Валидация модуля VAPEX-M в составе кода SOCRAT на опытных данных по взаимодействию кориума с водой
Аннотация
В рамках обоснования безопасной эксплуатации энергоблоков атомных станций необходим анализ потенциально возможных запроектных аварий с плавлением ядерного топлива. Одним из возможных инструментов для проведения подобных анализов является численное моделирование с помощью специализированных программных средств (кодов). Согласно нормативным правовым актам РФ в области использования атомной энергии предполагается, что используемые программные средства должны быть предварительно аттестованы, коды верифицированы, а встроенные модели валидированы. Для численного анализа тяжелых аварий с плавлением топлива в реакторных установках АЭС типа ВВЭР от наступления исходного события до выходов продуктов деления ядерного топлива может быть использован тяжелоаварийный код улучшенной оценки СОКРАТ. На поздней стадии развития потенциальной тяжелой аварии с разрушением активной зоны возможен процесс взаимодействия расплава, содержащего ядерное топливо с теплоносителем. Для анализа взаимодействия расплава активной зоны с водой в код СОКРАТ имплементирован модуль VAPEX-M. В рамках развития кода СОКРАТ составляющие модули кода претерпевают изменения, вследствие чего необходима дополнительная валидация встроенных моделей.
Выполнено расширение валидационной базы модуля VAPEX‑M в составе тяжелоаварийного расчетного кода СОКРАТ-В1/В2. Процесс валидации проходил на данных открытых источников, посвященных описанию экспериментальных данных взаимодействия расплавов металлов с водой на установках FARO, KROTOS. Проведено моделирование экспериментов FARO L-31 и KROTOS K-45, сделана количественная оценка погрешности расчетов с использованием среднего абсолютного отклонения. Для FARO L-31 рассчитаны давление, температура воды и энергия, переданная от расплава к воде. Отклонения расчетных величин от экспериментальных значений составили 2,5; 7,5 и 3,1%, соответственно. Для KROTOS K-45 вычислены давление и координата передней кромки струи расплава (координата лидирующей частицы). Отклонения от экспериментальных значений — 8,6 и 17,3%. На основе проведенного анализа сделан вывод, что модуль VAPEX-М в составе тяжелоаварийного расчетного кода СОКРАТ-В1/В2 позволяет воспроизвести качественную картину процесса взаимодействия расплава с водой с достаточно хорошим количественным совпадением основных физических параметров.
Литература
2. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Термическое взаимодействие высокотемпературных расплавов с жидкостями // Теплофизика высоких температур. 2022. № 2(60). С. 280—318.
3. Bolshov L.A., Dolganov K.S., Kiselev A.E., Strizhov V.F. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
4. Theofanous T.G., Angelini S., Yuen W.W. Premixing-related Behavior of Steam Explosions // Nuclear Eng. and Design. 1995. V. 155. Pp. 115—157.
5. Ishii M., Mishima K. Two-fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations // Nuclear Eng. and Design. 1984. V. 82. Pp. 107—126.
6. Kolev N.I. Film Boiling in Vertical Plates and Spheres // Experimental Thermal and Fluid Sci. 1998. V. 18. Pp. 97—115.
7. Pilch M., Erdman C. Use of Break-up Time Data and Velocity History Data to Predict the Maximum Size of Stable Fragments for Acceleration-Induced Break-up of a Liquid drop // Int. J. Multiphase Flow. 1987. V. 13. Pp. 741—757.
8. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Ртищев Н.А., Тарасов А.Е. Численное моделирование процесса выделения водорода при взаимодействии расплава циркония с водой // Теплофизика высоких температур. 2016. № 4(54). С. 553—562.
9. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts // Nuclear Eng. and Design. 1999. V. 189. Pp. 379—389.
10. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO // Nuclear Eng. and Design. 2001. V. 204. Pp. 369—376.
11. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra, OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel Coolant Interaction // Proc. JAERI Conf. Tokai-Mura, 1997.
---
Ключевые слова: безопасность АЭС, термическое взаимодействие, расплав, численное моделирование, расчетный код, валидация.Для цитирования: Коновалов О.И. Валидация модуля VAPEX-M в составе кода SOCRAT на опытных данных по взаимодействию кориума с водой // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 145—155. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-145-155
#
1. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Gidrodinamika i Teplofizika Parovykh Vzryvov. M.: Izd-vo IPMekh RAN, 2020. (in Russian).
2. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Termicheskoe Vzaimodeystvie Vysokotemperaturnykh Rasplavov s Zhidkostyami. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2022;2(60):280—318. (in Russian).
3. Bolshov L.A., Dolganov K.S., Kiselev A.E., Strizhov V.F. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
4. Theofanous T.G., Angelini S., Yuen W.W. Premixing-related Behavior of Steam Explosions. Nuclear Eng. and Design. 1995;155:115—157.
5. Ishii M., Mishima K. Two-fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations. Nuclear Eng. and Design. 1984;82:107—126.
6. Kolev N.I. Film Boiling in Vertical Plates and Spheres. Experimental Thermal and Fluid Sci. 1998;18:97—115.
7. Pilch M., Erdman C. Use of Break-up Time Data and Velocity History Data to Predict the Maximum Size of Stable Fragments for Acceleration-Induced Break-up of a Liquid drop. Int. J. Multiphase Flow. 1987;13:741—757.
8. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Rtishchev N.A., Tarasov A.E. Chislennoe Modelirovanie Protsessa Vydeleniya Vodoroda pri Vzaimodeystvii Rasplava Tsirkoniya s Vodoy. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2016;4(54):553—562. (in Russian).
9. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts. Nuclear Eng. and Design. 1999;189:379—389.
10. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. Nuclear Eng. and Design. 2001;204:369—376.
11. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra, OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel Coolant Interaction. Proc. JAERI Conf. Tokai-Mura, 1997
---
For citation: Konovalov O.I. Validating the VAPEX-M Module as Part of the SOCRAT Code against Experimental Data on Corium-to-Water Interaction. Bulletin of MPEI. 2025;2:145—155. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-145-155
