Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии АЭС

Диссертация: Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии АЭС
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Отметим, что количественные характеристики выхода радионуклидов, характеристики образующихся аэрозолей и их физико-химические свойства нужно знать не только и, зачастую, не столько для прогноза радиационных последствий аварий, но и для разработки в проектах мер по управлению аварией и, в частности, для разработки соответствующих систем безопасности и систем подавления радиоактивного выброса… Читать ещё >

Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии АЭС (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • 1. Экспериментальные и расчетные исследования выхода радиоактивных продуктов деления из топливного расплава. Состояние вопроса
    • 1. 1. Общая характеристика процессов при тяжелой аварии с плавлением активной зоны реактора
    • 1. 2. Экспериментальные исследования выхода ПД
      • 1. 2. 1. Внутриреакторные эксперименты
      • 1. 2. 2. Внереакгорные эксперименты
      • 1. 2. 3. Выход ПД во время аварии TMI
    • 1. 3. Моделирование процессов выхода радиоактивных продуктов деления из топливного расплава
      • 1. 3. 1. Обзор моделей
      • 1. 3. 2. Обзор компьютерных кодов
  • 2. Методики экспериментальных исследований
    • 2. 1. Экспериментальная установка
      • 2. 1. 1. Схемы газоаэрозольных систем в серии экспериментов ПД-0 +ПДпо проекту FPRMP
      • 2. 1. 2. Схема газоаэрозольной системы в серии экспериментов по проекту LPP
    • 2. 2. Пост тест анализ
      • 2. 2. 1. Гравиметрия, массовый баланс и определение массовой концентрации аэрозолей по навескам на фильтрах
      • 2. 2. 2. Анализ элементного состава проб кориума и аэрозолей
      • 2. 2. 3. Анализ дисперсного состава и морфология аэрозолей
      • 2. 2. 4. SEM/EDX анализ
  • 3. Результаты проведенных исследований и их анализ
    • 3. 1. Серия экспериментов ПД-0 ПД-4 по проекту FPRMP
      • 3. 1. 1. Процедура экспериментов
      • 3. 1. 2. Результаты пост тест анализов
      • 3. 1. 3. Обсуждение результатов экспериментов 112 ' 3.1.4 Выводы по экспериментам ПД-0 ПД-4 проекта FPRMP
    • 3. 2. Серия экспериментов WP2−1 — WP2−3/2 по проекту LPP
      • 3. 2. 1. Процедура экспериментов
      • 3. 2. 2. Результаты пост тест анализов
      • 3. 2. 3. Обсуждение результатов экспериментов
      • 3. 2. 4. Выводы по экспериментам WP2−1 + WP2−3/2 проекта LPP
  • 4. Валидация расчетных кодов, моделирующих выход ПД из топливного расплава
    • 4. 1. Код MELCOR
    • 4. 2. Код ELSA
    • 4. 3. KoaRELOS
  • Заключение
  • Список использованных источников
  • Приложение 1
  • Приложение

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ. Развитие ядерной энергетики предъявляет все более жесткие требования к обеспечению безопасности АЭС. При обосновании безопасности возможные радиационные аварии в соответствии с ОПБ-88 принято разделять на проектные, для которых проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами, и запроектные (тяжелые аварии), вызванные не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны и выходу радиоактивных продуктов деления (РПД) за пределы защитной оболочки реактора.

Тяжелая авария, приводящая к плавлению активной зоны, может быть следствием маловероятных случаев наложения исходных событий (разрыв трубопроводов I контура, полное обесточивание и т. п.) и независимых отказов соответствующих систем безопасности. Однако вследствие крайне тяжелых радиационных и социально-экономических последствий тяжелые аварии могут вносить заметный вклад в общую величину риска от эксплуатации АЭС.

Для АЭС с ВВЭР тяжелая авария может развиваться следующим образом:

1. Потеря эффективного охлаждения активной зоны.

2. Плавление активной зоны, перемещение расплава на днище корпуса и образование бассейна расплава.

3. Выход расплава за пределы корпуса реактора.

4. Повреждение защитной оболочки и выход продуктов деления за ее пределы.

После тяжелых аварий на АЭС ТМ1, США в 1979 г. и на Чернобыльской АЭС в 1986 г. анализ последствий тяжелых аварий и способов их ограничения стал важнейшей составляющей обоснования безопасности.

Выход радиоактивных продуктов деления на поздней стадии тяжелой аварии за пределы защитной оболочки реактора обуславливает техногенные радиационные нагрузки от аварийного энергоблока на персонал и население. Основными показателями состояния радиационной безопасности в регионе при аварии, согласно Федеральному закону «О радиационной безопасности населения», являются:

— масштаб радиационной аварии,.

— степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий,.

— анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения,.

— число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

Для расчетного прогноза перечисленных показателей необходимы обоснованные данные по выходу радиологически значимых радионуклидов из поврежденной, в том числе, расплавленной активной зоны в окружающую среду. Для расчета поступления радионуклидов в окружающую среду надо знать их коэффициенты выхода из активной зоны в экосистему через различные защитные барьеры, например, из топлива в 1-й контур, из 1-го контура в контайнмент и из контайнмента в окружающую среду. Такие данные в настоящее время имеются для условий проектных аварий и для части радионуклидов в условиях тяжелой аварии — для большинства летучих РПД (РБГ, иод, цезий, рубидий и др.), которые испаряются на стадии разгерметизации ТВЭлов, деградации активной зоны и формирования ванны топливного расплава.

Выход низколетучих продуктов деления, таких как Ва, Бг, Ьа, Се, изотопов платиновой группы (Яи), лантаноидов и актиноидов, из высокотемпературной ванны расплава активной зоны пока еще изучен недостаточно, в частности, из-за чрезвычайно сложной техники проведения экспериментальных исследований при высоких температурах. С другой стороны, в настоящее время отсутствует законченная теория, описывающая механизмы испарения оксидных расплавов, а также выход ПД по сопутствующим механизмам (капельный выброс, повторный унос со стенок и пр.). Сложность процесса испарения оксидных систем проявляется в том, что лишь немногие оксиды испаряются по одной химической схеме (конгруэнтно). Большинство имеющихся опытных данных по испарению оксидов получены классическим методом Кнудсена (эффузионным методом испарения в вакууме) /1/ и относятся к индивидуальным оксидам, большей частью, находящимся в твердом виде. Эти данные трудно распространить на многокомпонентные расплавы оксидов, характерные для условий тяжелой аварии.

Крайне скудны данные о влиянии состава атмосферы над расплавом на скорость испарения его компонентов и характеристики образующихся аэрозолей. Поскольку большинство низколетучих продуктов деления распространяется в окружающей среде в твердой аэрозольной форме, знание характеристик аэрозолей, например, их распределения по размерам в значительной степени определяет корректность прогноза радиационной обстановки.

Отметим, что количественные характеристики выхода радионуклидов, характеристики образующихся аэрозолей и их физико-химические свойства нужно знать не только и, зачастую, не столько для прогноза радиационных последствий аварий, но и для разработки в проектах мер по управлению аварией и, в частности, для разработки соответствующих систем безопасности и систем подавления радиоактивного выброса. В качестве примера можно привести систему УПАК, которой оснащены действующие реакторы РБМК, и аэрозольный фильтр контайнмента, которым планируется оснащать некоторые АЭС. Наряду с поведением продуктов деления важно знать поведение основных составляющих расплава, например, оксидов урана, поскольку они обуславливают общий выход аэрозольной массы в первый контур/контайнмент и последующие аэрозольные нагрузки, влияющие на эффективность функционирования важных для безопасности систем, таких как система пассивного отвода тепла от контайнмента (СПОТ), каталитические рекомбинаторы водорода, спринклерные системы и пр.

Перечисленные обстоятельства определяют актуальность исследований по выбранной теме.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ.

Целью работы является определение качественных и количественных характеристик выхода продуктов деления и материалов активной зоны из топливного расплава в газовую фазу. Для достижения указанной цели в работе решаются следующие задачи:

— разработка методики экспериментального исследования и получение данных по выходам оксидов урана, малолетучих продуктов деления и поглощающего материала активной зоны (оксид бора) из оксидного расплава, имитирующего по составу расплав активной зоны и внутрикорпусных устройств (расплав кориума) на заключительной стадии тяжелой аварии;

— определение влияния на выход продуктов деления условий аварии, в том числе, состава кориума, температуры расплава, состава и характера циркуляции газовой среды над расплавом;

— систематизация экспериментальных данных и их использование для валидации расчетных кодов, описывающих выход компонентов расплава при тяжелых авариях;

— разработка рекомендаций по снижению выхода продуктов деления при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, в частности, ВВЭР-1000, оснащенной устройством локализации расплава.

ЗАЩИЩАЕМЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ. На защиту выносятся:

1. Методика экспериментального исследования выхода продуктов деления и оксидов урана из расплава кориума, разработанная на основе метода индукционной высокочастотной плавки в холодном тигле.

2. Выявленные качественные закономерности по выходу радиоактивных материалов, в том числе: увеличение скорости испарения оксидов урана и некоторых продуктов деления при окислении расплава кориума, исходно содержащего неокисленные компоненты, снижение скорости испарения некоторых продуктов деления при введении в расплав соответствующих стабильных изотопов.

3. Количественные результаты по выходу оксидов урана, бора и продуктов деления, таких как 8гО, ВаО, ЬагОз, СеОг, из расплава кориума при различных составах и температурах расплава, а также атмосфере над ним.

4. Рекомендации по снижению выхода некоторых продуктов деления из расплава кориума, реализованные при создании устройства локализации расплава для АЭС с ВВЭР.

НАУЧНАЯ НОВИЗНА. Впервые в практике экспериментального исследования процессов, происходящих при тяжелой аварии:

— разработана и реализована методика экспериментального исследования выхода.

РПД с применением метода индукционной высокочастотной плавки кориума широкого диапазона составов в холодном тигле (ИПХТ), имеющего важные преимущества с точки зрения как расширения температурного диапазона исследований, так и обеспечения стабильного состава урансодержащего расплава кориума;

— экспериментально установлено определяющее влияние кислородного потенциала расплава на скорость испарения оксидов урана и некоторых продуктов деления;

— экспериментально показано, что введением в расплав кориума стабильного изотопа стронция можно уменьшить испарение его радиоактивных изотопов;

— подтверждена эффективность жертвенного материала (ЖМ) ловушки расплава.

АЭС с ВВЭР-1000 в части его влияния на ограничение выхода РПД.

Приоритеты на новый оксидный керамический материал, бетон и цемент для ловушки расплава активной зоны, а также на способ ограничения выхода из расплава продуктов деления защищены патентами в РФ и в Китае.

СТЕПЕНЬ ОБОСНОВАННОСТИ И ДОСТОВЕРНОСТИ НАУЧНЫХ ПОЛОЖЕНИЙ. Обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций, сформулированных в диссертации, подтверждается проведенными экспериментальными исследованиями с расплавами прототипного кориума с использованием современного измерительного оборудования и методик. Достоверность полученных экспериментальных результатов обуславливается применением метрологически аттестованных методик, автоматизированных приборных и измерительных комплексов, анализом погрешностей измерений и подтверждается сравнением с результатами других авторов.

АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ.

Результаты работы были доложены и обсуждены на национальных и международных конференциях, семинарах, и совещаниях, в том числе: на международной конференции по исследованию тяжелых аварий в Японии, 8А1и-99 (Токио, ноябрь 4−6, 1998) — на международной конференции ОЭСР по внекорпусному захолаживанию кориума (Карлсруе, Германия, ноябрь 15−18, 1999) — на научно-техническом совещании «Электротермия-2000» (Санкт-Петербург, июнь 6−7, 2000) — на научно-практическом семинаре «Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР» (Санкт-Петербург, сентябрь 12−14, 2000) — на регулярных международных совещаниях экспертов МНТЦ по управлению проектами по исследованию кориумана всероссийской конференции «Процессы горения и взрыва в физикохимии и технологии неорганических материалов» (Москва, 24−27 июня 2002 г.) — на регулярных совещаниях рабочей группы управления проектами по выходу продуктов деления из расплава кориума по 4-ой и 5-ой рамочным программам европейского сообщества в 19 962 003 гг.

ФАКТИЧЕСКАЯ ОСНОВА РАБОТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ. Фактическую основу работы составили данные серий экспериментов, выполненных автором в 1985 -1993 годах в ВО ВНИПИЭТ и в 1993 — 2005 г. в НИТИ им. А. П. Александрова согласно ежегодным отраслевым планам НИР и ОКР Министерства РФ по атомной энергии, по договорным НИОКР, а также по международным грантам и программам. В качестве методов исследования в пост тест анализах твердых продуктов экспериментальных плавок использовали: рентгенофлуоресцентный анализ, оптическую и электронную микроскопию, * рентгеноспектральный микроанализ, порошковую дифрактометрию, гамма-спектрометрию, альфа-радиометрию, масс-спектрометрию с индуктивно связанной плазмой. Аэрозольные частицы исследовали импакционным методом, оптической и электронной микроскопией, альфа-радиометрией и гамма-спектрометрией, методом лазерного маиоуглового рассеяния света.

ЛИЧНЫЙ ВКЛАД АВТОРА. Автор принимал непосредственное участие на всех этапах работы, изложенной в диссертации:

— применил технологию индукционной плавки оксидов в холодном тигле для изучения процессов выхода продуктов деления из расплава кориума,.

— разработал методики исследования,.

— руководил и принимал личное участие в модернизации установки «Расплав-2» для исследования выхода из расплава продуктов деления,.

— разработал и реализовал газоаэрозольную аналитическую систему для пробоотбора и регистрации вышедших из расплава кориума аэрозолей и продуктов деления,.

— участвовал в проведении экспериментов, обработке и анализе их результатов, верификации расчетных моделей,.

— разработал рекомендации по снижению выхода продуктов деления при тяжелой аварии на АЭС.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЗНАЧИМОСТЬ И РЕАЛИЗАЦИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ. Результаты, полученные автором, использованы для решения важных прикладных задач, в том числе:

— верифицированные по данным, полученным автором, расчетные методики, описывающие выход продуктов деления из расплава кориума, использованы при анализе тяжелых аварий и обосновании безопасности АЭС,.

— базы данных по выходу продуктов деления из расплава кориума дополнены полученными автором результатами,.

— рекомендации по снижению выхода продуктов деления при тяжелой аварии использованы при проектировании и сооружении АЭС с ВВЭР-1000 в Китае (Тяньваньская АЭС) и в Индии (АЭС «Куданкулам»).

СТРУКТУРА И ОБЪЕМ РАБОТЫ.

Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, 2 приложений, имеет общий объем 244 страницы, содержит 74 таблицы, 128 рисунков.

Список использованных источников

содержит 113 наименований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. На основании обзора экспериментальных исследований, а также существующих моделей и кодов по выходу ПД при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР выявлена наименее изученная стадия этого процесса — выход низколетучих продуктов деления из топливного расплава.

2. Разработаны методика и экспериментальная установка, основанная на технологии индукционной плавки оксидов в холодном тигле, позволившие провести исследования по выходу продуктов деления из расплава прототипного по химическому составу кориума с радиомеченными и стабильными ИПД методом потока.

3. Получены количественные данные по выходу оксидов урана, бора и продуктов деления, таких как БгО, ВаО, Ьа203, Се02> из расплава кориума в существенно расширенном диапазоне изменения состава и температуры расплава.

4. Выявлен важный для условий тяжелой аварии эффект значительной интенсификации выхода оксидов урана из расплава кориума в окислительной атмосфере вследствие окисления 1Ю2 до ИзОв. Этот эффект, который ранее был определен для твердого диоксида урана, может привести к значительному увеличению скорости образования аэрозолей при переходе аварии из внутрикорпусной во внекорпусную фазу, когда расплав из условий кислородного голодания поступает в окислительную среду контайнмента. При этом скорости выхода стронция, бария, бора значительно меньше при высоком кислородном потенциале расплава, чем скорости их выхода при низком кислородном потенциале, в частности, из расплава субокисленного кориума. Поэтому доокисление расплава во внекорпусной ловушке, в целом, благоприятно сказывается на радиационных последствиях тяжелой аварии.

5. Определено заметное влияние скорости движения газа (особенно в окислительной атмосфере) на скорость испарения. Этот эффект указывает на необходимость связанного расчета выхода ПД из ванны расплава с расчетом термогидродинамики среды в пространстве, примыкающем к поверхности расплава.

6. Для некоторых исследованных составов расплава зафиксировано расслаивание кориума на две жидкости: верхнюю (более легкую), обогащенную оксидами кремния и бора, и нижнюю, обогащенную оксидами урана и циркония. При небольших перегревах расплава может сохраняться сплошность слоя верхней жидкости и уменьшается скорость выхода тех радионуклидов, концентрация которых в верхней жидкости ниже, чем их средняя концентрация в кориуме. Система с расслаиванием в оксидной фазе может быть актуальна для условий взаимодействия кориума со строительными бетонами или с жертвенными материалами с высоким содержанием оксидов бора и кремния.

Определен нелинейный характер зависимости скорости испарения некоторых радионуклидов, в частности, стронция от их концентрации в расплаве (отклонение от закона Генри). Это позволило разработать и использовать для АЭС с ВВЭР новый эффективный метод снижения выхода радиоизотопов стронция из расплава кориума при его локализации во внереакторной ловушке в условиях тяжелой аварии. Метод основан на введении в жертвенный материал оксидов стабильных изотопов стронция.

Выявлены основные факторы и определен характер зависимостей скорости выхода оксидов урана и малолетучих продуктов деления от этих факторов. Показано, что температура расплава оказывает наиболее существенное влияние на выход продуктов деления и компонентов расплава. Поэтому при разработке концепции управления тяжелыми авариями особое внимание следует уделять мерам, направленным на захолаживание топливного расплава, в частности, его поверхностного слоя.

Полученные экспериментальные данные использованы как для расширения баз данных по выходам ПД из расплава кориума, так и для валидации соответствующих расчетных моделей тяжелоаварийных кодов.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Knudsen М. Die Gesetze der Molekularstromimg der Gase durch Offnungen und die Effusion // Ibid. N 5.S.
  2. Wnght, R W, Current Understanding of In-vessel Core Melt Progression, Proc. Int. Symp. On Severe Accidents in Nuclear Power Plants, 21—25 March 1988, Sorrento, Italy, IAEA, p 149,1988
  3. Hofmann, P, Hagen, S, Schanz, G and Skokan, A, Chemical Interactions of Reactor Core Materials up to Very High Temperatures, KfK 4485,1989.
  4. Hobbins, R R and Osetek, D J, The release and Transport of Low Volatility Fission Products under Severe Accident Conditions, Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, Rogers, J. T (ed), ICHMT, 178,1995.
  5. Cronenberg, A W, Croucher, D W and MacDonald, P E, Collapse During Light Water Reactor Core Meltdown Accidents, Nuclear Technology, 67,312,1984.
  6. Hocke, K-D, Adroguer, B, Shepherd, I and Schatx, A, Fission Product Release, State-of-the-Art Review. EUR 16 499 EN, 1995.
  7. Harman, N F and Clough, P N, A Review of Radionuclide Release and Transport in Recent In-Pile Experiments, EUR 14 230 EN, 1992.
  8. Alien, M D, Stockman, H W, Reil, К 0 and Fisk, J W, Fission Product Release. Fuel Behaviour of Irradiated Light Water Reactor Fuel Under Severe Accident Conditions: The ACRR ST-1 Experiment, NUREG/CR-5345, SAND89−0308, 1991.
  9. Alien, M D, Stockman, H W, Reil, К 0, Grimley, AJ and Camp, WJ, ACRR Fission Product Release Tests: ST-1 and ST-2, Proc. ENS/ANS Conference NUCSAFE'88, Avignon, France, 2049, 1988.
  10. Florence, T M, Analytical Methods in the Nuclear Fuel Cycle, IAEA, Vienna, 1972.
  11. Yakshin, V V and Vilkova, 0 M, Admixture Extraction from Nitrogen U-bearing Solutions Radiochemistry, issues 1, 3, 1993 (Russian).
  12. Hellmann, S, private communication, Siemens, 1994.
  13. Dutton, RJ, DeVaal J. W, and Dickson, L W, Fuel Behaviour and Fission Product Release in the Blowdown Test Facility (BTF) Experiments, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 2−6 May, 1994
  14. Jensen, S M, Akers, D W Pregger, В A, Post-irradiation Examination Data and Analysis for OECE LOFT Fission Product Experiment LP-FP-2, OECD LOFT-T-3810, Voll, 1989
  15. Browning, W E, M iller, С E, S hields, RPandRoberts, BF, ReleaseofFissionP roducts d unng In-Pile Melting ofU02, Nucl Sei and Eng 18,151,1964
  16. Kempe, A D, Petti, D A and Cook, В A, PBF Severe Accident Fuel Damage Test 1−1, Vol 1, NUREG/CR-4684-V1, 1986
  17. Martinson, Z R, Petti, D A and Cook, В A, PBF Severe Accident Fuel Damage Test 1−1 Test Results Report, Vol 1, NUREG/CR-4684-V1,1986
  18. Martinson, Z R, Gaspanm, M, Hobbms, R R, Petti, D A, Alhson, C M, Hohorst, J H, Hagrman, D L and Vinjamun, K, PBF Severe Accident Fuel Damage Test 1−3 Test Results Report NUREG/CR-5354, 1989
  19. Petti, D A, Martinson, Z R, Hobbms, R R and Alhson, C M, Power Burst Facility (PBF) Severe Accident Fuel Damage Test 1−4 Test Results Report NUREG/CR-5163,1989
  20. Hobbms, R R, Petti, D A and Hagrman, D L, Fission Product Release from Fuel under Severe Accident Conditions, Nuclear Technology, 10L. 270,1993
  21. M. Schwarz, A.V. Jones. Status of the PHEBUS FP international research programme on severe accidents / www.irsn.fr/vf/09 int/09Jnt 3 Jib/pdf7rst2000/008−15 .PDF /.
  22. A. MAILLIAT, IRSN PHEBUS FP PROGRAMMES ON SEVERE ACCIDENTS, Proc. of EuroCourse Corium, Aix en Provence, France, January 27−31.
  23. European Commission, Reinforced Concerted Action on Reactor Safety — (1990 -1994), Final Progress Report, EUR 17 126 EN, 1996
  24. Gauntt, R 0, G asser, R D a nd B ixler, N E, S NL S upport for t he P hebus FPT-4 D ebris B ed E xperiment, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6−10 May 1996.
  25. Bixler, NE, Victoria Analyses in Support of the Phebus FPT-4 Experiment, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6−10 May 1996.
  26. Ducros, G, Andre, B, Ferroud-Plattet, M P Boulaud, D and Tourasse, M, Atmosphere Dependence of Fission Product Release: The VERCORS 4 and 5 Experiments, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6−10 May 1996.
  27. Gomolinski, M, Overview of IPSN Severe Accident Research, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6−10 May 1996.
  28. Osborne, M F, Albrecht, H, Lorenz, R A and Collins, J L, Fission Product Release from Commercial versus Simulated Fuels in LWR Accident Studies, Trans. Am. Nucl. Soc., 61,251,1990.
  29. Osborne, M F and Lorenz, R A, Studies of Fission Product Release under LWR. Severe Accident Conditions, Nuclear Safety, 33,344,1992.
  30. Osborne, M F and Lorenz, R A, A Summary of ORNL Fission Product Release Tests with Recommended Release Rates and Diffusion Coefficients, NUREG/CR-6261, ORNL/TM-12 081,1995.
  31. Strain, R V, Sanecki, J E and Osborne, M F, Fission Product Release from Irradiated LWR Fuel under Accident Conditions, Proc. Am. Nucl. Soc. Meeting on Fission Product Behavior and Source Term Research, Palo Alto, California, USA, 2 1,1985
  32. Osborne, M F and Lorenz, R A, Results of ORNL VI Series Fission Product Release Tests, Trans. 20th Water Reactor Safety Information Meeting, Bethesda, Maryland, 21 -23 October, 1992.
  33. Osborne, M F et al, Data Summary Report for Fission Product Release Test VI-4, NUREG/CR-5481, ORNL/TM-11 400,1991
  34. Albrecht, H. Freisetzung von Splat- und Aktivierungsprodukten beim LWR-Kernschmelzen, AnschluBnencht des SASCHA Programms, KfK 4264,1987.
  35. Albrecht, H and Wild, H, Behaviour of I, Cs, Te, Ba, Ag, In and Cd During Release from Overheated PWR Cores, Proc. Int. Meeting on Light Water Reactor Reactor Severe Accident Evaluation, Cambridge, MA, 4 2−1,1983.
  36. Albrecht, H and Wild, H, Untersuchung der in der Kernschmelzanlage SASCHA erzeugten Aerosole, KfK 3856,1985.
  37. Schreibmaier, J, MatschoB, V, Albrecht, H and Mack, A, Herstellung von Kernbrennstoffmit simuliertem Abbrand (Fissium) an der Aniage FIFA, KfK 2991,1980.
  38. Albrecht, H and Wild, H, Review of the Main Results of the SASCHA Program on Fission Product Release under Core Melt Conditions, Proc. Am. Nucl. Soc Meeting on Fission Product Behjavior and Source Term Research, Snowbird, Utah, 15−19 July 1984,3−1,1984
  39. Albrecht, H and Wild, H, Investigation of Fission Product Release by Annealing and Melting of LWR Fuel Pins i n Air a nd S team, P roc T opical M eeting o n Reactor S afety Aspects o f F uel B ehaviour, 2 -6 August 1981, Sun Valley, Idaho, 1981
  40. Albrecht, H, MatschoB, V and Wild, H, Investigation of Activity Release during Light Water Reactor Core Meltdown, Nuclear Technology, 40,278,1978.
  41. Sugimoto, J, Severe Accident Research Activities in Japan, Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, Rogers, J T (ed), ICHMT, 462,1995.
  42. Maruyma, Y and Sugimoto, J, Overview of Severe Accident Research Activities at JAERI, CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6−10 May 1996
  43. Brockmann, J E, Ex-vessel Releases: Aerosol Source Terms m Reactor Accidents, Prog. Nucl. Energy, 19, 7, 1987.
  44. Lillmgton, J N, Light Water Reactor Safety The Development of Advanced Models and Codes for Light Water Reactor Safety Analysis, Elsevier Science, Amsterdam, 1995
  45. Fischer, J, SchilbJ D and Chasanov, M G, Investigations of the Distribution of Fission Products among Molten Fuel and Reactor Phases, ANL-7864, 1971.
  46. Norkus, J K and Corradini, M L, Modelling of Molten Core-Concrete Interactions and Fission Product Release, NP-7495,1991.
  47. D.A. Powers. Thermochemistry of Core Debris: Partitioning of Uranium and Fission Products Among Condensed Core Debris Phases // Proc. of RASPLAV Seminar 2000 Munich, Germany, 14.-15. November2000
  48. Broughton, J M, Kuan, P, Petti, D A and Tolman, E L, A Scenario of the TMI-2 Accident, Nuclear Technology, 87., 264, 1989
  49. Olsen, C S, Jensen, S M, Carlson, E R and Cook, B A, Materials Interactions and Temperatures in the TMI-2 Core, Nuclear Technology 87,57,1989
  50. Akers, D W and McCardell, R K, Core Martenals Inventory and Behavior, Nuclear Technology, 87, 214, 1989
  51. Akers, D W and McCardell, R K, Fission Product Partitioning in Core Materials, Nuclear Technology, 87, 264,1989
  52. Hobbms, R R, Russel, M L, Olsen, C S and McCardell, R K, Molten Matenal Behavior in the TMI-2 Accident, Nuclear Technology, 82,1005,1989
  53. Petti, D A, Adams, J P, Anderson, J L and Hobbms, R R, Analysis of Fission Product Release Behaviour from the Three Mile Island Unit 2 Core, Nuclear, 87, 243,1989
  54. Cubicciotti, D andSehgal, B R, Vapour Transport of Fission Products in Postulated Severe Light Water Reactor Accidents, Nuclear Technology, 65.266,1984.
  55. Seghal, B R and Cubicciotti, D, Fission Product and Core Material Sources in Degraded Core Accidents, Proc. Int. Meeting on Light Water Reactor Severe Accident Evaluation, Cambridge, MA, USA, 12.3−1, 1983.
  56. Yu, W-S, and Ludewig, H, Estimate of Fission Product Release During Core Melting, Proc. Am. Nucl. Soc. Meeting on Fission Product Behavior and Source Term Research, Palo Alto, California, 6.1,1985.
  57. Wichner, R P and Spence, R D, A Chemical Equlibrium Estimate of the Aerosols Produced in an Overheated Light Water Reactor Core, Nuclear Technology, 70. 376, 1985.
  58. Kortz, Ch, Koch, M K, Brockmeier, U, Unger, H, Funke, F, Eyink, J and Heumann, S, A. Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, RUB E-108, ST (95)-P171, 1995.
  59. Kortz, Ch, Koch, M K, Brockmeier, U, Unger, H, Funke, F, Eyink, J and Hellmann, S, A Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, Proc. Annual Meeting on Nuclear Technology '96,184,1996.
  60. Kortz, Ch, Koch, M K, BrockMeier, U, Unger, H, Funke, F, Eyink, J and Hellmann, S, Modelling of Transient Low Volatile Fission Product Release from Molten Corium Pools, Abstracts of the 15th Annual
  61. Conference of the American Association for Aerosol Research AAAR'96, 14−18 October 1996, Orlando, Florida, USA, 12PL6, 1996.
  62. Eriksson, G and Hack, K, ChemSage A Computer Program for the Calculation of Complex Chemical Equlibria, Metallurgical Trans. B, 21,1013,1990.
  63. Deleval, M et al, ESTER 1.0 Manual, Vol: Containment Physics and Chemistry Models, EUR 16 307/3 EN, 1996.
  64. Powers, D A, Brockmann, J E and Shiver, A W, VANESA: A Mechanistic Model of Radionuclide Release and Aerosol Generation During Core Debrisinteractions with Concrete, NUREG/CR-4308,1986.
  65. Heames, T J etal, VICTORIA: A Mechanistic Model of Radionuclide Behavior in the Reactor Coolant System Under Sever Accident Conditions, NUREG/CR-5545,1992.
  66. Kortz, Ch, Koch, M K, Brochmeier, U, Unger, H, Funke, F, Eyink, J and Hellmann, S, A mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, RBUE-108 (ST (95)-P 171), 1995.
  67. Eriksson, G and Hack, K, ChemSage — A Computer Program for the Calculation of Complex Chemical Equilibria, Metallurgical Trans. B, 21JL 1013,1990.
  68. Mlady, 0.:NPP Temelin Safety Upgrading Programme and PSA Insights/IAEA Technical Meeting on Physical and Functional Separation of Safety Systems for WWER-1000 Reactors, Vienna, August 25−29,1997.
  69. E.K. Казенас, Ю. В. Цветков. Испарение оксидов. М.:Наука, 1997.
  70. В.Н. Теоретические модели кинетики формирования аэрозолей. ВНИИ, Саров, 2000 г.
  71. Ю.Б. Петров. Индукционная плавка оксидов JI: Энергоатомиздат, 1983.
  72. Справочник по пыле- и золо- улавливанию под ред. А. А. Русанова. М: Энергоатомиздат, 1983.
  73. Н.Ф. Количественный рентгеноспектральный флуоресцентный анализ. М: Наука, 1969,366.
  74. В.В., Вилкова О. М. Экстракция примесей из азотных урансодержаицих растворов. Радиохимия, вып. 1,3, 1993 г.
  75. Florence, Т М, Analytical Methods in the Nuclear Fuel Cycle, IAEA, Vienna, 1972
  76. А.А. Русанов, С. С. Янковский. Импакторы для определения промышленных пылей/ Серия Промышленная и санитарная очистка шов М: ЦНИИТЭнефтехим, 1970
  77. П.А. Основы анализа дисперсного состава промышленных пылей и измельченных материалов. JI: Химия, 1974 — 280 с.
  78. Г. Г., Некрестьянов С. Н., Москвин JI.H. и др. Образование радиоактивных аэрозолей при утечке теплоносителя реактора. Атомная энергия, 1983, т.55, вып. 2,2. 85−88.
  79. М. Борн, Э. Вольф. Основы оптики. М.1973
  80. К.С. Шифрин. Введение в оптику океана. JI. Гидрометеоиздат, 1983
  81. К. С. Шифрин. В. А. Лунина. Физика атмосферы и океана. Tom.IV. № 7, с.785−790.1968.
  82. A.L. Fymat, K.D.Mease, Applied Optics, Vol.20, No 2.1981.
  83. Almiashev, V I, Bechta, S V, Blisnjuk, V G, Vital S A, et al. Late Phase Source Term Phenomena: Oxidic Melt Experiments, SAM-LPP-D10 (2002).
  84. Benson С G, Bechta S, В R Bowsher et al. Fission Product Release from Molten Pools: Final Report, AEAT-5893, August 1999.
  85. V В Khabensky, S.V. Bechta, I V Kulagin, S A Vital et al. Late-Phase Degradation Phenomena U02and SrO Volatilisation Scoping Test, ST: MP (97)-P014,1997.
  86. Ju В Petrov, V В Khabensky, S V Bechta, S A Vital et al. Fission Product Release From Molten Pools: Ceramic Melt Tests, ST: MP (98)-P022,1998
  87. Beard, A M, Bechta, S, Benson, С G, et al. Late Phase Source Term Phenomena: Progress Report 01/02/01 -31/01/02, AEAT/R/NS/0539, (SAM-LPP-P04), 2002.
  88. А М Beard, S Bechta, С G Benson et al. Late Phase Source Term Phenomena: Summary Final Report AEAT, SAM-LPP-D032, July 2003
  89. , B.R., Mason P.K., «First Meeting of Project Group on Fission Product Release from Molten Pools, Cadarashe, 12 March 1997» ST: MP (97)-M001,1997
  90. S Bechta, С G Benson, T v Berlepschet al. Late Phase Source Term Phenomena (LPP), // Proc. of FISA 2001- EU Research in Reactor Safety, November 12−15,2001, Luxembourg
  91. S.V. Bechta, S.A. Vitol, E.V. Kroushinov et al., «Fission Product Release from Molten Pool: Ceramic Melt Tests», Proc. of SARJ meeting, November 4−6,1998, Tokyo, Japan
  92. A M Beard, S Bechta, С G Benson et al. Late Phase Source Term Phenomena //Proc. of FISA 2003- EU Research in Reactor Safety, November 10−13,2003, Luxembourg
  93. Experimental studies of oxidicmolten corium-vessel steel interaction / BechtaS. V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al. //Nuclear Engineering and Design. 2001.210. Pp.193 224.
  94. Experimental study of ceramic corium melt steel interaction. / Bechta S.V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al. // Proc. of International Seminar RASPLAV 2000. Munich. Germany. 2000. Novemberl4−15.
  95. Partitioning of U, Zr and FP between molten oxidic and metallic corium. / Beshta S.V., Khabensky V.B., Vitol S. A et al. // Proc. of the MASCA Seminar 2004. Aix-en-Provence. France. 2004.10−11 Jule.
  96. Ю4.Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии ВВЭР. / Бешта С. В., Витоль С. А., Хабенский В. Б. и др.// Теплоэнергетика. 1998. № 11. С. 20−28.
  97. Water boiling on the corium melt surface under WER severe accident conditions / Bechta S.V., Vitol S.A., Krushinov E.V. et all. // Nuclear Engineering and Design. 2000.195. Pp 45−56.
  98. Юб.Экспериментальное исследование процессов, возникающих при подаче воды на расплав стали. / Хабенский В. Б., Бешта С. В., Витоль С. А. и др. // Теплоэнергетика. 2001. № 9. С.25−31.
  99. Boiling of Water on the Surface of the Corium Melt for a Severe Accident in a WER Reactor. / Bechta S.V., Vitol S.A., Krushinov E.V. et all // Thermal Engineering. Vol. 45. 1998.11. Pp. 898−905.
  100. J. S. Punni, P. K. Mason U02 Oxidation and Volatilisation. Draft report, aeat-1277: MP (97)-P006, March1997
  101. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава. / Бешта С. В., Витоль С. А., Крушинов Е. В. и др. // Труды международной конференции ТЕПЛОФИЗИКА-95. 1995 г. 21−24 ноября. Обнинск.
  102. New Experimental Results on the Interaction of Molten Corium with Core Catcher Material. / D. Lopukh, S. Bechta, S. Vitol et al. // Proc. of International Conference ICONE-8. 2000. April 2−6. Baltimore. MD USA.
  103. Oxide material for a molten core catcher of a nuclear reactor. / International patent pending: «WO 02/80 188 A2 of 10.10.2002. Priority of 02.04.2001.
  104. Выбор буферного материала ловушки для удержания расплава активной зоны ВВЭР-1000. / Бешта С. В., Хабенский В. Б., Витоль С. А. и др.//Атомная энергия. 2002. T.92. Вып.1. С. 7−18.
  105. Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора. / Патент РФ № 2 214 980 по заявке № 2 002 107 623. Приоритет от 25.03.2002.
  106. Цемент для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. / Патент РФ № 2 215 340 по заявке № 2 002 100 739. Приоритет от 08.01.2002.
  107. В. М ELCOR Calculation о f О xidic М elt Е xperiments W Р2−2/1 a nd W Р2−2/2. NRIR eport, S АМ-LPP-D027, November, 2002
  108. Gauntt R.O. et al. MELCOR Computer Code Manuals. Report NUREG/CR-6119, SAND 2000−2417, May 2000
  109. M. Kissane, H. Manenc, R. Dubourg, P. Mason, «Fission product release in ASTEC VI: ELSA v2.0 module specifications rev 0», IPSN Note ASTEC-V1/SPE/00−03, Nov. 2000.
  110. Kortz, Ch, Koch, M K, Brockmeier, U, Unger, H, Funke, F, EyinkJ and HeUmann, S, A Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, RUB Е-108, ST (95)-P 171,1995.
  111. Kortz, Ch, Koch, M K, Brockmeier, U, Unger, H, Funke, F, Eyink, J and Hellmann, S, A Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, Proc. Annual Meeting on Nuclear Technology '96,184,1996.
  112. Eriksson, G and Hack, K, ChemSage A Computer Program for the Calculation of Complex Chemical Equlibria, Metallurgical Trans. B, 21,1013,1990.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!