nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2024-4-5-11nuc-682Research ArticleСтатьиРАЗРАБОТКА ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ СБОРКИ СТЕНДА ВЧГ-135 ДЛЯ ИЗУЧЕНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ КОРИУМА С МЕТАЛЛАМИОХЛАДИТЕЛЯМИ В УСЛОВИЯХ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИDEVELOPMENT OF A THERMOPHYSICAL MODEL FOR THE EXPERIMENTAL ASSEMBLY OF THE VCG-135 TEST BENCH TO STUDY THE INTERACTION OF CORIUM WITH METAL-COOLER IN THE CONDITIONS OF A SEVERE ACCIDENTСкаковМ. К.SkakovM. К.

Курчатов

Kurchatov

skakov@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0001-8731-363XТолеубековК. О.ToleubekovK. O.

Курчатов; Семей

Kurchatov; Semey

toleubekov@nnc.kzБекмулдинМ. К.BekmuldinM. K.

Курчатов

Kurchatov

bekmuldin@nnc.kzАкаевА. С.AkaevA. S.

Курчатов

Kurchatov

akaev@nnc.kzРГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»КазахстанRSE “National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan”KazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК; Университет имени Шакарима города СемейКазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” NNC RK; Shakarim University of Semey CityKazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” NNC RKKazakhstan20243012202404511Copyright © Скаков М.К., Толеубеков К.О., Бекмулдин М.К., Акаев А.С., 20252025Скаков М.К., Толеубеков К.О., Бекмулдин М.К., Акаев А.С.Skakov M.К., Toleubekov K.O., Bekmuldin M.K., Akaev A.S.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/682

В настоящей статье приведены результаты моделирования температурного поля экспериментальной сборки стенда ВЧГ-135 для изучения взаимодействия модельного кориума с кандидатными металлами-охладителями (цинк, сурьма и марганец) в условиях тяжелой аварии АЭС.

Необходимость моделирования обусловлена вероятностью плавления металла в устройстве сброса за счет теплового потока от нагревающегося тигля экспериментального устройства. Таким образом, цель моделирования заключалась в обосновании целостности конструкции устройства сброса металла во время получения жидкого кориума в тигле экспериментального устройства.

Теплофизическая модель была разработана в программном комплексе ANSYS. Анализ полученных результатов показывает, что металл в устройстве сброса не достигнет точки плавления. В связи с этим, устройство сброса экспериментальной сборки может быть использовано в текущем конструкционном виде при проведении экспериментов на стенде ВЧГ-135.

В тоже время, после экспериментов была проведена валидация теплофизической модели путем сравнения расчетных значений температуры с экспериментальными данным. Валидация модели показывает, что отклонение расчетных и экспериментальных значений температур в контрольных точках не превышают допустимых пределов (плавление исследуемого металла перед взаимодействием с кориумом). Таким образом, разработанная теплофизическая модель может быть использована при обосновании дальнейших экспериментов на стенде ВЧГ-135 с текущей экспериментальной сборкой.

This article presents the results of modeling of the temperature field of the experimental assembly of the VCG-135 test bench to study the interaction between model corium and candidate metal-coolers (zinc, antimony and manganese) in the conditions of a severe accident.

The need for modeling is associated with the probability of metal melting in the discharge device due to the heat flow from the heating crucible of the experimental assembly. Thus, the purpose of the modeling was the justification of the integrity of the design of the metal discharge device during the production of liquid corium in the crucible of the experimental assembly.

The thermophysical model was created in the ANSYS software. The temperature field of the experimental assembly was obtained at the moment of obtaining liquid corium as a result of the modeling. An analysis of the results showed that metal in the discharge device wouldn’t reach the melting point. In this regard, the discharge device of the experimental assembly can be used in its current design for experiments conducting at the VCG-135 test bench.

At the same time, after the experiments, the thermophysical model was validated by comparing the calculated temperature values with experimental data. Validation of the model shows that the deviation of calculated and experimental temperature values at control points does not exceed acceptable limits (melting of the studied metal before interaction with corium). Thus, the developed thermophysical model can be used to justify further experiments on the VCG-135 test bench with the current experimental assembly.

тяжелая авариякориумловушка расплаваметалл–охладительстенд ВЧГ-135ANSYSмоделированиеsevere accidentcoriumcore catchermetal-coolerVCG-135 test benchANSYSmodelingThis research was funded by the Ministry of Energy of the Republic of Kazakhstan within the framework of the scientific-technical program “Nuclear power engineering development in the Republic of Kazakhstan” (BR24792713).ReferencesJourneau, C., Bouyer, V., Cassiaut-Louis, N. and et.al. SAFEST roadmap for corium experimental research in Europe. Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE24). Charlotte, North Carolina, June 26-30, 2016. https://doi.org/10.1115/ICONE24-60916Journeau, C., Bouyer, V., Cassiaut-Louis, N. et.al. SAFEST roadmap for corium experimental research in Europe. Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE24). Charlotte, North Carolina, June 26-30, 2016. https://doi.org/10.1115/ICONE24-60916Bechta, S., Ma, W., Miassoedov, A. and et.al. On the EU-Japan roadmap for experimental research on corium behavior. Annals of Nuclear Energy. 2019, 124, 541–547. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.10.019Bechta, S., Ma, W., Miassoedov, A. et.al. On the EUJapan roadmap for experimental research on corium behavior // Annals of Nuclear Energy. – 2019. – Vol. 124. – P. 541–547. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.10.019Kukhtevich I.V.; Bezlepkin V.V.; Granovskii V.S. and et.al. The concept of localization of the corium melt in the ex-vessel stage of a severe accident at a nuclear power station with a VVER-1000 reactor. Thermal Engineering. 2001, 48, 9, 699-706.Kukhtevich I.V.; Bezlepkin V.V.; Granovskii V.S. et.al. The concept of localization of the corium melt in the exvessel stage of a severe accident at a nuclear power station with a VVER-1000 reactor // Thermal Engineering. – 2001. – Vol. 48, No. 9. – P. 699–706.Sidorov, A.S., Nedorezov, A.B., Rogov, M.F. and et.al. The device for core melt localization at the Tyan'van nuclear power station with a VVER-1000 reactor. Teploenergetika. 9, 2001, 8-13.Sidorov, A.S., Nedorezov, A.B., Rogov, M.F. et.al. The device for core melt localization at the Tyan'van nuclear power station with a VVER-1000 reactor // Teploenergetika. – 2001. – Vol. 9. – P. 8–13.Fischer M. The severe accident mitigation concept and the design measures for core melt retention of the European Pressurized Reactor (EPR). Nucl. Eng. Des. 230, 1-3, 2004, 169-180. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2003.11.034Fischer M. The severe accident mitigation concept and the design measures for core melt retention of the European Pressurized Reactor (EPR) // Nucl. Eng. Des. – 2004. – Vol. 230, No. 1–3. – P. 169–180. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2003.11.034Ki Won Song, Thanh Hung Nguyen, Kwang Soon Ha and et al. Experimental study on two-phase flow natural circulation in a core catcher cooling channel for EU-APR1400 using air-water system. Nucl. Eng. Des. 316, 2017, 75-88. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.03.009Ki Won Song, Thanh Hung Nguyen, Kwang Soon Ha et al. Experimental study on two-phase flow natural circulation in a core catcher cooling channel for EU-APR1400 using air-water system // Nucl. Eng. Des. – 2017. – Vol. 316. – P. 75–88. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.03.009Skakov, М. Toleubekov, K., Baklanov, V., and et.al The method of corium cooling in a core catcher of a light-water nuclear reactor. Eurasian phys. tech. j. 2022, 19, 69-77. https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77Skakov, М. Toleubekov, K., Baklanov, V., et.al The method of corium cooling in a core catcher of a lightwater nuclear reactor // Eurasian phys. tech. j. – 2022. – Vol. 19. – P. 69–77. https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77Skakov, М., Baklanov, V., Toleubekov, K. and et.al Modeling of the corium and metals – coolers interaction in a core catcher of a light water reactor. NNC RK Bulletin. 2023, 94, 49-57. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2023-2-49-57Skakov, М., Baklanov, V., Toleubekov, K. et.al Modeling of the corium and metals – coolers interaction in a core catcher of a light water reactor // NNC RK Bulletin. – 2023. Issue 2(94). – P. 49–57. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2023-2-49-57Mukhamedov, N.Y., Kozhakhmetov, Ye. A. and Tskhe, V.K. Microstructure and mechanical properties of the solidified melt obtained by the in-pile test. Annals of Nuclear Energy. 2022, 179, 109404. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109404Mukhamedov, N.Y., Kozhakhmetov, Ye. A. and Tskhe, V.K. Microstructure and mechanical properties of the solidified melt obtained by the in-pile test // Annals of Nuclear Energy. – 2022. – Vol. 179. – P. 109404. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109404Vurim, A., Mukhamedova N., Baklanova Y. and et al. Information and analytical system as a promising database used to justify the safety of nuclear energy. Nucl. Eng. Des. 2023, 415. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112704Vurim, A., Mukhamedova N., Baklanova Y. et al. Information and analytical system as a promising database used to justify the safety of nuclear energy // Nucl. Eng. Des. – 2023. – Vol. 415. – P. 112704. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112704ANSYS Fluent Tutorial Guide, 2016ANSYS Fluent Tutorial Guide, 2016«Электро – термическое оборудование», справочник под общей редакцией Альтгаузена А.П., М.: Энергия, 1980.“Elektrotermicheskoe oborudovanie”, spravochnik pod obshchey redaktsiey Al'tgauzena A.P., Moscow.: Energiya. – 1980. (In Russ.)Г. Асмолов, В. Н. Загрязкин, Е. В. Астахова, В. Ю. Вишневский, Е. К. Дьяков, А. Ю. Котов, В. М. Репников Плотность UO2–ZrO2-расплавов // ТВТ, 2003, том 41, выпуск 5, 714–719Asmolov V. G., Zagryazkin V. N., Astakhova E. V., Vishnevskiy V. Yu., D'yakov E. K., Kotov A. Yu., Repnikov V. M. Plotnost' UO2–ZrO2- rasplavov // Teplofizika vysokikh temperatur. – 2003. – Vol. 41, Issue 5. – P. 714–719. (In Russ.)И.В. Позняк, А.Н. Шатунов, А.Ю. Печенков Измерение электропроводности расплава кориума //Известия СПбГЭТУ «ЛЭТИ». - 2008.- Вып.10.- С.39-45Poznyak I.V., Shatunov A.N., Pechenkov A.Yu. Izmerenie elektroprovodnosti rasplava koriuma // Izvestiya SPbGETU “LETI”. – 2008. – Issue.10. – P. 39–45.ICTS project #K-1265 INVECOR (IN-VEssel Corium Retention in accident of water reactor) [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://istc.int/ru/project/DA8802253C138C29C3257052005303CFICTS project #K-1265 INVECOR (IN-VEssel Corium Retention in accident of water reactor) [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://istc.int/ru/project/DA8802253C138C29C3257052005303CFБакланов В.В. Приборно-измерительный комплекс для исследования взаимодействия материалов ядерного реактора при тяжелых авариях: диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук, Юргинский технологический институт ТПУ, Югра, 2016 // [Электронный ресурс]. – Режим доступа:https://portal.tpu.ru/portal/pls/portal/!app_ds.ds_view_bknd.download_doc?fileid=4000Baklanov V.V. Pribornoizmeritel'nyy kompleks dlya issledovaniya vzaimodeystviya materialov yadernogo reaktora pri tyazhelykh avariyakh: dissertatsiya na soiskanie uchenoy stepeni kandidata tekhnicheskikh nauk, Yurginskiy tekhnologicheskiy institut TPU, Yugra, 2016 // [Electronic resource]. – Access mode: https://portal.tpu.ru/portal/pls/portal/!app_ds.ds_view_bknd.download_doc?fileid=4000 (In Russ)Чиркин В.С., «Теплофизические свойства материалов ядерной техники», М.: АТОМИЗДАТ. – 1968.Chirkin V.S., “Teplofizicheskie svoystva materialov yadernoy tekhniki”, Moscow.: ATOMIZDAT. – 1968. (In Russ.)

The authors declare that there are no conflicts of interest present.