IRSN для Фукусимы

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 31.10.2015

Французский институт IRSN моделирует расчётным путём ход аварии на японской АЭС "Фукусима Дайичи".

О некоторых деталях этой работы рассказывается в статье, опубликованной в вестнике "IRSN research news".

Проект BSAF

Очистка территории аварийной площадки - одна из наибольших трудностей технического характера, стоящих перед японцами. Для успешного завершения ЛПА, прежде всего, необходимо знать распределение кориума по зданиям энергоблоков.

Министерство экономики, торговли и промышленности (METI) Японии обратилось к агентству по атомной энергии (NEA) при организации экономического сотрудничества и развития (OECD) с просьбой привлечь к работам по моделированию распределения расплавленного топлива организации, обладающие необходимыми расчётными инструментами.

Агентство NEA в октябре 2012 года стартовало проект под названием BSAF (Benchmark Study of the Accident at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station) для реконструкции хода фукусимской аварии.

Для французского института IRSN участие в проекте даёт уникальную возможность получить доступ к реальным данным и верифицировать с их помощью свои расчётные коды. IRSN участвует в проекте с кодом ASTEC, чья валидация выполнялась по результатам экспериментов "Phebus" (1986-2004 гг.).

Первый этап проекта BASF был завершён в конце 2014 года. Его целью являлась реконструкция физических событий, происходивших в первые шесть суток аварии - деградация активных зон, повреждения корпусов реакторов, выход кориума в контейнмент. На втором этапе планируется расширить рамки изучения аварии.

Код ASTEC

Код ASTEC был разработан совместно IRSN и германской компанией GRS (техподдержка германского регулятора) как общеевропейский стандарт для моделирования тяжёлых аварий.

Валидация и верификация ASTEC проводилась на различных экспериментах. В экспериментальной программе "Phebus Severe Fuel Damage" изучалась деградация свежего топлива, в программе "Phebus Fission Products" - поведение выгоревшего топлива вплоть до образования бассейна кориума и распределение осколков деления по ходу аварии.

По итогам экспериментов "Phebus" было установлено, что взаимодействие топлива и конструкционных материалов - в особенности, с цирконием - приводит к расплавлению активной зоны при температурах порядка 2200°C, или значительно ниже точки плавления диоксида урана 2800°C.

Кроме того, для настройки кода ASTEC использовались результаты германских экспериментов CORA и QUENCH (Карлсруэ) и российских экспериментов РАСПЛАВ и МАСКА. Российские данные помогли уточнить моделирование поведения кориума в нижней части корпуса реактора.

Все перечисленные эксперименты носили сравнительно масштаб. В рамках проекта BSAF появилась возможность проверить возможности ASTEC при моделировании тяжёлой аварии на реальном энергетическом объекте.

Расчёты аварии

В ходе первого этапа проекта BASF осуществлялось моделирование с использованием данных из оперативных журналов, доступных результатов измерений в ходе аварии и другой информации о происходившем на блоках.

Расчёты осложнялись нехваткой данных и их большими неопределённостями, что требовало прибегать к допущениям.

Для первого блока расчёты по различным кодам дали результаты, согласующиеся с состоянием реактора.

Вывод, сделанный из расчётов, таков - в ночь с 11 на 12 марта 2011 года на первом блоке произошли полное расплавление активной зоны, образование кориума и отказ корпуса реактора.

Деградация активной зоны сопровождалась выходом значительного количества водорода - от 350 до 1000 кг, по различным оценкам. Вследствие исключительно высоких температуры и давления часть водорода утекла из контейнмента в обстройку, скопившись в помещениях вблизи бассейна выдержки, что и привело к взрыву.

Кориум из корпуса реактора попал на бетонный пол контейнмента, частично его повредив.

Поведение реакторов второго и третьего блоков во время аварии описывать труднее. По распределению кориума на этих блоках сохраняется большая неопределённость - особенно для второго блока.

Неопределённость в расчётах обуславливается действиями систем, через которые осуществлялась подача воды в течение 40 часов в третий реактор и почти трое суток во второй реактор. Характеристики этих систем в сложившихся условиях с хорошей точностью неизвестны.

Кроме того, неизвестны точные объёмы воды, поданные на эти блоки с помощью пожарных машин. Однако расчётчики сходятся в том, что на момент начала подачи активные зоны существенно деградировали, хотя кориум ещё не сливался на днища реакторов.

Кориум

Отдельное внимание в расчётах уделялось составу кориума. Такие данные важны для планирования операций по удалению кориума, которые могут быть опасны по причинам больших мощностей доз, самовоспламеняемости отдельных форм циркония и возможности возникновения критичности.

На составе кориума сказывается явление, изученное в ходе российских экспериментов МАСКА и учтённое в коде ASTEC.

При контакте кориума со стальными конструкциями в зависимости от степени окисленности циркония в составе кориума в расплав стали переходит часть циркония и восстановленного металлического урана - то есть, образуется металлический слой из циркония, стали и урана.

Важно отметить, что наличие металлической компоненты кориума обязательно должно учитываться при определении места или мест отказа корпуса реактора - то есть, точек выхода кориума в контейнмент.

В расчётах, выполненных по коду ASTEC, было найдено, что в состав металлического слоя входило от 18% до 30% от общей массы урана, скопившегося на днище реактора, в зависимости от энергоблока.

Взаимодействуя с бетоном, уран, равно как и цирконий, будет быстро окисляться. Однако в случае, если отказа корпуса не произошло или если прожжённые расплавом отверстия в корпусе малы (этот вариант вполне реален для второго и третьего блоков), внутри корпуса может сохраниться металлический уран.

В рамках проекта BSAF были получены распределения деградировавшего топлива и обломков в трёх основных областях - активной зоне, днище реактора и контейнменте.

По итогам сравнения результатов расчётов, выполненных различными организациями, были выявлены расхождения, вызванные различными модельными сценариями аварии (какое оборудование работало? когда? какие действия предпринимали операторы?) и различными подходами к моделированию физических явлений.

В ходе второго этапа проекта BSAF предполагается продолжить расчётное моделирование аварии в течение более длительного периода, а также рассмотреть вопрос о выходе радиоактивных изотопов в окружающую среду.

Одновременно началось обсуждение с NEA по определению новых экспериментов и анализов, которые позволят повысить степень понимания тяжёлых аварий с расплавлением активной зоны, отмечается в статье.

Ключевые слова: АЭС Фукусима Дайичи, Франция, Статьи

---

Другие новости:

Программа испытаний и инспекций ГЦН для "Sanmen-1" завершена

Первые два насоса будут доставлены в конце декабря.

"Westinghouse" начал перестройку

Компания выкупит "CB&I Stone and Webster Inc.".

Китай и Великобритания будут сотрудничать при создании плавучей АЭС

Соглашение подписали "Lloyd's Register" и институт в составе CNNC.

---

---

---

---

Поиск по сайту: