Аннотация:
Объем и достоверность экспериментальных данных по термодинамическим свойствам систем U–O, Zr–O и U–Zr–O, а также по растворимости кислорода в расплавленных уране и цирконии недостаточны для построения термодинамической модели взаимодействия расплавленного кориума со сплавами на основе Fe. В качестве модели расплава многокомпонентного кориума, состоящего из металлов и металлоидов, предложено рассматривать атомарный раствор замещения, обладающий свойствами регулярного раствора. Необходимые для этого параметры взаимодействия атомов металлов с кислородом определяются из анализа равновесия оксидного и металлического расплавов в экспериментах серии STFM-Fe. Сформулированная в результате модель позволяет сделать прогнозные оценки взаимодействия расплава U–Zr–O-кориума с железом.
Образец цитирования:
В. Г. Асмолов, В. Н. Загрязкин, Д. Ф. Цуриков, “Термодинамика U–Zr–Fe–O-расплавов”, ТВТ, 45:3 (2007), 347–354; High Temperature, 45:3 (2007), 305–312
Yueshan Jiang, Yanlin He, Weisen Zheng, Jianlei Zhang, Dekui Zhang, Xiaogang Lu, “Thermodynamic analysis for molten corium stratification with U-Zr-O-Fe database”, Journal of Nuclear Materials, 574 (2023), 154180
Yu.B. Shmelkov, N.V. Shutov, Yu.A. Zvonarev, L.V. Petrov, “Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 3 – Modelling of the release of fission products from the melt”, Nuclear Engineering and Design, 415 (2023), 112694
Baoquan Xue, Yaqian Yang, Tian Liang, Bo Chen, Yingche Ma, Kui Liu, Hongyi Shan, Taifeng Kang, Peiwen Gu, “Experimental study of stratification behavior of the steady two-liquid corium pool”, Nuclear Engineering and Design, 391 (2022), 111727
Nandan Sh., Fichot F., Piar B., “a Simplified Model For the Quaternary U-Zr-FE-O System in the Miscibility Gap”, Nucl. Eng. Des., 364 (2020), 110608
Pierre Perrot, Oleksandr Dovbenko, Liya Dreval, “O-U-Zr Ternary Phase Diagram Evaluation”, MSI Eureka, 84 (2020), 10.17360.2.6
Jiang N., Peng M., Cong T., “Thermal Margin Evaluation For the Stratified Molten Pool in Smr-Ip200”, Nucl. Eng. Des., 355 (2019), UNSP 110354
Loktionov V., Mukhtarov E., Lyubashevskaya I., “Features of Heat and Deformation Behavior of a Vver-600 Reactor Pressure Vessel Under Conditions of Inverse Stratification of Corium Pool and Worsened External Vessel Cooling During the Severe Accident. Part 1. the Effect of the Inverse Melt Stratification and in-Vessel TOP Cooling of Corium Pool on the Thermal Loads Acting on Vver-600'S Reactor Pressure Vessel During a Severe Accident”, Nucl. Eng. Des., 326 (2018), 320–332
V. D. Loktionov, E. S. Mukhtarov, “Estimation of thermal loads on the VVER vessel under conditions of inversion of the stratified molten pool in a severe accident”, Therm. Eng., 63:9 (2016), 648
Li G., Oka Y., Furuya M., “Experimental and Numerical Study of Stratification and Solidification/Melting Behaviors”, Nucl. Eng. Des., 272 (2014), 109–117
Carenini L., Fleurot J., Fichot F., “Validation of Astec V2 Models For the Behaviour of Corium in the Vessel Lower Head”, Nucl. Eng. Des., 272 (2014), 152–162
Yu. A. Zvonaryov, M. A. Budaev, A. M. Volchek, V. A. Gorbaev, V. N. Zagryazkin, N. P. Kiselyov, V. L. Kobzar', A. V. Konobeev, D. F. Tsurikov, “Design analysis of the molten core confinement within the reactor vessel in the case of severe accidents at nuclear power plants equipped with a reactor of the VVER type”, Phys. Atom. Nuclei, 76:14 (2013), 1688
С. Г. Попов, В. А. Лысенко, В. Н. Проселков, “Термодинамическое моделирование фазовых равновесий в системе UO2–Gd2O3 при высоких температурах”, ТВТ, 50:2 (2012), 240–243; S. G. Popov, V. A. Lysenko, V. N. Proselkov, “Thermodynamic simulation of phase equilibria in the UO2–Gd2O3 system at high temperatures”, High Temperature, 50:2 (2012), 221–224