Nuclear Meltdown Relocation and Core Catcher Analysis

Evald Bregu; Stephen Aroh Ajah; Jefferson Gomes

doi:10.14295/vetor.v33i2.15158

Autores

Evald Bregu University of Aberdeen
Stephen Aroh Ajah University of Aberdeen https://orcid.org/0000-0002-2034-3049
Jefferson Gomes University of Aberdeen https://orcid.org/0000-0003-0845-2274

DOI:

https://doi.org/10.14295/vetor.v33i2.15158

Palavras-chave:

Núcleo do reator nuclear, Realocação do Núcleo depois do Derretimento, Unidade de Contenção de Núcleo, Plenum inferior

Resumo

O derretimento nuclear, com potencial danos humanos e ambientais, é um dos principais acidentes graves em usinas nucleares. Limitar (ou mesmo evitar) eventos críticos são as principais estratégias no design de reatores das gerações 3½ e 4 (Gen3½ e Gen4). Isso inclui garantir coeficientes de reatividade (de temperatura e de vazio) negativos (para ambos, moderador e o combustível) independentemente das condições operacionais. Este é um mecanismo de auto- regulação para prevenir a ocorrência de acidentes (ou seja, para abordar aspectos de segurança e confiabilidade dos objetivos do Gen4). No entanto, em cenários de acidentes graves (por exemplo, durante eventos de perda de fluido refrigerante, LOCA), onde a falha na extração de calor do reator pode levar à degradação do núcleo, estratégias para mitigar o derretimento e a realocação do reator são críticas na concepção de protocolos de segurança. Este trabalho visa investigar numericamente a realocação do núcleo como um problema integrado de dinâmica multifluido e térmica em que o fluxo de materiais derretidos (UO₂, Zircaloy e grafite) é modelado através de métodos de captura/rastreamento de interface. Dois métodos de rastreamento/captura de interface foram comparados, o método de volume de fluido (VOF, no CFD ANSYS Fluent) e o método de advecção compressiva (CAM, no CFD Fluidity/ICFERST). Ambos os métodos estão em bom acordo para o estudo de caso de realocação do núcleo. Também foi proposto uma unidade de contenção do núcleo (IVCC) composta de uma liga de tungstênio para demonstrar a estratégia de controle da degradação do núcleo através do resfriamento dos materiais. O IVCC foi simulado com um modelo multifluido com fluxo de calor especificado. A espessura do IVCC é de 0.20 m e o fluxo de calor utilizado é de 600 kW m^-2. O material de tungstênio utilizado foi capaz de suportar as cargas térmicas e mecânicas no plénum inferior extraindo o calor residual do corium.

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