Изучение особенностей развития тяжелых аварий (с повреждением ядерного топлива) в корпусных ядерных реакторах, а также подходы к их моделированию. Определение основных условий возникновения паровых взрывов при охлаждении поврежденного ядерного топлива.
При низкой оригинальности работы "Паровые взрывы при тяжелых авариях в корпусных ядерных реакторах", Вы можете повысить уникальность этой работы до 80-100%
Ядерна енергетика та довкілля, № 2 (4), 2014 47На основании упрощенной модели развития тяжелых аварий в корпусных ядерных реакторах определены условия возникновения паровых взрывов при охлаждении поврежденного ядерного топлива. В атомной энергетике аварии на ядерных энергетических установках традиционно классифицировались как: проектные аварии (ПА) - аварии, для которых проектом определены возможные исходные события аварий при обеспечении проектными системами необходимых условий безопасности, не повреж-денности ядерного топлива и защитных барьеров безопасности с учетом допустимости единичного отказа активных систем или ошибочного действия персонала; Более целесообразным представляется классифицировать аварии на ядерных реакторах следующим образом: аварии без нарушения условий недопустимого повреждения ядерного топлива; Некоторые характеристики повреждения корпуса влияют на переход от периода протекания аварии “внутри корпуса” к периоду“внекорпуса” реактора. Развитие и многообразие аварийных последовательностей (АП) запроектной аварии, приводящих к возникновению тяжелой аварии, определяется в общем случае: группой исходных событий аварий (ИСА); надежностью и работоспособностью систем, обеспечивающих выполнение функций безопасности (ФБ) и управления авариями;Так как парогазовый объем ГО ВВЭР-1000 значительно превышает газовый объем реактора, то при прочих равных условиях возможность возникно-венияпаровоговзрыва более актуальна в реакторе.
Вывод
1. Так как парогазовый объем ГО ВВЭР-1000 значительно превышает газовый объем реактора, то при прочих равных условиях возможность возникно-венияпаровоговзрыва более актуальна в реакторе.
2. Расходы по удалению парогазовой среды через ИПУ КД сопоставимы с малыми течами реакторного контура. Поэтому, при авариях с ИС “плотный контур” (например, полное обесточивание) расходы по охлаждению могут значительно превышать расходы через ИПУ КД. Оценочныерасчеты условия (4) показывают, что при превышении расхода охлаждения более 50% от максимального, по проекту возможен паровой взрыв в реакторе даже при открытом предохранительном клапане.
3. При разработке эффективных стратегий по управлению тяжелыми авариями необходимо учитывать ограничения по охлаждению ТСМ в реакторе и контайнменте для предотвращения паровых взрывов.
Список литературы
1. IAEA. Training in Level 2 PSA. Sever Accident Phenomena. — 2006.
2. Скалозубов В. И. Основы управления запроектными авариями с потерей теплоносителя на АЭС с ВВЭР / В.И.Скалозубов, А.А.Ключников, В.Н.Колыханов. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2010. — 400 с.
3. Скалозубов В. И. Анализ причин и последствий аварии на АЭС Fukushima как фактор предотвращения тяжелых аварий в корпусных реакторах /
В. И. Скалозубов, А. А. Ключников, В. Н. Ващенко, С. С. Яровой. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2012. — 280 с.
4. Кузнецов Ю. Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов / Ю. Н. Кузнецов. — М. : Энер-гоатомиздат, 1989. — 296 с.
