Analizy bezpieczeństwa reaktorów jądrowych : wykorzystanie doświadczeń z polski w USA, Szwecji i Korei Południowej

• Autorzy: Podowski Michael Z. , Kasprzak Stanisław

Warianty tytułu

EN

Nuclear reactor safety analyses : transfer of experience gained in Poland to the USA, Sweden and South Korea

• Języki publikacji: PL EN

Abstrakty

PL

Celem obecnego artykułu jest retrospektywne omówienie wieloletnich prac badawczych dot. bezpieczeństwa jądrowych reaktorów energetycznych prowadzonych przez współautorów i ich współpracowników, rozpoczętych w Polsce, kontynuowanych w USA i zastosowanych w Szwecji i Korei Południowej. Głównym tematem są badania eksperymentalne i teoretyczno-numeryczne modelowanie skutków poważnych awarii prowadzących do częściowego stopienia rdzenia reaktora. Pokazane wyniki badań obejmują wodne reaktory ciśnieniowe (WWER-440, amerykańskie PWR, koreański APR-1400) oraz reaktory wrzące (BWR).

EN

The purpose of this paper is to give a retrospective overview of multiyear studies on reactor safety, performed by the coauthors and their collaborators, first in Poland, then in the US and also in Sweden and South Korea. The focus of the studies was on the analysis of core meltdown accidents for PWRs (from WWER-440 to APR 1400) and BWRs (for both the US and Swedish designs).

Słowa kluczowe

PL

reaktor jądrowy; bezpieczeństwo jądrowe; awaria reaktora; prace badawcze

EN

nuclear reactor; nuclear safety; reactor accident; investigations

• Wydawca: Polskie Towarzystwo Nukleoniczne
• Czasopismo: Postępy Techniki Jądrowej
• Rocznik: 2024
• Tom: z. 1
• Strony: 2--28
• Opis fizyczny: Bibliogr. 26 poz., rys., wykr.

Twórcy

autor

Podowski Michael Z.

• Politechnika Warszawska, Rensselaer Polytechnic Institute [emerytowany profesor]

autor

Kasprzak Stanisław

• Politechnika Warszawska, Rensselaer Polytechnic Institute

Bibliografia

• [1] M.Z. Podowski, M. Kiełkiewicz and M. Kosiński. “LOCA Modeling for VVER Reactors”, with Proceedings of the Seminar on Loss-of-Coolant Accidents in VVER Nuclear Power Plants, Pilsen-Prague, Czechoslovakia, 1974 (in Russian).
• [2] M.Z. Podowski. “Thermal-Hydraulic Analysis of PWR Primary System and Containment Building During LOCA”, Proceedings of the Conference on Design and Operation of Reactor Containment Buildings, Bydgoszcz, Poland, 1975.
• [3] M.Z. Podowski and W. Fijałkowski. “PWR Primary System Model for the Analysis of Loss-of-Coolant Accidents”, Proc. of the 15th Symposium on Optimization in Mechanics, Gliwice-Wisla, Poland, 1976.
• [4] M.Z. Podowski and M. Kosiński. “PWR Primary System Model for the Analysis of Loss-of-Coolant Accidents”.
• [5] M.Z. Podowski and Z. Pietrzyk. “A Computer Model for the Analysis of VVER Reactor Transients”. Proc. of the Seminar on Critical Power Load of Fuel Bundles in Steady and Unsteady State, March-April, Moscow, 1976 (in Russian).
• [6] M.Z. Podowski, Z. Pietrzyk and W. Fijałkowski. ”Multi-zone Model of Thermohydraulic Processes in VVER-440 Reactor Core at Accident Conditions”.
• [7] M.Z. Podowski, Z. Pietrzyk and W. Fijałkowski. ”An Analysis of Transient Processes in WWER-440 Reactor Core and Primary System during Large Break LOCA”.
• [8] M.Z. Podowski and M. Kosiński. “An Analysis of Steam-Air Mixture Transport in a Containment Building During Loss-of-Coolant Accident”. Proc. of the Symposium on Heat and Mass Transfer, Warsaw, Poland, 1976.
• [9] M.Z. Podowski and W. Fijałkowski. “Approximate Methods of Calculation of a Transient Temperature Distribution in Water Reactor Fuel Elements”. Bulletin of the Institute of Heat Engineering, Warsaw University of Technology, 47, 1977.
• [10] M. Kiełkiewicz and M.Z. Podowski. “Mathematical Models of Loss-of-Coolant-Accident for Safety Analysis of PWRs”, Nukleonika, 23, No., 6-7, 1978 (in Russian).
• [11] M.Z. Podowski, W. Baltyn, W. Fijałkowski and Z. Pietrzyk. “Application of the AWAR Computer Code to the Investigation of PWR Primary System Dynamics”. Proc. of the Seminar on Investigations of Thermal-Physical Reactor Processes as Applied in PWR Safety Analysis, Budapest, Hungary, 1978 (in Russian).
• [12] M.Z. Podowski, J. Matuła and W. Fijałkowski. “Thermal -Hydraulic Analysis of VVER-440 Fuel Elements After LOCA”.
• [13] A. Konieczko, J. Łaszkiewicz, J. Matuła an nd M.Z. Podowski. “LOCA Analysis for VVER-440 Reactors”.
• [14] M. Kiełkiewicz and M.Z. Podowski. “Nuclear Reactor Safety”, Publication of the Society of Civil Engineers, Warsaw, 1979.
• [15] S. Kasprzak. “Falling Water Droplet Heat-up in Condensing Steam/Air Mixture”. Bulletin of the Institute of Heat Engineering, Warsaw Technical University, 63, 1983.
• [16] S. Kasprzak. “Experimental Study of VVER-440 Water Condenser Thermal-Hydraulic Characteristics during LOCA”, Proceedings of the Conference on Nuclear Power Safety and Environmental Protection. Bydgoszcz, 1980.
• [17] M.Z. Podowski, M. Kosiński, K. Portacha. ”BOTER – Computer Code for the Analysis of Thermodynamic Processes in VVER-440 Containment Building during LOCA”. Bulletin of the Institute of Heat Engineering, Warsaw University of Technology, 56, 1980.
• [18] S. Kasprzak, M.Z. Podowski and R.T. Lahey, Jr., ”A Study of using Simulant Materials to model Core Meltdown Accidents”. Proc. ASME-JSME Thermal Engineering Conference, 1987.
• [19] S. Kasprzak, M.Z. Podowski and R.T. Lahey, Jr., “Interfacial Transport Phenomena during Simulated Reactor Meltdowns”, PhysicoChemical Hydrodynamics Conference, Oxford, England, 1987.
• [20]Garea, V., Kasprzak, S., Podowski, M.Z., Lahey, R.T., Jr., Simulation of Ablation Heat Transfer During Corium-Concrete Interaction”, ANS Proc. of 1992 National Heat Transfer Conference, Vol. 6, 1992.
• [21] Kasprzak, S., Hong, J., Podowski, M.Z., Lahey, R.T., Jr.,Lilquist, R., A Study of Multidimensional Effects of Corium Spreading in MARK-I BWR Containments, ANS Proc. of 1992 National Heat Transfer Conference, Vol. 6, 1992.
• [22] Kim, D.H., Podowski, M.Z., Lahey, R.T., Jr., The Modeling of Reactor Pressure Vessel Failure Modes During Core Meltdown Accidents of BWRs”, Proc. 24th National Heat Transfer Conference, ASME 87-HT-70, 1987.
• [23] Kim, S.W., Kurul, N., Lahey, R.T., Jr., Luo, W., Moraga, F., Podowski, M.Z., 1994. The upgrading and validation of APRIL.MOD3X as an interactive computer Code for BWR severe accident analysis, ESEERCO Report, EP84-4.
• [24] Kim, S.W., Taleyarkhan, R.P., Podowski, M.Z., Lahey, R.T., Jr., “An Analysis of Core Meltdown Accidents for BWRs, Proc. Fifth Int. Meeting on Thermal Nuclear Reactor Safety, 1989.
• [25] S.W. Kim, M.Z. Podowski, R.T. Lahey, Jr. and N. Kurul. ”The Modeling of Core Melting and In-Vessel Corium Relocation in the APRIL Code”. Nuclear Engineering and Design, 177, 1997.
• [26] T.G. Theofanous, H. Yan, M.Z. Podowski, C.S. Cho, D.A. Powers, T.J. Heames, J.J. Sienicki, C.C. Chu, B. W. Spencer, J.C. Castro, Y.R. Rashid, R.A. Dameron and J.S. Maxwell, “The Probability of Mark-I Containment Failure by Melt -Attack of the Liner”, NUREG/CR-6025, 1993.

Uwagi

Opracowanie rekordu ze środków MNiSW, umowa nr SONP/SP/546092/2022 w ramach programu "Społeczna odpowiedzialność nauki" - moduł: Popularyzacja nauki i promocja sportu (2024).