Анализ по сценариям потери теплоотвода из бассейна выдержки на атомных электрических станциях

Система хранения отработанного ядерного топлива предназначена для хранения и охлаждения отработанного топлива в течение нескольких лет с учётом плановых перегрузок и выгрузки всей активной зоны, накопленного после использования в ядерном реакторе. Она состоит из специальных бассейнов или контейнеров, где отработанное топливо помещается для временного хранения перед его окончательной обработкой или захоронением. Эти системы обеспечивают безопасное и эффективное хранение отработанного топлива, чтобы предотвратить утечку радиоактивных материалов в окружающую среду и минимизировать риски для здоровья людей и окружающей природы. События, произошедшие во время ядерной катастрофы в Фукусиме 11 марта 2011 года, подчеркнули важность безопасного хранения отработанного топлива в бассейне выдержки. Поэтому обеспечение безопасности хранения стало ключевым аспектом в данной области. Данная статья описывает расчеты потери теплоотвода для аналитического обоснования инструкций, по обслуживанию оборудования при аварийном реагировании в период останова реактора энергоблока №2 Армянской АЭС с помощью компьютерного кода RELAP5/Mod3.2. Рассмотрено исходное событие при потере теплоотвода от бассейна выдержки. Проведен анализ ядерной безопасности в ходе развития запроектной аварии с длительным обесточиванием АЭС применительно к бассейну выдержки энергоблока с реакторной установкой (РУ) ВВЭР-440 (проект В-270). Oценены радиационные последствия. В статье предоставлены расчеты следующих аварий для определения необходимых действий оператора: потеря теплоотвода от бассейна выдержки без действия оператора и потеря теплоотвода из бассейна выдержки с организаций последующей подпитки бассейна выдержки насосом борной очистки 2НБО-2. Выполнение расчетов основано на граничных и начальных условиях, соответствующих предположениям «улучшенной оценки».

1. Carlos S., Sanchez-Saez F., Martorell S. Use of TRACE best estimate code to analyze spent fuel storage pools safety. Progress in Nuclear Energy. 2014;77:224–238. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.008

2. Акобян М.Т., Ксенофонтов А.И. Пути энергообеспечения в Республике Армении. Глобальная ядерная безопасность. 2022;(2):5–14. https://doi.org/10.26583/gns-2022-02-01

3. Fullmer W.D., Kumar V., Brooks C.S. Validation of RELAP5/MOD3.3 for subcooled boiling, flashing and condensation in a vertical annulus. Progress in Nuclear Energy. 2016;93:205-217. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.08.013

4. Omidifard P., Pirouzmand A., Hadad K., Sahin S. Analysis of loss of cooling and loss of coolant severe accident scenarios in VVER-1000/V446 spent fuel pool. Annals of Nuclear Energy. 2020;138:107205.

5. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107205.

6. Mousavian S.K., Shirani A.S., D'Auria F. Analysis of loss of cooling accident in VVER-1000/V446 spent fuel pool using RELAP5 and MELCOR codes. Nuclear Engineering and Technology. 2023;(55)8:3102-3113. https://doi.org/10.1016/j.net.2022.12.031