Details

В данной работе описывается выход водорода в гермообъем здания реактора во время протекания аварии с потерей теплоносителя, особое внимание уделено влиянию деградации лакокрасочного (антикоррозионного) покрытия на общий объем выделяемого взрывоопасного газа. Задачи, решаемые в ходе работы: 1. Введение в понятие «Водородная безопасность АЭС». 2. Введение в понятие «Авария с потерей теплоносителя». 3. Описание основных источников водорода в ГО. 4. Расчет выхода водорода из внереакторных источников. 5. Оценка выхода водорода из УЛР. 6. Описание технологии защиты от коррозии АЭС «Эль-Дабаа» с ВВЭР-1200. 7. Обоснование применения лакокрасочных покрытий, выбранных для внутренней поверхности ЗО. 8. Оценка выхода водорода в процессе терморадиационной деградации покрытий во время протекания LOCA. Работа проведена на основе данных, полученных в проектном институте АО «Атомэнергопроект», где были получены исходные данные для расчетов, материалы для изучения и проведения расчетного и экспериментального анализа. Итогом проведенной работы являются оценочные и численные показатели выхода водорода в ГО: • из внереакторных источников по сценарию «малая течь»; • из внереакторных источников по сценарию «большая течь»; • из устройства локализации расплава (ловушки расплава). Высокие концентрации водорода в герметичном объеме здания реактора являются опасным фактором для эксплуатации АЭС в условиях проектных и запроектных аварий, могут вызывать как локальные, так и объемные детонации, которые в свою очередь ведут к возгораниям. Взрывные волны могут быть опасными не только для оборудования, расположенного внутри, но и превышать предельные значения напряжений, которые способен выдержать последний барьер, препятствующий выходу радиоактивных веществ в окружающую среду – контейнмент здания реактора. Результаты расчетов могут быть использованы при обосновании водородной безопасности АЭС с ВВЭР-1200, выборе материалов и технологии антикоррозионной защиты для поверхностей ВЗО в гермозоне здания реактора.

This work describes hydrogen release into the containment volume of a reactor building during a loss-of-coolant accident (LOCA), with a focus on the impact of degradation of anti-corrosion paint coatings on the total volume of explosive gas generated. Tasks solved during the work: 1. Introduction to the concept of "NPP Hydrogen Safety". 2. Introduction to the concept of "Loss-of-Coolant Accident (LOCA)". 3. Description of the primary hydrogen sources in the containment. 4. Calculation of hydrogen release from non-reactor sources. 5. Evaluation of hydrogen release from the Melt Localization Device (MLD). 6. Description of corrosion protection technology for the El-Dabaa NPP with VVER-1200 reactors. 7. Justification for using specific paint coatings selected for the internal surfaces of the protective shell. 8. Assessment of hydrogen release during thermoradiation degradation of coatings under LOCA conditions. The study is based on data obtained from the Atomenergoproekt JSC design institute, which provided initial data for calculations, materials for analysis, and experimental research. Results of the study include quantitative estimates of hydrogen release into the containment: • From non-reactor sources under a "small leak" scenario; • From non-reactor sources under a "large leak" scenario; • From the Melt Localization Device (core melt trap). High hydrogen concentrations in the reactor building’s sealed volume pose a significant risk during NPP operation under design-basis and beyond-design-basis accidents. These concentrations may lead to localized or volumetric detonations, causing fires. Shockwaves from explosions can damage internal equipment and exceed stress limits of the final barrier preventing radioactive release - the reactor building’s containment structure. The calculation results can be applied to justify hydrogen safety for VVER-1200 reactor-based NPPs and help with the selection of corrosion protection materials and technologies for surfaces of the internal protective shell within the reactor building’s containment zone.