Stanovování zátěžových parametrů prostředí v průběhu řežké havárie, pro kvalifikaci systému určenýk k mitigaci těžkých havárií

Specification of the Environment Loading Parameters during the Severe Accident dedicated to qualification of Severe Accident Mitigation Systems

článek ve sborníku ve WoS nebo Scopus

en

Severe accident mitigation measures are being implemented at Slovak nuclear power plants as a part of plant safety enhancement. The measures comprise also depressurization and injection systems, collaboration of which should effectively allow cooling and possibly also quenching of the core. Drawing quenching of the core in to the practise is one of the measures applied by Severe Accident Guidelines. It focuses onto analysis of applicability of the recent QUENCH programme results to core quenching in real core geometry. The specifics of the VVER440 design along with possible core states during the evolution of the core degradation should be also taken into account. From Severe Accident Guidelines point of view, core exit temperature is the only reliable entry parameter. Therefore the behaviour of the core and status (overheating) of the core has to be related with this temperature. Sufficiency of flow to quench the core geometry is evaluated for relevant scenarios of severe accidents, status of the core and temperature distribution within the core. Best estimate analyses to assess the status of the core were carried out using MELCOR 1.8.5 code. These analyses were focused on temperature distribution and predicted hydrogen production while core is being quenched. Core temperature distribution was visualized. The general goal of the analyses was to formulate requirements for core reflooding system taking into account both, the recommendations emerging from the performed experiments and real capabilities of the plant design. All the analyses were carried out using MELCOR 1.8.5RK (quench model implemented). The presentation will include: – Short overview of Slovak NPP VVER upgrades to cope with severe accident, with focus to measures coupled with quenching, – Possible states of the core in dependence on scenario and timing of operation/ action of mitigation systems, – Temperature behaviour in the core, reflooding requirements and design limitation, – Results of calculations carried out to verify cooperation between depressurization and injection systems in expected reflooding conditions.

V posledních letech je na Slovensku prováděn velký rozsah opatření, určených pro řízení a zmírňování těžkých havárií. Všechny Slovenské bloky jsou typu VVER ( PWR ). Část z nich je v provozu po mnoho let. Ostatní jsou ve výstavbě. Mitigační strategie vybrána pro zmírňování těžkých havárií pro všechny Slovenské jaderné bloky je založena na externím chlazení tlakové nádoby reaktoru – IVR strategie . Řešení problému se zaobíralo několik studií , včetně studie proveditelnosti, přičemž byly vzaty v úvahu zvláštnosti bloků VVER . Použitá mitigační strategie vyžaduje inovaci designu a instalaci specializovaných systémů. Provoz těchto systémů a zařízení se očekává, ve velmi náročných podmínkách prostředí s vysokou radiací, při vysokých teplotách, v závislosti na lokálním hoření vodíku v kontejnmentu postiženého bloku. Dosahované hodnoty tlaku, teploty a záření jsou významně vyšší než hodnoty běžně používané pro kvalifikaci v projektových havarijních podmínkách. Hodnoty zátěžových parametrů může být tak nepříznivé, že obecní přístup ke kvalifikaci, založený na stanovení nejvyšších hodnot zátěžových parametrů a jejich trvání nemůže být pro tento účel aplikován. Hlavní obtíž spočívá v tom, že žádná taková zařízení na trhu nejsou dostupná. To je důvod, proč byl vyvinuta a aplikována nová kvalifikační metodika s cílem umožnit instalaci odpovídajících systémů a zařízení pro zmírnění těžkých havárií. Metodika se soustřeďuje na zachování funkce těchto zařízení. V rámci metodiky se rozlišuje, účel, místo instalace a etapa řízení havárie, v nichž je provoz zařízení požadován . Vypracovaná metodika umožnuje stanovit zátěžové podmínky prostředí a vytváří návod jak postupovat pro konstruktéry zaměřující se na zlepšení designu pro zmírňování následků těžkých havárií . Základní principy metodiky a některé výsledky její praktické aplikace jsou popsány v tomto článku .

Severe accident mitigation measures are being implemented at Slovak nuclear power plants as a part of plant safety enhancement. The measures comprise also depressurization and injection systems, collaboration of which should effectively allow cooling and possibly also quenching of the core. Drawing quenching of the core in to the practise is one of the measures applied by Severe Accident Guidelines. It focuses onto analysis of applicability of the recent QUENCH programme results to core quenching in real core geometry. The specifics of the VVER440 design along with possible core states during the evolution of the core degradation should be also taken into account. From Severe Accident Guidelines point of view, core exit temperature is the only reliable entry parameter. Therefore the behaviour of the core and status (overheating) of the core has to be related with this temperature. Sufficiency of flow to quench the core geometry is evaluated for relevant scenarios of severe accidents, status of the core and temperature distribution within the core. Best estimate analyses to assess the status of the core were carried out using MELCOR 1.8.5 code. These analyses were focused on temperature distribution and predicted hydrogen production while core is being quenched. Core temperature distribution was visualized. The general goal of the analyses was to formulate requirements for core reflooding system taking into account both, the recommendations emerging from the performed experiments and real capabilities of the plant design. All the analyses were carried out using MELCOR 1.8.5RK (quench model implemented). The presentation will include: – Short overview of Slovak NPP VVER upgrades to cope with severe accident, with focus to measures coupled with quenching, – Possible states of the core in dependence on scenario and timing of operation/ action of mitigation systems, – Temperature behaviour in the core, reflooding requirements and design limitation, – Results of calculations carried out to verify cooperation between depressurization and injection systems in expected reflooding conditions.

Odtlakovanání, Produkce vodíku, Quenching, Pokrytí palivových proutků, Primární okruh, Tlaková nádoba reaktorul, Aktivní zóna

Depressurization, Hydrogen production, Quenching, Cladding, Primary circuit, Reactor Pressure Vessel, Core

2013

26.09.2013

American Nuclear Sociate

American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2013)

978-3-923704-77-4

Proceedings of the 17th International QUENCH workshop

1–11

11