РАЗРАБОТКА ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ СБОРКИ СТЕНДА ВЧГ-135 ДЛЯ ИЗУЧЕНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ КОРИУМА С МЕТАЛЛАМИОХЛАДИТЕЛЯМИ В УСЛОВИЯХ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ

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.

1. Journeau, 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/ICONE24-60916

2. Bechta, 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.2018.10.019

3. Kukhtevich 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.

4. 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.

5. 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.2003.11.034

6. Ki 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.2017.03.009

7. Skakov, 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/10.31489/2022No3/69-77

8. Skakov, 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/10.52676/1729-7885-2023-2-49-57

9. Mukhamedov, 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.2022.109404

10. Vurim, 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.2023.112704

11. ANSYS Fluent Tutorial Guide, 2016

12. «Электро – термическое оборудование», справочник под общей редакцией Альтгаузена А.П., М.: Энергия, 1980.

13. 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, 714–719

14. И.В. Позняк, А.Н. Шатунов, А.Ю. Печенков Измерение электропроводности расплава кориума //Известия СПбГЭТУ «ЛЭТИ». - 2008.- Вып.10.- С.39-45

15. ICTS project #K-1265 INVECOR (IN-VEssel Corium Retention in accident of water reactor) [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://istc.int/ru/project/DA8802253C138C29C3257052005303CF

16. Бакланов 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=4000

17. Чиркин В.С., «Теплофизические свойства материалов ядерной техники», М.: АТОМИЗДАТ. – 1968.