High temperature behavior of materials significant for nuclear safety

Abstract

Shrnutí Tato disertační práce se zabývala studiem těžkých jaderných havárií od strategie zadržení taveniny uvnitř tlakové nádoby až po záchyt taveniny mimo nádobu reaktoru s důrazem na relevanci pro reaktor VVER-1000 v Jaderné elektrárně Temelín. Experimentální studie a charakterizace materiálů provedené v rámci této práce sloužily k lepšímu pochopení interakcí koria s konstrukčními prvky, jako je tepelné stínění podlahy šachty reaktoru nebo perforované dno nosného válce reaktorové nádoby. Tyto experimenty ukázaly jejich částečnou odolnost vůči působení taveniny koria, ale upozornily na potřebu zavedení účinné strategie dochlazení taveniny mimo reaktorovou nádobu. V návaznosti na to bylo studováno chování nových obětních materiálů na bázi geopolymerů při interakci s koriem za vysokých teplot. Výsledky práce ukázaly, že vlastnosti, které materiál vykazuje, jsou pro jejich použití v lapači koria vyhovující. Dále byla provedena analýza zabývající se vznikem aerosolů při interakci s koriem, jejímž výsledkem bylo získání dat o morfologii částic a jejich fázovém složení. Poslední sada experimentů simulovala uvolňování aerosolů za podmínek havárie 3. bloku elektrárny Fukušima Daiiči. Srovnání se skutečnými vzorky z havárie potvrdilo platnost experimentu a přesnost nasimulovaných podmínek. Celkově tato data...

This thesis investigated a hypothetical severe nuclear accident from in-vessel to ex- vessel phases, with a special emphasis on the VVER-1000 reactor at the Temelín Nuclear Power Plant. The experiments and material characterizations contributed to the enhancement of the understanding of corium interactions with structural elements, such as thermal shielding or the perforated core barrel lower head. The results revealed partial resistance of the components to melt penetration and highlighted the need for implementation of the effective ex-vessel melt retention strategy. Following this, new geopolymer sacrificial materials were proposed and tested under corium exposure at high temperatures. The study results indicated that the material properties were sufficient to support their application in future designs of core catchers. Furthermore, supplementary analyses were conducted to examine the aerosol formation during the interaction of corium materials, resulting in information about particle morphology and phase composition. A final set of experiments simulated the aerosol release under conditions simulating the Fukushima Daiichi Unit 3 accident. A comparison with real samples from the accident confirmed the experimental validity and accuracy of the simulated conditions. In summary, these findings...