Analiza skutków powstawania niekondensujących gazów i pary wodnej podczas ciężkiej awarii wrzącego reaktora jądrowego

• Autorzy: Darnowski P. , Niewiński G. , Pawluczyk M. , Pilichowska J.

Identyfikatory

DOI

10.15199/62.2017.2.5

Warianty tytułu

EN

Analysis of effects of formation of non-condensable gases and water vapor during a severe accident in a boiling water nuclear reactor

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Przedstawiono wyniki symulacji przebiegu ciężkiej awarii ze stopieniem się rdzenia reaktora jądrowego typu BWR (boiling water reactor). Scenariuszem jest awaria z całkowitą utratą zasilania obiektu jądrowego SBO (station blackout). Przeanalizowano procesy zachodzące w układzie reaktora oraz w obudowie bezpieczeństwa. Szczególną uwagę skupiono na zagadnieniach powstawania gazów niekondensujących (H₂, CO, CO₂, CH₄) oraz pary wodnej, które odgrywają fundamentalną rolę w utrzymaniu szczelności obudowy. Wysunięto wnioski dotyczące przebiegu symulowanej awarii i ryzyka, jakie stwarzają gazy niekondensujące i para wodna.

EN

The effects of a total loss of power with station blackout and subsequent core meltdown for the model of boiling water reactor were simulated by using specialized computer program. The simulation included the processes running inside the reactor core as well as inside cooling systems and containment. The anal. was focused on the mechanisms of non-condensable gas generation (H₂, CO, CO₂, MeH) and steam prodn., which created the highest threat of damage of the reactor containment.

Słowa kluczowe

PL

reaktor jądrowy; awaria zasilania; symulacja

EN

nuclear reactor; power failure; simulation

• Wydawca: Wydawnictwo SIGMA-NOT
• Czasopismo: Przemysł Chemiczny
• Rocznik: 2017
• Tom: T. 96, nr 3
• Strony: 521--524
• Opis fizyczny: Bibliogr. 10 poz., wykr., tab.

Twórcy

autor

Darnowski P.

• Politechnika Warszawska

autor

Niewiński G.

• Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska, ul. Nowowiejska 21/25, 00-656 Warszawa

autor

Pawluczyk M.

• Politechnika Warszawska

autor

Pilichowska J.

• Politechnika Warszawska

Bibliografia

• [1] World Nuclear Association, Nuclear power in the world today, http://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/ nuclear-power-in-the-world-today.aspx, dostęp 20 czerwca 2016 r.
• [2] B.R. Sehgal, i in, Nuclear safety in light water reactors. Severe accident phenomenology, Academic Press, Boston 2012.
• [3] D. Jacquemain, i in, Nuclear power reactor core melt accidents. Current state of knowledge, EDP Sciences and IRSN, 2015.
• [4] Sandia National Laboratories, MELCOR computer code manual. t. 1. Primer and users’ guide, Version 2.1., NUREG/CR-6119 t. 1, Rev 3179, 2011.
• [5] Sandia National Laboratories, MELCOR computer code manual, t. 2. Reference manual, Version 2.1., NUREG/CR-6119 t. 2, Rev 3194, 2011.
• [6] T. Sevon, Ann. Nuclear Energy 2015, 85, 1.
• [7] Sandia National Laboratories, CORCON-MOD3. An integrated computer model for analysis of molten core-concrete interactions. User’s manual, NUREG/CR-5843, 1993.
• [8] J.J. Carbajo, Nuclear Eng. Design 1994, 152, 287.
• [9] T. Sevon, Molten core-concrete interactions in nuclear accidents. Theory and design of an experimental facility, VTT Research Notes 2311, 2005.
• [10] International Atomic Energy Agency, Nuclear safety tutorial appendix III, https://www.iaea.org/ ns/tutorials/regcontrol/appendix/app9344.htm, dostęp 18 stycznia 2017 r.

Uwagi

PL

Opracowanie ze środków MNiSW w ramach umowy 812/P-DUN/2016 na działalność upowszechniającą naukę (zadania 2017).