Анализ методов и технологий оценки состава кориума, образовавшегося в результате аварии на АЭС Фукусима Дайити

В данной работе проводится анализ методов и технологий оценки способа образования, состава, характеристик и особенностей кориума, который является смесью ядерных и конструкционных материалов активной зоны ядерного реактора, образовавшейся в результате аварии, сопровождаемой частичным или полным расплавлением активной зоны. Исследование проводится на основе данных по изучению кориума, образовавшегося в результате аварии на атомной электростанции Фукусима Дайити, находящихся в открытом доступе и являющимися результатом работы множества научных организаций по всему миру. Исследования кориума представляют собой один из главных вопросов в рамках повышения ядерной безопасности в дальнейшем и является одной из задач проведения успешной процедуры устранения последствий аварии на АЭС Фукусима Дайити. Без подробного анализа нейтронно-физических, материаловедческих, гравиметрических и иных характеристик кориума, а также создания комплекса данных по кориуму объединяющего в себе эти характеристики, невозможно в дальнейшем создать полноценную модель кориума и организовать эффективный и безопасный процесс удаления ядерных материалов из поврежденных блоков атомной электростанции Фукусима Дайити. Целью работы является объединение существующих результатов исследований в комплекс данных, который в дальнейшем может быть использован для моделирования кориума с использованием нейтронно-физических кодов. Создаваемый комплекс, включает в себя такие данные, как размер, плотность и морфология образцов кориума и их приблизительный нуклидный состав. Создаваемый комплекс данных позволит не только выполнять задачи, связанные с повышением уровня безопасности при реализации процедуры устранения последствий аварии на АЭС Фукусима Дайити путем моделирования, но и послужить основой для создания международного бенчмарка моделирования смеси, содержащей ядерные материалы (ЯМ).

1. Нейтронно-физическое моделирование подкритической системы с частицами кориума и водой из международного бенчмарка / А.Д. Смирнов, Е.В. Богданова, П.А. Пугачев [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2020. - № 2. - С. 135-145. - DOI 10.26583/npe.2020.2.12.

2. Rogovin, M. Three Mile Island. A report to the commissioners and to the public. Nuclear regulatory commission special inquiry group / Mitchell Rogovin. - University of Michigan Library. - 1980. - 488 p.

3. Akers, D.W. TMI-2 Examination Results from the OECD/CSNI program. / D.W. Akers, G. Bart, P. Botoomley, A. Brown, D.S. Cox, P. Hoffman, S.M. Jensen, H. Kleykamp, A.J. Manley, L.A. Neimark, M. Trotabas. - Idaho National Engineering Laboratory, Inc. - 1992. - 494 p.

4. Reactor core materials interaction at very high temperatures / P. Hofmann, S.J. Hagen, G. Schanz, A. Skokan // Nuclear Technology. - 1989. - Volume 87, № 1. - P. 146-186.

5. Trotabas, M. TMI-2 core materials examination at Commissarit A L'Energie Atomique / M. Trotabas, J. Duco // Nuclear Technology. - 1989. - Volume 87, № 1. - P. 104-119.

6. Bottomley, D.W. Final report of the metallurgical examination of samples extracted from the damaged TMI-2 reactor core / D.W. Bottomley, M. Coqerelle. - Joint Research Centre. - 1990. - 16 p.

7. Akers, D.W. Lower vessel Debris Examination result. - 1989. - 18 p.

8. In-Vessel Retention of Molten Corium: Lessons Learned and Outstanding Issues /j.L. Rempe, K.Y. Suh, F.B. Cheung, S.B. Kim // Nuclear Technology. - 2017 - Том 161, № 3. - P. 210-267.

9. Nagase, F. Thermal properties of Three Mile Island Unit 2 core debris and simulated debris / F. Nagase, H. Uetsuka // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2012. - Volume 49, № 1. - P. 96 - 102.

10. Gauntt, R-O. MELCOR Computer Code Manuals. Primer and User's Guide Version 1.8.5 Vol. 1/ R-O. Gauntt, RK. Cole, C.M. Erickson, RIG. Gido, R.D. Gasser, S.B. Rodriguez, M.F. Young. - Sandia National Laboratories. - 2000. - 1170 p.

11. MAAP4 Applications Guidance. Desktop Reference for Using MAAP4 Software, Revision 2. - EPRI, Palo Alto. - 2010. - 564 p.

12. Feasibility study of passive gamma spectrometry of molten core material from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 1, 2, and 3 cores for special nuclear material accountancy - low-volatile FP and special nuclear material inventory analysis and fundamental characteristics of gamma-rays from fuel debris / H. Sagara, H. Tomikawa, M. Watahiki, Y. Kuno // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2014. - Volume 51, № 1. - P. 1-23.

13. Nakahara, Y. Technical development on burn-up credit for spent LWR fuels JAERITECH 2000-071 / Y. Nakahara, K. Suyama, T. Suzaki. - Ibaraki: Japan Atomic Energy Research Institute, 2000. - 394 p.

14. Nishihara, K. Estimation of fuel compositions in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant JAEA-Data/Code 2012-018 / K. Nishihara, H. Iwamoto, K. Suyama. - Ibaraki: Japan Atomic Energy Agency, 2012. - 190 p.

15. TEPCO Report. Establishing permit application of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; unit 2. - Tokyo: TEPCO, 2003. - 509 p.

16. NEA OECD, Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Summary Report. NEA/CSNI/R(2015)18. - NEA OECD, 2015. - 53 p.

17. Development of Molten Core Relocation Analysis Module MCRA in the Severe Accident Analysis Code SAMPSON / H. Ujita, N. Satoh, M. Naitoh, M. Hidaka, N. Shirakawa, M. Yamagishi // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2000. - Volume 37, № 3. - 225-236 p.

18. Benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS: Best-estimate case comparison / M. Pellegrini, K. Dolganov, L. E. Herranz [et al.] // Nuclear Technology. - 2016. - Vol. 196. - No 2. - P. 198 - 210. - DOI 10.13182/NT16-63.

19. Tokyo Electric Power Company Fukushima Daiichi Nuclear Power Station facilities overview / Tokyo Electric Power Company // URL: https://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/outline_f1/index-e.html (accessed: 13.08.2022).

20. NEA OECD Burn-up Credit Criticality Safety Benchmark Phase III-C / NEA OECD. - Nuclear Science Committee, 2016. -255 p.

21. Результаты экспресс-расчетов тяжелой аварии на АЭС «Фукусима-1» при помощи кода СОКРАТ / К. С. Долганов, А. В. Капустин, А. Е. Киселев [и др.] // Авария на АЭС «Фукусима-1»: опыт реагирования и уроки : Труды ИБРАЭ РАН; Продолжающееся издание «Труды ИБРАЭ РАН», 2007 (год основания). - Москва: Академический научно-издательский, производственно-полиграфический и книгораспространительский центр Российской академии наук «Издательство «Наука», 2013. - С. 67-79.

22. Analysis of accident progression of Fukushima Daiichi NPP by the SAMPSON code / M. Naitoh, M. Pellegrini, H. Suzuki, H. Mizouchi, H. Okada // Nuclear Technology. - 2014. - Volume 186, № 2. - 255 - 262 p.

23. Main result of study on the interaction between the corium and melt and steel in the VVER-1000 reactor vessel during a severe accident performed under MASCA project / V.G. Asmolov, V.N Zagryazkin, F.D. Tsurikov, V.Yu. Vishnevsky, Ye.K. D’yakov, A. Yu. Kotov, V. M. Repnikov // Journal of Physics of Atomic Nuclei. - 2010. - Volume 73, № 14. - 2301 - 2318 p.