Аналіз важких аварій в басейні витримки відпрацьованого ядерного палива АЕС "Фукусіма-Даїчі" з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6

Abstract

Представлено підходи до моделювання басейну витримки (БВ) для енергоблоків типу АЕС «Фукусіма-Даїчі» та результати теплогідравлічних розрахунків сценаріїв важких аварій у БВ, отримані з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.6. За результатами розрахункових аналізів визначено динаміку основних процесів, що супроводжують розвиток важкої аварії в БВ даного типу. Отримані результати кількісного аналізу можуть бути використані з метою вдосконалення існуючих розрахункових моделей БВ для отримання більш достовірних розрахункових даних щодо розвитку аварійних процесів у БВ енергоблоків АЕС.

Представлены подходы к моделированию бассейна выдержки (БВ) для энергоблоков типа АЭС «Фукусима-Дайичи» и результаты теплогидравлических расчетов сценариев тяжелых аварий в БВ, полученные с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.6. По результатам расчетных анализов определена динамика основных процессов, сопровождающих развитие тяжёлой аварии в БВ данного типа. Полученные результаты количественного анализа могут быть использованы для совершенствования существующих расчетных моделей БВ с целью получения более достоверных расчетных данных по развитию аварийных процессов в БВ энергоблоков АЭС.

The paper presents specific approaches to modeling the spent fuel pool (SFP) of Fukushima Daiichi NPP and results of thermohydraulic calculations of severe accidents in SFP using MELCOR 1.8.6 computer code. The dynamics of main processes accompanying severe accident progression in SFP of such a type was defined based on computer analysis. Obtained results may be used to improve available SFP computer models to receive more reliable data on the progression of emergency processes in NPP SFPs.