Разработка и применение расчетно-теоретических методов анализа запроектных аварий реактора РБМК тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.14 ВАК РФ

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ПРИМЕНЕНИЕ КОДА MELCOR 1.8.3 К МОДЕЛИРОВАНИЮ ТЯЖЕЛЫХ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ РЕАКТОРА РБМК.

1.1. Краткое описание реакторной установки.

1.2. Краткое описание кода MELCOR 1.8.3.

1.3. Моделирование топливного канала реактора РБМК при помощи кода MELCOR.

1.3.1. Выбор компонент для моделирования топливного канала реактора РБМК.

1.3.2. Модель тепловыделяющего элемента.

1.3.3. Угловые коэффициенты излучения для элементов топливного канала

1.4. Теплофизические свойства конструкционных материалов и веществ, образующихся в процессе аварии.

1.4.1. Теплофизические свойства U02.

1.4.2. Теплофизические свойства циркониевых сплавов.

1.4.3. Теплофизические свойства Zr02.

1.4.4. Теплофизические свойства стали 12Х18Н10Т.

1.4.5. Теплофизические свойства графита.

1.5. Физико-химические взаимодействия в процессе аварии.

1.5.1. Окисление циркониевых сплавов за счет взаимодействия с паром

1.5.2. Окисление стали за счет взаимодействия с паром.

1.5.3. Взаимодействие UO2 с твердым циркалоем.

1.5.4. Растворение U02 и Zr02 расплавленным цирконием.

1.5.5. Химическое взаимодействие циркониевых сплавов со сталью и инконелем (образование эвтектик).

1.6. Выбор параметров в модели топливного канала реактора РБМК.

1.6.1. Выбор свойств материалов.

1.6.2. Выбор параметров, определяющих процессы деградации элементов активной зоны.

1.7. Демонстрационная задача. Начальные условия для моделирования.

1.8. Результаты расчета для демонстрационной задачи.

1.9. Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. МОДЕЛЬ ДИСПЕРГИРОВАНИЯ КАПЛИ РАСПЛАВЛЕННОГО КОРИУМА ПРИ ЕЕ ДВИЖЕНИИ ЧЕРЕЗ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ ПО МЕХАНИЗМУ РАЗРУШЕНИЯ ПРИСТЕННОГО СЛОЯ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К ПРОБЛЕМЕ ПАРОВОГО ВЗРЫВА.

2.1. Постановка задачи и вывод формулы для распределения образующихся капель по размерам.

2.2. Сравнение результатов расчета с экспериментами по динамическому разрушению тепловыделяющих элементов в условиях аварии реактивностного типа.

2.2.1. Описание экспериментов по динамическому разрушению твэлов

2.2.2. Обсуждение механизма разрушения твэла и фрагментации топлива

2.2.3. Аппроксимация измеренного экспериментально распределения фрагментов топлива по размерам при помощи теоретического распределения.

2.2.4. Использование разработанного метода для описания результатов независимого эксперимента.

2.3. Сравнение результатов расчетов с экспериментами по взаимодействию топлива с теплоносителем в условиях аварии с плавлением активной зоны реактора.

2.3.1. Описание экспериментов по взаимодействию расплавленного топлива с теплоносителем.

2.3.2. Аппроксимация измеренного экспериментально распределения фрагментов топлива по размерам при помощи теоретического распределения для случая слива расплава в воду.

2.4. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ РАСХОЛАЖИВАНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЭНЕРГОБЛОКОВ ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ С РЕАКТОРАМИ РБМК ПРИ ДЛИТЕЛЬНОМ ОБЕСТОЧИВАНИИ СОБСТВЕННЫХ НУЖД.

3.1. Постановка задачи.

3.1.1. Цели исследования.

3.1.2. Критерии приемлемости.

3.1.3. Исходное состояние реакторной установки и сценарий аврии.

3.2. Модель реактора.

3.3. Отклик реакторной установки на исходное событие и действия персонала при сохранении высокого давления в КМПЦ.

3.3.1. Развитие событий при базовом сценарии аварии.

3.3.2. Исследование возможности охлаждения активной зоны при сохранении высокого давления в контуре.

3.4. Охлаждение активной зоны за счет подачи воды от низконапорных источников.

3.4.1. Исследование процесса снижения давления в КМПЦ при открытии

3.4.2. Определение минимального расхода воды от низконапорных источников, достаточного для охлаждения активной зоны.

3.5. Выводы к главе 3. выводы

Актуальность работы обусловлена необходимостью совершенствования расчетно-теоретических методов анализа аварий ядерных реакторов и проведением углубленного анализа безопасности ядерных энергетических установок. Согласно "Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК" [1] такая оценка должна содержать анализ запроектных аварий, то есть аварий, вызванных не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающихся 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, уменьшение последствий которых достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения [2]1.

Выполнение углубленного анализа безопасности и разработка мер по управлению запроектными авариями проводится с использованием специализированных расчетных компьютерных программ (кодов). Разработка расчетных средств применительно к отечественным реакторам ведется по двум направлениям: разработка собственных расчетных кодов и накопление опыта по применению западных кодов.

Современные расчетные коды представляют собой сложные расчетные комплексы, содержащие большое число взаимосвязанных моделей отдельных физических и физико-химических явлений и процессов. Перед включением в код, каждая из таких моделей отдельно проходит стадии разработки и верификации.

1 Следует отметить, что наряду с термином "запроектная авария", для аварий с плавлением активной зоны применяется термин "тяжелая авария".

Запроектные аварии, сопровождающиеся расплавлением отдельных фрагментов или всей активной зоны в целом, то есть ситуации, когда действия по управлению аварией оказались безуспешными или не предпринимались, являются крайне маловероятными событиями. Однако тяжесть их последствий заставляет анализировать такие аварии.

Для расчетно-теоретического анализа тяжелых аварий используются специализированные коды. В настоящее время существует целый ряд "тяжелоаварийных" кодов предназначенных для моделирования аварий реакторов корпусного типа: S CD AP/REL АР 5, MELCOR, ATHLET CD, ICARE/CATHARE, СВЕЧА. В то же время, эти коды не аттестованы в Госатомнадзоре России для анализа тяжелых аварий канальных реакторов типа РБМК. Таким образом, адаптация одного или нескольких из перечисленных кодов для реактора РБМК может быть эффективным способом получения средств анализа запроектных аварий данного типа реакторов.

Адаптация кодов должна происходить в два этапа. На первом этапе должен быть выполнен тщательный анализ структуры адаптируемого кода, перечня и глубины используемых моделей, состава исходной информации для расчета и т.д. После этого может быть сделан вывод о принципиальной применимости данной программы. Окончательно вопрос о применимости решается на основе проведения дополнительной верификации. Следует отметить, что преимущество использования неизмененной ("замороженной") версии кода состоит в том, что сохраняется актуальность всего объема верификационных исследований, выполняемых авторами кода для его аттестации. На втором этапе могут быть разработаны, верифицированы и внедрены специализированные модели для реактора РБМК.

Исходные данные для расчета по теплогидравлическим кодам включают в себя информацию о теплофизических свойствах широкого круга веществ, о константах скоростей химических реакций и т.п. Поэтому, сбор и сопоставление такой информации по литературным данным является необходимым этапом создания расчетной модели.

Одним из возможных процессов при тяжелой аварии является взрывное взаимодействие расплавленных компонентов активной зоны ядерного реактора с теплоносителем. Интенсивность этого процесса (амплитуда импульса давления) в свою очередь определяется степенью диспергирования расплава, что делает весьма актуальной задачей создание моделей диспергирования при различных механизмах взаимодействия расплав-теплоноситель.

Под управлением запроектной аварией [2] понимаются действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, обеспечения безопасности при проектных авариях или специально предназначенные для уменьшения последствий запроектных аварий. Таким образом, расширение перечня оборудования, используемого для управления аварией, включение в него нестандартных элементов с целью повышения "живучести" установки, а также разработка алгоритмов его использования являются практически важными задачами.

Цель работы состоит в повышении качества расчетно-теоретического анализа запроектных аварий ректоров, прежде всего РБМК, и в развитии методов и алгоритмов управления запроектными авариями реакторов РБМК для ослабления их последствий. Частные цели исследования состоят в том, чтобы:

1. Выполнить анализ структуры кода MELCOR и физических моделей используемых в нем, с целью определения адекватности описания с их помощью процессов, протекающих в РБМК при гипотетических тяжелых авариях. Разработать модель топливного канала реактора РБМК. Собрать и сопоставить литературные данные о теплофизических свойствах конструкционных материалов элементов активной зоны реактора РБМК (в том числе при высоких температурах) и соединений, образующихся в ходе аварии, о константах скоростей химических реакций и т.п. На основе проведенного литературного обзора выбрать исходную информацию для модели. Выполнить демонстрационные расчеты для подтверждения работоспособности модели.

Разработать физическую модель взаимодействия расплав-теплоноситель и на ее основе получить соотношение для расчета распределения фрагментов по характерным размерам при диспергировании капли расплавленного кориума в процессе ее движении через теплоноситель. Это позволит определить площадь поверхности горячих фрагментов расплава, являющуюся одним из замыкающих соотношений при расчете интенсивности теплообмена и в конечном итоге - амплитуды давления при паровом взрыве.

Для аварии с длительным обесточиванием энергоблока первого поколения с реактором РБМК на примере 2-го блока ЛАЭС определить момент начала разогрева активной зоны и оценить времена достижения таких температур оболочек твэлов, канальных труб и оболочек стержней СУЗ при которых возможно повреждение твэлов и разрушение элементов контура реактора, то есть времена достижения так называемых критериев приемлемости. Исследовать возможность охлаждения активной зоны штатной насосной подсистемой САОР при восстановлении электроснабжения в условиях сохранения высокого давления в контуре циркуляции. В том случае, когда не происходит восстановления электроснабжения блока, выбрать оптимальный алгоритм снижения давления в контуре путем воздействия на ГПК со стороны оператора для оптимизации момента подачи воды от низконапорных источников (пожарных машин) и определить минимальный расход воды, необходимый для охлаждения активной зоны.

Метод исследования представляет собой расчетно-теоретическое моделирование физических процессов.

Для моделирования процесса расплавления активной зоны реактора РБМК использован код MELCOR, разработанный в Национальной лаборатории Sandia, США. На этот выбор повлиял следующий ряд факторов: код MELCOR позволяет моделировать установки с произвольными схемными решениями; коэффициенты корреляций, константы химических реакций, критерии наступления событий и т. д. могут изменяться пользователем; имеется возможность коррекции свойств материалов; код MELCOR является относительно быстро считающим.

Функция распределения размеров фрагментов капли расплава получена аналитическим методом и в конечном виде представляет собой формулу для распределения частиц по размерам.

Для исследования длительного обесточивания собственных нужд энергоблока с реактором РБМК использован расчетный код RELAP5/MOD3.2, так как в настоящее время эта программа является основным инструментом анализа проектных и запроектных (до стадии плавления активной зоны) аварий ядерных реакторов. С участием автора выполнен значительный объем дополнительной верификации данной программы.

Научная новизна работы заключается в том, что:

• На основании разработанной физической модели взаимодействия расплав-теплоноситель получена функция распределения для характерных размеров (диаметров) фрагментов капли расплавленного кориума, образующихся при ее движении через теплоноситель, позволяющая определять площадь межфазного взаимодействия при паровом взрыве.

• На основе тщательного анализа физических моделей кода MELCOR впервые разработана модель топливного канала реактора РБМК для исследования гипотетических тяжелых аварий.

Систематизированы и сопоставлены литературные данные о теплофизических свойствах конструкционных материалов активной зоны реактора РБМК, в том числе при высоких температурах, о свойствах веществ образующихся в ходе тяжелой аварии и о константах скоростей окисления и растворения.

Практическая значимость работы заключается в том, что: Модель диспергирования капли расплавленного кориума внедрена в код VAPEX (ЭНИЦ ВНИИАЭС), предназначенный для анализа процессов взаимодействия расплава с теплоносителем и использующейся в практических расчетах в обоснование безопасности существующих и проектируемых реакторных установок.

Для аварии с длительным обесточиванием 2-го энергоблока Ленинградской АЭС определен момент начала разогрева активной зоны и оценены времена достижения таких температур оболочек твэлов, канальных труб и оболочек стержней СУЗ, при которых возможно повреждение твэлов и разрушение элементов контура реактора. Это позволяет оценить время, которым располагает персонал для управления аварией.

Для аварии с длительным обесточиванием показана возможность охлаждения активной зоны реактора РБМК-1000 штатной насосной подсистемой САОР при восстановлении электроснабжения в условиях сохранения высокого давления в контуре циркуляции. Расчетным путем определен оптимальный алгоритм снижения давления в контуре реактора РБМК-1000 путем воздействия на ГПК со стороны оператора в условиях аварии с длительным обесточиванием для оптимизации момента подачи воды от низконапорных источников (пожарных машин).

• Рассчитан минимальный расход воды от пожарных машин, необходимый для охлаждения активной зоны реактора РБМК-1000 при аварии с длительным обесточиванием.

• База данных по теплофизическим свойствам материалов, собранная автором, может быть использована при моделировании тяжелых аварий различных типов реакторов, при планировании дополнительных исследований свойств материалов, при анализе неопределенностей результатов расчетов и т. д.

Достоверность и обоснованность научных положений диссертации определяется использованием фундаментальных физических и математических моделей для решения поставленных задач, использованием верифицированных и валидированных расчетных программ, использованием широкой информационной базы по теплофизическим свойствам конструкционных материалов активной зоны реактора РБМК, сравнением результатов расчетов с экспериментальными данными

Личный вклад автора состоит в следующем:

1. Собраны и сопоставлены литературные данные о теплофизических свойствах конструкционных материалов элементов активной зоны реактора РБМК (в том числе при высоких температурах) и соединений, образующихся в ходе аварии, а также о константах скоростей окисления и растворения.

2. Выполнен анализ структуры кода MELCOR 1.8.3 и физических моделей, используемых в нем, с целью определения адекватности описания с их помощью процессов, протекающих в РБМК при гипотетических тяжелых авариях, и разработана модель топливного канала реактора РБМК.

3. Выведена формула для расчета функции распределения фрагментов по характерным размерам при диспергировании капли расплавленного кориума в процессе ее движении через теплоноситель.

-174. Выполнена аппроксимация измеренных экспериментально распределений фрагментов топлива по размерам при помощи теоретического распределения.

5. Выполнены все расчеты, результаты которых излагаются в диссертации.

6. Проведен анализ результатов математического моделирования исследуемых режимов.

Публикации: основные результаты диссертационной работы изложены в 5 статьях, опубликованных в журналах "Теплофизика высоких температур", "Теплоэнергетика" и "Атомная энергия", 4 докладах, опубликованных в материалах конференций, 4 статьях, опубликованных в годовых отчетах НИКИЭТ, 1 статье, опубликованной в годовом отчете МНТЦ, 7 научных отчетах.

Апробация работы: результаты работы были доложены на конференции "Студенческая осень-94", Москва, 1994 г., юбилейной ХХХ-ой Зимней школе ПИЯФ им Б.П. Константинова, Санкт-Петербург, 1996 г., отраслевой конференции "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)", Обнинск, 29-31 мая 2001 г, международном семинаре "Супервычисления и математическое моделирование", Саров, 17-21 июня 2002 г., российско-германском семинаре "ATHLET-KOPCAP", Москва, 20 ноября 2002 г., результаты работы многократно докладывались на заседаниях секции теплофизики Научно-технического совета НИКИЭТ.

Результаты, включенные в диссертацию, частично получены в ходе выполнения ряда международных проектов:

• Проект №3 Международного научно-технического центра (МНТЦ) "Теоретические и численные модели тяжелых аварий ядерных ректоров, вызванных неконтролируемым введением положительной реактивности, и вычисление параметров источника радиоактивного загрязнения".

• Международный проект (НИКИЭТ-PNNL) "Вероятностный и детерминистический анализ безопасности 2-го блока Ленинградской АЭС".

Проект №6 Международного центра по ядерной безопасности (МЦЯБ) Минатома России "Улучшение и верификация программного и аппаратного обеспечения для моделирования, анализа экспериментов и оценки безопасности. Валидация кодов для анализа переходных процессов в реакторах ВВЭР и РБМК".

Диссертация содержит: введение, 3 главы, выводы, заключение и список из 156 использованных литературных источников, выполнена на 203 листах, включая 20 таблиц и 67 рисунков.

Основные результаты диссертационной работы состоят в следующем:

1. Впервые разработана модель топливного канала реактора РБМК для кода MELCOR 1.8.3, позволяющая выполнять на современном уровне инженерную оценку состояния канала (или группы эквивалентных каналов) для длительных (десятки часов) стадий запроектных аварий.

2. Систематизированы и сопоставлены литературные данные о теплофизических свойствах конструкционных материалов активной зоны реактора РБМК, в том числе при высоких температурах, свойствах веществ, образующихся в ходе тяжелой аварии, и константах скоростей окисления и растворения.

3. Впервые получена функция распределения для характерных размеров (диаметров) фрагментов капли расплавленного кориума, образующихся при ее движении через теплоноситель, позволяющая определять площадь межфазного взаимодействия при паровом взрыве. Модель внедрена в код VAPEX (ЭНИЦ ВНИИАЭС), предназначенный для анализа процессов взаимодействия расплава с теплоносителем.

4. Для аварии с длительным обесточиванием 2-го энергоблока ЛАЭС определен момент начала разогрева активной зоны и найдены времена возможного повреждения твэлов, стержней СУЗ и канальных труб.

5. Для аварии с длительным обесточиванием 2-го энергоблока ЛАЭС показана возможность охлаждения активной зоны двумя насосами штатной насосной подсистемы САОР при восстановлении электроснабжения в условиях сохранения высокого давления в контуре циркуляции. Определен максимально допустимый перерыв в подпитке КМПЦ водой.

6. Для аварии с длительным обесточиванием 2-го энергоблока ЛАЭС определен алгоритм снижения давления в КМПЦ до напора пожарной машины за счет открытия ГПК и определено минимальное число таких машин, необходимое для охлаждения активной зоны.

-183-ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Цель работы состояла в повышении качества расчетно-теоретического моделирования запроектных аварий реакторов РБМК и развитии методов и алгоритмов управления такими авариями. Для ее достижения была разработана модель топливного канала реактора РБМК-1000 для кода MELCOR 1.8.3 с целью моделирования длительных стадий тяжелых аварий, разработана новая модель диспергирования кориума, показана возможность управления запроектной аварией с длительным обесточиванием энергоблока с реактором РБМК-1000 путем использования низконапорных автономных источников воды (пожарных машин).

Созданная расчетная модель топливного канала реактора РБМК-1000 для кода MELCOR 1.8.3 позволяет выполнять на современном уровне инженерную оценку состояния канала (или группы эквивалентных каналов) для длительных (десятки часов) стадий таких аварий. Основные результаты этой работы состоят в том, что:

• Выполнен анализ структуры кода MELCOR 1.8.3 и физических моделей используемых в нем с целью определения адекватности описания с их помощью процессов протекающих в РБМК при гипотетических тяжелых авариях. Разработана модель топливного канала реактора РБМК-1000.

• Собраны и сопоставлены литературные данные о теплофизических свойствах конструкционных материалов элементов активной зоны реактора РБМК (в том числе при высоких температурах) и соединений, образующихся в ходе тяжелой аварии, о константах скоростей окисления и растворения. На основе данного литературного обзора выбрана исходная информация для модели.

• Выполнен расчет для демонстрационной задачи с длительным (около суток) разогревом канала РБМК-1000 в условиях гипотетической ситуация с разрывом напорного коллектора и отказе САОР длительного действия (насосной подсистемы). Подтверждена работоспособность модели.

Дальнейшее развитие модели должно идти по пути создания модели реактора в целом для взаимосвязанного расчета теплогидравлических процессов в КМПЦ и процесса изменения геометрии канала, что позволит сделать более реалистичными граничные условия для топливного канала и определить места накопления водорода. В дальнейшем следует рассмотреть возможность подключения моделей выхода и транспорта продуктов деления.

В кодах улучшенной оценки, широко применяемых при анализе безопасности ядерных реакторов, используются современные замыкающие соотношения для моделирования физических процессов, априорно не содержащие ни консервативных, ни оптимистических допущений. Тем не менее, результаты каждого индивидуального расчета всегда содержат неопределенности вследствие:

- технологических отклонений элементов конструкции и требований к системе контроля и управления установки (допуски на размеры, уставки системы регулирования, погрешности измерительных систем, и т.п.);

- погрешности, вносимой нодализацией объектов при их моделировании;

- используемых в коде замыкающих соотношений.

В связи с этим актуальной задачей является анализ неопределенности результатов расчетов. На Западе, методы анализа неопределенностей развиваются в течение последних 15 лет. С недавнего времени такие методы развиваются и в России при участии диссертанта [156].

Код MELCOR 1.8.3 для анализа тяжелых аварий - инженерный, а не улучшенной оценки, так как многие процессы моделируются в нем упрощенно, в том числе критериально. В настоящее время описание процессов, характерных для тяжелых аварий, значительно уступает качеству описания термогидравлики, характерной для проектных аварий, что приводит к значительно большим погрешностям используемых зависимостей.

В принципиальном плане нет препятствий к применению описанной методики к анализу неопределенностей в результатах расчетов с помощью кода

MELCOR и других кодов такого класса. Особенность протекания гипотетических тяжелых аварий - точки ветвления, после которых авария может идти по двум качественно различным сценариям. В этом случае применение стандартной процедуры оценки доверительного интервала по максимальному и минимальному значению параметра дает неоправданно большую величину разброса параметров. Поэтому, оценку неопределенности следует проводить для каждой ветви отдельно, а число расчетов должно быть увеличено с тем, чтобы набрать необходимую статистику. Наряду с определением доверительных интервалов для ключевых параметров находится вероятность протекания аварии по тому или иному сценарию.

В случае тяжелой аварии, взаимодействие расплавленных фрагментов активной зоны ядерного реактора (кориума) с теплоносителем может приводить к взрывному превращению тепловой энергии расплава в механическую энергию теплоносителя (паровой взрыв). Диспергирование расплавленного кориума является одним из определяющих процессов при его взаимодействии с теплоносителем, так как от степени дисперсности напрямую зависит площадь теплообмена горячих фрагментов с теплоносителем, а значит и интенсивность парового взрыва. Кроме того, дисперсный состав частиц имеет существенное значение при расчете выноса активности в окружающую среду. Таким образом, для качественного расчетно-теоретического моделирования взаимодействия расплав-теплоноситель необходимо уметь вычислять дисперсный состав фрагментов в зависимости от условий моделирования. В связи с этим:

• в рамках механизма диспергирования, связанного с неустойчивостью Кельвина - Гельмгольца на поверхности исходного крупного фрагмента кориума (капли), получено выражение для дисперсного состава образующихся частиц, позволяющее определять площадь межфазного взаимодействия при паровом взрыве и, соответственно, интенсивность генерации пара.

• Показано, что полученное распределение применимо в условиях взаимодействия расплавленного ядерного топлива с теплоносителем при реактивностных авариях ядерных реакторов, а так же при авариях с плавлением активной зоны.

• Определено, что параметры распределения имеют четкий физический смысл и связаны с условиями диспергирования. На основе анализа результатов экспериментов, проведенных в различных условиях, установлено соотношение между максимальным и минимальным размерами частиц.

• Показано, что полученное распределение применимо для описания результатов независимых экспериментов с учетом зависимости параметров распределения от условий диспергирования и, следовательно, может быть использовано при расчетно-теоретическом моделировании парового взрыва.

• Показано, что полученное распределение свободно от неоправданной экстраполяции в область больших частиц, присущей распределению Розина-Раммлера и логарифмически нормальному распределению, что особенно важно при неполном дроблении расплава в стесненных условиях, характерных для активной зоны ядерного реактора.

В разработанной модели рассматривается диспергирование компактной массы расплава (капли). Однако возможны и другие моды контакта расплав-теплоноситель, например - вливание струи. Поэтому, необходимо исследовать возможность применения механизма обдирки погранслоя к описанию процесса фрагментации расплава для других мод контакта. Предварительные оценки выполненные автором и их сопоставление с результатами экспериментальных исследований для случая вливания струи расплава в теплоноситель позволяют надеяться на положительный итог таких усилий.

Развитию методов и алгоритмов управления запроектными авариями посвящено исследование условий расхолаживания активной зоны энергоблоков первого поколения с реакторами РБМК при длительном обесточивании собственных нужд на примере 2-го энергоблока ЛАЭС. Получен ряд практически важных результатов:

• Показано, что при обесточивании собственных нужд 2-го энергоблока ЛАЭС и отсутствии подпитки КМПЦ водой, разогрев активной зоны начнется через 1 час 30 минут. Через 1 час 54 минуты начнется разгерметизация твэлов, а через 2 часа 30 минут произойдет разрыв канальных труб при сохранении высокого давления в контуре (7,3 МПа). Время вероятного разрушения стержней СУЗ составляет 2 часа 45 минут. Таким образом, данный сценарий аварии характеризуется тяжелыми последствиями и должны быть предприняты меры для снижения давления и охлаждения активной зоны.

• Установлено, что включение по одному насосу СДР РГК на каждую половину активной зоны через 1 час 48 минут после начала аварии обеспечивает охлаждение активной зоны без разгерметизации твэлов и разрыва ТК. Определено, что к при включения по одному насосу СДР РГК через 2 часа 23 минуты, около 80 % твэлов активной зоны могут потерять герметичность. Возобновление подпитки контура приводит к охлаждению каналов до температур, близких к температуре насыщения, однако примерно в 570-ти каналах может произойти разрыв канальных труб.

• В ходе детального численного анализа определено оптимальное время начала снижения давления в контуре путем принудительного открытия ГПК- 1 час 30 минут и минимальное количество открытых ГПК, необходимое для снижения давления до 1,5 МПа без существенного разогрева активной зоны,- четыре.

• Показано, что при подаче воды от внешних источников с расходом 140 кг/с в каждую петлю КМПЦ в случае открытия четырех ГПК и 105 кг/с в случае открытия восьми ГПК (что соответствует использованию восьми и шести пожарных машин, соответственно), разгерметизация твэлов не происходит.

• Установлено, что в случае открытия четырех и более ГПК и подаче воды с расходом не менее 35 кг/с в каждую петлю КМПЦ (по одной пожарной машине) не происходит разрыва канальных труб, то есть сохраняется целостность контура.

• Показано, что при подаче воды в разогретую активную зону происходит рост давления, препятствующий использованию внешних источников, имеющих напор меньше, чем стандартная пожарная машина (1,5-1,6 МПа).

• В случае открытия четырех ГПК и подаче воды с расходом 140 кг/с в коллектор СДР БС при снижении давления в контуре до 1,6 МПа происходит более эффективное расхолаживание активной зоны, чем при подаче воды в коллекторы СДР РГК при тех же условиях. Кроме того, при таком варианте подачи охлаждающей воды, не наблюдается роста давления в контуре, способного затруднить подачу воды от пожарных машин.

1. Госатомнадзор СССР. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПНАЭ Г-1-024-90. М., 1991.

2. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual. Sandia National Laboratories. Albuquerque, New Mexico, USA 87185-5800, 1993.

3. RELAP5/MOD3 Code Manual, Volume I: Code structure, system models, and solution methods. Report NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, EGG-2596. Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1995.

4. Программа PAnTA-OII/Mod2 расчета термомеханического поведения цилиндрических твэлов в переходных и аварийных режимах работы реакторов. Описание программы. Инв. № ПД270-0194. НИКИЭТ, 1992.

5. Артемов В.И. и др. Анализ моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов в аварийных ситуациях. // Теплофизика высоких температур. 1998. Т. 36, № 3. С. 489-495.

6. Тутнов Ан.А., Алексеев Е.Е., Андрианова Т.В. Расчетный код "PULSAR-2" версия 1997 года. Препринт ИАЭ 6084/4. М.: 1998.

7. Ямников B.C., Маланченко JI.JI., Алешня В.В. Модель и программа для теплофизического расчета твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР и РБМК при стационарных режимах работы. ВНИИНМ П-1(39). М.: ЦНИИатоминформ, 1985.

8. Ross М., Stoute R.L. Heat Transfer Coefficient Between U02 and Zircaloy-2. AECL-1552. Atomic Energy of Canada Ltd., 1962.

9. Solyany V.I., Bibilashvili Yu.K., Tonkov V.Yu. High Temperature Oxidation and Deformation of Zr+l%Nb Alloy of VVER Fuels // Proc. of OECD-NEA-CSN1/IAEA Specialists' Meeting on Water Reactor Fuel Safety and Fission

10. Product Release in Off-Normal and Accident Condition, Riso (Denmark), May 16, 1983. p. 139.

11. Новиков B.B. и др. Деформация сплава Zr+l%Nb в (а + р) и р областях. // В кн.: Физика и механика деформации и разрушения. М.: Энергоиздат, 1981. С. 60.

12. Развитие программного комплекса ТРАНС-РАПТА. Инв. № 270-184-4445. НИКИЭТ, 1993.

13. Кутателадзе С.С., Боришанский В.М. Справочник по теплопередаче. М.: Государственное энергетическое издательство, 1959.

14. SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual, Vol. 4: MATPRO A Labrary of Materials Propirties for Light-Water-Reactor Accident Analysis. Report NUREG/CR-6150. Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1993.

15. Olander D.R. Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements. U.S. At. Energy Comm. Rept. TID-26711-P1, 1976.

16. Szwarc R. The Defect Contribution to the Excess Enthalpy of Uranium Dioxide Calculation of the Frenkel Energy. // Journal of Chemistry and Physics of Solids. 1969. V. 30. P.705.

17. Fischer E.A., Kinsman P.R., Onse R.W. Critical Assessment of Equations of State for U02. // J. Nucl. Mater. 1976. V. 59, №2. P. 125-136.

18. Rand M.N. et al. The thermodynamic properties of the urania phase. // Rev. Hautes Temp. Refract. 1978. V. 15. P. 355-365.

19. Kerrisk J.F., Clifton D.G. Smoothed Values of the Enthalpy and Heat Capacity of U02.//Nuclear Technology. 1972. V.16,№ 12. P. 531.

20. Fink J.K., Chasanov M.G., Leibovitz L. Thermophysical Properties of Uranium Dioxide. // J. Nucl. Mater. 1981. V. 102, №№1,2. P. 17.

21. Hein R.A., Sjodahl L.H., Swarc R. Heat Content of Uranium Dioxide from 1200 to 3100 К . // J. Nucl. Mater. 1968. V. 25, №1. P. 99-102.

22. Leibowitz L., Mischler L.W., Chasanov M.G. Enthalpy of Solid Uranium Dioxide from 2500 К to its Melting Point. // J. Nucl. Mater. 1969. V. 29, №3. P. 356-358.

23. Gronvold F. et al. Thermodynamics of the U02+x Phase I. Heat Capacities of uo2 on and UO2.254 from 300 to 1000 К and Electronic Contributions. // Journal of Chemical Thermodynamics. 1970. 2. P. 665.

24. Бибилашвили Ю.К., Попов С.Г., Проселков B.H. Термические свойства топлива из диоксида урана. Препринт ИАЭ 6139/11. М.: 1999.

25. Hiernaut J.P., Hyland G.J, Ronchi С. Premelting Transition in Uranium Dioxide // Int. J. Thermophys. 1993. V. 14, №2. P. 259-283.

26. Ronchi C. // J. Phys.: Condens. Matter. 1994. V. 6. P.561.

27. Материалы для ядерных реакторов. / Перевод с англ. под ред. Ю. Н. Сокурского. М.: Госатомиздат, 1963.

28. Christenses J. A.Thermal Expansion and Change in Volume of Uranium Dioxide on Melting // J. Amer. Ceram. Soc. 1963. V. 46, №12. P. 607-608.

29. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968 . 484 с.

30. Leibowitz L. et al. Enthalpy of Liquid Uranium Dioxide to 3,500 К // J. Nucl. Mater. 1971. V. 39. P. 115.

31. Hein R.A., Flagella P.N., Conway J.B. High-Temperature Enthalpy and Heat of Fusion of U02 // J- Amer. Ceram. Soc. 1968. V. 51, № 5. P. 291-292.

32. Программное средство РАТЕГ/СВЕЧА. Описание использованной в коде базы данных по свойствам материалов. Отчет СПбАЭП, С. Петербург, 2001.

33. Harding J.H., Martin D.G., Potter Р.Е. Thermophysical and Thermochemical Properties of Fast Reactor Materials. Report EUR 12402. Commission of European Communities, 1989.

34. Harding J.H., Martin D.G. A recommendation for the thermal conductivity of U02. // J. Nucl. Mater. 1989. V. 166, №3. P. 223-226.

35. Lucuta P.G et al. Thermal conductivity of SIMFUEL // J. Nucl. Mater. 1992. V. 188. P. 198-204.

36. Schulz B. Thermal conductivity of porous and highly porous materials // High Temp.-High Press. 1981. V. 13. P. 649-660.

37. Колядин В.И. и др. Теплопроводность двуокиси урана. // Атомная энергия. 1974. Т. 36, вып. 1. С. 59.

38. Miiller Е. Untersuchung der Unsicherheit der Warmeleitfahigkeit von U02 in Abhangigkeit von der Temperatur // Atomwirtsch.-Atomtechn. 1972. V. 17. P. 37.

39. Самсонов Б.В. и др. Экспериментальное определение зависимости коэффициента теплопроводности двуокиси урана от температуры в условиях реакторного облучения. // Атомная энергия. 1975. Т. 38, вып. 6. С. 412.

40. Fink J.K. Thermophysical Properties of Uranium Dioxide. // J. Nucl. Mater. 2000. V. 279. P. 1-18.

41. Matzke Hj. Oxygen potential measurements in high burnup LWR U02 fuel // J. Nucl. Mater. 1995. V. 223, №1. P. 1-5.

42. Lucuta P.G., Hastings I.J., Matzke Hj. A pragmatic approach to modeling thermal conductivity of irradiated U02 fuel: Review and recommendations // J. Nucl. Mater. 1996. V. 232. P. 166-180.

43. Martin D.G. The Thermal Expansion of Solid U02 and (U,Pu) Mixed Oxides -A Review and Recommendations. // J. Nucl. Mater. 1988. V.152. 94-101.

44. Bober M., Karow H.U., Muller K. Study of the Spectral Reflectivity and Emissivity of Liquid Ceramics // High Temp.-High Press. 1980. №12. P. 161168.

45. Held P.C.,. Wilder D.R, High Temperature Hemispherical Spectral Emittance of Uranium Oxides at 0.65 and 0.7 цт. // J. American Ceramic Society. 1969. 52.

46. Cabannes M.M.F.,. Stora J.P, Tsakiris J. Optique-Moleculaire-Fracteurs de re'flexion et d'e'mission de U02 a'haute Temperature. C. R. Acad. Sc. Paris. 1967, January. P. 264.

47. Займовский A.C., Никулина A.B., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1994. 256 с.

48. Righini F., Rosso A., Coslovi L. Measurement of Thermophysical Properties by a Pulse Heating Method. ??? Zircaloy-2, 1320-2000K. // Proc. of the Sev. Symposium on Thermophysical Properties. Ed. Sengers J. V. N.Y. ASME, 1977. P. 358.

49. Щ 57. Термодинамические свойства индивидуальных веществ. Справочноеиздание: в 4-х томах. Т. 4. Кн. 1. М.: Наука, 1982. 623 с.

50. Guillermet F. Critical Evaluation of Thermodynemic Properties of Zirconium. // High Temp. Press. 1987. V.19, № 1. P. 19.

51. Петрова И.И., Пелецкий В.Э. Спектральная (А,=0.65 мкм) излучательная способность и температура солидуса сплава Zr+l%Nb. // Теплофизика высоких температур. 1995. Т. 33, № 5. С. 716.

52. Bonnell D.W., Valegra A.J., Margrawe J.L. // Abstracts Amer. Chem. Soc. Meeting. Wash.: 1971.m 63. Bonnell D.W., Valegra A.J., Margrawe J.L. Radiation and conduction losscorrelations to free drop calorimetry data. Preprint. Rise Univ. Houston: 1972.

53. Герасимов Я.И. и др. Энтальпия фазовых переходов простых веществ при температуре плавления // Доклады АН СССР. 1977. Т. 235, №4. С. 846-849.

54. Елютин В.П., Маурах М.А., Свердлов Г.М. Определение скрытой теплоты плавления циркония // Изв. Вузов: Цвет. мет. 1967. №2. С. 87-88.

55. Костиков В.И. и др. // В кн.: Высокотемпературные материалы: Сб. 49.

56. Ш Московский институт стали и сплавов. М.: Металлургия. 1968. С. 106.-19567. Мартынюк М.М., Каримходжаев И. Оценка критической температуры металлов методом электрического взрыва проводников // Журн. физ. хим. 1974. Т.48, вып.5. С. 1243-1245.

57. Пелецкий В.Э., Грищук А.П., Мусаева З.А. Кинетические свойства реакторного сплава Э-110 в области высоких температур. // Теплофизика высоких температур. 1994. Т. 32, № 6. С. 820.

58. Микрюков В.Е. Исследование температурной зависимости теплопроводности и удельного электросопротивления Ti, Zr и сплавов на основе Zr // Вестник МГУ: серия матем., механ., астроном., физ., хим. 1957. №5. С. 73.

59. Powell R.W., Туе R.P. // J. Less-Common Met. 1961. V. 3, № 3. P. 202.

60. Wendan Li et al. Thermal diffusivity and conductivity of zirconium alloy: Thermophys. Prop. // Proc. 1st. Asian Thermophys. Prop. Conf. 1986. China Acad. Publ. P. 665.

61. Пелецкий В.Э., Грищук А.П., Мусаева З.А. Экспериментальные исследования переносных свойств альфа- и бета-циркония // Теплофизика высоких температур. 1992. Т. 30, № 6. С. 1090.

62. Nazare S., Ondracek G., Schulz В. Properties of Light Water Reactor Core Melts. // Nuclear Technology. 1977. V. 32. P. 239-246.

63. Коробенко B.H., Савватимский А.И. Свойства твердого и жидкого циркония. // Теплофизика высоких температур. 1991. Т. 29, № 5. С. 883886.

64. Mills К.С. et al. Thermal Conductivities of Molten Metals: Part 1 Pure Metals // International Materials Reviews. 1996. 41. P. 209-242.

65. Cleveland J. Thermophysical Properties of Materials for Water Cooled Reactors. IAEA Technical Document IAEA-TECDOC-949. Vienna. Austria, June 1997.

66. Кржижановский P.E., Штерн З.Ю. Теплофизические свойстванеметаллических материалов (окислы). Л.: Энергия, 1973. 336 с.

67. Урсу. И. Физика и технология ядерных материалов. М.: Энергоатомиздат, 1988. 480 с.

68. Физико-химические свойства окислов. / Под ред. Г. В. Самсонова. М.: Металлургия, 1978. 472 с.

69. Adams М. Thermal Conductivity: III, Prolate Spheroidal Envelope Method. // Journal of the American Ceramic Society. 1954. 37. P. 74.

70. Излучательные свойства твердых материалов. / Под общ. ред.

71. А. Е. Шейндлина. М.: Энергия, 1974. 472 с.

72. Бородулин Г.М., Мошкевич Е И. Нержавеющая сталь. М.: Металлургия, 1973. 319 с.

73. Физические свойства сталей и сплавов, применяемых в энергетике. / Под ред. Б.Е. Неймарка. Л.: Энергия, 1967. 239 с.

74. Nazare S., Ondracek G., Schulz В. Properties of Light Water Reactor Core Melts. // Nuclear Technology. 1977. 32. P. 239-246.

75. Белянин А.А. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами.

76. Реконструкция активной зоны. М.: Энергоатомиздат, 1997. 256 с.

77. Fletcher D.F., Turland B.D., Lawrence S.P.A. A Review of Hydrogen Production During Melt/Water Interaction in LWRs. // Nuclear Safety. 1992. V. 33, №4.

78. Baker L., Just L.C. Studies of Metal-Water Reactions at High Temperatures III -Experimental and Theoretical Studies of the Zirconium-Water Reaction. Report

79. ANL-6548. Argonne National Laboratory, 1962.-19790. Pawel R.E., Cathcart J.V., McKee R.A. The Kinetics of Oxidation of Zircaloy-4 in Steam at High Temperatures. // J. Electrochem. Soc. 1979. V. 126, №7. P. 1105-1111.

80. Leistikow S., Schanz G., von Berg H. Kinetics and Morphology of the Isothermal Steam Oxidation of Zircaloy-4 at 700-1300 °C. Report KFK-2587. KfK, 1978.

81. Urbanic V.F., Heidrick T.R. High Temperature Oxidation of Zircaloy-2 and Zircaloy-4 in Steam. // J. Nucl. Mater. 1978. V. 75, №2. P. 251-261.

82. Prater J.T., Courtright E.L. Zircaloy-4 Oxidation at 1300 to 2400 °C. Report NUREG/CR-4889 (PNL-6166), 1987.

83. Артемов В.И. и др. Анализ моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов в аварийных ситуациях. // Теплофизика высоких температур. 1998. Т. 36, № 4. С. 655-659.

84. В.И. Соляный и др. Исследование поведения оболочек твэлов из сплава Zr+l%Nb в паре при высоких температурах. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение. 1988. Вып. 2(27). С.89.

85. Вртилкова В. и др. Кинетика окисления оболочки из сплава Zr+l%Nb в атмосфере пара в диапазоне температур 600-1200 С. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение. 1988. Вып. 2(27). С.84.

86. Бучилин В.А. Экспериментальные исследования поведения оболочек твэлов реакторов ВВЭР в условиях, моделирующих аварийные ситуации. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение. 1988. Вып. 2(27). С. 100.

87. Bibilashvili Yu.K. et al. RAPTA-5 Code: Modeling of Behavior of Fuel Elements of VVER Type in Design Accidents. Verification Calculations // Proc.

88. EA Technical Committee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. Dimitrovgrad, Russia, 9-13 October 1995. IAEA-TECDOC-921, Vienna, 1996. P. 163.

89. Freska J. et al. Oxidation and Hydriding of Zrl%Nb Alloys by Steam. Report KFKI-1995-17/G, 1995.

90. Vrtilkova V., Valach M., Molin M. Oxidation and Hydriding Properties of Zrl%Nb cladding Materials in comparison with Zircaloys // Technical Committee Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour, 4-8 October, 1993.

91. Кунгурцев И.А. и др. Исследование кинетики окисления при температуре 1000°С в паро-аргоновой среде образцов оболочки твэла ВВЭР-440, отработавшего до выгорания 42,2 МВт*сут/кг U". 0-4652. ГНЦ РФ НИИАР, 1997.

92. Кунгурцев И.А. и др. Исследование кинетики окисления при температуре 1100°С в паро-аргоновой среде образцов оболочки твэла ВВЭР-440, отработавшего до выгорания 42.2 МВт*сут/кг U. 0-4694. ГНЦ РФ НИИАР, 1997.

93. И.А. Кунгурцев и др. Исследование окисления образцов оболочки отработавшего твэла ВВЭР-1000 и необлученной оболочки из сплава Э-110 при температуре 1200°С. ГНЦ РФ НИИАР, 1999.

94. Волчек A.M. и др. Исследование влияния капельного орошения поверхности на скорость окисления циркониевых оболочек в пару при температурах 700-800 °С // Труды конференции Теплофизика-98, Секция 3: Тяжелые аварии, 1998. С 113.

95. Бибилашвили Ю.К. и др. Влияние давления водяного пара на кинетику окисления оболочек твэлов типа ВВЭР в интервале температур 700-850 °С. // ВАНТ, Сер. Материаловедение и новые материалы. 1990. Вып. 2(42). С. 39.

96. Chase M.W. et al. JANAF Thermochemical Tables, 3rd ed. American Chemical Society and the American Institute of Physics for the National Bureeau of Standarts, 1985.

97. Bittel J.Т., Sjodahl L.H., White J.F. Oxidation of 304L Stainless Steel by Steam and Air. // Corrosion. 1969. 25, January. P. 7-14.

98. Leistikow S., Schanz G., Zurek Z. Comparison of high temperature steam oxidation behaviour of Zircaloy-4 versus Austenitic and Ferritic Steels under light Water Reactor: Safety Aspects. KfK 3994, December 1985.

99. Hofmann P., Kerwin-Peck D.K. U02/Zircaloy-4 chemical interactions from 1000 to 1700°C under isothermal and transient temperature conditions // J. Nucl. Mater. 1984. V.124. P. 80-105.

100. Olander D.R. The U02-Zircaloy chemical interaction // J. Nucl. Mater. 1983. V. 115. P. 271-285.-200116. Veshchunov M.S., Hofmann P. Dissolution of solid U02 by molten Zircaloy. // J. Nucl. Mater. 1994. V.209. P.27-40.

101. Hofmann P. et al. Disolution of solid U02 by molten Zircaloy and its modeling // Proc. International Symposium on Severe Accidents in Nuclear Power Plants, Sorrento, Italy, March 21-25, 1988. IAEA-SM-296/1. P. 3.

102. Hofmann P. et al. Reactor Core Materials Interactions at Very High Temperatures.// Nuclear Technology. 1989. V.87. P. 146-186.

103. Hofmann P. Current knowledge on core degradation phenomena, a review. // J. Nucl. Mater. 1999. V. 270, №№ 1,2. P. 194.

104. Hofmann P. et al. // Nuclear Technology. 1997. 118. 200.

105. Hofmann P. et al. Reactor Core Materials Interactions at Very High Temperatures. // Nuclear Technology. 1989. V. 87, Apr.

106. Hofmann P., Markiewicz M. Chemical interactions between as-recevied and pre-oxidized Zircaloy and stainless steel at high temperatures. Kernforschungszentrum Karlsruhe KfK-5106, 1994.

107. Пакет программ СВЕЧА. Описание моделей. Москва, 2001.

108. SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual. Volume II: Damage Progression Model Theory. Report NUREG/CR-6150, Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1993.

109. Hagen S. et al. Out of Pile Experiments on LWR Severe Fuel Damage

110. Behavior: Tests CORA-C and CORA-2. KfK 4404, September 1988.

111. Hagen S. et al. Results of SFD Experiment CORA-13 (OECD International Standard Problem 31). KfK 5054, February 1993.

112. Dussan V. E.B., Tas-ping Chow R. On the Ability of Drops or Bubbles to Stick to Non-Horizontal Surfaces of Solids. // Journal of Fluid Mechanics. 1983. V. 137. P. 1-29.

113. Петухов B.C., Гении Л.Г., Ковалев C.A. Теплообмен в ядерныхэнергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 1986. 472 с.

114. УОБ ЛАЭС-3, Аварии с потерей теплоносителя. Инв. № Д 040-2085. НИКИЭТ, 2002.

115. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS: Ninth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, California, October 3-8, 1999.

116. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO: Ninth International Topical Meeting on Nuclear

117. Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, California, October3.8, 1999.

118. Haraldsson H.O'., Sehgal B.R. Breackup of High Temperature Oxide Jet in Water: Ninth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, California, October 3-8, 1999.

119. Sohal M.S., Siefken L.J. A Model for Molten Fuel-Coolant Interaction During Melt Slumping in a Nuclear Reactor: Ninth International Topical Meeting on

120. Нигматулин Р.И. Динамика многофазных сред. М: Наука, 1987. Т.1

121. Aksenov R.M. et al. Fuel Rod Failure and Disintegration Under RIA Conditions. IAE-5485/5. Moscow, 1992.

122. Tsuruta Т., Ochiai M., Saito S. Fuel fragmentation and mechanical energy conversion ratio at rapid deposition of high energy in LWR fuels. // Nucl. Sci. Technol. 1985. V. 22, №9. P. 742.

123. Kim В., Corradini M. Modelling of small-scale single droplet fuel/coolant interactions. // Nucl. Sci. Engng. 1988. V. 98. P. 16.

124. Fletcher D. The particle size destribution of solidified melt debris from molten fuel-coolant interaction experiments. // Nucl. Engng Design. 1988. V. 105. P. 313.

125. Афремов Д.А., Сироткин В.К. Дисперсный состав частиц, образующихся при взаимодействии капли расплавленного топлива с теплоносителем. // Атомная энергия. 1995. Т. 78, вып. 1.

126. Аманбаев Т.Р., Ивандаев А.И. Структура ударных волн в двухфазных смесях газа с каплями жидкости. // ПМТФ. 1988. № 26. С. 99.

127. Taxelius T.G. et al: IN-1370, 1970.

128. Wright R.M. et al. // Proc. ANS Conf. On Fast Reactor Safety, Beverly Hills, 1974, 254.

129. Hinze J.O. // Appl. Sci. Res. (A). 1949. 263.

130. Ivins R.O. ANL-7399, 1967. 162.

131. Безруков Ю.А. и др. Исследование взаимодействия расплава диоксида урана с водой: Труды международного семинара "Теплофизика-90": Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. Обнинск.: 1990. Т. 1. С.130.

132. Критерии приемлемости в анализах безопасности АЭС с РБМК-1000 (издание 2-е, дополненое, исправленное). Инв. № 740-от-5858. НИКИЭТ, 2001.

133. Экспериментальное исследование перемещений стержня поглотителя в аварийных режимах контура охлаждения СУЗ РУ РБМК. Инв. № 260-0014711. НИКИЭТ, 1995.

134. Технологический регламент по эксплуатации 2-го энергоблока ЛАЭС с реактором РБМК-1000. Инв. № 0-3181, архив ПТО, 1994.

135. Верификация програмного комплекса RELAP5/Mod3. Инв. № 272-2545340. НИКИЭТ, 1998.

136. Афремов Д-А. и др. Методика статистического анализа неопределенностей теплогидравлических расчетов. // Атомная энергия. 2002. Т. 93, вып. 2. С. 101.