Horvátországi konferencia keretében adtuk elő számításainkat a tervezésen túli súlyos balesetek biztonsági elemzéséhez

Teljes atomerőmű leállás feltérképezéséhez RELAP/SCDAPSIM és ASYST számítási kódokat használó modelleken alapuló biztonsági elemzési számításokat mutatott be az ES Group ukrán irodája egy nemzetközi szakértői csoporttal közösen a Horvát Nukleáris Társaság 13. Nemzetközi Konferenciáján.

A számítások az orosz csapatok Ukrajna nukleáris létesítményei elleni, ismétlődő nukleáris terrorizmusán alapulnak. A megszállók elfoglalták és átvették az irányítást Ukrajnában több VVER-1000 típusú reaktor, többek között a 6 ilyen blokkal rendelkező Zaporozsjei Atomerőmű felett.

Ez az számítás-sorozat felhasználható a reaktor állapotának és a konténment viselkedésének előzetes felmérésére áramszünet esetén, valamint a konténment külső károsodása, a reaktor hűtőfolyadék ) és hűtőrendszerének károsodása esetén.

A számítások kivitelezéséhez hasonló megközelítést alkalmaztunk, mint a NAÜ katasztrófaelhárítási csoportja a Fukusima-1 balesete során.
Az elemzés a Zaporozsjei Atomerőmű 1. számú blokkjának „Fukushima-utáni” biztonsági elemzésének eredményeinek figyelembe vételével készült, amelyet korábban az ES Group dolgozott ki. Ez utóbbi a RELAP5 és a MELCOR számítási kódok kombinációjának felhasználásával készült és 2020-ban a 28. Nemzetközi Nukleáris Energia Konferencián (ICONE28) került bemutatásra az egyesült államokbeli Anaheimben.

A elemzés kidolgozása során az új integrált ASYST termohidraulikus tervezési kód került felhasználásra. Az ASYST VER 3.5 képes a konténment szimulációjára, és figyelembe tudja venni a konténment reakcióját súlyos baleseti körülmények között. A kód teljes mértékben I/O kompatibilis a RELAP/SCDAPSIM-mel, de új lehetőségeket kínál a termikus hidraulikus elszigetelési feltételek és a tervezésen túli súlyos balesetek vizsgálatához.
A VVER-1000 reaktor reprezentatív bemeneti modelljeit a RELAP/SCDAPSIM-nak a Bolgár Nukleáris Kutatási és Nukleáris Energia Intézet (INRNE) biztosította.

A reprezentatív teljesítményegység-modelleken kívül az ISS két további bemeneti modellt is kifejlesztett a számításokhoz. Ez a VVER-1000 reaktor üzemanyag-kazettájának részletes modellje, amely lehetővé tette olyan vizsgálatok elvégzését, amelyek során a termikus hidraulikus elszigetelési feltételek közvetlenül szabályozhatók. Ezek a tanulmányok segíthetnek értékelni a balesetkezelési stratégiák optimalizálásának lehetséges módjait, mivel felhasználta az összes olyan reaktortartályon belüli mérést, amely a reaktor áramszünete alatt elvégezhető.

A második modell a VVER-1000 reaktor magjának és nyomástartó edényének részletes modellje, amely lehetővé tette a zónán és az edényen belüli természetes keringés hatásának, valamint a zóna csomópontjainak reprezentatív csoportjaiban bekövetkező radiális teljesítményváltozások figyelembe vételét. Egy ilyen modell lehetővé teszi a termikus-hidraulikus elszigetelési feltételek közvetlen szabályozását is.

A számítások elvégzésében részt vett Alexander Mazurok – ES Group műszaki igazgatója (Kijev, Ukrajna), Raymond Perikas – Energy Software Ltd. (Barcelona, Spanyolország), Aya Elshahat -Alexandriai Egyetem (Alexandria, Egyiptom), Carlos Chavez – Mexikóvárosi Egyetem (Mexikóváros, Mexikó), Antoaneta Stefanova – Nukleáris Kutatási és Nukleáris Energetika Intézet (Szófia, Bulgária), Asmaa Farag – Észak-Karolinai Állami Egyetem (Észak-Karolina, USA), Chris Alison – Innovative Systems Software LLC (Idaho, USA). A jelentést Barbara Kendzierska doktorandusz (Varsó, Lengyelország) készítette.

További információ: A nemzetközi SCDAP program keretében kifejlesztett és 28 országban bemutatott RELAP/SCDAPSIM kód a reaktor rendszerek viselkedésének előrejelzésére szolgál normál és baleseti körülmények között. A program résztvevői és licenccel rendelkező szoftverfelhasználói közé tartoznak az európai, ázsiai, latin-amerikai és egyesült államokbeli egyetemek, kutatóintézetek, szabályozó hatóságok, beszállítók és közművek. Az Innovative Systems Software (ISS) a program adminisztrátora.

A 2022 őszére tervezett ASYST VER 3.5 részletes becslési modellek segítségével képes lesz leírni a reaktor viselkedését, beleértve a reaktormagot, a konténmentet és a tartóépületeket a normál üzemi körülményektől a súlyos baleseti körülményekig, mint pl. a Fukusima-1 atomerőműben történtek.
A Horvát Nukleáris Társaság 13. Nemzetközi Konferenciáját június 5-8-án rendezték meg a horvátországi Zadarban. A konferencia áttekintette az atomenergia fejlődését az országokban a nemzeti energiastratégiák, az erőforrások, a költségek, a technológiai, szervezeti és oktatási követelmények, valamint a ekológiai előnyök szempontjából. Hangsúlyt fektettek még az atomerőművek üzembiztonságával és tervezésével, az üzemanyagciklussal, a hulladékgazdálkodással és a leszereléssel kapcsolatos kérdésekre. A konferencia résztvevői természetesen megvitatták az orosz megszállók ukrajnai nukleáris terrorizmusával kapcsolatos kérdéseket is.