Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5

Abstract

Представлен анализ протекания процессов в бассейне выдержки (БВ) отработанного ядерного топлива при моделировании БВ с использованием компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Переходные процессы рассмотрены для исходного события «Потеря теплоотвода от бассейна выдержки», определены основные отличия по временным рамкам и процессам в БВ.

Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ.

Processes that take place in spent nuclear fuel pools are analyzed using the MELCOR 1.8.5 computer code with options for modeling PWR and BWR reactor types. Transients are considered for the initiating events “loss of heat removal from the spent fuel pool (SFP)” and basic differences in timeframes and processes occurring in SFP are determined.