Жданов В.С.1, Мосунова Н.А.2, Прибатурин Н.А.1, Стрижов В.Ф.2, Усов Э.В.1
Приведен анализ опубликованных экспериментальных данных по моделированию аварийных ситуаций с разрушением и плавлением элементов активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем для анализа поведения твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС) в условиях тяжелых аварий с такими исходными событиями, как полная мгновенная блокировка проходного сечения ТВС, неконтролируемая потеря расхода теплоносителя (ULOF) или неконтролируемый наброс реактивности (UTOP). Рассмотрены реакторные и нереакторные эксперименты, результаты измерений параметров экспериментов и постэкспериментальных исследований.
Используемые на всех этапах проектирования интегральные расчетные коды используют результаты экспериментального моделирования явлений, происходящих в реакторных установках, как на режимах нормальной эксплуатации, так и в условиях инцидентов и тяжелых аварий. Обширные экспериментальные исследования в 1970—1995 годах в настоящее время возобновились в нескольких странах в связи с анонсированием программ по созданию замкнутого топливного цикла.
Анализ состояния базы экспериментальных данных показывает, что современные разработки новых типов топлива, материала оболочек твэлов и в целом конструкций твэлов требуют уточнения экспериментальных данных, а также получение новых, для корректной верификации интегральных расчетных кодов.
1. Proceedings of the International Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics. Chicago, Illinois, 1976.
2. Proceedings of Fourth CSNI Specialist Meeting on Fuel-Coolant Interaction in Nuclear Reactor Safety. Bournemouth, United Kingdom, 1979.
3. Proceedings of the International topical Meeting on Fast Reactor Safety. Knoxville, Tennessee, 1985, vol. 1.
4. Proceedings of Technical Committee Meeting on Material-Coolant Interactions and Material Movement and Relocation in Liquid Metal Fast Reactors. O-Arai, Ibaraki, JAPAN, 1994.
5. Experimental Facilities for Sodium Fast reactor Safety Studies. Task Group on Advanced Reactor Experimental Facilities (TAREF). NEA/CSNI/R (2010)12. IRSN 978-92-64-99155-2.
6. Hofmann P., Hagen S.J.L., Schanz G., Skokan A. Reactor core materials interactions at high temperature. Nuclear technology, 1989, vol. 87, pp. 146—186.
7. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986. 624 с.
8. Васильев Ю.С., Вурим А.Д., Жданов В.С., Зуев В.А., Кенжин Е.А., Колодешников А.А., Пахниц А.В. Экспериментальные исследования по моделированию процессов, характерных для тяжелых аварий ядерных реакторов проведенные в ИАЭ. Вестник НЯЦ РК, 2009, вып. 4 (40), с. 26—54.
9. Konishi K., Toyooka J., Kamiyama K., Tobita Y., Sato I., Kubo S., Kotake S., Koyama K., Vassiliev Yu., Kolodeshnikov A., Vurim A., Zuev V., Pakhnits A., Gaidaichuk V. Progress in Establishment of the Innovative Safety Logic for SFR Eliminating the Recriticality Issue with the EAGLE Experimental Program. Proc. Int. Sci. Pract. Conf. “Nuclear Power Engineering in Kazakhstan“. Kurchatov, Kazakhstan, 2008.
10. Wright S.A., Schumacher G., Henkel P.R. In-pile observations of fuel and clad relocation during LMBFR Core Disruptive Accidents in the STAR Experiments. Nuclear Technology, 1985, vol. 71, pp. 187—216.
11. Dickerman C.E., Rothman A.B., Klickman A.E., Spencer B.W., DeVolpi A. Summary of TREAT experiments on oxide core-disruptive accidents, (1979). Available at: https://inldigitallibrary.inl.gov/ Reports/ANL-79-13.pdf (accessed 27.10.2018).
12. Barts E.W., Deitrich L.W., Eberhart J.G., Fischer A.K., Meek C.C. Summary and evaluation - fuel dynamics loss-of-flow experiments (tests L2, L3, and L4), (1975). Available at: inis.iaea.org/ collection/NCLCollectionStore/_Public/07/237/7237075.pdf (accessed 27.10.2018).
13. Sato I., Lemoine F., Struwe D. Transient fuel behavior and failure condition in the CABRI-2 experiments. Nuclear Technology, vol. 145, 2004, pp. 115—137.
14. Wright S.A., Worledge H., Cano G.L., Mast P.K., Briscoe F. Fuel-Disruption Experiments Under High-Ramp-Rate Heating Conditions. NUREG/CR-3862, SAN081-0413, 1983.
15. Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов И.А., Мосунова Н.А., Прибатурин Н.А., Стрижов В.Ф., Усов Э.В., Чухно В.И. Моделирование процессов плавления твэла и затвердевания расплава, образующегося при термическом разрушении твэла быстрого реактора, с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2. Атомная энергия, 2018, том 124, № 3, с. 123—126.
16. Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов И.А., Мосунова Н.А., Прибатурин Н.А., Стрижов В.Ф., Усов Э.В., Чухно В.И. Моделирование перемещения расплава по поверхности твэла быстрого реактора при тяжелой аварии с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2. Атомная энергия, 2018, том 124, № 4, с. 197—200.
17. Alipchenkov V.M., Anfimov A.M., Afremov D.A., Gorbunov V.S., Zeigarnik Yu.A., Kudryavtsev A.V., Osipov S.L., Mosunova N.A., Strizhov V.F., Usov E.V. Fundamentals, Current State of the Development of, and Prospects for Further Improvement of the New-Generation Thermal-Hydraulic Computational HYDRA-IBRAE/LM Code for Simulation of Fast Reactor Systems. Thermal Engineering, 2016, vol. 63, no. 2, pp. 130—139.
18. Veprev D.P., Boldyrev A.V., Chernov S.Y., Mosunova N.A. Development and Validation of the Berkut Fuel Rod Module of the EUCLID/V1 Integrated Computer Code. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 113, pp. 237—245.
19. Kayser G., Charpenel J., Jamond C. Summary of the SCARABEE-N Subassembly Melting and Propagation Tests with an Application to a Hypothetical Total Instantaneous Blockage in a Reactor. Nuclear Science and Engineering, 1998, vol. 128, pp. 144—185.
20. Aberle J., Borms L., Homann Ch., Maschek W., Schmuck I., Schneisiek K., Rahn A., Romer O., Schmidt L., Verwimp A. The Mol-7C in-pile local blockage experiments: main results, conclusions and extrapolation to reactor conditions. Nuclear Science and Engineering, 1998, vol. 128, pp. 93—143.
21. Жданов В.С., Вурим А.Д., Зверев В.В., Пивоваров О.С., Кулинич Ю.А. Результаты испытаний модельных твэлов реактора типа БРЕСТ-300 в реакторе ИГР. Вестник НЯЦ РК, 2000, вып. 1, с. 25—30.
22. Baklanov V.V., Zhdanov V.S. Facility for LWR Core Materials Studies at High Temperature. Proc. ICAPP’05. Seoul, Korea, 2005. Paper 5242.
23. Plevacova K., Journeau C., Piluso P., Baklanov V., Poirier J., Zhdanov V. Zirconium Carbide Coating for Corium Experiments related to Water-cooled and Sodium-cooled Reactors. Journal of Nuclear Materials, 2011, vol. 414, no.1, pp. 23—31.
24. Bottomley P.D.W., Journeau Ch., Zhdanov V.S., Miassoedov A., Tromm T.W., Altstadt E., Clement B., Oriolo F. Study of the processes of corium-melt retention in the reactor pressure vessel (INVECOR). Proc. ICAPP 2011. Nice, France, 2011. Paper 11375.
25. Жданов В.С., Коянбаев Е.Т., Окапбаев Р.А., Скаков М.К., Уткелбаев Б.Д., Шаповалов Г.В. Изучение защитных свойств покрытий из карбидов ниобия и тантала, нанесенных на поверхность графитового тигля, в экспериментах по плавлению топливных смесей. Вестник НЯЦ РК, 2002, вып. 4, с. 69—72.
26. Plevacova K., Journeau C., Piluso P., Baklanov V., Poirier J., Zhdanov V.S. Zirconium Carbide Coating for Corium Experiments related to Water-cooled and Sodium-cooled Reactors. Journal of Nuclear Materials, 2011, vol. 414, no. 1, pp. 23—31.
27. Mosunova N.A. The EUCLID/V1 Integrated Code for Safety Assessment of Liquid Metal Cooled Fast Reactors. Part 1: Basic Models. Thermal Engineering, 2018, vol. 65, no. 5, pp. 304—316.
