Модель взаимодействия свинцового расплава с бетоном в модуле CORCONIT интегрального кода ЕВКЛИД/V2 и результаты ее верификации

10.12.2025 2025 - №04 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

О.В. Тарасов Н.А. Мосунова В.Д. Озрин А.А. Сорокин

https://doi.org/10.26583/npe.2025.4.12

Разработана модель взаимодействия свинцового расплава с бетоном, реализованная в модуле CORCONIT в составе интегрального кода ЕВКЛИД/V2, предназначенного для обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Подход основан на решении квазидвумерной тепловой задачи с переменной за счет абляции границей. Модулем CORCONIT вычисляется движение границы абляции во времени. Для бетона рассчитывается распределение температуры, степени деградации и дегазации для каждой точки во времени. Для расплава рассчитывается температура, тепловые потоки на границе, а также химическое взаимодействие с расплавленными компонентами бетона и с выходящим из бетона газом. Химические реакции реализованы через взаимодействие модуля CORCONIT с химическим модулем FPMC (Fission Products – Molten Core), минимизирующим потенциал Гиббса системы. Модулем FPMC рассчитывается химическое взаимодействие расплава с компонентами бетона (SiO₂, CaO, MgO и т.д.) и пузырьками газов H₂O и CO₂, в результате чего свинец частично окисляется, а в атмосферу выходят горючие газы H₂ и CO. Проведена верификация модуля на аналитических задачах, демонстрирующая корректность решения тепловой задачи в бетоне, расчета дегазации бетона и глубины его абляции во времени.

Ссылки

1. Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л.А., Дедуль А.В., Орлов В.В., Першуков В.А., Рачков В.И., Толстоухов Д.А., Троянов В.М. Проект «ПРОРЫВ» – технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. Известия РАН. Энергетика. 2015;1:5–12 URL: https://www.elibrary.ru/download/elibrary_23112795_43973519.pdf (дата обращения 26.03.2025).
2. Bolshov L.A., Strizhov V.F., Mosunova N.A., Pribaturin N.A. Codes of new generation – the industry platrform for the safety assessment in the PRORYV project. Nuclear Engineering and Design. 2022;390:111688. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.11168
3. OECD State of the Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability. 2017, 363 p. ROSATOM Key Results. Annual Reports 2015-2020. URL: www.oecd-nea.org/nsd/pubs/2017/7392-soar-molten-corium.pdf (дата обращения 26.03.2025).
4. Gardner D.R., Bradley D.R. CORCON-Mod3: an integrated computer model for analysis of molten core-concrete interactions, user’s manual. 1993, 257 p. NUREG/CR-5843, SAND92-0167, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, 87185.
5. Cranga M. ASTEC V1.3 code. MEDISIC module User’s manual. ASTEC-v1/DOC/06-27, IRSN, December 2006.
6. Hassberger J.A. Intermediate-Scale Sodium-Concrete Reaction: Tests with Basalt and Limestone Concrete. IRSN, HEDL-TME 79-55, Hanford Engineering Development Laboratory, 1980.
7. McCormick N.W., Muhiestein L.D., Colburn R.P., Winkel B.V. Large-scale sodium-basalt concrete reaction test LSC-1. HEDL-TME 80-57, 1981.
8. Dayan D.A. COWAR-2 user`s manual: thermo-hydraulic behavior of heated concrete. May 1977.
9. McCormack J.D., Postma A.K. Experimental and Theoretical Studies on Water and Gas Release from Heated Concrete. 1977. Proceedings of the Third Post-Accident Heat Removal “Information Exchange”. ANL-78-10, p. 205.
10. Duo-Anttila A.J. SLAM: A sodium-limestone concrete ablation model. 1983. Livermore (CA): Sandia National Laboratory. Report no. NUREG/CR-3379 SAND83-7114.
11. Duo-Anttila A.J. Users’ guide to CACECO containment analysis code. HEDL, Richland, Washington, 1979.

взаимодействие расплава свинца с бетоном CORCONIT FPMC ЕВКЛИД/V2

Ссылка для цитирования статьи: Тарасов О.В., Мосунова Н.А., Озрин В.Д., Сорокин А.А. Модель взаимодействия свинцового расплава с бетоном в модуле CORCONIT интегрального кода ЕВКЛИД/V2 и результаты ее верификации. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 4. – С. 160-174. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.4.12 .