Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС

Диссертация: Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика 2012) (Обнинск, 24−26 октября 2012 г.) — международном совещании участников международного проекта SERENA, посвященного исследованиям термического взаимодействия кориума с теплоносителем (Франция, Кадараш, 5−7 ноября 2012 г.) — XIX международной научно-технической конференции студентов и аспирантов… Читать ещё >

Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • Рг число Прандтля д тепловой поток
  • О скорость теплообмена я коэффициент теплоотдачи, универсальная газовая постоянная
  • Ке число Рейнольдса
  • Ь время
  • Т температура
  • V. вертикальная компонента скорости и радиальная компонента скорости и вектор скорости
  • Щ скорость струи
  • Ше число Вебера
  • I. высота, координата
  • Греческие символы, а объемная доля, коэффициент теплоотдачи
  • Г интенсивность парообразования/конденсации, скорость фрагментации 6 относительная толщина плёнки пара е излучательная способность, отношение плотности теплоносителя и плотности расплава р плотность
  • Л теплопроводность, длина волны

1 динамическая вязкость, молярная масса, а коэффициент поверхностного натяжения а5 В константа Стефана-Больцмана т характерное время фц множитель, позволяющий приближенно учитывать эффект влияния третьей фазы (р объемное паросодержание

Индексы, а некондесирующийся газ

Ъ пузырек пара в воде с кориум, несущая фаза, холодна фаза расплав

РВ плёночное кипение с вынужденная конвекция

Ре железо

У струя к горячая фаза н2 водород v пар жидкость

Иа натрий пс естественная конвекция

5 поверхность капли, пар состояние насыщения

2 г цирконий пов поверхностный

ГЛАВА 1. Аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС.

1.1 Особенности протекания аварий на АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН, приводящих к термическому взаимодействию кориума с теплоносителем.

1.1.1 Развитие тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР.

1.1.2 Развитие тяжёлой аварии на АЭС с БН.

1.2 Особенности протекания процессов термического взаимодействия кориума с охладителем.

1.3 Обзор исследований по термическому взаимодействию кориума с охладителем.

1.3.1 Исследования термического взаимодействия в системе «кориум-вода».

1.3.1.1 Стадия предварительного перемешивания кориума с водой

1.3.1.1.1 Дробление струи кориума в воде.

1.3.1.1.2 Перемешивание диспергированного кориума с охладителем

1.3.1.2 Взрывное взаимодействие кориума с водой.

1.3.2 Компьютерные коды для моделирования взаимодействия кориума с водой.

1.3.3 Исследования термического взаимодействия в системе «кориум-натрий».

1.3.3.1 Модель мгновенного перемешивания.

1.3.3.2 Модели, учитывающие конечное время перемешивания кориума с охладителем.

1.3.3.3 Экспериментальные исследования термического взаимодействия кориума с натриевым теплоносителем.

1.3.4 Компьютерные коды для моделирования взаимодействия кориума с натрием.

Выводы к ГЛАВЕ 1.

ГЛАВА 2. Математические модели термического взаимодействия кориума с теплоносителем.

2.1 Математическая модель перемешивания кориума с водой.

2.1.1 Уравнения движения парожидкостной смеси.

2.1.2 Модели межфазного взаимодействия.

2.1.2.1 Модели силового межфазного взаимодействия.

2.1.2.2 Модели межфазного теплообмена.

2.1.2.3 Модель межфазного массообмена.

2.1.3 Описание динамики кориума.

2.1.3.1 Модель динамики струи кориума.

2.1.3.2 Модель динамики, теплообмена и фрагментации капель кориума

2.1.3.3 Пористая структура.

2.2 Математическая модель крупномасштабного взрывного взаимодействия кориума с водой, реализующегося как волна термической детонации

2.2.1 Основные предположения и допущения.

2.2.2 Уравнения сохранения объёма, массы, импульса и энергии фаз

2.2.3 Описание межфазного взаимодействия.

2.3 Интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием

2.3.1 Общее описание.

2.3.2 Уравнения сохранения массы, энергии и импульса.

Выводы к ГЛАВЕ 2.

ГЛАВА 3. Валидация кодов VAPEX-P, VAPEX-D и С SI.

3.1 Валидация кодов VАРЕХ-Р и VAPEX-D.

3.1.1 Описание экспериментальной установки FARO.

3.1.2 Результаты валидации и кросс-верификации кода VAPEX-P.

3.2 Валидация кода CSI.

3.2.1 Валидация кода CSI на экспериментах на установке THINA.

3.2.2 Валидация кода CSI на экспериментах на установке

ПЛУТОН

ГЛАВА 4. Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлой аварии на АЭС

4.1 Определение последствий внутрикорпусного парового взрыва для ВВЭР

4.1.1 Анализ перемешивания кориума с водой в корпусе реактора

4.1.2 Оценка выделяющейся механической энергии в ходе внутрикорпусного взаимодействия расплава с водой.

4.1.3 Анализ полученных результатов.

4.2 Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР

4.2.1 Постановка задачи о термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора.

4.2.2 Результаты расчетов термического взаимодействия кориума с водой в шахте реактора кодами VAPEX-P и VAPEX-D.

4.2.2.1 Расчет с начальным уровнем воды 3 м.

4.2.2.2 .Расчет с начальным уровнем воды 1 м.

4.2.3 Анализ полученных результатов.

4.3 Оценка динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжёлой аварии на АЭС с БН

Выводы к ГЛАВЕ 4.

Актуальность работы.

Требование обеспечения высокого уровня безопасности и надежности АЭС диктует необходимость выполнения углубленных оценок безопасности, включая рассмотрение запроектных аварий. Тяжелая авария на АЭС, вызывающая разрушение и плавление активной зоны реактора, является одним из самых опасных по своим последствиям типов запроектной аварии. В ходе ее развития возможны ситуации, приводящие к прямому контакту высокотемпературного расплава материалов активной зоны (кориума) с теплоносителем и их термическому взаимодействию, которое при определенных условиях может осуществляться взрывным образом вследствие мощного когерентного вскипания теплоносителя и сопровождаться динамическим воздействиями на окружающие конструкции. Вследствие возникающих угроз целостности АЭС при таком развитии аварийных событий термическое взаимодействие кориума с теплоносителем и соответствующие динамические воздействия уже много лет является важным предметом исследований специалистов в области безопасности атомной энергетики. Ввиду исключительной сложности реализующихся при термическом взаимодействии многофазных неравновесных многоскоростных процессов, сопровождающихся неустойчивостями различной природы, исчерпывающая теория этого явления еще далека до своего завершения. Необходимы дальнейшие экспериментальные и теоретические исследования, разработка, усовершенствование и валидация расчетных кодов для анализов термического взаимодействия, квалифицированное проведение оценок динамических воздействий для АЭС различного типа с помощью этих кодов. Диссертационная работа посвящена исследованиям по этим направлениям, что и определяет ее актуальность.

Основными целями и задачами диссертации является: определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжелой аварии на АЭС. Основными задачами исследования являются:

— аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭСразработка и усовершенствование математических моделей термического взаимодействия кориума с теплоносителем, доработка/создание соответствующих расчетных кодоввалидация этих кодов на экспериментальных данных по термическому взаимодействию кориума с теплоносителемопределение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с водой в корпусе реактора ВВЭР (внутрикорпусной паровой взрыв) — определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР (внекорпусной паровой взрыв) — определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БЫ. Новизна работы. В диссертационной работе:

1. Усовершенствована карта режимов течения, входящая в состав математической модели кода VAPEX-P, предназначенного для моделирования стадии перемешивания кориума с водой.

2. Выполнена валидация кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

3. Разработана интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе создан расчетный код CSI.

4. Выполнена валидация кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

Достоверность результатов выполненных исследований подтверждается:

— применением общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании/доработки математических моделей;

— использование апробированных корреляций и соотношений для описания трения и тепло и массообмена между фазами;

— результатами валидации кодов VAPEX-P, VAPEX-D, CSI. Практическая ценность проведенного исследования состоит в применении доработанных и валидированных расчетных кодов VAPEX-P и VAPEX-D для оценок динамических воздействий при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР и в применении созданного и валидированного расчетного кода CSI для оценок динамических воздействий при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН.

Все основные этапы исследования выполнялись по договору между Проектно-конструкторского филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом» и НИУ «МЭИ» № 2 077 110 от 04.04.2011 г. и Государственному контракту с Министерством образования и науки РФ ГК № 14.740.11.0093 от 08.09 2010 г.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

2. Математическая модель и расчетный код CSI для анализа термического взаимодействия кориума с натрием.

3. Результаты валидации созданного расчетного кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

4. Значения динамических нагрузок на конструкции при внутрикорпусном паровом взрыве в корпусе реактора ВВЭР.

5. Значения динамических нагрузок на конструкции при внекорпусном паровом взрыве в шахте реактора ВВЭР.

6. Значения динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БН.

Личный вклад автора. Все этапы работы по доработке математической модели кода VAPEX-P, валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28, созданию интегральной математической модели термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе кода CSI, валидации кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН, определению динамических нагрузок при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР, а также при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии.

Публикации. Основные результаты работы были изложены в трех статьях, опубликованных в журналах из списка ВАК «Фундаментальные исследования» «Вестник МЭИ», в одной статье в рецензируемом международном журнале «Science and Technology of Nuclear Installations» (импакт-фактор 0,562), включенном в реферативную базу Scopus, и в пяти докладах, опубликованных в трудах отечественных и международных конференций.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на конференции-конкурсе молодых физиков (Москва, 13 февраля 2012 г.) — XIII школе молодых учёных ИБРАЭ РАН (26 — 27 апреля 2012 г.) — XVIII международной научно-технической конференции студентов и аспирантов «РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА» (Москва, 1−2 марта 2012 г.);

Научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика 2012) (Обнинск, 24−26 октября 2012 г.) — международном совещании участников международного проекта SERENA, посвященного исследованиям термического взаимодействия кориума с теплоносителем (Франция, Кадараш, 5−7 ноября 2012 г.) — XIX международной научно-технической конференции студентов и аспирантов «РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА» (Москва, 28 февраля-1 марта 2013 г.).

Структура и объем диссертация. Диссертация содержит введение, 4 главы, выводы, список литературы из 158 использованных источников. Диссертация выполнена на 219 листах, включая 22 таблиц и 87 рисунков.

Основные результаты выполненной работы можно сформулировать следующим образом.

1. Термическое взаимодействие расплавленных материалов активной зоны (кориум) с теплоносителем, возникающее в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВЭЭР и АЭС с БН, может приводить к существенным динамическим воздействиям на окружающие конструкции и создавать угрозу их целостности.

2. Существенное различие между типичными сценариями протеканий тяжёлых аварий на АЭС с ВВЭР и АЭС с БН приводит к различным начальным конфигурациям системы «кориум-теплоноситель», определяющим последующий характер протекания процесса термического взаимодействия кориума с водяным и с натриевым теплоносителями и связанные с ним динамические нагрузки на конструкции.

3. На основе подходов механики многофазных сред сформулированы математические модели, описывающие пространственное перемешивание кориума с водой и распространения волны термической детонации с её последующим расширением.

4. Разработана интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием. Предполагается, что происходит мгновенное перемешивание фрагментов кориума с натрием. При этом процесс термического взаимодействия происходит через две последовательные фазы. На первой фазе происходит прямой контакт натрия с частицами кориума и нагрев натрия. Как только натрий достигает температуры насыщениянаступает вторая фаза процесса, характеризующаяся возникновением плёночного кипения натрия на частицах кориума и резким расширением зоны взаимодействия, приводящим к возникновению динамических нагрузок на окружающие конструкции.

5. Выполнены валидационные расчёты кодом УАРЕХ-Р экспериментов РАЖ)-1Л4, РАЯО-Ь24, РАЯО-Ь28, в ходе разработки модуля УАРЕХ-М для интегрального системного одномерного кода СОКРАТ. Код УАРЕХ-Р адекватно воспроизводит основные черты термического взаимодействия кориума с водой. Основным параметром, характеризующим интенсивность протекания процесса термического взаимодействия, является рост давления в системе. Код УАРЕХ-Р хорошо качественно и количественно описывает временные зависимости давления в системе.

6. Выполнены валидационные расчёты кодом С81 экспериментов на установках ТНША и ПЛУТОН. Эти валидационные расчёты показали, что, несмотря на интегральный характер математической модели кода С81, этот код позволяет адекватно воспроизводить основные параметры термического взаимодействия кориума с натрием.

7. С помощью кода УАРЕХ-Р выполнены расчёты динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем внутри корпуса реактора в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР-1000. На основе анализа результатов расчёта показано, что внутрикорпусное термическое взаимодействие не представляет угрозу для целостности корпуса реактора.

8. С помощью кодов УАРЕХ-Р и УАРЕХ-0 были выполнены расчёты динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в шахте реактора в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР-1000. Установлено, что динамические нагрузки на шахту реактора существенно зависят от уровня воды в шахте. Показано, что для обеспечения целостности шахты реактора необходимо поддерживать низкий уровень воды в шахте (около 1 м).

9. С помощью кода С81 были выполнены расчёты термического взаимодействия кориума с натриевым теплоносителем в ходе тяжёлой аварии типа иЬОР в реакторе БН-600. Получены оценки максимальных значений давления натрия в зоне взаимодействия и давления аргона в газовой полости при различных соотношениях массы кориума к массе натрия в зоне взаимодействия.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Показать весь текст

Список литературы

  1. В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаждаемых реакторов // Атомная энергия, 1994, том 76, вып.4, С.282—302.
  2. И.А., Поплавский В. М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. / Под общей редакцией члена-корреспондента АН РФ В. И. Рачкова. М. ИздАт, 2012. — 632 с.
  3. Board S.J., Hall R.W. and Hall R.S. (1975) Detonations of fuel coolant explosions //Nature, Vol.254, N 5498, 1975, p. 319−321.
  4. T.G. (1993) The study of steam explosions in nuclear systems. -Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25−29 Oct. 1993, Tomakomai, p.5−26.
  5. Yuen W.W. Theofanous T.G. On the existence of multiphase thermal detonations // International Journal of Multiphase Flow, Vol.25, 1999, p.1505−1519.
  6. Farahat M.M.K., Eggen Donald T. Pool Boiling in Subcooled Sodium at Atmospheric Pressure // Nuclear Science and Engineering, Vol. 53, 1974, p.240−253.
  7. Schins P., Magallon D., Giuliani S., Gunnerson F.S. Pouring of Molten U02, UC and A1203 in Sodium: Interactions and Debris- Theoretical Analysis. European Applied Research Reports. Nuclear Science and Technology Section. Vol.7, № 4, 1986.
  8. П.Л., Богословская Г. П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. Учебное пособие для вузов- 2-е изд., перераб. М.: ИздАт, 2008. — 256 с.
  9. Nishio S., Gotoh Т., Nagai N. Observation of boiling structures in high heatflux boiling//Internat. J. Heat Mass Transfer. 1998. Vol. 41. P.3191.
  10. Bober M., Singer J. Experimental Determination of the Spontaneous Nucleation Temperature of Sodium // International Journal of Thermophysics, Vol. 16, № 1, 1995, p.289−297.
  11. B.C., Генин Л. Г., Ковалев C.A., Соловьев С. Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках: учебное пособие для вузов. 3-е изд., перераб. и доп. — М.: Издательство МЭИ, 2003. — 548 с.
  12. Chu C.C., Sienicki J.J., Spencer B.W., Frid W. and Lowenhielm G. (1995) Ex-vessel melt-coolant interactions in deep water pool: studies and accident management for Swedish BWRs. Nuclear Engineering and Design, 1995, v. 155, p. 159−213.
  13. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1993b) Modeling of jet breakup as a key process in premixing. Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25−29 Oct. 1993, Tomakomai, p.79−89.
  14. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1995) Breakup of melt jets as pre-condition for premixing. Nuclear Engineering and Design, 1995, v. 155, p.159−213.
  15. Meignen R. and Berthoud G. (1996) Instabilities and fragmentation of very high temperature molten jets in water. ANS Proceedings — 1996 National Heat Transfer Conference, August 3−6, 1996, Houston, Texas, USA, p.95−104.
  16. Magallon D. and Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), October 3−8, 1999, San Francisco, California, USA.
  17. Angelini S., Takara E., Yuen W. and Theofanous T.G.(1992) Multiphase transients in the premixing of steam explosions. Proceedings of the NURETH-5, September 21−24, 1992, Salt Lake City, Utah, v. II, p.471−478.
  18. Angelini S., Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1993) Premixing-related behavior of steam explosions. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5−8, 1993, Santa Barbara, USA, p.99−133.
  19. Angelini S., Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1995a) The mixing of particle clouds plunging into water. Proceedings of a Multidisciplinary1. ternational Seminar on Intense Multiphase Interactions, June 9−13, 1995, Santa Barbara, California, p.98−116.
  20. Angelini S., Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1995b) The mixing of particle clouds plunging into water. Proceedings of the NURETH-7, September 10−15, 1995, Saratoga Springs, New York, v. 3, p. l754−1778.
  21. Berthoud G., Oulmann T. and Valette M. (1996) Corium-water interaction studies in France. Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents. Ed. J.T.Rogers, Begell House, New York, Wallingford (UK), 1996, p.251−264.
  22. H.A. (1955) Механика азрозолей. M.: Изд-во АН СССР, 1955, 351 с.
  23. L. (1996) The interaction of a falling mass of hot spheres with water. ANS Proceedings — 1996 National Heat Transfer Conference, August 3−6, 1996, Houston, Texas, USA, p. 105−114.
  24. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests- alumina vs. Corium Melts. Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, May 19−21, 1997, Tokai-Mura, Japan, NEA/CSNI/R (97)26, Part I, p.275−284.
  25. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS. Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), October 3−8, 1999, San Francisco, California, USA.
  26. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, May 19−21, 1997, Tokai-Mura, Japan, NEA/CSNI/R (97)26, Part II, p.751−768.
  27. Ю.А., Логвинов C.A., Тухватулин Ш. Т., Пивоваров О. С., Васильев Ю. С., Дерявко И. И., Котов В. М., Ильенко С. А. Исследование взаимодействия расплава диоксида урана с водой. 9 с.
  28. Yuen W.W., Chen X. and Theofanous T.G. (1992) On the fundamental microinteractions that support the propagation of steam explosions. -Proceedings of the NURETH-5, September 21−24, 1992, Salt Lake City, Utah, v. II, p.627−636.
  29. Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1993) The prediction of 2D thermal detonations and resulting damage potential. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5−8, 1993, Santa Barbara, USA, p.233−250.
  30. Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1994) The prediction of dynamic loads from ex-vessel steam explosions. Proceedings of the Int. Conference «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics», Pisa, May 30 — June 2, 1994, p.257−270.
  31. Chen X., Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1995b) On the constitutive description of the microinteractions concept in steam explosions.
  32. Proceedings of the NURETH-7, September 10−15, 1995, Saratoga Springs, New York, v. 3, p. 1586−1606.
  33. Song J. H., Park I. K., Shin Y. S., Kim J. H., Hong S. W, .Min B. T. and Kim H. D. Fuel coolant interaction experiments in TROI using a U02/Zr02 mixture // Nuclear Engineering and Design, Volume 222, Issue l (May 2003), p. 1−15.
  34. Medhekar S., Amarasooriya W.H. and Theofanous T.G. (1989) Integrated analysis of steam explosions. Proceedings ofNURETH-4, October 10−13, 1989, Karlsruhe FRG, v. l, p.319−326.
  35. Amarasooriya W.H. and Theofanous T.G. (1991) Premixing of steam explosions: a three-fluid model. Nuclear Engineering and Design, v. 126, p.23−39.
  36. Berthoud G. and Valette M. (1993) Calculations of the premixing phase of an FCI with the TRIO MC code. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5−8, 1993, Santa Barbara, USA, p.27−36.
  37. Berthoud G. and Valette M. (1994) Development of a multidimensional model for the premixing phase of a fuel-coolant interaction. Nuclear Engineering and Design, 1994, v. 149, p.409−418.
  38. N.I. (1993) The code IVA3 for modelling of transient three-phase flows in complicated 3D geometry. Kerntechnic, 1993, v. 58, N 3, p. 147 156.
  39. H. (1993) Analysis of large-scale melt-water mixing events. -Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5−8, 1993, Santa Barbara, USA, p. 14−26.
  40. Fletcher D.F. and Thyagaraja A. (1991) The CHYMES coarse mixing model. Progress in Nuclear Energy, 1991, v.26, p.31−61.
  41. A., Addabbo C. (1994) COMETA (Core Melt Thermal-hydraulic Analysis) a computer code for melt quenching analysis. -Proceedings of the Int. Conference «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics», Pisa, May 30 June 2, 1994, p.391−398.
  42. A., Addabbo C., Hohmann H., Magallon D. (1994) COMETA code calculation of FARO melt quenching tests. Proceedings of the Int. Conference «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics», Pisa, May 30-June 2, 1994, p.399−406.
  43. Р.И. Динамика многофазных сред. М.: Наука, 1987.
  44. Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1984.
  45. Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989, 296 с.
  46. Fletcher D.F. An improved mathematical model of melt/water detonations. I. Model formulation and example results // Int.J. Heat Mass Transfer, 1991, Vol.34, N.10, P.2435—2448.
  47. Carachalios C., Burger M. and Unger H. A Transient Two-Phase Model to Describe Thermal Detonations Based on Hydrodynamic Fragmentation // Proceedings of the Int. Meeting on LWR Sever Accident Evaluation, Massachusetts, August 1983.
  48. О.И., Мелихов В. И., Соколин A.B. Численное моделирование эксперимента KROTOS-42 кодок VAPEX-D // Техническая справка / ЭНИЦ, Электрогорск, 1997, 28 с.
  49. Patel P.D., Theofanous T.G. Hydrodynamic Fragmentation of Drops // J. Fluid Mechanics, 1981, Vol.103, P.207−223.
  50. Chu C.C., Corradini M.L. One-dimensional Transient Fluid Model for Fuel-Coolant Interaction Analysis // J. Nuclear Science Engineering, 1989, Vol.101, N. l, P.46−72.
  51. Tang J., Corradini M.L. Modelling of the Complete Process of One-Dimensional Vapor Explosion // CSNI Specialist Mtg. On Fuel-Coolant Interactions, NUREG/CP-0127, 1994, P.204−217.
  52. Berthoud G. Heat Transfer Modeling During a Vapor Explosion // J. Nuclear Technology, 2000, Vol.130, P.39−58.
  53. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, May 19−21, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part II, P.751−768.
  54. Hicks E.P., Menzies D.C. Theoretical Studies on Fast Reactor Maximum Accident. Argonne National Laboratory Rept. ANL-7120, 1965, p.654−670.
  55. Cho D.H., Wright R.W. A Rate-Limited Model of Molten Fuel-Coolant Interactions // Trans. Amer. Nucl. Soc. Vol.13. 1970. p.659−662.
  56. Wright R.W., Cho D.H. Acoustic and Inertial Constraints in Molten Fuel-Coolant Interactions. // Trans. Amer. Nucl. Soc. Vol.13. 1970. p.658−659.
  57. Safety Evaluation Report Related to Operation of Fast Flux Test Facility. Supplement No. 1. NUREG-0358. 1979, 160 p.
  58. Caldarola L. A Theoretical Model for the Molten Fuel-Sodium Interaction in a Nuclear Fast Reactor // Nuclear Engineering and Design, Vol. 22, 1972, p. 175−211.
  59. Caldarola L. A Theoretical Model with Variable Masses for the Molten Fuel-Sodium Thermal Interaction in a Nuclear Fast Reactor. // Nuclear Engineering and Design, Vol.34, 1975, p. 181−201.
  60. Zyszkowski W. Thermal Explosion Hazards in (Fast) Nuclear Reactors. // Atomic Energy Review, Vol.16, № 1, 1978 p.3−87.
  61. Cho D.H., Ivins R.O., Wright R.W. Pressure Generation by Molten Fuel Coolant Interactions under LMFBR Accident Conditions. Rep. CONF-710 302 7, 1971, p.25.
  62. Jakeman D. A Review of the Meetings of the Working Group on the Comparison of Calculational Models // PNC N251, 76−12 2, 1976, p.734−750.
  63. Lenz W.F. Jr. Mixing Requirements for the Limiting Fuel-Coolant Interactions in Liquid Metal Fast Breeder Reactors. Rep. C00−2781−8TR, 1976, p.1−167.
  64. Potter R, Jakeman D., A Review of the Crest comparison of Sodium Fuel Interaction Computations Covering Seven Methods. Rep. EUR 5309e, 1973, p.477−488.
  65. Breton J.P., Antonakas D. Model for Fuel-Sodium Interaction Application to the JEF experiments. PNC N251,76−12 1, 1976, p.785−817.
  66. Beutel H., Bojarsky E., Caldarola L., Jacobs H., Reiser H., Zydzkowski W. Current Status of Experimental ant Theoretical Work on Sodium/Fuel Interaction (SFI) at Karlsruhe. Code Developments. PNC N251, 76−12 2, 1976, p.819−837.
  67. Jacobs H. Prediction of the Pressure Time History Due to Fuel Sodium Interaction in a Subassembly. 3rd Int. Conf. Structural Mechanics in Reactor Technology, London, 1975.
  68. Martini M. Studies of Preliminary Out-of-Pile Tests Related to Sodium Fuel Interaction. CREST Special Meeting on SFI, Grenoble, 1972.
  69. Hoskin N.E., Morgan K., Studies of the Pressure Generation by Water Impact upon Molten Aluminium with Reference to Fast Reactor Sub-Assembly Accidents. Int. Conf. Engineering of Fast Reactors for Safe and Reliable Operation, Karlsruhe, 1972.
  70. Syrmalenios P., Modele d’Interaction Thermique Entre Bioxyde d’Uranium et Sodium, Rep. CEA R 4432, 1973.
  71. Fishlock T. P, Expel. A Computing Module for Molten Fuel/Coolant Interactions in Fast Reactor Sub-Assemblies, Rep. R 1029, 1975.
  72. Vad den Putten. A., Koning H., van den Bogaard J. Interactions on Fuel-Coolant interaction with the RCN Code, PNC N251, 76−12 2,1976, p. 751 783.
  73. Golammer H., Kottowski H. Physical Model and Calculation Code for Fuel-Coolant Interactions. PNC N251, 76−12 2, 1976, p.839−875.
  74. Saito S., Fujishiro T., Inabe T., Ishikawa M. Some Experiments and Impile experimental programme on Fuel Coolant Interaction in NSSR. PNC N251 76−12 1, 1976, p.381−442.
  75. Kondo S., Togo Y., Iwamura T. A Simulation Experiment and Analysis on the Effects of Incoherence in Fuel Coolant Interactions. PNC N251, 76−12 1, 1976, p.285−305
  76. Sawada T., Hasegawa Y., Nishimura A. A Parametric Study on Reactor Containment Response to Fuel-Sodium Interaction. PNC N251, 76−12 2, 1976, p.681−732.
  77. Suzuki K., Tashiro M., Sananuma, K., Nagashima K. An Analysis of Reactor Structural Response to Fuel Sodium Interaction in a Hypothetical Core Disruptive Accident. PNC N251, 76−12 2, 1976, p.651−680.
  78. Teschendorf V., Wahba A. B. Molten Fuel-Coolant Interaction During Hypothetical Accidents in Light Water Reactors. // Nuclear Technology, Vol. 31, 1976. p.297−305.
  79. Caldarola L. Current Status of Knowledge of Molten Fuel/Sodium Thermal Interactions. Karlsruhe, 1974, 46 p.
  80. Uruwashi S., Hirabayashi T., Mizuta H. Fuel Coolant Interaction Results in the Fuel Pins Melting Facility (PMF). Proceedings of the Third Specialist Meeting on Sodium/Fuel Interaction in Fast Reactors, Paper SNI 6/12, 1976.
  81. Mizuta H., Hirabayashi F., YokozawaN., Fukushima Y. Progress Report on the Molten U02 Drop Experiment. Proceedings of the Second Specialist Meeting on Sodium/Fuel Interaction in Fast Reactors. Ispra, 1973, pp.323 374.
  82. Wright R. W. et al. A Delayed Reentry-Type Event in Piston Autoclave Meltdown Test with a Seven-Pin Fuel Bundle. ANS Transaction Vol.14, No.2, p.730, Oct. 1971.
  83. Armstrong D. R., Testa F. J., Raridon D. Jr. Interaction of Sodium with Molten U02 and Stainless Steel Using Dropping Mode of Contact. ANL-7890, Dec. 1971.
  84. Cronenberg A.W., Benz R. Vapor Explosion Phenomena with Respect to Nuclear Reactor Safety Assessment. Advance in Nuclear Science and Technology. Vol.12, 1980, p. 247−321.
  85. Schins H., Lamain L., Biasi L. Break up Time Of Fragmentating-Solidifying U02 Spheres When Quenched In Sodium. // Nuclear Engineering and Design Vol. 80, 1984, pp 19−25.
  86. Kaiser A., Huber F., Wilhelm D. Experiments on the behaviour of a hot melt injected into sodium. Experimental Thermal and Fluid Science // Vol.18, 1998, p.48−69.
  87. Ю.И., Жмурин В. Г., Волов А. Н., Ковалев Ю. П. Экспериментальные исследования термического взаимодействия кориума с теплоносителями. // Теплоэнергетика, № 3, 2008. С.48−56.
  88. Ю.И. Фрагментация кориума в теплоносителях. // Росэнергоатом, № 8, 2008. С.38−41.
  89. Morita К., Kondo Sa., Tobita Y., Brear D.J. SIMMER III Applications to Fuel-Coolant Interactions // Nuclear Engineering and Design, Vol 189, 1999, p.337−357.
  90. Morita K., Fischer E.A. Thermodynamic Properties and Equations of State for Fast Reactor Safety Analysis (Part I: Analytic Equation-of-State Model). //Nuclear Engineering and Design, Vol 183, 1998, p. 177−191.
  91. Morita K., Fischer E.A. Thermodynamic Properties and Equations of State for Fast Reactor Safety Analysis (Part II: Properties of Fast Reactor Materials). //Nuclear Engineering and Design, Vol 183, 1998, p. 193−211.
  92. Ursic М. First Analysis of FC1 Issue in Sodium Cooled Fast Reactors. SERENA Project Seminar 2012, Cadarache, France.
  93. Epstein M., Hauser G.M. Subcooled Forced-Convection Film Boling in the Forward Stagnation Region of a Sphere or Cylinder // Int. J. Heat Mass Transfer, Vol. 23, 1980. p. 179−189.
  94. Д.А., Сироткин B.K., Дисперсный состав частиц, образующихся при взаимодействии капли расплавленного топлива с теплоносителем. // Атомная энергия. 1995. Т.78, вып. 1. С. 21.
  95. Д.А., Соловьев C.J1. Модель диспергирования капли расплавленного кориума при её движении через теплоноситель применительно к проблеме парового взрыва. // Теплофизика высоких температур. 2001. Т.39, № 2. С. 507.
  96. Д.А. Разработка и применение расчетно-теоретических методов анализа запроектных аварий реактора РБМК // Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук- Москва.: НИКИЭТ. 2003. 203 С.
  97. Melikhov V.I., Melikhov О.I., Nigmatulin B.I. New Approach to Premixing Description // The 2nd International Conference on Multiphase Flow. Kyoto, Japan, 1995. — PP. VE-27 — VE-31.
  98. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. Premixing Modelling // The First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation. Rome, Italy, 1995. — PP.347 — 351.
  99. Nigmatulin B.I., Melikhov V.I., Melikhov O.I. VAPEX Code for Analysis of Steam Explosions under Severe Accidents // Heat and Mass Transfer in
  100. Severe Nuclear Reactor Accidents (ed. by J.T. Rogers).-New York, Wallingford (UK), Begell House, 1995. PP.540 — 551.
  101. Melikhov V.I., Melikhov O.I. Analysis of Thermal Detonation in the System «corium-water» // Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety. Orlando, Florida, 1997. — PP.496 — 502.
  102. Melikhov V.I., Melikhov O.I. Supercritical Thermal Detonation Analyses // Proceedings of ICONE-5 (5-th International Conference on Nuclear Engineering. Nice, France, 1997. -№ 2173, PP.321−327.
  103. Davydov M.V., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Numerical Analysis of Multiphase Premixing of Steam Explosions // Third International Conference on Multiphase Flow (ICMF-98). Lyon, France, 1998. -PP.1 — 8.
  104. В.И., Мелихов О. И., Соколии А. В. Распространение волны термической детонации с учетом концепции микровзаимодействий // Труды международной конференции по многофазным системам, ICMS'2000. Уфа, 2000. — С.253−258.
  105. Davydov M.V., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V. Validation of VAPEX Code on MAGICO and QUEOS Tests // International Conference Nuclear Energy in Central Europe. Bled, Slovenia, 2000. — № 702, PP.11−19.
  106. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Sokolin A.V. Numerical Analysis of Vapor Explosion in the System «Corium-Water"// International Conference
  107. Nuclear Energy in Central Europe. Bled, Slovenia, 2000. — № 705, PP.5163.
  108. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V., Sokolin A.V. VAPEX Code Analysis of FARO-L33 test // International Conference Nuclear Energy in Central Europe. Portoroz, Slovenia, 2001. — № 309, PP.23−32.
  109. M.B., Мелихов В. И., Мелихов О. И., Парфенов Ю. В. Анализ экспериментов MAGICO и QUEOS по перемешиванию облака частиц с водой (паровые взрывы при тяжелой аварии) с помощью кода VAPEX // Ядерная энергетика 2001. — № 3. — С.72−79.
  110. В.И., Мелихов О. И., Парфенов Ю. В., Соколин А. В. Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX // Атомная энергия.- 2001.- том 92, вып.2. С.91−95.
  111. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V., Sokolin A.V. Post-test Analysis of FARO L-33 Test by VAPEX Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2002. Stuttgart, Germany, 2002. -PP.217−220.
  112. В.И., Мелихов О. И., Соколин А. В. Взрывное взаимодействие расплава с водой. Моделирование кодом VAPEX-D // Теплофизика высоких температур.- 2002.-Том 40, № 3. С.466−474.
  113. В.И., Парфенов Ю. В., Мелихов О. И. Численное моделирование процесса предварительного перемешивания струи расплава с водой с помощью кода VAPEX-P // Теплоэнергетика. -2003.- № 11. С.35−39.
  114. Ishii M. and Mishima К. Two-Fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations. Nuclear Engineering and Design, 1984, 82, pp. 107−126.
  115. Grift R., Grace J.R., Weber M.E. Bubbles, Drops and Particles. Academic Press, New York, pp. 22−28.
  116. Liu C., Theofanous T.G., Yuen W.W., Film boiling from sphere in single-and two-phase flow // ANS Proc. National Heat Transfer Conference, Vol. 6, San Diego, USA, 1992, p. 211−218
  117. Ishii M., Zuber N. Drag coefficient and relative velocity in bubbly, droplet or particulate flows. //AlChE Journal. Vol. 25, № 5, 1979. p. 843−855.
  118. TRAC-PF1/MOD2: Theory Manual Los Alamos National Laboratory. November 1990. Los Alamos. NM 87 545.
  119. Liles D.R., Reed W.H. A semi-implicit method for two-phase fluid dynamics. Journal of computational physics, 1978, v.26, P.390−407.
  120. В.И. Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР. // Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук Москва: МЭИ (ТУ). 2004. 576 С.
  121. L.G., Сох J.E. Thermal explosion hazard // Advances in Nuclear Science and Technology, Vol. 7, 1973, p.329−364.
  122. Ю.К., Багдасаров Ю. Е., Кузнецов И. А. Исследование взаимодействия расплавленного топлива с натрием в активной зоне быстрого реактора// Атомная энергия. Т.41, Вып.1, 1976, с.9−14.
  123. В.А., Сычёв В. В., Шейндлин А. Е. Техническая термодинамика. Учебник для вузов. Изд. 2-е. М., «Энергия», 1974. 448 с.
  124. Kolev N.I. Film boiling on vertical plates and spheres // Experimental Thermal and Fluid Science, Vol. 18, 1998, p. 97−115.
  125. Nabavian К., Bromley L.A. Condensation coefficient of water // Chemical Engineering Science, Vol. 2 1971, p. 200−211.
  126. В.П. и др. Теплопередача. Учебник для вузов, Изд. 3-е, перераб. и доп. М., «Энергия», 1975.
  127. Pilch М., Erdman С., 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, 13, 1987, p. 741−757.
  128. Patel P.D., Theofanous T.G. Hydrodynamic Fragmentation of Drops // J. Fluid Mechanics, 1981, Vol.103, P.207−223.
  129. О.И., Мелихов В. И., Соколин А. В. Взрывное взаимодействие расплава с водой. Моделирование кодом VAPEX-D // Теплофизика высоких температур. 2002. — Т. 40. — № 3. — С.466−474.
  130. О.И., Парфенов Ю. В., Мелихов В. И. Численное моделирование процесса предварительного перемешивания струи расплава активной зоны с водой с помощью кода VAPEX-P // Теплоэнергетика. 2003. — № 11. — С.35−39.
  131. А.В. Моделирование парового взрыва при тяжёлой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением // Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук.- Москва: МЭИ (ТУ). 2004. 164 С.
  132. О.И., Мелихов В. И., Якуш С. Е., Стрижов В. Ф., Киселев А. Е., Кобелев Г. В. Моделирование взаимодействия высокотемпературного расплава материалов активной зоны с теплоносителем // Известия РАН. Энергетика. 2007. — № 6. — С. 11−28.
  133. О.И., Мелихов В. И., Якуш С. Е. Анализ крупномасштабных экспериментов по взаимодействию кориума с водой с помощью кода VAPEX // Теплофизика высоких температур. 2007. — Т. 45. — № 4. -С.565−574.
  134. Melikhov V., Melikhov О., Yakush S., Rtishchev N. Validation of Fuel-Coolant Interaction Model for Severe Accident Simulations // Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2011, Article ID 560 157, 11 pages, 2011. doi:10.1155/2011/560 157.
  135. E.B. Физические аспекты явления парового взрыва // Препринт ИАЭ-5450, Москва, 1991, 96 с.
  136. Speis Р.Т., Basu S. Fuel-Coolant Interaction (FCI) Phenomena in Reactor Safety: Current Understanding and Future Research Needs In: Proceedings of the OECD/CSNI Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, May 19−24, 1997.
  137. Theofanous T.G. et al. Lower Head Integrity under Steam Explosion Loads // Nuclear Engineering and Design. 1998. — Vol. 189. — P. 7−57.
  138. Vujic Z., Burger M., Buck M., Lohnert G. Investigation of Limitations to Steam Explosions Strength due to Water Depletion. In: Proceedings of the 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15), Nagoya, Japan, April 22−26, 2007.
  139. Vujic Z. Improvement and Verification of Steam Explosion Models and Codes for Application to Accident Scenarios in Light Water Reactors // PhD Thesis, Institute of Nuclear Technology and Energy Systems (IKE), University of Stuttgart, Germany, 2008.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!