АУЫР АВАРИЯ ЖАҒДАЙЫНДА КОРИУМНЫҢ САЛҚЫНДАТҚЫШ МЕТАЛДАРМЕН ӨЗАРА ӘРЕКЕТІН ЗЕРДЕЛЕУ ҮШІН ВЧГ-135 СТЕНДІН ЭКСПЕРИМЕНТТІК ҚҰРАСТЫРУДЫҢ ТЕПЛОФИЗИКАЛЫҚ МОДЕЛІН ӘЗІРЛЕУ

Осы мақалада АЭС-тің ауыр авариясы жағдайында модельдiк кориумның кандидаттық салқындатқыш металдармен (мырыш, сурьма және марганец) өзара әрекетін зерделеу үшiн ВЧГ-135 стендiнiң эксперименттiк жинағының температуралық өрiсiн модельдеу нәтижелерi келтiрiлген.

Модельдеу қажеттілігі эксперименттік құрылғының қыздырылатын тигельінен жылу ағыны есебінен шығару құрылғысында металдың балқу ықтималдығымен байланысты. Осылайша, модельдеу мақсаты эксперименттік құрылғының тигелінде сұйық кориум алу кезінде металды шығару құрылғысы конструкциясының тұтастығын негіздеу болды.

Теплофизикалық модель ANSYS бағдарламалық кешенінде әзірленді. Алынған нәтижелерді талдау шығару құрылғысындағы металл балқу нүктесіне жетпейтінін көрсетеді. Осыған байланысты эксперименттік құрастыруды шығару құрылғысы ВЧГ-135 стендінде эксперименттер жүргізу кезінде ағымдағы конструкциялық түрде пайдаланылуы мүмкін.

Сонымен қатар, эксперименттерден кейін температураның есептік мәндерін эксперименттік деректермен салыстыру жолымен жылу физикалық модельді валидациялау жүргізілді. Үлгіні валидациялау бақылау нүктелеріндегі температуралардың есептік және эксперименттік мәндерінің ауытқуы рұқсат етілген шектерден аспайтынын көрсетеді (кориуммен әрекеттеспес бұрын зерттелетін металды балқыту). Осылайша, әзірленген жылу физикалық модель ағымдағы эксперименттік құрастырумен ВЧГ-135 стендінде одан әрі эксперименттерді негіздеу кезінде пайдаланылуы мүмкін.

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.