nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2025-1-104-112nuc-784Research ArticleСтатьиМЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ СТАРЕНИЯ КОРИУМАMETHODOLOGY FOR THE STUDY OF CORIUM AGING PROCESSEShttps://orcid.org/0000-0002-4054-7831БаклановаЮ. Ю.BaklanovaYu. Yu.

Курчатов

Kurchatov

Basalai@nnc.kzhttps://orcid.org/0000-0002-2564-0421БукинаО. С.O. S. BukinaO. S. Bukina O. S. Bukina

Курчатов

Семей

Kurchatov

Semey

bukina@nnc.kzБаклановВ. В.BaklanovV. V.

Курчатов

Kurchatov

Baklanov@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК; НАО «Университет имени Шакарима города Семей»КазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK; NP JSC “Shakarim University, Semey”Kazakhstan20250104202501104112Copyright © Бакланова Ю.Ю., Букина О.С., Бакланов В.В., 20252025Бакланова Ю.Ю., Букина О.С., Бакланов В.В.Baklanova Y.Y., O. S. Bukina O.O., Baklanov V.V.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/784

На сегодняшний день исследования кориума представляют собой один из главных вопросов в рамках повышения ядерной безопасности и является одной из задач проведения успешной процедуры устранения последствий аварии с расплавлением активной зоны на АЭС. Одной из важных задач для процедуры устранения последствий аварии на АЭС является понимание физического состояния расплава активной зоны аварийного реактора (кориума) для принятия решений по его извлечению из контаймента и дальнейшему обращению с ним. Сложность оценки структуры и свойств кориума, которые претерпевают изменения в результате охлаждения водой и длительной выдержки в контайменте или ловушке расплава (процесса «старения» кориума), заключается в его высокой радиоактивности.

Кориум включает в себя элементы активной зоны (урановое топливо, циркониевая оболочка), элементы металлических конструкций, конструкционных материалов, бетона и прочее. Известно пять случаев запроектных аварий с образованием кориума: на реакторе АЭС «Three Mile Island-2» (США, 1979 г.), на Чернобыльской АЭС (Украина, 1986 г.) и три случая формирования кориума наблюдалось при аварии на АЭС «Fukushima -1» (Япония, 2011 г.). Все эти инциденты показали актуальность как усовершенствования систем безопасности на ядерных установках, так и необходимость изучения свойств кориума для проведения работы с ним.

Ввиду высокой радиационной опасности, исследования свойств кориума проводятся на модельных образцах. Модельный кориум в филиале «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК может быть получен как в лабораторных условиях, так и на экспериментальных стендах института. Свойства кориума различны и зависят от исходного состава шихты (компонентов, моделирующих активную зону и конструкционные материалы) и условий моделирования запроектной аварии (температуры плавления, принципа охлаждения расплава, наличия остаточного энерговыделения, способа удержания расплава и т.д.).

В статье приводятся результаты анализа современных достижений в области исследования кориума, а также методические рекомендации исследования процессов старения кориума, сформированные на основании опыта зарубежных специалистов (Япония, Российская Федерация) [1–4] и собственных многолетних наработок специалистов филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК.

Методические рекомендации, приведенные в данной статье, могут быть использованы непосредственно для исследования процесса изменения свойств кориума в различных условиях, а также для прогнозирования процесса старения на заданный срок выдержки его в контайменте реакторной установки или подреакторной ловушке расплава. 

To date, the corium research is one of the main issues in the framework of improving nuclear safety and is one of the tasks of conducting a successful procedure to eliminate the consequences of an accident with a core meltdown at the NPP. One of the important tasks for the procedure of eliminating the consequences of an accident at the NPP is to understand the physical state of the core melt of an emergency reactor (corium) in order to make decisions on its removal from the contents and further handling. The difficulty in assessing the structure and properties of the corium, which undergo the changes as a result of cooling with water and prolonged exposure in a melt content or trap (the process of corium “aging”), is in its high radioactivity.

Corium includes elements of the core (uranium fuel, zirconium cladding), elements of metal structures, structural materials, concrete, etc. There are five known cases of non-design accidents with the formation of corium: at the reactor of the Three Mile Island-2 NPP (USA, 1979), at the Chernobyl NPP (Ukraine, 1986) and three cases of corium formation were observed during the accident at the Fukushima -1 NPP (Japan, 2011). All these incidents have shown the relevance of improving safety systems at nuclear installations, as well as the need to study the properties of corium in order to work with it.

Due to the high radiation hazard, the studies of the corium properties are carried out on model samples. The model corium in the “Institute of Atomic Energy” Branch of RSE NNC RK can be obtained both under laboratory conditions and at the experimental benches of the Institute. The corium properties are different and depend on the initial composition of the charge (components modeling the core and structural materials) and the conditions for modeling an out-of-design accident (melting temperature, the principle of the melt cooling, the presence of residual power density, the method of retaining the melt, etc.).

The paper presents the results of the analysis of modern achievements in the field of corium study, as well as methodological recommendations for the study of corium aging processes based on the experience of foreign specialists (Japan, Russian Federation) [1–4] and own long-term developments of the specialists of the branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK.

The methodological recommendations given in this paper can be used directly to study the process of changing the corium properties under various conditions, as well as to predict the aging process for a given period of its exposure in the content of a reactor installation or a subreactor melt trap.

кориумрасплавзапроектная аварияструктурасвойстваисследованияcoriummeltout-of-design accidentstructurepropertiesstudiesРабота выполнена при финансовой поддержке Министерства энергетики Республики Казахстан (BR24792713 «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан»).ReferencesJ.R. Wolf, J.L. Rempe. TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report. Idaho National Engineering Laboratory, TMI V(93)EG10, October 1993.J.R. Wolf, J.L. Rempe. TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report. Idaho National Engineering Laboratory, TMI V(93)EG10, October 1993.Asmolov V.G. et al. RASPLAV Final Report. Attachment С Properties Studies: Methodology and Results // OECD RASPLAV Project, Russian Research Centre “Kurchatov Institute”, Moscow, 2000.Asmolov V.G. et al. RASPLAV Final Report. Attachment С Properties Studies: Methodology and Results // OECD RASPLAV Project, Russian Research Centre “Kurchatov Institute”, Moscow, 2000.Barachin M. Thermodynamics of Corium: Phase diagrams, Databases // EUROCOURSE 2003, Corium: Severe Accident R&D and Nuclear Power Plant Safety, Aix en Provence, France, January 27–31, 2003.Barachin M. Thermodynamics of Corium: Phase diagrams, Databases // EUROCOURSE 2003, Corium: Severe Accident R&D and Nuclear Power Plant Safety, Aix en Provence, France, January 27–31, 2003.Nakahara, Y. Technical development on burn-up credit for spent LWR fuels JAERITECH 2000-071 / Y. Nakahara, K. Suyama, T. Suzaki. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Research Institute, 2000. – 394 p.Nakahara, Y. Technical development on burn-up credit for spent LWR fuels JAERITECH 2000-071 / Y. Nakahara, K. Suyama, T. Suzaki. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Research Institute, 2000. – 394 p.Рыжов С.Н., Богданова Е.В., Рыжков А.А., Пугачев П.А., Тихомиров Г.В., Терновых М.Ю., Алеева Т.Б. Анализ методов и технологий оценки состава кориума, образовавшегося в результате аварии на АЭС «Fukushima Daiichi» // Глобальная Ядерная Безопасность. – 2022. – № 3. – C. 5–21. https://doi.org/10.26583/gns-2022-03-01Ryzhov S.N., Bogdanova E.V., Ryzhkov A.A., Pugachev P.A., Tikhomirov G.V., Ternovykh M.Yu., Aleeva T.B. Analiz metodov i tekhnologiy otsenki sostava koriuma, obrazovavshegosya v rezul'tate avarii na AES «Fukushima Daiichi» // Global'naya Yadernaya Bezopasnost'. – 2022. – No. 3. – P. 5–21. (In Russ.)] https://doi.org/10.26583/gns-2022-03-01Российские учёные завершили проект по прогнозированию свойств кориума АЭС «Fukushima Daiichi» // Научно-деловой портал «Атомная энергия 2.0». URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2021/08/02/116094 (дата обращения: 20.07.2024).Rossiyskie uchenye zavershili proekt po prognozirovaniyu svoystv koriuma AES “Fukushima Daiichi” // Nauchno-delovoy portal “Atomnaya energiya 2.0”. (In Russ.)] URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2021/08/02/116094 (дата обращения: 20.07.2024).Нейтронно-физическое моделирование подкритической системы с частицами кориума и водой из международного бенчмарка / А.Д. Смирнов, Е.В. Богданова, П.А. Пугачев [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2020. – № 2. – С. 135– 145. https://doi.org/10.26583/npe.2020.2.12Neytronno-fizicheskoe modelirovanie podkriticheskoy sistemy s chastitsami koriuma i vodoy iz mezhdunarodnogo benchmarka / A.D. Smirnov, E.V. Bogdanova, P.A. Pugachev [i dr.] // Izvestiya vysshikh uchebnykh zavedeniy. Yadernaya energetika. – 2020. – No. 2. – P. 135–145. (In Russ.)] https://doi.org/10.26583/npe.2020.2.12Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами// IAEA-TCS-27, Вена, 2005.Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами// IAEA-TCS-27, Вена, 2005. [Tekhnologicheskie i organizatsionnye aspekty obrashcheniya s radioaktivnymi otkhodami// IAEA-TCS-27, Vena, 2005. (In Russ.)]Методические рекомендации «Исследования процессов старения криума». Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК, г. Курчатов. – 2024. – 19 с.Metodicheskie rekomendatsii «Issledovaniya protsessov stareniya kriuma». Filial IAE RGP NYaTs RK, g. Kurchatov. – 2024. – 19 p. (In Russ.)]Rogovin, M. Three Mile Island. A report to the commissioners and to the public. Nuclear regulatory commission special inquiry group / Mitchell Rogovin. – University of Michigan Library. – 1980. – 488 p.Rogovin, M. Three Mile Island. A report to the commissioners and to the public. Nuclear regulatory commission special inquiry group / Mitchell Rogovin. – University of Michigan Library. – 1980. – 488 p.Akers, D.W. TMI-2 Examination Results from the OECD/CSNI program. / D.W. Akers, G. Bart, P. Botoomley, A. Brown, D.S. Cox, P. Hoffman, S.M. Jensen, H. Kleykamp, A.J. Manley, L.A. Neimark, M. Trotabas. – Idaho National Engineering Laboratory, Inc. – 1992. – 494 p.Akers, D.W. TMI-2 Examination Results from the OECD/CSNI program. / D.W. Akers, G. Bart, P. Botoomley, A. Brown, D.S. Cox, P. Hoffman, S.M. Jensen, H. Kleykamp, A.J. Manley, L.A. Neimark, M. Trotabas. – Idaho National Engineering Laboratory, Inc. – 1992. – 494 p.Reactor core materials interaction at very high temperatures / P. Hofmann, S.J. Hagen, G. Schanz, A. Skokan // Nuclear Technology. – 1989. – Vol. 87, No. 1. – P. 146– 186.Reactor core materials interaction at very high temperatures / P. Hofmann, S.J. Hagen, G. Schanz, A. Skokan // Nuclear Technology. – 1989. – Vol. 87, No. 1. – P. 146– 186.Akers, D.W. Lower vessel Debris Examination result. – 1989. – 18 p.Akers, D.W. Lower vessel Debris Examination result. – 1989. – 18 p.TMI-2 core materials examination at CEA // International Atomic Energy Agency (IAEA) URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/21/040/21040489.pdf?r=1 (дата обращения: 20.07.2024).TMI-2 core materials examination at CEA // International Atomic Energy Agency (IAEA) URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/21/040/21040489.pdf?r=1 (дата обращения: 20.07.2024).Bottomley, D.W. Final report of the metallurgical examination of samples extracted from the damaged TMI-2 reactor core / D.W. Bottomley, M. Coqerelle. – Joint Research Centre. – 1990. – 16 p.Bottomley, D.W. Final report of the metallurgical examination of samples extracted from the damaged TMI-2 reactor core / D.W. Bottomley, M. Coqerelle. – Joint Research Centre. – 1990. – 16 p.In-Vessel Retention of Molten Corium: Lessons Learned and Outstanding Issues / J.L. Rempe, K.Y. Suh, F.B. Cheung, S.B. Kim // Nuclear Technology. – 2017 – Vol. 161. – No. 3. – P. 210–267.In-Vessel Retention of Molten Corium: Lessons Learned and Outstanding Issues / J.L. Rempe, K.Y. Suh, F.B. Cheung, S.B. Kim // Nuclear Technology. – 2017 – Vol. 161. – No. 3. – P. 210–267.Benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS: Best-estimate case comparison / M. Pellegrini, K. Dolganov, L. E. Herranz [et al.] // Nuclear Technology. – 2016. – Vol. 196. – No. 2. – P. 198–210. – https://doi.org/10.13182/NT16-63Benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS: Best-estimate case comparison / M. Pellegrini, K. Dolganov, L. E. Herranz [et al.] // Nuclear Technology. – 2016. – Vol. 196. – No. 2. – P. 198–210. – https://doi.org/10.13182/NT16-63Nishihara, K. Estimation of fuel compositions in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant JAEA-Data/Code 2012018 / K. Nishihara, H. Iwamoto, K. Suyama. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Agency, 2012. – 190 p.Nishihara, K. Estimation of fuel compositions in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant JAEA-Data/Code 2012018 / K. Nishihara, H. Iwamoto, K. Suyama. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Agency, 2012. – 190 p.Development of Molten Core Relocation Analysis Module MCRA in the Severe Accident Analysis Code SAMPSON / H. Ujita, N. Satoh, M. Naitoh, M. Hidaka, N. Shirakawa, M. Yamagishi // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2000. – Vol. 37. – No. 3. – P. 225–236 p.Development of Molten Core Relocation Analysis Module MCRA in the Severe Accident Analysis Code SAMPSON / H. Ujita, N. Satoh, M. Naitoh, M. Hidaka, N. Shirakawa, M. Yamagishi // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2000. – Vol. 37. – No. 3. – P. 225–236 p.TEPCO Report. Establishing permit application of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; unit 2. – Tokyo: TEPCO, 2003. – 509 p.TEPCO Report. Establishing permit application of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; unit 2. – Tokyo: TEPCO, 2003. – 509 p.NEA OECD, Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Summary Report. NEA/CSNI/R(2015)18. – NEA OECD, 2015. – 53 p.NEA OECD, Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Summary Report. NEA/CSNI/R(2015)18. – NEA OECD, 2015. – 53 p.P. V. Slastikhina, A. S. Aloy, V. I. Almjashev, V. B. Khabensky, N. F. Karpovich, et al. (2022) Study of the Main Properties and Leach Behavior of Simulated MCCI Products. Enviro Sci Poll Res and Mang: ESPRM-120.P. V. Slastikhina, A. S. Aloy, V. I. Almjashev, V. B. Khabensky, N. F. Karpovich, et al. (2022) Study of the Main Properties and Leach Behavior of Simulated MCCI Products. Enviro Sci Poll Res and Mang: ESPRM-120.V.G. Rumynin, K.B. Rozov, A.M. Nikulenkov, L.N. Sindalovskiy, A.S. Aloy, N.F. Karpovich, P.V. Slastikhina, Analytical models for predicting the behavior of the Fukushima fuel debris during laboratory tests and longterm storage // Journal of Nuclear Materials. – 2022. – Vol. 568. – P. 153895. ISSN 0022-3115, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153895V.G. Rumynin, K.B. Rozov, A.M. Nikulenkov, L.N. Sindalovskiy, A.S. Aloy, N.F. Karpovich, P.V. Slastikhina, Analytical models for predicting the behavior of the Fukushima fuel debris during laboratory tests and longterm storage // Journal of Nuclear Materials. – 2022. – Vol. 568. – P. 153895. ISSN 0022-3115, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153895ASTM C 1220 - 98 “Standard test method for static leaching of monolithic waste forms for disposal of radioactive waste” 10.07.1998. American sosiety for testing and materials. Reprinted from the Annual Book of ASTM Standarts. – 1998.ASTM C 1220 - 98 “Standard test method for static leaching of monolithic waste forms for disposal of radioactive waste” 10.07.1998. American sosiety for testing and materials. Reprinted from the Annual Book of ASTM Standarts. – 1998.

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