Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности АЭС с ВВЭР при авариях с потерей теплоносителя из реакторного контура

• Автор: Ефанов, Александр Дмитриевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2000
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 46 с. : ил.; 20х14 см

Нижегородского государстве техник г . Самойлов О. Б. Соловьев С. Зейгарник О. А. ОКБ ГП, г. С. М. Актуальность работы. В основу повышения безопасности проектов АЭС нового поколения с реакторами ВВЭР0 и ВВЭР положен принцип глубоко эшелонированной защиты с системой барьеров и пассивными системами, предотвращающими развитие аварийного процесса и обеспечивающими перевод реакторной установки в Состояние с низким энергетическим потенциалом. Авария на I показала эффективность работы контейнмента, как последнего барьера на пути выхода радиоактивности в окружающую среду, и важность исследования процессов взаимодействия расплавов активной зоны с материалом корпуса реактора. Именно контеннмент при авариях связан со всеми системами безопасности АЭС. Это определяет актуальность разработки методов и средств исследования тспломассопереноса многокомпонентных сред в объеме контейнмента при авариях на АЭС с ВВЭР. Определяющими при развитии аварии с потерей теплоносителя являются процессы с ухудшением теплоотвода от активной зоны а также с повторным ее охлаждением.


При реализации аварийной ситуации с попаданием на днище корпуса реактора обломков и расплава разрушенной активной зоны происходит разогрев образовавшегося кориума и при тепловом физикохимическом взаимодействии последнего с корпусом может произойти его разрушение. Процессы, сопровождающие такую ситуацию, объединяют в себе тепло и гидродинамику жидкого кориума с образованием корок на поверхности расплава и гарннсажа на поверхности корпуса, физикохимическое взаимодействие корпуса со сталыо корпуса с возникновением легкоплавких эвтсктик и термомеханику корпуса, удерживающего массу расплавленного кориума. Эти процессы непосредственно и нелинейно связаны между собой. Особую задачу представляет исследование физикохимического состояния среды кориума в процессе развития аварии, эволюции компонентного и фазового составов, физикохимического взаимодействия расплава с конструкционными материалами, включая материалы корпуса реактора. Работоспособность корпуса реактора может быть обоснована расчетами его несущей способности в условиях термосилового воздействия расплава кориума и, возможно, избыточного давления. Была создана система расчетных кодов, учитывающих нсизотермичсскос вязкопластическое нагружение пространственной конструкции и значительные деформации в процессе нагружения. В дальнейшем должны учитываться изменения температурных нолей в конструкциях, с одной стороны, а также физикохимическое взаимодействие расплава кориума с материалами корпуса. Создание методологии проведения исследований комплекса взаимосвязанных процессов, сопровождающих наиболее потенциально опасные аварии на энергоблоке АЭС является необходимым условием обеспечения безопасности энергоблока, необходимым условием лицензирования проекта. На рис. АЭС с ВВЭР. На рис.