Разработка расчетных моделей и комплекса программных средств для анализа радиационных последствий при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Шмельков Юрий Борисович

• Шмельков Юрий Борисович
• доктор наук
• 2024

Оглавление диссертации доктор наук Шмельков Юрий Борисович

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1 Современное состояние вопроса

1.1 Исследование поведения ПД при тяжелых авариях

1.2 Программные средства для анализа радиационных последствий запроектных аварий

2 Модель выхода ПД из топлива при тяжелой аварии

2.1 Модель выхода РБГ и летучих элементов

2.2 Модель выхода элементов пониженной летучести и нелетучих элементов

2.3 Валидация модели

2.3.1 Эксперименты серии VI

2.3.2 Эксперименты серии VERCORS

2.3.3 Эксперименты серии MCE

2.3.4 Эксперименты серии VEGA

2.3.5 Эксперименты серии VERDON

2.3.6 Эксперименты на установке ФЭИ

3 Модель выхода ПД из расплава при тяжелой аварии

3.1 Модель выхода ПД при испарении с поверхности расплава

3.2 Модель выхода ПД при взаимодействии расплава с бетоном

3.3 Модель выхода ПД при перемещении расплава

3.4 Валидация модели

3.4.1 Эксперимент EVAN-FP

3.4.2 Эксперименты серии ACE

3.4.3 Эксперименты серии MASCA

4 Модель переноса ПД в первом контуре

4.1 Описание модели

4.2 Валидация модели

4.2.1 Эксперименты серии FALCON

4.2.2 Эксперименты серии MARVIKEN

5 Модель переноса ПД в защитной оболочке

5.1 Описание модели

5.2 Валидация модели

5.2.1 Аналитические тесты

5.2.2 Эксперимент VANAM M3

5.2.3 Эксперимент TOSQAN

5.2.4 Эксперименты серии CSE

5.2.5 Эксперименты серии Spray Research Japan (SRJ)

5.2.6 Эксперименты по выведению йодистого метила с помощью раствора гидразина

5.2.7 Кросс-верификация с программой LEAK3

6 Программный комплекс для анализа радиационных последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР

6.1 Программное средство МАВР-ТА

6.2 Программа для ЭВМ ИРКА

6.3 Программа для ЭВМ МАП-ТА

6.4 Валидация моделей и программного комплекса на результатах интегрального эксперимента PHEBUS-FP

6.5 Анализ неопределенности и чувствительности к неопределенности

6.5.1 Описание методики

6.5.2 Результаты

7 Анализ радиационных последствий запроектной аварии

7.1 Выход ПД из топлива и расплава

7.2 Перенос ПД в ЗО и оценка выброса

7.3 Оценка радиационного воздействия на население

7.4 Анализ неопределенности полученных результатов

Заключение

Список использованных обозначений

Список использованных источников

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка расчетных моделей и комплекса программных средств для анализа радиационных последствий при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР»

ВВЕДЕНИЕ

Обеспечение безопасности работников АЭС и населения является одной из наиболее важных задач при проектировании АЭС. Высокая степень безопасности АЭС обеспечивается в том числе соблюдением концепции глубокоэшелонированной защиты, подразумевающей наличие нескольких барьеров безопасности [ 1]:

1 барьер - Топливная матрица (топливная таблетка). Служит для предотвращения проникновения ПД под оболочку твэла;

2 барьер - Оболочка твэла. Предотвращает выход ПД в теплоноситель первого контура;

3 барьер - Границы первого контура. Предотвращает выход ПД под защитную герметичную оболочку (контайнмент);

4 барьер - Защитная оболочка. Предотвращает выход ПД в окружающую среду.

Радиационная безопасность АЭС является одним из ключевых факторов,

определяющих безопасность АЭС в целом. Радиационная безопасность АЭС определяется критериями, задаваемыми в зависимости от величины дозовой нагрузки на население и персонал АЭС. Дозовая нагрузка в значительной мере определяется величиной выброса радиоактивных веществ, возникающего при аварии на АЭС. Аварией называют нарушение нормальной эксплуатации АЭС, при котором происходит выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за границы, предусмотренные проектной документацией АЭС для нормальной эксплуатации, в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации; авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями [2]. Согласно действующей нормативной документации [2], выделяются следующие виды нарушений и аварий:

Нарушение нормальной эксплуатации АЭС - нарушение в работе АЭС, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и (или) условий. При этом могут быть нарушены и другие установленные проектом АЭС пределы и (или) условия, включая пределы и (или) условия безопасной эксплуатации;

Проектная авария - авария, для которой в проекте АЭС определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие при независимом от исходного события отказе одного из элементов систем безопасности, учитываемом в проекте АЭС, или при одной, независимой от исходного события, ошибке персонала ограничение последствий установленными для таких аварий пределами;

Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с

проектными авариями отказами элементов систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала;

Тяжелой аварией называют запроектную аварию с повреждением твэлов выше максимального проектного предела.

В соответствии с международными рекомендациями [3] моделирование процессов, протекающих при запроектных авариях, в том числе при тяжелых авариях, необходимо выполнять в реалистическом приближении, что накладывает дополнительные требования на модели, программные средства и экспериментальные данные, используемые при валидации. Также необходимо отметить, что авария на АЭС является сложным, комплексным процессом, включающим в себя множество разноуровневых физико-химических явлений и взаимодействий. В особенности, это справедливо по отношению к запроектным авариям с плавлением топлива (тяжелым авариям), при которых могут одновременно протекать процессы, связанные с диффузией газов через топливную матрицу, плавлением топлива, переносом и химическим взаимодействием аэрозолей и паров радиоактивных продуктов деления в первом контуре и защитной оболочке, переносом радиоактивных продуктов деления в окружающей среде. В связи с этим описание радиационных последствий для всего комплекса запроектных аварий с помощью одного программного средства представляется крайне сложной, практически нерешаемой задачей. Более рациональным подходом является разработка комплекса ПС, каждая из программ которого будет решать определенную проблему или набор проблем, возникающих при обосновании радиационной безопасности АЭС.

Основными проблемами при обосновании радиационной безопасности АЭС при запроектных авариях являются:

1. Моделирование выхода ПД из топлива, в том числе при его плавлении, если авария перешла в тяжелую стадию. При реалистическом подходе к моделированию радиационных последствий аварии, важно учитывать возможные отличия в поведении продуктов деления при нагреве и плавлении разных типов топлива (на основе диоксида урана, смешанное на основе оксидов урана и плутония (МОХ топливо) и др.) в ходе тяжелой аварии. Также важно учитывать состав среды, в которой протекает авария. При аварии в реакторе в большинстве случаев среда будет состоять из смеси водяного пара и водорода, в то время как для аварии с течью облицовки бассейна выдержки основным компонентом будет воздух, что повлияет на окислительные свойства и среды;

2. Моделирование выхода ПД из расплава при его удержании в корпусе реактора или в УЛР или при его взаимодействии с бетоном шахты реактора или БВ. При этом, топливо поступает на днище корпуса реактора или бассейна выдержки не только в расплавленном

состоянии, но и в виде обломков твэлов, формируя таким образом структуру типа «дебрис». Моделирование выхода ПД из такой структуры также является важной задачей, влияющей на величину источника радиоактивных ПД в окружающую среду;

3. Моделирование переноса и осаждения ПД в первом контуре. Поскольку, как упоминалось выше, ННЭ и ПА должны моделироваться в консервативном приближении, при обосновании радиационной безопасности АЭС обычно принимается, что ПД в первом контуре не задерживаются и моментально поступают в ЗО. Однако, данная ситуация меняется при моделировании ЗПА, и особенно ТА, когда необходимо учитывать возможное осаждение аэрозолей и конденсацию паров ПД на поверхностях первого контура. Осевшие на стенки контура продукты деления выделяют тепло, которое может нарушить целостность отдельных его участков, например трубчатки парогенератора. В связи с этих необходимо знать активность осевших в контуре продуктов деления. Также реалистическое моделирование процессов переноса ПД в первом контуре важно при анализе радиационной безопасности при аварии типа «течь из первого контура во второй», поскольку в этом случае имеет место байпас контайнмента, и возможен большой выброс;

4. Моделирование переноса ПД в ЗО. Для корректного моделирования данной проблемы ключевыми являются следующие процессы: перенос ПД между помещениями ЗО, осаждение ПД на поверхностях ЗО, выведение ПД за счет работы спринклерной системы, химическое взаимодействие ряда ПД с компонентами атмосферы и поверхностей ЗО, рост и изменение свойств аэрозолей, содержащих ПД;

5. Моделирование переноса ПД в окружающей среде и оценка величины дозовой нагрузки на население и персонал АЭС. Попавшие в окружающую среду ПД переносятся с потоками атмосферы, осаждаясь на поверхность земли и застройку.

В результате проделанного анализа можно выделить несколько групп моделей, которые необходимо иметь для обоснования радиационной безопасности АЭС:

1. Модель выхода ПД из топлива при ЗПА с плавлением топлива (ТА);

2. Модель выхода ПД из расплава при ЗПА с плавлением топлива (ТА);

3. Модель переноса ПД в первом контуре при ЗПА, в том числе при ЗПА с плавление топлива (ТА);

4. Модель переноса ПД в ЗО при ЗПА, в том числе при ЗПА с плавлением топлива

(ТА);

5. Модель переноса ПД в окружающей среде при ЗПА, в том числе при ЗПА с плавлением топлива (ТА);

Для решения представленных задач разработаны модели выхода ПД из топлива, включая МОХ топливо, и выхода ПД расплава, в том числе при взаимодействии расплава с

бетоном. Разработаны модели переноса ПД в первом контуре реакторной установки и переноса ПД в защитной оболочке в условиях ЗПА, включая ЗПА с плавлением топлива. Разработана модель переноса ПД в окружающей среде. Разработанные модели реализованы в виде комплекса ПС, в который входят ПС МАВР-ТА [4] (выход ПД из топлива и расплава в условиях ТА, перенос ПД в первом контуре в условиях ТА, перенос ПД в ЗО в условиях ТА), ПС ИРКА [5] (перенос ПД в ЗО в условиях ЗПА без плавления), ПС МАП-ТА [6] (дозовая нагрузка на население и персонал ЗПА, включая ЗПА с плавлением топлива). Описания моделей и результаты валидации представлены в настоящей работе и в публикациях автора. Целью работы являлась разработка моделей поведения продуктов деления в условиях запроектных аварий на АЭС с ВВЭР, включая тяжелые аварии, реализация данных моделей в виде комплекса программных средств, валидация и аттестация разработанных программных средств. В рамках данной цели решались следующие задачи:

• Разработка моделей для расчета выхода ПД из топлива в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР;

• Разработка моделей для расчета выхода ПД из расплава в корпусе реактора, включая структуру типа «дебрис», и из УЛР;

• Разработка моделей для расчета выхода ПД при взаимодействии расплава с бетоном;

• Разработка моделей для описания поведения паров и частиц ПД при их переносе в первом контуре в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР;

• Разработка моделей поведения продуктов деления в защитной оболочке в условиях ЗПА без плавления и ТА на АЭС с ВВЭР, в том числе в условиях работающей спринклерной системы;

• Реализация моделей в виде комплекса программных средств, обеспечивающего взаимосвязанный расчет процессов, связанных с поведением продуктов деления в условиях ЗПА с плавлением топлива. Валидация моделей и программных средств на имеющихся данных. Аттестация программных средств.

Научная новизна. Впервые разработан и практически реализован комплексный подход к описанию поведения радиоактивных продуктов деления в условиях запроектных аварий, включая аварии с плавлением топлива. Этот подход позволил обеспечить реалистическое моделирование поведения продуктов деления с использованием физических моделей, соответствующих современному уровню знания. В частности:

Разработаны модели выхода ПД из топлива, учитывающие не только влияние температуры топлива, но и особенности поведения различных групп элементов продуктов

деления в зависимости от окислительно-восстановительных свойств теплоносителя в зазоре.

7

Выполнена валидация моделей на большинстве существующих экспериментов по выходу ПД из топлива. Впервые получена и валидирована модель выхода ПД из МОХ топлива. Впервые получена и валидирована модель выхода ПД из топлива в воздушной среде.

Впервые разработаны модели, позволяющие комплексно решать задачу выхода ПД из структуры типа «дебрис» и из расплава при испарении продуктов деления с поверхности расплава на днище корпуса реактора, при перемещении ПД из корпуса реактора в УЛР, при удержании расплава в УЛР и при взаимодействии расплава с бетоном. Все модели валидированы на существующих экспериментах по выходу ПД из расплава, включая эксперименты по взаимодействию расплава с прототипным для ВВЭР бетоном.

Разработаны модели, описывающие поведение ПД в первом контуре РУ и в защитной оболочке. Выполнена валидация моделей на существующих экспериментальных данных. Улучшена и валидирована модель, описывающая поведение аэрозолей продуктов деления в полидисперсном приближении. Улучшена и валидирована модель улавливания аэрозолей и соединений йода каплями спринклерной системы.

Разработанные модели реализованы в виде программного комплекса, позволяющего выполнять сквозной, взаимосвязанный расчет процессов, влияющих на поведение продуктов деления в условиях запроектной аварии на АЭС с ВВЭР. Выполнена валидация программного комплекса на большом количестве экспериментальных данных. Все программные средства, входящие в комплекс, снабжены модулем анализа неопределенности и чувствительности к неопределенности исходных данных. Основные входящие в комплекс программные средства аттестованы в Ростехнадзоре.

Достоверность результатов. Достоверность используемых в работе методов подтверждается результатами валидации полученных моделей и программных средств на аналитических тестах и экспериментальных данных. Все полученные в ходе валидации результаты сопровождаются анализом чувствительности и неопределенности. Коды МАВР-ТА [7] и ИРКА [8] аттестованы в Ростехнадзоре.

Значимость работы. Результаты настоящей работы применяются при обосновании радиационной безопасности практически всех действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР как в России, так и за рубежом. Программное средство МАВР-ТА применялось для анализа поведения ПД в расчетах по обоснованию безопасности более 30 блоков 12 АЭС с ВВЭР, сооружаемых в России и за рубежом, в частности:

• При обосновании безопасности АЭС Руппур, АЭС Куданкулам, Нововоронежской АЭС-2, Белорусской АЭС, Балаковской АЭС, Курской АЭС-2;

• При обосновании проектных решений и для получения исходных данных для анализа радиационной безопасности АЭС средней мощности реактором ВВЭР-С, замещающей Кольскую АЭС;

• В расчетах по обоснованию УЛР Курской АЭС-2, УЛР АЭС Руппур;

• При расчетном обосновании РУЗА(Т) Ленинградской АЭС-2, Нововоронежской АЭС-2, Белорусской АЭС, Калининской АЭС, Ростовской АЭС, Балаковской АЭС, АЭС Аккую, Курской АЭС-2;

• При подготовке исходных данных для ВАБ-2 АЭС Ханхикиви-1, АЭС Пакш-2, Нововоронежской АЭС-2.

Теоретическую значимость имеют разработанные модели и методики расчета выхода ПД из топлива, расплава, переноса ПД в первом контуре и защитной оболочке. Автор защищает:

• Модели расчета величины выхода продуктов деления из топлива, дебриса и расплава топлива в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР;

• Модель переноса и осаждения продуктов деления в первом контуре в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР;

• Модель переноса и осаждения продуктов деления в защитной оболочке в условиях проектных, запроектных аварий без плавления топлива и тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР, в том числе в условиях работающей спринклерной системы;

• Аттестованную программу для ЭВМ МАВР-ТА (Аттестационный паспорт программного средства № 535 от 5 ноября 2021 г.), позволяющую моделировать выход продуктов деления из топлива и расплава, перенос продуктов деления в первом контуре и защитной оболочке и выброс продуктов деления в окружающую среду для условий тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР;

• Аттестованную программу для ЭВМ ИРКА (Аттестационный паспорт программного средства № 572 от 5 декабря 2022 г.), позволяющую моделировать перенос продуктов деления в защитной оболочке и выброс продуктов деления в окружающую среду для условий запроектной аварии без плавления топлива на АЭС с ВВЭР;

• Программу для ЭВМ МАП-ТА (Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2024614004 от 19 февраля 2024), позволяющую моделировать процесс переноса продуктов деления в окружающей среде с оценкой дозовой нагрузки на население;

• Результаты валидации моделей и программного комплекса на большом количестве экспериментальных данных, как по отдельным явлениям, так и полученных из интегрального эксперимента.

Личный вклад автора в работу: в диссертации представлены теоретические и практические результаты, полученные лично соискателем или в соавторстве под его непосредственным руководством, в том числе разработка всех описанных в диссертации математических моделей для выхода ПД из топлива, включая МОХ топливо, в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР; выхода ПД из расплава в корпусе реактора и в УЛР; выхода ПД при взаимодействии расплава с бетоном; описания поведения ПД при их переносе в первом контуре в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР; описания поведения продуктов деления в защитной оболочке в условиях ЗПА без плавления и ЗПА с плавлением топлива на АЭС с ВВЭР. Создание, валидация и аттестация программных средств, проведение расчетных исследований. Апробация результатов. Основные положения и результаты работы были представлены на следующих конференциях и семинарах:

• Конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», НИКИЭТ, Москва: 2014, 2015, 2023 годы;

• 9-я и 10-я международные научно-технические конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ Гидропресс, Подольск: 2017, 2019 годы;

• XI Российская научно-техническая конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», ИБРАЭ РАН, г. Москва: 2021 год;

• Международная конференция по тематическим вопросам ядерной безопасности «Повышение безопасности эволюционных и инновационных конструкций реакторов», МАГАТЭ, Вена, 2022 год;

• Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, ОГБ Гидропресс, Подольск: 2023 год;

• Всероссийская научная конференция «XIII семинар ВУЗов по теплофизике и энергетике», НГТУ им. Р.Е. Алексеева, г. Нижний Новгород, 2023;

• XVI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», ИАТЭ НИЯУ МИФИ, г. Обнинск, 2023;

• Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика - 2024)», ГНЦ-РФ ФЭИ, 16-19 апреля 2024 года, г. Обнинск, Россия.

Публикации результатов работы. Основные результаты проделанной автором работы

представлены в 11 статьях [9 - 19], опубликованных в рецензируемых журналах, входящих в

10

список ВАК. По результатам работы получено 10 свидетельств о регистрации программ для ЭВМ [4 - 6, 22 - 28]. Кроме того, ряд результатов отражен в материалах конференций [29 -43].

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения, списка использованных обозначений, списка использованных источников. Объем работы составляет 257 страниц. Список использованных источников содержит 208 наименований. Диссертация содержит 151 рисунок, 82 таблицы.

1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА

1.1 ИССЛЕДОВАНИЕ ПОВЕДЕНИЯ ПД ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ

Несмотря на то, что вероятность возникновения на АЭС тяжелой аварии (запроектной аварии с плавлением топлива) крайне мала, возникающие в этом случае катастрофические последствия вынуждают уделять пристальное внимание изучению процессов, характерных для тяжелой аварии. Всего, на момент написания диссертации, в мире произошло 3 инцидента, характеризующихся как тяжелые аварии:

1. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд», США в 1979 году [44];

2. Авария на Чернобыльской АЭС, СССР в 1986 году [45, 46];

3. Авария на АЭС «Фукусима-Дайити», Япония в 2011 году [47].

АЭС «Три-Майл-Айленд» находится недалеко от города Гаррисберг, штат Пенсильвания, США. Электростанция состояла из двух блоков с водо-водяными реакторами и была введена в эксплуатацию в 1974 году. Авария на втором блоке произошла в 4 часа утра 28 марта 1979 года, когда реактор работал на 97 % мощности. Исходным событием аварии послужила незначительная неисправность второго контура, что привело к повышению температуры теплоносителя в первом контуре реакторной установки. Это, в свою очередь, вызвало автоматическую остановку реактора. В момент остановки реактора предохранительный клапан не закрылся, но контрольно-измерительные приборы не выявили этого факта, в результате чего слилось значительное количество теплоносителя первого контура. Реагируя на утечку теплоносителя, насосы высокого давления автоматически закачивали воду в систему реактора. Охлаждающая вода хлынула в компенсатор давления, подняв в нем уровень воды. В ответ операторы сократили поток замещающей воды. Перекачка пароводяной смеси вызвала вибрацию насосов охлаждения реактора. Операторы отключили насосы, поскольку сильные вибрации могли их повредить и вывести из строя, после чего принудительное охлаждение активной зоны реактора прекратилось. В результате разогрева теплоносителя в системе первого контура реактора образовался пар. Результатом стало снижение эффективности отвода остаточного тепла от активной зоны, что привело к серьезному повреждению топлива. После обнажения активной зоны реактора в результате высокотемпературной химической реакции между паром и оболочками твэлов образовался газообразный водород. Благодаря противоаварийным действиям персонала станции в течение месяца операторы смогли добиться установления естественной циркуляции теплоносителя, когда активная зона реактора охлаждалась за счет естественного движения воды, а не за счет механической откачки. Установка находилась в «холодном останове», т.е. с температурой воды менее 100 °С и при атмосферном давлении. Крышка корпуса реактора была снята в июле 1984 года, что позволило получить доступ к остаткам активной зоны. Последующее

расследование показало, что не менее 45 % активной зоны (примерно 62 тонны) расплавилось, из них 19 тонн оказалось в нижней части корпуса реактора, но при этом серьезных повреждений корпуса зафиксировано не было. Большая часть расплавленного материала осталась в области активной зоны.

Радиоактивные газы из системы охлаждения реактора скапливались в баке подпитки во вспомогательном корпусе. В течение двух дней операторы использовали систему труб и компрессоров для перемещения газа в резервуары. Компрессоры дали течь и часть радиоактивных газов попала в окружающую среду. При этом они прошли через высокоэффективные воздушные фильтры для твердых частиц (HEPA) и угольные фильтры, которые удалили из выброса большую часть радионуклидов, за исключением благородных газов, общая активность которых оценивалась примерно в 370 ПБк. Благодаря короткому периоду полураспада и биологической инертности они не представляли опасности для здоровья населения.

Были проведены подробные исследования радиологических последствий аварии. По оценкам, около 2 миллионов человек вокруг TMI-2 во время аварии получили среднюю дозу облучения всего на 1 мбэр выше обычной фоновой дозы. Для сравнения: облучение при рентгенографии грудной клетки составляет около 6 мбэр, а доза естественного радиоактивного фона в этом районе составляет около 100-125 мбэр в год. Максимальная доза аварии для человека на границе площадки была бы менее чем на 100 мбэр выше естественного фона.

Первая очередь ЧАЭС (первый и второй энергоблоки с реакторами РБМК-1000) была построена в 1970 - 1977 годах. Вторая очередь (третий и четвертый энергоблоки с аналогичными реакторами) была построена на этой же площадке к концу 1983 года.

Авария произошла 26 апреля 1986 года на четвертом блоке в ходе проведения испытаний турбогенератора во время планового останова реактора. Испытания состояли в проверке способности турбогенератора подавать электроэнергию в течение короткого периода времени до подключения резервных дизель-генераторов во время отключения станции. Некорректные с точки зрения безопасности письменные процедуры испытаний и серьезные нарушения основных правил эксплуатации привели к тому, что реактор работал на малой мощности (200 МВт(тепл.)) при расходе теплоносителя и условиях охлаждения, которые не могли быть стабилизированы ручным управлением. Реактор эксплуатировался в небезопасном режиме, поскольку при работе на малой мощности, ввиду конструктивных особенностей, возникал положительный коэффициент реактивности. При этом операторы нарушили правила, преднамеренно выведя из активной зоны большинство регулирующих и предохранительных стержней и отключив некоторые важные системы безопасности.

Последующие события привели к формированию все большего количества паровых пустот в активной зоне реактора, что привело к возникновению положительной реактивности. Персоналом было замечено начало быстрого роста мощности и предпринята ручная попытка остановить цепную реакцию, поскольку автоматическое отключение было заблокировано. Однако возможность быстрого останова реактора была ограничена, так как почти все стержни СУЗ были полностью выведены из активной зоны. Непрерывный рост реактивности за счет образования паровых пустот привел к сверхбыстрому критическому отклонению. Советские специалисты подсчитали, что первый пик мощности достиг 100-кратной номинальной мощности за четыре секунды. Энергия, высвобождаемая в топливе в результате скачка мощности, разорвала часть топлива на мельчайшие кусочки. Мелкие частицы горячего топлива вызвали паровой взрыв. Через две-три секунды раздался второй взрыв, и из разрушенного здания реактора вылетели раскаленные куски реактора. Разрушение реактора привело к попаданию воздуха и дальнейшему возгоранию графита.

Авария отличалась от тех, которые обычно учитывались при радиологических оценках гипотетических аварийных выбросов атомных электростанций, тем, что выброс был продолжительным и менялся во времени по скорости и радионуклидному составу, а метеорологические условия были сложными. Эти характеристики выброса обусловили очень сложную картину атмосферных выпадений на землю как в Советском Союзе, так и в других странах. Характер отложений был очень быстро установлен благодаря мониторингу окружающей среды. Осажденные радионуклиды, особенно I-131 и изотопы цезия, вошли в наземные пищевые цепи. Были введены в действие запреты на потребление различных пищевых продуктов, в Советском Союзе приняты меры по обеспечению населения чистой питьевой водой там, где это было необходимо.

Первоначальные оценки доз были получены на основе данных мониторинга окружающей среды, дополненных прогностическим моделированием. На более позднем этапе были проведены прямые измерения I-131 в щитовидной железе отдельных лиц, включая детей, и были проведены измерения для всего тела для определения уровней Cs-137. Прямые измерения позволили получить более точные оценки фактически полученных доз.

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Шмельков Юрий Борисович, 2024 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. Нормы безопасности МАГАТЭ. Безопасность атомных электростанций: проектирование. № SSR-2/1 (Rev. 1). МАГАТЭ. Вена, 2016.

2. Общие положения безопасности атомных станций. НП-001-15. Ростехнадзор,

2015.

3. Deterministic safety analysis for nuclear power plants. IAEA Safety Standards SSG-2 (Rev. 1). Vienna, 2019.

4. МАВР-ТА. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2015619600, правообладатель ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», авторы: Шмельков Ю.Б., Звонарев Ю.А., Цаун СВ., Загрязкин ВН.

5. ИРКА. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2019666574, правообладатель ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт», авторы: Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В.

6. МАП-ТА. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2024614004 от 19.02.2024, правообладатель ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт», авторы: Яковлева О.В., Шмельков Ю.Б.

7. МАВР-ТА. Аттестационный паспорт программного средства № 535 от 5 ноября

2021 г.

8. ИРКА. Аттестационный паспорт программного средства № 572 от 5 декабря

2022 г.

9. Шмельков Ю.Б., Звонарев Ю.А., Петров Л.В., Шутов Н.В. Разработка и верификация кода МАВР-ТА для моделирования выхода продуктов деления и их переноса под защитной оболочкой при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР // Вестник атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Выпуск 5. С. 92-104.

10. Петров Л.В., Шмельков Ю.Б., Корценштейн Н.М. Влияние объемной конденсации паров цезия на перенос аэрозолей в I контуре реакторной установки при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. 2020. № 9. С. 55-60. (L.V. Petrov, Yu.B. Shmelkov, N.M. Kortsenshteyn The Impact of Cesium Vapor Bulk Condensation on the Transport of Aerosols in the Reactor Plant's Primary Circuit during a Severe Accident at a Nuclear Power Plant with VVER // Thermal Engineering. 2020. V. 67. 634)

11. Shmelkov Yu.B., Zvonarev Yu.A., Shutov N.V., Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 2 - Modelling of the fission products transport in the primary circuit and inside the containment // Nuclear Engineering and Design. 2021. V. 382, 111377.

12. Shmelkov Yu.B, Zvonarev Yu.A. Shutov N.V., Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 1 - Modelling of the release of fission products from the fuel // Nuclear Engineering and Design. 2021. V. 385.

13. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Моделирование выведения аэрозолей из атмосферы защитной оболочки АЭС с помощью спринклерной системы // Теплоэнергетика. 2022. № 2. С. 16-22. (S.S. Savekin, Yu.B. Shmel'kov Simulation of Aerosol Removal from the Atmosphere of an NPP Containment using a Sprinkler System // Thermal Engineering. 2022. V. 69. 87)

14. Shmelkov Yu.B, Shutov N.V., Zvonarev Yu.A. Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 3 - Modelling of the release of fission products from the melt // Nuclear Engineering and Design. 2023. V. 415. 112694.

15. Шмельков Ю.Б., Самуйлов Е.В. Расчет коэффициентов переноса химически

реагирующих систем // Теплофизика и аэромеханика. - 2013. - Т. 20. - C. 523-530.

16. Melnikov Ivan, Shmelkov Gleb, Golubev Maksim, Velikanov Aleksandr, Shmelkov Yury, and Savekin Sergey Approaches to radiative heat transfer simulation in a cavity above melt // E3S Web of Conferences. 2023. V. 459. 07011

17. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Анализ влияния распределения аэрозольных частиц по размерам на поведение продуктов деления при моделировании аварии на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. 2024. № 8.

18. Шмельков Ю.Б. Моделирование поведения радиоактивных продуктов деления при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР с учетом неопределенности исходных данных // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2024. № 2.

19. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Моделирование выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы защитной оболочки каплями спринклерной системы с помощью кода мавр-та // Атомная энергия. 2024. № 1-3.

20. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Разработка и валидация модели эффективной плотности аэрозолей при тяжелых авариях на АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2024. № 2. (в редакции)

21. Шмельков Ю.Б., Звонарев Ю.А., Семченков Ю.М. Разработка комплекса кодов для анализа радиационной безопасности при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2024 (в редакции)

22. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В. Программа для расчета процессов переноса продуктов деления в объеме защитной оболочки. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2020611935 от 12.02.2020

23. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В. Программа для расчета процессов осаждения продуктов деления на поверхностях защитной оболочки. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2020616355 от 16.06.2020

24. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета скорости коагуляции аэрозолей. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021610830 от 19.01.2021

25. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности улавливания аэрозолей каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021616661 от 26.04.2021

26. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности форетического захвата аэрозолей каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021616610 от 23.04.2021

27. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности улавливания соединений йода каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021618478 от 27.05.2021

28. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа расчета скорости роста гигроскопичных аэрозолей за счет поглощения водяного пара. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2022610092 от 10.01.2022

29. Шмельков Ю.Б., Звонарев Ю.А., Загрязкин В.Н. Моделирование выхода продуктов деления при тяжелой аварии с помощью модуля МАВР-ТА // Материалы конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике». М: АО «НИКИЭТ», 2014. С. 93-101.

30. Звонарев Ю.А., Шмельков Ю.Б., Кобзарь В.Л., Мельников И.А. Расчетная оценка выхода радиоактивных продуктов деления из кориума в процессе его локализации и охлаждения в УЛР ВВЭР-ТОИ // Материалы 9-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ Гидропресс, г. Подольск, Россия, 19-22 мая 2015. Изд. ОКБ Гидропресс, 2015.

31. Петров Л.В., Шмельков Ю.Б., Звонарев Ю.А. моделирование выхода радиоактивных продуктов деления при тяжелой аварии на ВВЭР с помощью модуля МАВР -ТА // Материалы конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике». М: АО «НИКИЭТ», 2015. С. 206-213.

32. Шмельков Ю.Б., Петров Л.В., Звонарев Ю.А. Моделирование выхода продуктов деления и их переноса под защитной оболочкой по коду МАВР-ТА в условиях тяжелой аварии на АЭС-2006 // Материалы 10-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ Гидропресс, г. Подольск, Россия, 16-19 мая 2017. Изд. ОКБ Гидропресс, 2017.

33. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Звонарев Ю.А., Савекин С.С. Разработка комплекса программных средств для анализа радиационных последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР // Материалы XI Российской научно-технической конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», ИБРАЭ РАН, г. Москва, Россия, 26-29 октября 2021. ИБРАЭ РАН, 2022.

34. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Анализ эффективности выведения радиоактивных продуктов деления из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы // Материалы XI Российской научно-технической «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», ИБРАЭ РАН, г. Москва, Россия, 26-29 октября 2021. ИБРАЭ РАН, 2022.

35. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Анализ эффективности выведения радиоактивных продуктов деления из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы // Материалы XI Российской научно-технической конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», ИБРАЭ РАН, г. Москва, Россия, 26-29 октября 2021. ИБРАЭ РАН, 2022.

36. Сарычев Е.С., Шмельков Ю.Б. Исследование процессов переноса аэрозолей в первом контуре реакторной установки на примере экспериментов FALCON ISP-1,2 и Marviken ATT-4. Материалы XXIII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия, 12-13 апреля 2023 г. С. 142-148.

37. Яковлева О.В., Шмельков Ю.Б. Исследование распространения продуктов деления в окружающей среде при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР. Материалы XXIII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия, 12-13 апреля 2023 г. С. 148-154.

38. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Исследование параметров радиоактивных аэрозолей при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР. Материалы XXIII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия, 12-13 апреля 2023 г. С. 136-142.

39. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С., Яковлева О.В. Разработка и валидация комплекса программных средств для анализа радиационных последствий запроектных аварий на АЭС С ВВЭР // Тезисы докладов всероссийской научной конференции «XIII семинар ВУЗов по теплофизике и энергетике». НГТУ им. Р.Е. Алексеева, г. Нижний Новгород, Россия, 12-14 октября 2023. С. 104.

40. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Анализ радиационных последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР // Материалы XVI Международной конференции «Безопасность АЭС и подготвока кадров», ИАТЭ НИЯУ МИФИ, г. Обнинск, Россия, 26-27 октября 2023. ИТА НИЯУ МИФИ, 2023. С. 153-154.

41. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Анализ выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы. Материалы VI Международной научно-технической конференции "Инновационные проекты

и технологии ядерной энергетики". АО "НИКИЭТ", г. Москва, Россия, 14-17 ноября 2023 г. С. 284.

42. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В. Моделирование поведения радиоактивных продуктов деления при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР с учетом неопределенности исходных данных // Тезисы докладов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2024)». АО «ГНЦ РФ - ФЭИ», г. Обнинск, Россия, 16-19 апреля 2024. С. 171.

43. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Моделирование плотности радиоактивных аэрозолей при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР // Тезисы докладов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2024)». АО «ГНЦ РФ - ФЭИ», г. Обнинск, Россия, 16-19 апреля 2024. С. 172.

44. Three Mile Island Accident of 1979 Knowledge Management Digest Overview // NUREG/KM-0001, Revision 1. NRC, 2016.

45. The international Chernobyl project technical report. Assessment of Radiological Consequences and Evaluation of Protective Measures ISBN 92-0-129191-4 Printed by the IAEA in Vienna © IAEA, 1991.

46. INSAG-7 The Chernobyl accident: updating of INSAG-1 INSAG-7 A report by the International Nuclear Safety Advisory Group IAEA, VIENNA, 1992.

47. Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident, Ten Years On: Progress, Lessons and Challenges // Report NEA No. 7558. OECD, 2021.

48. Hofmann P. Current knowledge on croe degradation phenomena, a review // Journal of Nuclear Materials 270 (199), 194-211.

49. USNRC, «Reactor Safety Study - An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants», WASH-1400 (NUREG-75/014), October 1975.

50. Pontillon Y., Ducros G., « Behaviour of fission products under severe PWR accident conditions. The VERCORS experimental programme—Part 2: Release and transport of fission gases and volatile fission products», Nuclear Engineering and Design 240 (2010), 1853 - 1866.

51. Pontillon Y., Malgouyres P.P., Ducros G. et. al. Lessons learnt from VERCORS tests. Study of the active role played by UO2-ZrO2-FP interactions on irradiated fuel collapse temperature // Journal of Nuclear Materials 344 (2005), 265 - 273.

52. Brillant G. Interpretation and modelling of fission product Ba and Mo releases from fuel // J. Nuclear Materials, 2010. V. 397. P. 40-47.

53. Brillant G. Models for the release from fuel of Ce, La, Sr, and Eu in accident conditions // Progress in Nuclear Energy, 2011. V. 53. P. 125-131.

54. Beuzet E., Lamy J.S., Perron H. and other Ruthenium release modelling in air and steam atmospheres under severe accident conditions using the MAAP4 code // Nuclear Engineering and Design 246 (2012), 157-162.

55. D.F. Tsurikov, V.F. Strizhov, S.V. Bechta, V.N. Zagriazkin, N.P. Kiselev Main Results of the MASCA 1 and 2 Projects. MASCA-2 Integrated Report, June 2007.

56. Fichot F., Carenini L., Bakouta N. et. al. Elaboration of a phenomena identification ranking table (PIRT) for the modelling of in-vessel retention // Annals of Nuclear Energy, 2020. V. 146. 107617

57. In-vessel melt retention and ex-vessel corium cooling. IAEA-TECDOC-1906. Vienna,

2020.

58. Zvonarev Yu.A., Tsurikov D.F., Kobzar V.L. et. al. Numerical analysis of core catcher efficiency for VVER-1200 // Physics of Atomic Nuclei 74 (201), 1845 - 1853.

59. Звонарев Ю.А., Кобзарь В.Л., Мельников И.А., Филиппов А.С. Верификация кода ГЕФЕСТ-УЛР для обоснования эффективности работы ловушки расплава // Материалы 8-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ Гидропресс, г. Подольск, Россия, 28-21 мая 2013. Изд. ОКБ Гидропресс, 2013.

60. Звонарев Ю.А., Кобзарь В.Л., Мельников И.А., Шмельков Ю.Б., Голубев М.А. Расчетный анализ функционирования УЛР в нештатном режиме // Материалы 11-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ Гидропресс, г. Подольск, Россия, 21-24 мая 2019. Изд. ОКБ Гидропресс, 2019.

61. State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability. NEA/CSNI/R(2016)15, 2017.

62. Haste T., Payot F., Bottomley P.D.W. Transport and deposition in the Phebus FP circuit // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61. P. 102-121.

63. L. Bosland, F. Kremer ASTEC SOPHAEROS module. Theoretical manual. IRSN/2021-00244. 2021.

64. Gouello M., Lacoue-Negre M., Mutelle H. et. al. Chemistry of iodine and aerosol composition in the primary circuit of a nucler power plant // Proceedings of ICAPP 2011. 2-5 May 2011. Nice, France.

65. Laurie M. Containment behavior in Phebus // Annals of. Nuclear Energy, 2013. V. 60. P. 15-27.

66. Haste T., Payot F., Manenc C. et. al. Phebus FPT3: Overview of main results concerning the behaviour of fission products and structural materials in the containment // Nuclear Engineering and Design, 2013. V. 261. P. 333-345.

67. Bosland L., Dickinson S., Glowa G.A. et. al. Iodine-paint interactions during nuclear reactor severe accidents // Annals of. Nuclear Energy, 2014. V. 72. P. 184-199.

68. Bosland L., Cantrel L., Girault N. et. al. Modeling of iodine radiochemistry in the ASTEC severe accident code: description and application to FPT-2 Phebus test // Nuclear Technology, 2010. V. 171. P. 88-107.

69. Bosland L., Cantrel L. Iodine behaviour in the circuit and containment // Proceedings of the International OECD-NEA/NUGENIA-SARNET Workshop on the Progress in Iodine Behaviour for NPP Accident Analysis and Management. 30 March - 1 2015. Marseille, France.

70. Girault, Dickinson, Funke et. al. Iodine behaviour under LWR accident conditions: lessons learnt from analyses of the first two PHEBUS-FP tests // Nuclear Engineering and Design, 2006. V. 236. P. 1293-1308.

71. Калистратова В.С., Беляев И.К., Жорова Е.С. и др. Радиобиология инкорпорированных радионуклидов. Издательство ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, 2012 - 464 с.

72. Status and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors. IAEA-TECDOC-1872. Vienna, 2019.

73. Chatelard P., Laborde L. Synthesis of the ASTEC V2.2 code validation against experimental data // Proceedings of the 10th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR2022). 16-19 May 2022. Karlsruhe, Germany.

74. P. Chatelard, N. Reinke. Overview of the integral code ASTEC V2.0. // Project reference ASTEC-V2/DOC/09-05

75. Leonid A. Bolshov et al, « Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents», Nuc. Eng. and Des, 2019. V. 341. P. 326-345.

76. Долганов К.С., Капустин А.В., Киселев А.Е., Томащик Д.Ю. и др. Оперативный расчет аварии на АЭС «Фукусима-1» (Япония) с помощью кода СОКРАТ // Атомная энергия. Том 114. Вып. 3. С. 133-139.

77. Программа СОКРАТ-В1/В2. Аттестационный паспорт программного средства № 564 от 19 августа 2022

78. Программа для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением СОКРАТ-В1/В2. Аттестационный паспорт программного средства № 564 от 19.08.2022

79. Программа СОКРАТ/В3. Аттестационный паспорт программного средства № 521 от 09 июля 2021

80. Modular Accident Analysis Program Version 5.03 // Electric Power research institute, August 2014

81. Kyle Ross et al. «MELCOR Best Practices as Applied in the State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses (SOARCA) Project», NUREG/CR-7008, August 2014.

82. Программа RELWWER-UNI. Аттестационный паспорт программного средства № 414 от 15 июня 2017 г.

83. Программа LEAK3. Аттестационный паспорт программного средства № 377 от 16 декабря 2015 г.

84. Программа ДОЗА-М, версия 2. Аттестационный паспорт программного средства № 574 от 5 декабря 2022 г.

85. 38.220.56-84 «Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения»

86. Программа НОСТРАДАМУС. Аттестационный паспорт программного средства № 158.1 от 17 апреля 2014 г.

87. Программный комплекс «SULTAN 2.0». Аттестационный паспорт программного средства № 556 от 27 июня 2022 г.

88. В.С. Чиркин Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. Атомиздат, 1968.

89. Н.Б. Варгафтик Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М: Наука, 2 изд-е, 1972, 721 стр.

90. Lewis B.J., Andre B. and other Modeling the release behavior of cesium during severe fuel degradation // Journal of Nuclear Materials 227 (1995), 83-109.

91. Gauntt R.O. Synthesis of VERCORS and Phebus Data in Severe Accident Codes and Applications, SAND2010-1633, April 2010.

92. Summers R.M., et al., MELCOR 1.8.0: A Computer Code for Severe Nuclear Reactor Accident Source Term and Risk Assessment Analyses, NUREG/CR-5331, SAND90-0364, Sr 9.24E-5 9.30E-5 January 1991.

93. F. Fichot, P. Chatelard "ICARE/CATHARE: a computer code for analyses of severe accidents in LWRs. ICARE2 V3mod1, Description of physical models", Note Technique SEMAR 00/03, 2000.

94. Osborne M.F., Collins J.L. and Lorenz R.A., «Experimental studies of fission product release from commercial LWR fuel under accident conditions», Nucl. Technol., 78(2), 157-169, August 1987.

95. Ducros G., Malgouyres P.P., Ducros G., Kissane M., Boulaud D., Durin M. Fission product release under severe accident conditions: general presentation of the program and synthesis of VERCORS 1-6 results // Nuclear Engineering and Design, 2001. V. 208. P. 191-203.

96. D.R. Olander, Materials chemistry and transport modeling for severe accident analyses in light-water reactors, Nuclear Engineering and Design, 148 (1994), pp. 253-292.

97. Цветков Ф.Ф., Григорьев Б.А. Тепломассообмен. М.: издательство МЭИ, 2005.

98. Гиршфельдер Дж., Кертисс Ч., Берд Р. Молекулярная теория газов и жидкостей. М.: ИЛ, 1961. 929 с.

99. Heames T.J. et al. VICTORIA: A Mechanistic Model of Radionuclide Behavior in the Reactor Coolant System Under Severe Accident Conditions, NUREG/CR-5545 SAND90-0756 Rev 1 R3, R4, 1992

100. А.А. Амосов, Ю.А. Дубинский, Н.В. Копченова Вычислительные методы для инженеров: учебное пособие - М.: Высш. Шк., 1994 - 544 с.

101. Lindemer T.B., Besmann T.M. Chemical thermodynamic representation of UO2±x // J. Nuclear Materials, 1985. V 130. P. 473-488.

102. Abrefah, Aguiar Braid, Wang High temperature oxidation of UO2 in steam-hydrogen mixture.//Journal of Nuclear Materials, 1994. V. 208. P98-110

103. Wheeler V.J., Jones I.G. Thermodynamic and composition changes in UO2±x (x<0.005) at 1950 K // Journal of Nuclear Materials 42 (1972), 117-121.

104. Cox D.S., Hunt C.E.L., Liu Z., Keller N.A. et al. Fission products release from UO2 in air and inert conditions at 1700-2350 K: analysis of MCE-1 experiment // report AECL-10438. Chalk River. Ontario, Canada, July 1991.

105. Osborne M.F., Collins J.L., Lorenz R.A. et al. Data summary report for fission products release Test VI-1 // NUREG/CR-5339, June 1989.

106. Osborne M.F., Collins J.L., Lorenz R.A. et al. Data summary report for fission products release Test VI-2 // NUREG/CR-5340, September 1989.

107. Osborne M.F., Collins J.L., Lorenz R.A. et al. Data summary report for fission products release Test VI-3 // NUREG/CR-5480, June 1990.

108. Osborne M.F., Collins J.L., Lorenz R.A. et al. Data summary report for fission products release Test VI-4 // NUREG/CR-5481, January 1991.

109. Osborne M.F., Lorenz R.A., Travis J.R. et al. Data summary report for fission products release Test VI-5 // NUREG/CR-5668, October 1991.

110. Osborne M.F., Lorenz R.A., Travis J.R. et al. Data summary report for fission products release Test VI-6 // NUREG/CR-6077, March 1994.

111. Lorenz R.A., Osborne M.F. A summary of ORNL fission product release tests with recommended release rates and diffusion coefficients // NUREG/CR-6261, ORNL/TM-12801, 1995.

112. M.F. Osborne, J.L. Collins, R.A. Lorenz, J.R. Travis, C.S. Webster. Design, construction, and testing of a 2000 C furnace and fission product collection system // NUREG/CR-3715, September 1984.

113. J.W. Roddy, J.C. Mailen. Radiological characteristics of light-water reactor spent fuel a literature survey of experimental data // ORNL/TM-10105, December 1987.

114. Andre B., Ducros G., Leveque J.P., Osborne M.F., Lorenz R.A., Maro D. «Fission product releases at severe Light Water reactor accident conditions: ORNL/CEA measurements versus calculations» Nuclear Technology, v. 114, 1996.

115. Pontillon Y., Ducros G., Van Winckel S. et al Transuranic and fission products release from PWR fuel in severe accident conditions: lessons learnt from VERCORS RT3 and RT4 tests // Proceedings of Int. Conference "Nuclear Energy for new Europe 2006". 18-21 September 2006. Portoroz, Slovenia.

116. Brillant G., Marchetto C., Plumecocq W. «Fission product release from nuclear fuel II. Validation of ASTEC/ELSA on analytical and large scale experiments» Annals of Nuclear Energy, 61(2013), 96-101

117. Hidaka A. Outcome of VEGA Program on Radionuclide Release from Irradiated Fuel under Severe Accident Conditions, Journal of Nuclear Science and Technology, 48:1 (2011), 85-102.

118. Kudo T., Hidaka A., Nakamura T., Uetsuka H. Influence of Pressure on Cesium Release from Irradiated Fuel at Temperatures up to 2,773 K, Journal of Nuclear Science and Technology, 38:10 (2001), 910-911.

119. Simones M.P., Reinig Jr. M.L., Loyalka S.K. A mathematical model for the release of noble gas and Cs from porous nuclear fuel based on VEGA 1&2 experiments, 2014. V. 448. p. 217229.

120. Pontillon Y., Geiger E., Le Gall C., Bernard S., Gallais-During A., Malgouyres P.P., Hanus E., Ducros G. Fission products and nuclear fuel behaviour under severe accident conditions part 1: Main lessons learnt from the first VERDON test. Journal of Nuclear Materials, v. 495, 2017, p. 363-384.

121. Gallais-During A., Bernard S., Gleizes B., Pontillon Y., Bonnin J., Malgouyres P.P., Morin S., Hanus E., Ducros G. Overview of the VERDON-ISTP Program and main insights from the VERDON-2 air ingress test. Annals of Nuclear Energy, v. 101, 2017, p. 109-117.

122. Geiger E. Study of Fission Products (Cs, Ba, Mo, Ru) behaviour in irradiated and simulated Nuclear Fuels during Severe Accidents using X-ray Absorption Spectroscopy, SIMS and EPMA, 2016.

123. Определение выхода ГПД из топлива с высоким выгоранием при авариях типа RIA и LOCA: Отчет / РНЦ "Курчатовский институт"; рук. Лузанова Л.М. исполн. Лузанова Л.М. и др. - М., 2006. Инв. № 32/1-181-407.

124. K. Chevalier-Jabet ASTEC V2.1 ELSA Module : fission products and structural elements release from intact and degraded cores. Report PSN-RES/SAG/PSN-RES/SAG/2015-00110. Septembre 2016.

125. M. Al-Arabi, M. K. El-Riedy Natural convection heat transfer from isothermal horizontal plates of different shapes // Int. J. Heat Mass Transfer, 1976. V. 19. P. 1399-1404.

126. VDI Warmeatlas Verein Deutscher Ingenieure. Springer-Verlag Berlin Heidelberg,

2006.

127. Гурвич Л. В. ИВТАНТЕРМО - автоматизированная система данных о термодинамических свойствах веществ // Вестник АН СССР, 1983. Т. 3. С. 54-65.

128. Fink, J.K., Chasanov, M.G. and Leibowitz, L. (1981) J. Nucl. Mater, v.102, pp.17-25.

129. Woodley, R E. (1974) J.NuclMater, v.50, pp.103-106.

130. Thermodynamic Properties of Individual Substances: Reference Book (1982) V.P. Glushko (ed.), v.4, book 1, .Nauka. Publishers, Moscow, P. 512 (in Russian).

131. Fink, J.K. (2000) J. Nucl. Mater., v.279, pp.1-18.

132. SCDAP/RELAP5/MOD 3.3 Code Manual: MATPRO - A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis (NUREG/CR-6150, Volume 4, Revision 2).

133. Nikolopoulos, O. and Schulz, B. (1979) J.Nucl.Mater., v.82, pp.172-178.

134. Zinoviev, V.E. (1989) Heat-transfer Properties of Metals at High Temperatures: Handbook, Metallurgiya Publishers, Moscow (in Russian).

135. Postovalov V.G., Romanov E.P., Kondrat'ev V.P., Kononenko V.I. (2003) Thermophysics of High Temperatures, V.41, pp. 860-869 (in Russian).

136. Kachalov, V.V., Fomin, VA. and Spilrain, E.E. (1986) Density and Surface Tension of Liquid-phase Uranium, Preprint of IVTAN, 1-192, 1-18, 1986; TVT (1988), 26(5), pp. 892-900 (in Russian).

137. Ishikawa, T., Paradis, P.-F., Itami, T. and Yoda, S. (2003) Thermophysical properties of liquid refractory metals: Comparison between hard sphere model calculation and electrostatic levitation measurements, J. of Chem. Phys., 118 (17), pp. 7912-7920.

138. Gurvich, L.V., Veits, I.V., Medvedev, VA., et al. (1982) Thermodynamic Properties of Individual Substances: Handbook, Ed. 3, V. IV, Books 1 and 2, Nauka Publishers, Moscow (in Russian).

139. Fink, J.K. and Leibowitz, L. (1995) Thermal conductivity of zirconium, J. Nucl. Mater., 226, pp. 44-50.

140. Touloukian, Y.S., Powell, R.V., Ho, C.Y. and Klemens, P.G. (1970) Thermal conductivity: nonmetallic solids, in: J. Thermophysical properties of matter. v.9, N.Y.-Washington.

141. Krzhizhanovskiy, R.E. and Shtern, Z.Yu. (1973) Heat-transfer Properties of Nonmetal Materials (Oxides): Reference Book, Energiya (Energy) Publishers, Leningrad, P. 336 (in Russian).

142. Асмолов В.Г., Загрязкин В.Н., Цуриков Д.Ф. Термодинамика U-Zr-Fe-O-расплавов. // Теплофизика высоких температур, 2007, т. 45, № 3, c. 347-354.

143. Эллиотт Р.П. Структуры двойных сплавов. Т. 2. М.: Металлургия, 1970.

144. Кубашевский О. Диаграммы состояния двойных систем на основе железа. Справочник. М.: Металлургия, 1985.

145. Chatain S., Gueneau Ch., Chatillon Ch. High temperature mass spectrometry: Application to the thermodynamic study of the Fe-Zr system // J. Nuclear Materials, 2005. V. 344. P. 281.

146. Wang W.E., Olander D.R. Thermochemistry of the U-O and Zr-O Systems // J. Am. Ceram. Soc., 1993. V. 76. P. 1242.

147. Tetenbaum M., Hunt P.D. High Temperature Thermodynamic Properties of Oxygen-Deficient Urania // J. Chemical Physics, 1968. V. 49. P. 4739.

148. Bradley D.R. et al. «CORCON-MOD3: An Integrated Computer Model for Analysis of Molten Core-Concrete Interactions », NUREG/CR-5843, October 1993.

149. Davidson, J.F. and B.O.G. Schuler Bubble formation at an orifice in a viscous liquid // Transactions of the Institute of Chemical Engineers, Vol. 38, pp. 144, 335, 1960.

150. Watson, C.S., Hagrman, D.L. MATPRO: a library of materials properties for light-water-reactor accident analysis, SCDAP:RELAP5:MOD2 Code Manual. NUREG:CR-5273. 1990.

151. F. Sudreau, G. Cognet Corium viscosity modelling above liquidus temperature // Nuclear Engineering Design, 1997. V. 178. P. 269-277.

152. Asmolov V.G., Zagryazkin V.N. et. al. The density of UO2-ZrO2 alloys // High Temperature, 2003. V. 41. P. 714-719.

153. Strizhov V.F., Galimov R.R. et. al. Development of a data base for thremo-physical properties of corium: pure components. Report on the project 3078p // NSI-SARR-196-05, January 2006.

154. Альтшуль А.Д., Киселев Н.П. Гидравлика и аэродинамика. М.: Стройиздат,

1975.

155. Bechta S.V. et al, «Influence of corium oxidation on fission product release from molten pool», Nuc. Eng. and Des, 2010. V. 240. P. 1229-1241.

156. Оценка аварийного выброса на внекорпусной стадии тяжелой аварии. Итоговый отчет по задаче 2 проекта МНТЦ № 3345 EVAN, декабрь 2007.

157. I.B. Wall, B.R. Sehgal Molten corium concrete interactions. Advanced Containment Experiments (ACE) Project: Summary report. Report EPRI TR-103483s (1993).

158. Kanulova V., Strizhov V., Vinogradova T., Aksenov E., Nikulshin V. An Assessment of the CORCON-MOD3 Code Part I. Thermal-Hydraulic Calculations. NUREG/IA-129 U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1996.

159. Proceedings of the Second OECD (NEA) CSNI Specialist Meeting on Molten Core Debris-Concrete Interactions, Karlsruhe, Germany, 1-3 April 1992.

160. V.B. Khabensky et al Zirconium partitioning between oxidic and metallic phases of molten corium. Experiment MA-6 // MP-TR-17, August 2005.

161. V.B. Khabensky et al Zirconium partitioning between oxidic and metallic phases of molten corium. Experiments MA-7 and MA-9 // MP-TR-28, June 2006.

162. Фукс Н.А. Механика аэрозолей. М.: Издательство АН СССР, 1955.

163. Talbot L., Cheng R.K., Schefer R.W. et. al. Thermophoresis of particles in a heated boundary layer. // J. of Fluid Mechanic, 1980. V. 101. P. 737-758.

164. Davies C.N. Aerosol Science. // London: Academic, 1966.

165. Liu B.-Y., Agarwal J.K. Experimental observation of aerosol deposition in turbulent flow. // Aerosol science, 1974. V. 5. P. 145-155.

166. M.M.R. Williams, S.K. Loyalka Aerosol Science, Theory and Practice. Pergamon Press, 1991.

167. C.N. Davies Aerosol Science. Academic Press, 1966.

168. S.K. Loyalka Brownian Coagulation of Aerosol // Journal of Colloid Interface Science,

1976. V 57. P. 578-579.

169. H.R. Pruppacher, J.D. Klett Microphysics of Clouds and Precipitation. Reidel, New-York, 1978.

170. V.G. Levich Physicochemical Hydrodynamics. Prentice Hall, 1962.

171. D.A. Williams OECD International Standart Problem Number 34 Falcon Code Comparison Report // CSNI Ref: NEA/CSNI/R(94)27. 1994.

172. A.M. Beard, E. Kauppinen Data report: characterization of FALCON aerosol source. // AEA Reactor Services, VTT: FAL/ISP(92)22. 1992.

173. А М Beard, Р J Bennett. FALCON THERMAL-HYDRAULICS TEST DATA REPORT // Reactor Chemistry Department, AEA Reactor Services, WTC: FAL/ISP(92)23. 1992.

174. А.М. Beard, РХ Bennett CSNI ISP 34 (FALCON). Data report: Test I (FAL-ISP 1) // AEA Reactor Services: FAL/ISP(92)29. 1992

175. А М Beard, Р J Bennett. THERMAL HYDRAULICS DATA: TEST 2 (FAL-1SP 2) // Reactor Chemistry Department, AEA Reactor Services, WTC: FAL/ISP(92)30. 1992.

176. Kmetyk L.N. MELCOR 1.8.1 Assessment: Marviken-V Aerosol Transport Tests ATT-2b/ATT-4, SAND92-2243, Sandia National Laboratories, Albuquerque, 1993.

177. The Marviken Experiments - Fifth Series: Aerosol Transport Tests; Test 2b Results, MXE-202b, Marviken, Studsvik, 1985.

178. The Marviken Experiments - Fifth Series: Aerosol Transport Tests; Data Accuracy, MXE-104, Marviken, Studsvik, 1985.

179. Y. Nishizawa, S. Oshima and T. Maekawa. "Removal of Iodine from atmosphere by sprays". Nuclear Technology, 10:4 (1971), 486-498.

180.Powers D.A., Burson S.B. A simplified model of Aerosol Removal by Containment Sprays. NUREG/CR-5966. 1993.

181.Albert M.F., Watson J.S., Wichner R.P. The absorbtion of gaseous iodine by water droplets. // Nuclear Technology, 1987. V. 77. P. 161-174.

182. Firnhaber M., Weber G. International Standard Problem ISP 37. VANAM M3 Multi-Compartment Aerosol Depletion Test with Hydroscopic Aerosol Material. Comparison Report. NEA/CSNI/R (26) 96. 1996.

183. Kanzleiter T.F. VANAM M3 Multi-Compartment Aerosol Depletion Test M3 with Soluble Aerosol Material. Technical Report BleV-R67.098-304. Battelle Institute e. V. 1993.

184. Firnhaber M., S. Schwarz, G. Weber Specification of the ISP37, VANAM M3 A Multicompartment Aerosol Depletion Test with Hydroscopic Aerosol Material GRS. Koln, April 1995.

185. Программа АНГАР. Аттестационный паспорт программного средства № 296 от 29 сентября 2011 г.

186. Porcheron E., Lemaitre P., Marchand D. et. al. Experimental and numerical approaches of aerosol removal in spray conditions for containment application // Nuclear Engineering and Design, 2010. V. 240. P. 336-343.

187.A. K. Postma and L. F. Coleman. "Effect of Continuous Spray Operation on the Removal of Aerosols and Gases in the Containment System Experiment". BNWL-1485, Battelle-Northwest (December 1970).

188. R. K. Hilliard, A. K. Postma, J. D. McCormack, L. F. Coleman. "Removal of Iodine and Particles by Sprays in the Containment Systems Experiment". Nuclear Technology, 10:4 (1971), 499-519.

189. ГОСТ Р 8.585-2001. "Государственная система обеспечения единства измерений. Термопары. Номинальные статические характеристики преобразования". ИПК Издательство стандартов, 2002

190. L. L. Burger, R. A. Hasty, L.C. Schwendiman, J. Mishima, A.K. Postma. "The washout of methyl iodide by hydrazine sprays. Progress report". BWL-530, Battelle-Northwest (September 1967).

191. Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла РБ-134-17 Ростехнадзор, приказ от 16.11.2017 № 479, 39 с.

192. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу МПА-98 / Минатом России.-М., 1998, 126 с.

193. Gregoire A.C., Haste T. Material release from the bundle in PHEBUS FP // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61. P. 63-74.

194. W. Krischer, M.C. Rubinstein. The PHEBUS fission product project. Presentation of the Experimental Programme and Test Facility. Elsevier science publishers ltd. 1992

195. B. Clément, N. Hanniet-Girault. LWR severe accident simulation: synthesis of the results and interpretation of the first Phebus FP experiment FPT0 // Nuclear Engineering and Design 226 (2003) 5-82.

196. B. Simondi-Teisseire Iodine behavior in the containment in Phebus FP tests // Annals of. Nuclear Energy, 61 (2013) 157-169.

197. A. Kontautas, E. Urbonavicius Uncertainty and sensitivity evaluation of aerosol deposition in PHEBUS containment during FPT-2 experiment // ENERGETIKA, 2015. V. 61. P. 1224.

198. P. March, B. Simondi-Teisseire Overview of the facility and experiments performed in Phebus-FP // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61. P. 11-22.

199. G. Gyenes, L. Ammirabile. Containment analysis on the PHEBUS FPT-0, FPT-1 and FPT-2 experiments // Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 854-864

200. Luis E. Herranz. Experimental interpretation and code validation based on the PHEBUS-FP programme: Lessons learnt from the analysis of the containment scenario of FPT1 and FPT2 tests // Nuclear Engineering and Design 237 (2007) 2210-2218.

201. Barrachin M., de Luze O., Haste T., Repetto G. Late phase fuel degradation in the Phebus FP tests // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61. P. 36-53.

202. T. Ikeda, M. Terada et. al. Analysis of core degradation and fission products release in pehbus FPT1 test at IRSN by detailed severe accident analysis code, IMPACT/SAMPSON // J. Of Nucl. Science and Tech., 2003. V. 40. P. 591 - 603.

203. M. Di Giuli et al SARNET benchmark on Phébus FPT3 integral experiment on core degradation and fission product behavior // Annals of Nuclear Energy 93 (2016) 65-82

204. Bottomley P.D.W., Gregoire A.-C., Carbol P. et at Fission products and actinide release from the debris bed test PHEBUS FPT4: synthesis of the posttest analyses and of the revaporisation testing of the plenum sample // Nuclear Engineering and Technology V. 38 (2006) 163-174.

205. Glaeser H. Summary of existing uncertainty methods. OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. NEA/CSNI/R(2013)8/PART2. 2011.

206. ASME, "Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer - V&V 20", ASME, (2009).

207. РБ-166-20 «Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций», 2020.