Взаимодействие расплава активной зоны с материалами реакторной установки в проблеме тяжелой аварии ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Жданов, Владимир Семенович

• Жданов, Владимир Семенович
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Жданов, Владимир Семенович

Введение.

Глава 1. Феноменология тяжелой аварии и обзор исследования процессов, важных для ее моделирования.

Выводы.

Глава 2. Экспериментальные установки.

2.1. Электроплавильная печь (ЭПП).

2.2. Испытание методов подавления взаимодействия графита с компонентами кориума.

2.3. Изучение теплофизических свойств материалов плавильного узла.

2.4. Измерение температуры кориума в процессе экспериментов.

2.5. Процедура экспериментов.

2.6. Экспериментальная секция для изучения FCI.

2.7. Экспериментальная секция для изучения MCCI.

2.8. Экспериментальная секция для изучения целостности корпуса (LHI).

2.9. Установка для выполнения маломасштабных экспериментов.

2.10. Исследования после экспериментов.

2.10.1. Исследования после экспериментов по моделированию FCI.

2.10.2. Исследования после экспериментов по моделированию MCCI.

2.10.3. Исследования после экспериментов по изучению целостности корпуса (LHI).

Выводы.

Глава 3. Эксперименты по взаимодействию топлива с теплоносителем (FCI).

3.1. Эксперименты по взаимодействию топлива с теплоносителем внутри корпуса (серия LHI).

3.1.1. Условия испытаний.

3.1.2. Изучение морфологии фрагментированного кориума и соотношения масс "фрагменты/слиток".

3.1.3. Анализ фрагментации кориума.

3.1.4. Морфология затвердевшего кориума.

3.1.5. Анализ образцов кориума.

3.1.6 Фазовый анализ.

3.1.7. Изучение структуры материала корпуса в зоне эрозии стенки.

3.1.8. Анализ результатов и феноменологическая модель взаимодействия кориума с материалом корпуса при наличии внутрикорпусного залива водой.

3.1.9. Эксперимент с моделированием остаточного тепловыделения в топливе.

3.2 Эксперименты по взаимодействию топлива с теплоносителем за пределами корпуса (серия А).

3.2.1. Изучение морфологии кориума и соотношения масс "фрагменты/слиток".

3.2.2. Гранулометрический анализ фрагментированного кориума.

3.2.3. Рост давления в устройстве приема расплава.

3.2.4. Анализ элементного и фазового состава кориума.

3.2.5. Анализ свойств кориума.

Выводы по результатам экспериментов FCI.

Глава 4. Исследование взаимодействия расплава активной зоны с бетоном (MCCI).

4.1. Условия и результаты экспериментов.

4.2. Исследование эрозии и деградации бетона.

4.3. Результаты исследования затвердевшего кориума.

4.4. Анализ состава и свойств фрагментированных продуктов MCCI.

4.5. Анализ результатов экспериментов MCCI с повышенной мощностью имитатора остаточного тепловыделения.

4.6. Анализ результатов экспериментов MCCI с разделенными эффектами

4.7. Эксперименты Д10 с изолированной боковой стенкой.

4.7. Поддерживающие эксперименты.

4.8. Обсуждение результатов экспериментов по моделированию MCCI.

4.9. Выводы по экспериментам с моделированием MCCI.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Взаимодействие расплава активной зоны с материалами реакторной установки в проблеме тяжелой аварии ВВЭР»

Деятельность в области повышения безопасности атомной энергетики на современном этапе можно условно разделить на два главных предметно-ориентированных направления:

- Разработка систем безопасности проектируемых АЭС;

- Повышение эффективности систем безопасности для действующих АЭС.

Несмотря на существующие глубоко эшелонированные системы безопасности реакторных установок АЭС все еще существует возможность маловероятного события, которое может привести к плавлению активной зоны реактора с перемещением расплава на днище силового корпуса ВВЭР и/или даже за его пределы. Указанная авария по принятой в практике проектирования терминологии является запроектной, т.е. она вызвана не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождается дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности сверх единичного отказа или реализацией ошибочных действий персонала [1]. По степени повреждения активной зоны реактора сценарии аварий, рассматриваемые в работе, относятся к тяжелым. Поскольку радиоэкологические и социально-экономические последствия таких аварий могут быть весьма значительными [2, 3], федеральными нормами и правилами [1] регламентируется необходимость их анализа при проектировании и разработке мероприятий по управлению с целью:

- предотвращения развития аварии и ослабления ее последствий;

- защиты контайнмента от разрушения и поддержания его работоспособности;

- возвращения АЭС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.

В результате широкомасштабных теоретических, экспериментальных и конструкторских работ в реакторных установках нового поколения (Generation 3) появились новые системы, предназначенные для управления тяжелыми авариями путем захолаживания и локализации расплава активной зоны как внутри силового корпуса ВВЭР-640 [4-8], так и за его пределами [9-15].

Большинство существующих расчетных кодов моделируют процессы с участием расплава активной зоны (кориума) - смеси расплава оксидного топлива с конструкционными материалами активной зоны на внутрикорпусной фазе аварии, или еще более сложных смесей кориума со сталью и бетоном за пределами корпуса реактора. Моделирование развития тяжелой аварии может быть сформулировано как задача нестационарного тепло-массообмена с химическими реакциями в неравновесной системе с тремя агрегатными состояниями вещества и изменяющейся топологией.

При разработке мероприятий по локализации кориума разработчики и пользователи тяжелоаварийных кодов, а также проектировщики АЭС, сталкиваются с проблемами, среди которых можно выделить следующие:

- понимание и описание высокотемпературных теплофизических и физико-химических процессов в широком диапазоне изменения параметров (прежде всего, температуры и состава сред);

- выявление ключевых эффектов для адекватного прогноза развития аварии;

- получение данных по физико-химическим свойствам смесей тугоплавких окислов в широком диапазоне температуры;

- оценка неопределенностей расчетных моделей;

- валидация и верификация расчетных программ.

Прогресс в решении указанных проблем может быть достигнут только на основе систематических экспериментальных исследований, при реализации которых также возникают значительные трудности.

Очевидно, что проведение экспериментов в натурных условиях невозможно. Отметим, что даже результаты детальных исследований послеава-рийного состояния реакторов АЭС TMI-2 [2] и ЧАЭС-4 [3] имеют ограниченное применение вследствие особенностей развития этих аварий и конструкций реакторов. Поэтому большинство экспериментов проводят во внере-акторных условиях в уменьшенном масштабе, а для применения полученных результатов требуется, во-первых, проектирование экспериментальной установки, адекватно моделирующей исследуемый процесс, во-вторых, тщательный анализ и экстраполяция данных на реальную реакторную ситуацию, что зачастую является нетривиальной задачей. При невозможности применения в полном объеме теории подобия [16, 17] вследствие комплексности и многообразия процессов при тяжелой аварии возрастает роль сравнительного анализа и приближенных оценок.

Необходимо выделить основные технические и технологические проблемы при проведении экспериментальных исследований:

- задача подготовки и удержания высокотемпературного, радиоактивного и химически агрессивного расплава кориума в экспериментальном объеме, состав и свойства которого изменяются в широком диапазоне;

- необходимость физического моделирования остаточного тепловыделения в расплаве от продуктов деления (ПД);

- технологические сложности, связанные с требованием к вариации состава атмосферы над расплавом (нейтральная, воздушная, паровая);

- необходимость манипулирования с расплавом (перегрев для обеспечения слива расплава в экспериментальную секцию, отбор проб кориума, перемещение расплава);

- методические, инструментальные и материаловедческие проблемы обеспечения высокотемпературных измерений;

- наличие технических и организационных мер, обеспечивающих ограничение воздействия на окружающую среду исследуемых материалов. Вышеуказанное объясняет, с одной стороны, уникальность выполненных в этой области экспериментальных исследований, а с другой стороны, обусловливают высокую актуальность работ в этом направлении. Несмотря на то, что экспериментальными исследованиями по тяжелым авариям в мире занимаются уже более 20 лет, имеется весьма ограниченное число экспериментальных данных по кориуму и процессам его взаимодействия с различными материалами, которые необходимы для разработки замыкающих зависимостей в математических моделях, а также для валидации и верификации расчетных кодов. Кроме того, большинство опытов выполнено на имитаторах кориума (расплавах металлов, солей и термитных смесей), значительно отличающихся от прототипного кориума по тепло физическим и физикохимическим свойствам. В экспериментах с урансодержащим кориумом, вы

Л'С полненных в США, Франции, Германии, Японии, состав кориума, конструкционные материалы и условия экспериментов соответствуют конструкциям, материалам АЭС и концепциям управления тяжелой аварией, присущим конкретным проектам АЭС этих стран. Поэтому в ряде случаев использование количественных результатов этих исследований для обоснования и разработки проектов российских АЭС ограничено.

Казахстан планирует войти в число стран, имеющих собственные атомные электростанции. Этому способствует наличие огромных исследованных и разрабатываемых запасов урана (не менее 20 % мировых запасов находится на территории республики), действующие предприятия по переработке сырья и изготовлению топливных таблеток. Наряду с этим, в южных и западных районах страны уже сейчас существует дефицит электроэнергии. Отсутствие возможностей для строительства ГЭС в этих районах и нецелесообразность строительства станций на минеральном сырье в целях сохранения уникальных природных заповедников требует поиска более экологичных способов выработки электроэнергии. В связи с этим представители Министерства энергетики и минеральных ресурсов в начале 2006 года заявили, что реализация проекта по строительству АЭС в стране планируется к 2015 году. Президент республики подтвердил это в своем ежегодном послании к народу Казахстана [18]. В связи с этим Казахстан начал активную деятельность по созданию необходимой инфраструктуры и законодательства в области регулирования деятельности в области атомной энергетики [19].

Следует отметить, что на протяжении более чем 20 лет в ИАЭ НЯЦ РК выполняются реакторные и внереакторные эксперименты по моделированию различных аварийных ситуаций в активной зоне реакторов различных типов. За это время созданы уникальные экспериментальные установки, получен большой объем результатов по моделированию различных стадий тяжелых аварий, накоплен богатый опыт в организации и выполнении экспериментов [20-23].

Объект исследования

Объектом исследования диссертационной работы являлись:

- технология нагрева и материалы электроплавильных узлов внереакторных установок для приготовления расплава прототипного кориума;

- процессы при тяжелой аварии, в частности, при взаимодействии расплава активной зоны с материалами АЭС.

Цель работы

Целью диссертационной работы являлась разработка методов и средств в обеспечение экспериментального исследования процессов тяжелой аварии АЭС с ВВЭР и определение базовых качественных характеристик взаимодействия расплава кориума с материалами АЭС и водяным теплоносителем. В процессе реализации данной цели были поставлены и решались следующие основные задачи:

- Разработка экспериментальных установок и обеспечение работоспо-1 собности ее отдельных узлов.

- Разработка методов ограничения взаимодействия компонентов кориуt ( ма с углеродом при получении расплава кориума в графитовом тигле.

- Исследование взаимодействия отдельных компонентов кориума между собой в маломасштабных экспериментах.

- Исследование образующихся внутри и за пределами корпуса продуктов взаимодействия прототипного кориума с водой (FCI).

- Исследование продуктов взаимодействия кориума с бетоном (MCCI) при наличии и отсутствии остаточного тепловыделения в кориуме.

Постановка задачи и методология

При проектировании крупномасштабной установки в ИАЭ НЯЦ РК было принято решение применить метод индукционной плавки в "горячем тигле" (ИПГТ) для получения расплава прототипного кориума в электротермической установке. Выбор метода был обусловлен необходимостью приготовления расплава максимально возможной массы при использовании оборудования с ограниченной установленной мощностью. Основной проблемой при реализации ИПГТ является взаимодействие расплава с материалом тигля. Для решения данной проблемы автором был предложен и экспериментально» отработан на установке малого масштаба метод подавления активности углерода, "испаряющегося" при высокой температуре из стенок тигля, за счет предварительного покрытия внутренней поверхности графитового тигля расплавом циркония. Выбор циркония в качестве защитного барьера был обусловлен следующими причинами: во-первых, цирконий является одним из компонентов активной зоны и в случае попадания покрытия в кориум его состав качественно не изменится; во-вторых, плавленый цирконий превосходно растекается по графитовой поверхности, обладая почти нулевым краевым углом смачивания; в-третьих, в результате взаимодействия циркония с углеродом в зоне контакта расплава с графитовой стенкой формируется карбидный слой, который и является барьером на пути выхода углерода из тигля в зону плавления кориума.

Следующей важной проблемой являлось необходимость предварительных расчетов конструкции и режимов нагрева электроплавильного узла, представляющего собой графитовый тигель, покрытый теплоизоляционным материалом и зафиксированный в корпусе с помощью опорных втулок из углепластика. Исходные данные для расчета были получены на основе экспериментальных исследований свойств альтернативных материалов с применением разработанных автором методик.

При проведении исследований на крупномасштабной установке объем измерений в процессе экспериментов существенно ограничен высокими температурами взаимодействия и отсутствием соответствующих технических средств. Но уникальная информация по физико-химическим процессам в расплаве может быть получена на основе результатов пост-тест исследования продуктов взаимодействия.

Для изучения образцов кориума использовались следующие методы анализа:

- визуальный осмотр и фотографирование экспериментальной секции после испытаний;

- послойное извлечение продуктов взаимодействия кориума с теплоносителем, материалом корпуса или бетоном с отбором представительных образцов каждого слоя;

- определение массовых соотношений;

- гранулометрический анализ фрагментированных продуктов взаимодействия с применением логарифмических законов Розина - Раммлера и Година - Шумана;

- аксиальная резка экспериментальных секций с нефрагментированным кориумом и отбор образцов из наиболее представительных зон продольного сечения;

- качественный и количественный анализ зон взаимодействия кориума с корпусной сталью (бетоном);

- элементный анализ выбранных образцов материалов с применением рентгено - флуоресцентного спектрометра;

- фазовый анализ образцов материалов с применением рентгеновского дифрактометра;

- анализ структуры материала методами оптической металлографии;

- измерения плотности и электропроводности материала образцов с применением оригинальных методик;

- повторный переплав образцов продуктов взаимодействия с применением маломасштабной установки индукционного нагрева с целью определения температуры ликвидус.

Актуальность работы

Диссертационная- работа важна для выработки научно-обоснованных мер и практических рекомендаций по повышению безопасности АЭС с ВВЭР, что является обязательным условием дальнейшего развития атомной энергетики. Актуальность экспериментальных исследований в России по' проблеме локализации кориума возросла в конце 80-х годов в связи с реализацией; концепции удержания расплава в корпусе реактора в проекте ВВЭР-640, в конце 90-х годов В' связи с предпринятыми рядом организаций -МИНАТОМА РФ проектными изысканиями, направленными на увеличение безопасности АЭС нового поколения и, в частности, с работами по созданию устройства локализации расплава кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР-1000 и еще более увеличилась в настоящее время в связи с созданием нового поколения ВВЭР для АЭС 2006. Работа актуальна не только для АЭС с ВВЭР. Основываясь на результатах экспериментальных исследований, лежащих в основе диссертации и выполненных в рамках международного проекта COTELS при участии NUPEC и ИАЭ НЯЦ РК, японскими специалистами разработаны расчетные коды для внутрикорпусного охлаждения расплава активной зоны [24], и для различных сценариев взаимодействия "кориум -бетон" (MCCI) [25, 26]. I

13

Научная новизна

Автором предложены и экспериментально исследованы новые методы и средства определения тепло физических свойств материалов электроплавильных узлов, примененных в установке для получения высокотемпературного расплава прототипного кориума. Новизна методов и устройств для определения теплофизических свойств материалов в широком диапазоне температур подтверждена несколькими авторскими свидетельствами [27 - 34].

Для подавления активного химического взаимодействия при высокой температуре между компонентами кориума и материалом плавильного тигля, в качестве которого в экспериментальных установках ИАЭ НЯЦ РК применяется графит, автором впервые предложен и реализован метод подавления активности углерода при высокой температуре за счет нанесения расплавленного циркония на- внутреннюю поверхность тигля. Метод прошел успешную апробацию в маломасштабных экспериментах [35, 36] и в настоящее время реализован в крупномасштабной установке.

Представлены новые результаты исследований продуктов внутри и внекорпусного взаимодействия расплава прототипного кориума с водой, материалом корпуса и бетоном, выполненных в крупномасштабных экспериментах при сливе расплава в экспериментальную секцию и при моделировании остаточного тепловыделения в кориуме (для экспериментов MCCI), которые позволяют уточнить модели взаимодействия.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие на всех этапах работы, изложенной в диссертации:

- Разработал и применил методики определения теплофизических свойств материалов электроплавильного узла;

- Организовал и выполнил исследования экспериментальных секций и продуктов взаимодействия кориума с материалами АЭС после экспериментов;

- Принял участие в анализе результатов и выработке рекомендаций по планированию новых экспериментов, а также по коррекции режимов получения расплава кориума в электроплавильной печи.

Апробация работы

Фактическую основу диссертационной работы составили: 4 эксперимента по взаимодействию кориума с материалом силового корпуса реактора при наличии воды на днище; 8Ьэкспериментов по сценарию FCI со сливом 60 кг кориума в бассейн с водой; 23 эксперимента по сценарию MCCI со сливом 60 кг кориума в бетонную ловушку и моделированием остаточного тепловыделения в кориуме.

Выполнено более 80 поддерживающих маломасштабных экспериментов по исследованию альтернативных материалов электроплавильного узла и изучению способов подавления взаимодействия компонентов кориума с графитом при плавлении исходных компонентов активной зоны, исследованию взаимодействия компонентов кориума между собой при высокой температуре, изучению термостойкости компонентов бетона.

Результаты диссертационной работы обсуждались на международных конференциях и опубликованы в соответствующих сборниках. Экспериментальные установки и результаты исследований обсуждались в рамках проекта ECO-NET, с участием специалистов Франции, России и Казахстана в области экспериментального исследования тяжелых аварий.

Результаты работы получили одобрение участников 6-го совещания контактной экспертной группы Еврокомиссии по проектам МНТЦ, относящимся к проблеме тяжелых аварий (CEG-SAM). В итоге плодотворной дискуссии одобрен проект МНТЦ по изучению проблемы удержания прототип-ного кориума в силовом корпусе с моделированием остаточного тепловыде

- Организовал и выполнил исследования экспериментальных секций и продуктов взаимодействия кориума с материалами АЭС после экспериментов;

- Принял участие в анализе результатов и выработке рекомендаций по планированию новых экспериментов, а также по коррекции режимов получения расплава кориума в электроплавильной печи.

Апробация работы

Фактическую основу диссертационной работы составили: 4 эксперимента по взаимодействию кориума с материалом силового корпуса реактора при наличии воды на днище; 8 экспериментов по сценарию FCI со сливом 60 кг кориума в бассейн с водой; 23 эксперимента по сценарию MCCI со сливом 60 кг кориума в бетонную ловушку и моделированием остаточного тепловыделения в кориуме.

Выполнено более 80 поддерживающих маломасштабных экспериментов по исследованию альтернативных материалов электроплавильного узла и изучению способов подавления взаимодействия компонентов кориума с графитом при плавлении исходных компонентов активной зоны, исследованию взаимодействия компонентов кориума между собой при высокой температуре, изучению термостойкости компонентов бетона.

Результаты диссертационной работы обсуждались на международных конференциях и опубликованы в соответствующих сборниках. Экспериментальные установки и результаты исследований обсуждались в рамках проекта ECO-NET, с участием специалистов Франции, России и Казахстана в области экспериментального исследования тяжелых аварий.

Результаты работы получили одобрение участников 6-го совещания контактной экспертной группы Еврокомиссии по проектам МНТЦ, относящимся к проблеме тяжелых аварий (CEG-SAM). В итоге плодотворной дискуссии одобрен проект МНТЦ по изучению проблемы удержания прототип-ного кориума в силовом корпусе с моделированием остаточного тепловыделения в кориуме. В используемой в проекте крупномасштабной экспериментальной установке применены основные технические и технологические решения, апробированные в диссертации.

Выносится на защиту

Метод подавления активности углерода для повышения чистоты плавки в графитовом тигле и его реализация для получения высокотемпературного расплава кориума.

Результаты экспериментального тестирования материалов электроплавильного узла, используемого для приготовления расплава прототипного кориума.

Результаты исследования продуктов взаимодействия прототипного кориума с материалами АЭС, полученных в крупномасштабных экспериментах на установке с индукционным нагревом.

Разработанные на основе анализа натурных испытаний феноменологические модели взаимодействия кориума с теплоносителем, материалом корпуса и бетоном.

Благодарность

Автор выражает благодарность коллегам, принимавшим участие в исследованиях, научному руководителю диссертации за полезные обсуждения и рекомендации.

Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, списка использованных источников и имеет общий объем 160 страниц, содержит 16 таблиц, 95 рисунков. Список использованных источников содержит 124 наименования.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Жданов, Владимир Семенович

4.9. Выводы по экспериментам с моделированием MCCI

В результате экспериментов по моделированию взаимодействия расплава активной зоны с бетоном с падением расплава в бетонную ловушку выявлено следующее.

1) Падение расплава на бетон в ряде случаев приводит к формированию значительного слоя фрагментированных продуктов взаимодействия "кориум/бетон".

2) Удельная доля фрагментов зависит, в первую очередь, от энергии, запасенной расплавом перед его сливом в экспериментальную секцию.

3) Скорость абляции бетона при взаимодействии с кориумом зависит от удельной энергии, выделяемой в кориуме устройством для имитации остаточного тепловыделение.

4) Применение в качестве наполнителя бетона термостойкого материала (например, природного кварцита) может обеспечить временное замедление абляции бетона за счет более высокой температуры плавления гравия и более высокой скрытой теплоты его плавления.

5) В общем случае абляция бетона не может быть полностью остановлена за счет верхнего залива водой.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. На основании анализа проведенных исследований и существующих моделей, описывающих различные стадии тяжелой аварии АЭС с ВВЭР, выявлены недостаточно изученные процессы тяжелой аварии и проблемы, затрудняющие их экспериментальное исследование. К таким процессам относятся различные типы физико-химического и теплового взаимодействия расплава кориума, сопровождающие его распространение от деградирующей активной зоны до бетонного основания контайнмента. Сложность экспериментального исследования обусловлена необходимостью, наряду с изучением локальных эффектов, совместного воспроизведения в экспериментах перемещения расплава, "натурных" свойств кориума, остаточного тепловыделения и достаточного для проявления исследуемых явлений масштаба экспериментальной установки.

2. Для решения задачи комплексного моделирования процессов тяжелой аварии при участии автора создана крупномасштабная установка для экспериментального исследования процессов взаимодействия расплава кориума с водяным теплоносителем, материалом корпуса и бетоном. В установке реализована возможность приготовления до 60 кг расплава прототипного кориума с последующим его сливом в секцию, содержащую водный бассейн, инструментованные модели днища силового корпуса или бетонной шахты, и индукционным нагревом. Для отработки методических вопросов в обеспечение создания крупномасштабной установки и трактовки результатов проводимых на нем экспериментов был создан маломасштабный стенд. С его применением были исследованы особенности разогрева и плавления кориума, проверена возможность применения графита в качестве материала горячего тигля, получены образцы кориума и определены его состав и свойства для последующего использования при пост тест анализах крупномасштабных экспериментов.

3. Для обеспечения длительной работоспособности основного, плавильного узла установки разработаны методики:

- определения теплофизических свойств графита и углепластиковых материалов при высоких температурах,

- формирования защитного циркониевого покрытия графитового тигля.

4. Пост тест исследованиями гранулометрического, фазового и элементного состава фрагментов кориума в опытах по взаимодействию расплава с водой подтверждено отсутствие паровых взрывов во всем диапазоне изменения параметров. Исследованием морфологии и микроструктуры фрагментов объяснено отклонение распределения их размеров от закона Розина-Раммлера вторичной фрагментацией при хрупком растрескивании.

5.Пост тест изучение состава и структуры образующихся материалов в экспериментах по взаимодействию расплава с бетоном позволило установить:

- роль гравийного наполнителя в механизме абляции бетона;

- возможность фрагментации поверхностной корки кориума при выходе газообразных продуктов взаимодействия наряду с хрупким разрушением корки;

- влияние степени фрагментации корки на эффективность охлаждения расплава водой;

- отсутствие, в целом, гарантированного предотвращения абляции бетона подачей воды на поверхность кориума.

6. Полученные количественные результаты крупномасштабных экспериментов и материаловедческого исследования продуктов взаимодействия использованы при разработке моделей процессов взаимодействия и верификации соответствующих расчетных кодов.

7. Разработанные методики, экспериментальные установки и полученные результаты являются основой для последующих крупномасштабных экспериментов по длительному удержанию расплава кориума в корпусе реактора с имитацией остаточного тепловыделения от продуктов деления.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Жданов, Владимир Семенович, 2008 год

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-99/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97) Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. №9. Введены с 1 июля 1998 г.

2. Wolf, J.R. Rempe. J.L. TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report. Idaho National Engineering Laboratory, TMI V(93)EG10, October, 1993.

3. Пазухин. Э.М. Лавообразные топливосодержащие массы 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС: топография, физико-химические свойства, сценарий образования. Радиохимия, т.34, вып. 2, 1994. с. 97 142.

4. Сулацкий А.А. Кризис пузырькового кипения на криволинейной поверхности применительно к задаче наружного охлаждения корпуса ВВЭР //Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 1997. №2. с. 72-79.

5. Грановский B.C., Ковтунова С.В. Динамика формирования ванны расплава активной зоны на охлаждаемом днище корпуса ВВЭР и ее влияние на температурное состояние корпуса // Теплоэнергетика, 1999, № 3, с. 19-23.

6. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Оншин В.П. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавлением топлива //Первая Российская национальная конференция по теплообмену. М: Изд-во МЭИ. 1994. Т. 4. с. 19-25.

7. Azarian, G., Bittermann, D., Eyink, J., 1997. The overall approach to severe accident mitigation, in: Kerntechnische Gesellschat (ed.), The European Pressurized Reactor EPR, Proc., In-forum, Bonn, p. 194-197.

8. П.Гусаров В.В., Альмяшев В.И., Хабенский В.Б., Бешта С.В., Грановский B.C. Новый класс функциональных материалов для устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора // Российский химический журнал. 2005. Т. XLIX. № 4. с.17-28.

9. Bechta S.V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al., "Experimental studies of oxidic molten corium vessel steel interaction", Nuclear Engineering and Design. 210 (2001). p. 193-224.

10. Asmolov V.G., Bechta S.V., Berkovich V.M. et al. "VVER-1000 Reactor Core

11. Melt Catcher of Cold Crucible Type" / Proceedings of ICAPP'05 congress, Seoul, KOREA, May 15 19, 2005, Paper 5238.

12. Седов Л.И. Методы подобия и размерности в механике. Изд. 6-е доп. М., Наука, 1965.-428 с.

13. Кутателадзе С.С. Анализ подобия в теплофизике. Новосибирск, Наука С.о., 1982.-280 с.

14. Послание Президента Республики Казахстан Нурсултана Назарбаева народу Казахстана от 28.02.2007.

15. Ядерно-энергетическая отрасль республики Казахстан, под ред. проф. К.К.Кадыржанова и проф. Ж.Р.Жотабаева. Курчатов, 2007. 128 с.

16. Nagasaka, H., Kato, M., Vasilyev, Yu., Kolodeshnikov, A., Zhdanov, V. COTELS Project (2): Fuel Coolant Interaction Tests under Ex-Vessel Conditions, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 293-300.

17. Nagasaka, H., Kato, M., Sakaki, I., Vasilyev, Yu., Kolodeshnikov, A., Zhdanov, V. COTELS Project (3): Ex-vessel Debris Cooling Tests, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 302308.

18. Nagasaka, H., Sakaki, I., Vasilyev, Yu., Kolodeshnikov, A., Zhdanov, V. COTELS Project (4): Structural Investigation of Solidified Debris in MCCI, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 309-316.

19. Maruyama. Yu, Tahara M., Nagasaka, H., Kolodeshnikov, A., Zhdanov, V., Vassiliev, Yu. Recent results of MCCI studies in COTELS project, NTHAS3: Third Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety Kyeongju, Korea, October 13 16, 2002.

20. Maruyama, Yu, Kojima Y., Tahara, M, Nagasaka, H., Kato M., Kolodeshnikov, A., Zhdanov, V., Vassiliev, Yu. A study on concrete degradation during molten core/concrete interactions, Nuclear Engineering and Design 236 (2006), p. 2237 2244.

21. Жданов B.C., Михеев И.В., Таубин M.JI., Способ определения теплофизических характеристик, авторское свидетельство СССР №800847, 1980.

22. Жданов B.C., Михеев И.В., Таубин М.Л., Способ определения теплопроводности материалов, авторское свидетельство СССР №873087, 1981.

23. Георгиевский В.Н., Жданов B.C., Михеев И.В. Способ определения теплопроводности твердых тел, авторское свидетельство СССР №950026, 1981.

24. Денискина Т.И., Жданов B.C., Михеев И.В., Таубин М.Л. Устройство для определения теплофизических свойств образцов из твердых электропроводящих материалов, авторское свидетельство СССР №1040913, 1983.

25. Жданов B.C., Жлудов Е.А., Михеев И.В., Таубин М.Л. Устройство для определения коэффициента температуропроводности, авторское свидетельство СССР №1071099, 1983.

26. Жданов B.C., Жлудов Е.А., Михеев И.В., Таубин М.Л. Устройство для определения коэффициента температуропроводности материалов, авторское свидетельство СССР №1132680, 1984.

27. Жданов B.C., Зверинцев Н.В., Михеев И.В., Ульянов В.Н. Способ определения теплопроводности шаровых образцов и устройство для его осуществления, авторское свидетельство СССР №1231989, 1986.

28. Жданов B.C., Устройство для определения теплофизических свойств материалов, авторское свидетельство СССР №1342223, 1987.

29. Бакланов В.В., Жданов B.C., Малышева Е.В. Экспериментальное изучение способов ограничения взаимодействия компонентов кориума с углеродом. Вестник НЯЦ РК, вып. 1, март 2004. с. 75-85.

30. Zhdanov, V., Baklanov V., Facility for LWR Core Materials Studies at High Temperature, Proceedings of ICAPP '05 congress, Seoul, KOREA, May 15-19, 2005, paper 5242.

31. Reactor Safety Study. An Assessment Of Accident Risks In US Commercial NPP. WASH-1400, (NUREG 75/014), US Regulatory Commission, October 1975.

32. Hofmann, P., Hagen, S.J.L., Schanz, G., Skokan, A. Reactor core materials interactions at high temperature, Nuclear technology, vol. 87, Aug. 1989, p. 146 -186.

33. S. Hagen and P. Hofmann, "Physical and Chemical Behaviour of LWR Fuel Elements up to Very High Temperatures," KfK-4104, Kemforschungszentrum Karlsruhe, 198).

34. Leistikow, S., Schanz, G. "Oxidation Kinetics and Related Phenomena of Zir-caloy-4 Fuel Cladding Exposed to High Temperature Steam and Steam-Hydrogen Mixtures Under PWR Accident Conditions," Nuclear Engineering and Design, 103, 65 (1987).

35. S. Hagen, P. Hofmann, V. Noack, G. Schanz, G. Schumacher, L Sepold, Dry Core BWR Test CORA-33: Test Results, Kf К 5261, Kemforschungszentrum Karlsruhe, Dezember 1994.

36. К. T. Kim and D. R. Olander, "Dissolution of U02 by Molten Zircaloy," J. Nucl. Mater., 154, (1988). p. 85 101.

37. D. R. Olander, "The U02/Zircaloy Chemical Interactions," J. Nucl. Mater., 115, (1983). p. 271-285.

38. SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual // NUREG/CR-6150, Volume IV: MATPRO A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis, Idaho Falls, November 1993.

39. Безлепкин B.B. Разработка проблемно-ориентированных подходов к обеспечению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Санкт-Петербург, 2003, 381 с.

40. Meyer, L, Experiments to investigate the low pressure corium dispersion in EPR geometry, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, Karlsruhe, Germany, p. 36-44.

41. R. E. Blose, et al., "SWISS : Sustained Heated Metallic Melt/Concrete Interactions with Overlying Water Pools", NUREG/CR-4727, SAND85-1546, June 1987.

42. R. E. Blose, et al., "Core-Concrete Interactions with Overlying Water Pools -The WETCOR-1 Test", NUREG/CR-5907, SAND92-1563, November 1993.

43. B. W. Spencer, et al., "Results of MACE Tests M0 and Ml", Proc. the Second OECD (NEA) CSNI Specialist Meeting on Molten Core Debris-Concrete Interactions, Karlsruhe, Germany, April 1-3, 1992, KfK 5108, NEA/CSNI/R(92)10,pp. 357-374, November 1992.

44. M. T. Farmer, et al., "Status of Large Scale MACE Core Coolability Experiments", Proc. the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Karlsruhe, Germany, November 15-18, 1999, FZKA 6475, pp. 317-331, May 2000.

45. D. R. Bradley, et al., "CORCON-MOD3 : An Integrated Computer Model for Analysis of Molten Core-Concrete Interactions", NUREG/CR-5843, SAND92-0167, October 1993.

46. J. J. Foit, et al., "The WECHSL-Mod3 Code : A Computer Program for the Interaction of a Core Melt with Concrete Including the Long Term Behavior -Model Description and User's Manual", FZKA 5522, February 1995.

47. M. T. Farmer, "Modeling of Ex-Vessel Corium Coolability with the CORQUENCH Code", Proc. the Ninth International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9), ICONE-9696, Nice, France, April 8-12, 2001.

48. Y. Maruyama, et al., "Recent Results of MCCI Studies in COTELS Project", Proc. the Third Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS3), Kyeongju, Korea, October 13-16, 2002.

49. Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 356364.

50. Spindler, В., Veteau, J.M., Status of the Assessment of the Sreading Code THEMA against the CORINE Experiments, SARJ-98, Japan, 1998.

51. Engel, G., Fieg, G., Massier, H., Stegmaier, U., Schutz, W. KATS experiments to simulate eorium spreading in the EPR core catcher concept. OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 148-155.

52. Joumeau, C., Boccaccio, E., Brayer, C., Cognet, et al. Ex-vessel corium spreading: results from the VULCANO spreading tests. Nuclear Engineering and Design 223 (2003)75-102.

53. J.H. Song, I.K. Park, Y.J. Chang, Y.S. Shin, J.H. Kim, B.T. Mm, S.W. Hong, H.D. Kim, Experiments on the interactions of molten Zr02 with water using TROI facility, Nuclear Engineering and Design 213 (2002) 97 110.

54. J.H. Song, I.K. Park, Y.S. Shin, J.H. Kim, S.W. Hong, B.T. Min, H.D. Kim, Fuel coolant interaction experiments in TROI using a U02/Zr02 mixture, Nuclear Engineering and Design 222 (2003) 1—15.

55. B.T. Min, J.H. Song, J.G. Kim, A Physical and Chemical Analysis for Corium Particles, Proceedings of ICAPP '05, Seoul, KOREA, May 15-19, 2005, paper 5114.

56. Karlsruhe, Germany, p. 345-355.

57. M. T. Farmer, B. W. Spencer, and R. W. Aescblimann, Liquidus/solidus and Zr solubility measurements for PWR and BWR core melt compositions, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 380-393.

58. W. Tromm, D. Magallon and J.J. Foit, Dry and wet spreading experiments with prototypic material at the FARO facility and theoretical analysis, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 178-188.

59. Колодешников А.А., Пивоваров O.C., Васильев Ю.С., Жданов B.C., Зуев B.A., Игнашев В.И., Микиша А.В.Исследования последствий тяжелых аварий водоохлаждаемых энергетических ядерных реакторов по проекту COTELS // Вестник НЯЦ РК, вып. 1, март 2002. с. 5 17.

60. Nagasaka, Н. Hamazaki, R and Takahashi, Y., "Scenarios of Ex-vessel Debris Cooling as Related to Nuclear Power Safety", Proc. Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, Seoul Korea, 1995, 26-30.

61. Бешта C.B. Высокотемпературные процессы с расплавами кориума в проблеме безопасности АЭС с ВВЭР. Автореферат на соискание ученой степени доктора технических наук. Санкт-Петербург, 2004. 38 с.

62. V. Asmolov, N.N. Ponomarev-Stepnoy, V. Strizhov, B.R. Sehgal. Challenges Left in the Area of In-Vessel Melt Retention. Nuclear Engineering and Design, 2001, vol 209 p. 87-96.

63. Костиков В.И., Митин B.C., О движущей силе процесса растекания жидкой фазы по твердой в условиях, осложненных интенсивным химическим взаимодействием. // Высокотемпературные материалы, под ред. Елютина В.П., М., Металлургия, 1968. 346 с.

64. Елютин В.П., Маурах М.А., Взаимодействие жидких титана и циркония с графитом. // Высокотемпературные материалы, под ред. Елютина В.П., М., Металлургия, 1968. 354 с.

65. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. М., Атомиздат, 1969. 369 с.

66. Жданов B.C., Михеев И.В., Таубин M.JL Определение теплофизических свойств тонкостенных цилиндров, Теплофизика высоких температур, т. XX, №3, 1982. с. 601 603.

67. Лыков, Теория теплопроводности, М., "Высшая школа" 1967. 392 с.

68. Камья Ф.М. Импульсная теория теплопроводности. Пер. с франц. под ред. А.В. Лыкова. М., "Энергия", 1972. 272 с.

69. Методы определения теплопроводности и температуропроводности. Под. ред. А.В.Лыкова. М., "Энергия", 1973. 336 с.

70. Янке Е., Эмде Ф., Леш Ф. Специальные функции. М., Наука, 1977.- 344 с.

71. Харламов А.Г. Теплопроводность высокотемпературных теплоизоляторов. М., Атомиздат, 1980. 100 с.

72. Кржижановский Р.Е., Штерн З.Ю. Теплофизические свойства неметаллических материалов. Л., Энергия, 1977. 120 с.

73. Parker, W.J., Jenkins, P.J., Butler, C.P., Abbot, G,L. Flash method of determining thermal diffusivity, heat capacity and thermal conductivity. J. Appl. Phys., 1961, vol. 32. No. 9, p.1679.

74. Харламов А.Г., Юкович B.H., Краснов В.И. Анализ динамики развития метода "вспышки" и области его применения. ИФЖ, 1978, т. 34, №3, с. 553.

75. Cowan, R.D. Pulse method of measuring diffusivity at high temperatures. J. Appl. Phys. 1963, vol. 34, No. 4, p. 926 - 939.

76. Жданов B.C., Иванов M.B., Михеев И.В., Таубин М.Л. Определение теплопроводности импульсным методом при наличии теплообмена на поверхности образца. ВАНТ серия ФРП и РМ, №4(27), 1983. с. 93-95.

77. Харламов А. Г. Измерение теплопроводности твердых тел, М., Атомиздат, 1973, 152 с.91.0сипова В.А. Экспериментальные методы исследования процессов теплообмена. М., Энергия, 1969. 392 с.

78. ГОСТ 14008082 (СТ СЭВ 1061-78). Лампы температурные образцовые. Типы и основные параметры. Общие технические требования.

79. Излучательные свойства твердых материалов. Справочник под общей редакцией А.Е. Шейндлина, М., Энергия, 1974. 472 е., ил.

80. ГОСТ 9411-75. Стекло оптическое цветное. Типы. Марки. Основные параметры.

81. Гордов А.Н. Основы пирометрии. 2-е изд., М., Металлургия, 1971. 342 с.

82. Гордов А.Н., Жагулло О.М., Иванова А.Г. Основы температурных измерений. М., Энергоатомиздат, 1992. 304 е., ил.

83. Физико-химические свойства окислов. Справочник под общей редакцией Г.В. Самсонова. Издание 2-е, перераб. и доп. М., Металлургия, 1978, -472 с.

84. Дерявко И.И., Жданов B.C., Колодешников А.А. и др. Исследования процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны. Отчет о НИР ИАЭ НЯЦ РК, Гос. Инв. № 0206РК00695, 2005. 112 с.

85. Васильев Ю.С., Жданов B.C., Колодешников А.А. и др. Исследования процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны. Отчет о НИР ИАЭ НЯЦ РК, Гос. Инв. № 0207РК00911, 2006. 92 с.

86. Tsuruta, Т., Ochiai, М., Saito, S. Fuel Fragmentation and Mechanical Energy Conversion Ratio at Rapid Deposition of High Energy in LWR Fuels, Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p. 742V754 (September 1985).

87. M.Y. Chern, R.D. Mariani, D.A. Vennos, F.J. DiSalvo, Small, inexpensive apparatus for determination of powdered materials, Review of scientific instruments, 61 (1990), No. 6, p. 1733-1735.

88. Система автоматизации рентгеновских дифрактометров ROENTGEN -MASTER 4.00. Руководство пользователя. Версия для дифрактометров серии HZG, URD, АДП с гониометром BG-0. Санкт-Петербург 1997. 32 с.

89. Akiyama, М. Yamano, N. and Sugimoto, J., 1997. Proc. of the OECD/CSNI Specialist mtg. On Fuel Coolant Interaction, Tokai-mura, Japan.

90. Basu, S. and Ginsberg, Т., 1996. "A Reassessment of the Potential for an Alpha-Mode Containment Failure and a Review of the Current Understanding of Broader Fuel-Coolant Interaction Issues", Second Steam Explosion Review Group Workshop, NUREG-1524.

91. Huhtiniemi. I., Magallon, D. and Hohmann, H., 1997. Results of Recent KROTOS/FCI Tests: Alimina vs. Corium Melt, Proc. of the OECD/CSNI Specialist mtg. On Fuel Coolant Interaction, Tokai-mura, Japan.

92. Magallon, A., Zeisberger, A. and Corradini, M., Debris and Pool Formation/Heat Transfer in FARO-LWR, Experiment and Analysis, Proc. of IN-Vessel Core Debris Retention and Coolability, Garching, Germany, 1998.

93. Harris, C.C. (1971), "Graphical presentation of size distribution data: an assessment of current practice", Trans IMM, Vol. 80, p. 133.

94. Wohletz, К. H., Sheridan, M. F., Brown, W. K. Derivation of the Weibull Distribution Based on Physical Principles and its Connection to the Rosin-Rammler and Lognormal Distributions J. Geophys. Res. 94, 15,703 (1989).

95. Ramakrishnan, K.N. Modified Rosin Rammler equation for describing particle size distribution of milled powders // J. Mater. Sci. Lett. 2000. - Vol. 19, N 21.-p. 1903-1906.

96. Weibull, W. A statistical distribution function of wide applicability. Journal of Applied Mechanics, 18, 293 (1951).

97. Y. Maruyama, N. Yamano, K. Moriyama, H. S. Park, T. Kudo, Y. Yang and J. Sugimoto, "Experimental Study on In-Vessel Debris Coolability in ALPHA Program", Nucl. Eng. Des., Vol. 187, p. 241-254, 1999.

98. S. Imai, K. Sato, R. Hamazaki and R. E. Henry, "Experimental Study on In

99. Vessel Cooling Mechanisms", Proc. the Seventh International Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan, April 19-23, 1999.

100. J. H. Kim, К. H. Kang, R. J. Park, S. B. Kim and H. D. Kim, "Experimental Study on Inherent Cooling Mechanism during a Severe Accident", Proc. the Seventh International Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan, April 19-23, 1999.

101. Курс месторождений неметаллических полезных ископаемых, под ред. П. М. Татаринова, М., 1969.

102. О'Доноху М. Кварц. Пер. с англ. М., Мир, 1990. 136 с.

103. Фергман А.Е. Очерки по минералогии и геохимии. М., Наука, 1977. -192 с.

104. Бокий Г.Б. Введение в кристаллохимию. М., МГУ, 1954. 436 с.

105. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Галиакбаров З.Г., Каштанов А.И. Особотугоплавкие элементы и соединения. Справочник. М., Металлургия, 1969.-219 с.

106. Харламов А.Г. Теплопроводность высокотемпературных теплоизоля-торов. М., Атомиздат, 1979. 100 с.

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

108. Якобсон Я.М. Краткий справочник по бетону и железобетону. М., Стройиздат, 1974. 318 с.

109. Александровский С.В. Расчет бетонных и железобетонных конструкций на изменения температуры и влажности с учетом ползучести. Изд. 2-е. перераб. и доп. М., Стройиздат, 1973. 432 с.

110. Рафалович И.М., Денисова И.А. Определение теплофизических свойств металлургических материалов. Издание 2-е. М., Металлургия, 1971, 160 с.

111. R.E. Taylor. Heat-pulse thermal diffusivity measurements, High Temperatures High pressures, 1979, volume 11, pp. 43-58.