ПРОЦЕСС ФРАГМЕНТАЦИИ МОДЕЛЬНОГО КОРИУМА ПРИ ВЗАИМОДЕЙСТВИИ С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

В настоящей работе представлены результаты исследования гранулометрических параметров, элементного и фазового составов затвердевшего модельного расплава активной зоны ядерного реактора (кориума), полученного во внереакторных условиях. Внереакторные эксперименты проводятся на стенде «EAGLE» ИАЭ НЯЦ РК, который позволяет получить расплав шихты из компонентов активной зоны и реализовать его взаимодействие с теплоносителем. Для получения модельного кориума реактора на быстрых нейтронах был использована оксид алюминия (Al₂O₃), в качестве теплоносителя – натрий.

Результаты исследований выявили присутствие в фазовом составе затвердевшего имитатора трех модификаций окиси алюминия Al₂O₃. Основной является α-модификация (корунд), которая также является базовым компонентом исходной шихты. Появление и закономерное распределение других кристаллических модификаций окиси алюминия определенно является признаком, связанным с особенностями протекания процессов, возникающих при взаимодействии модельного кориума с теплоносителем. Подобные особенности могут оказаться характерными и распространяться на собственно расплав активной зоны реактора, но могут оказаться и специфичными для применяемого имитатора.

1. Matsuba K., Kato S., Kamiyama K., Akayev A., Baklanov V. Fragmentation and Cooling Behavior of a Simulated Molten Core Material Discharged into a Sodium Pool with Limited Depth and Volume // Proceedings of the 2021 28th International Conference on Nuclear Engineering. – 2021. – Vol. 3. – ICONE28-64500, V003T12A025. https://doi.org/10.1115/ICONE28-64500

2. Matsuba K., Kato S., Kamiyama K., Akayev A., Vurim V., Baklanov V. Experimental Study on the Coolability of Molten Core Materials Discharged into a Depth- and Volume-Limited Sodium Plenum // Proceedings of the 2024 31st International Conference on Nuclear Engineering. – 2024. – Vol. 9. – ICONE31-135809, V009T11A012. https://doi.org/10.1115/ICONE31-135809

3. Aoyagi M., Kamiyama K., Matsuba K., Akaev A., Mikisha A., Baklanov V., Vurim A. Development of an evaluation method for in-place cooling of a degraded core in severe accidents of sodium-cooled fast reactors // Technical Meeting on the Safety Approach for Liquid Metal Cooled Fast Reactors and the Analysis and Modelling of Severe Accidents. IAEA, EVT2204904. – 2023. https://www.iaea.org/events/evt2204904

4. Imaizumi Y., Aoyagi M., Kamiyama K., Matsuba K., Akaev A., Mikisha A., Baklanov V., Vurim A. Experiment and new analysis model simulating in-place cooling of a degraded core in severe accidents of sodium cooled fast reactors // Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 194. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.110107

5. Imaizumi Y., Aoyagi M., Kamiyama K., Matsuba K., Akaev A., Mikisha A., Baklanov V., Vurim A. Experiment and Analysis for Development of Evaluation Method for Cooling of Residual Core Materials in Core Disruptive Accidents of Sodium-cooled Fast Reactors // Proceedings of the National Symposium on Power and Energy Systems. – 2022. – Article ID 26. [in Japanese] https://doi.org/10.1299/jsmepes.2022.26.A222

6. Skakov М.K., Toleubekov K.O., Baklanov V.V., Gradoboev А.V., Akaev A.S., Bekmuldin M.K. The method of corium cooling in a core catcher of a light water nuclear reactor // Eurasian Physical Technical Journal. – 2022. – Vol.19. – No.3 (41). – P.69–77. https://doi.org/10.31489/2022No3/69-77

7. Iwasawa Yu., Abe Yu. Melt jet-breakup and fragmentation phenomena in nuclear reactors: A review of experimental works and solidification effects // Progress in Nuclear Energy. – 2018. – Vol. 108. – P. 188–203. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2018.05.009

8. Liang Hu, Kui Ge, Yapei Zhang, G.H. Su, Suizheng Qiu. Experimental study on fragmentation characteristics of molten aluminum/copper jet penetrating in sodium pool // International Journal of Heat and Mass Transfer. – 2019. – Vol. 139. – Р. 492–502. https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2019.05.044

9. Konishi., Toyooka J., Kamiyama K., Sato I., Kubo S., Kotake S., Koyama K., Gaidaichuk V.A., Pakhnits A.V., Vassiliev Yu.S. The Result of a Wall Failure in-Pile Experiment under the EAGLE Project // Nuclear Engine ering and Design. – 2007. – Vol. 237(22). – P. 2165–2174.

10. Asmolov V.G et al. RASPLAV Final Report. Attachment C Properties Studies: Methodology and Results // OECD RASPLAV Project, Russian Research Center “Kurchatov Institute”, Moscow, 2000.

11. Vurim A.D., Vityuk V.A., Gaidaichuk V.A. Calculation and experimental studies in support of the program of in reactor tests of a model fuel assembly of a promising reac tor // Bulletin of the NNC RK. – 2015. – Issue 1. – P. 55 60.

12. Мukhamedov N., Skakov М., Deryavko I., Kukushkin I. Thermal properties of prototype corium of fast reactor // Nuclear Engineering and Design. – 2017. – Vol. 322. – P. 27–31.

13. Skakov М.K., Mukhamedov N.Ye., Vurim A.D., Deryav ko I.I. Temperature dependence of thermophysical proper ties of full-scale corium of fast energy reactor // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2017. – Vol. 2017, Article ID 8294653, 7 pages. https://doi.org/10.1155/2017/8294653

14. Skakov М.K., Mukhamedov N.E., Deryavko I.I., Kukush kin I.М. Thermal properties and phase composition of full scale corium of fast energy reactor // Key Engineering Materials. – 2017. – Vol. 736. – P. 58–62.

15. Research to substantiate the safety of fast neutron reactors: Technical assignment for 2016–2017 / Institute of Atomic Energy; head. A. A. Kolodeshnikov. – Kurchatov, 2016. – P. 8.