристик ядерного топлива. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 3, c. 65—79.

Осипов С.Л. Расчетно-экспериментальное обоснование радиационной безопасности реактора БН-600. Дис. на соискание ученой степени канд. техн. наук. Обнинск, ГНЦ РФ — ФЭИ, 1990.

Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Т. 1—2. Под общ. ред. В.М. Поплавского. М.: ИздАт, 2011. 400 с.

Жилкин А.С., Дмитриев Д.В., Филимонов Е.В. и др. Программа Альфа-М для расчета выхода продуктов деления и ее современное состояние. — В сб.: Отрасл. научно-техн. конф. «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем — БН-2023». Нижний Новгород, АО «ОКБМ Африкантов», 2023, с. 33.

Крапошин М.В. Математическое моделирование сжимаемых течений с использованием гибридного метода аппроксимации конвективных потов. Дис. на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук. М., ИПМ им. Келдыша РАН, 2017.

Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990. 360 с.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.