Верификация расчетного комплекса Сократ/В3

Верификация расчетного комплекса СОКРАТ/В3

А.В. Аввакумов, В.М. Алипченков, Л.И. Зайчик, А.Е. Киселев,

В серии экспериментов VI (ORNL) исследовалась кинетика выхода Cs и интегральный выход Xe, Cs, I, Mo, Ba, Sr, La, Ce, Ru и Te. Отжиг проводился в вертикальной индукционной печи. Экспериментальными образцами служили пятнадцатисантиметровые фрагменты отработанных топливных стержней в циркониевой оболочке. Концы отрезков стержней были запрессованы специальными циркониевыми крышками, а в оболочке были проделаны отверстия для выхода газов в процессе отжига. Глубина выгорания использованного топлива составляла ~5% (4,8% для VI-2 и 4,6% для VI-3), потери газообразных ПД в течение эксплуатационного периода оценивались на уровне 2-5%. Согласно [8, 9] средний размер зерна в UO2 был порядка 12 мкм. Температурные сценарии отжига имели вид, показанный на Рис.2: VI-2 - черная кривая, маркированная квадратами, VI-3 - красная кривая, маркированная кругами. В обоих случаях отжиг образцов проводился в потоке пара: 85% H₂O /15% He (расход 1.84 л/мин). В эксперименте VI-2 полное окисление циркония происходило на стадии нагревания, в VI_3 - на "низкотемпературном" плато, T = 2000 K.

Тест VERCORS-5.

Серия отжиговых тестов VERCORS (CEA-Grenoble) проводилась с целью исследования поведения продуктов деления в выгоревшем топливе при температурах, близких к точке плавления топлива, и под воздействием смесей H₂O/H₂. В этих экспериментах использовались небольшие отрезки топливных стержней, включающие по три таблетки в циркониевой оболочке. Как и в VI-тестах, глубина выгорания использованного топлива составляла ~5%. Для того восстановить наиболее важные короткоживущие элементы (включая Xe, Te, I, Mo, Ba, La, Ru, Ce, Zr, и т.д.), перед началом отжига образцы помещались на некоторое время в экспериментальный реактор.

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 2 Температурный сценарий отжига фрагментов топливных стержней. Четные квадраты - в тесте VI-2, красные окружности - в тесте VI-3, сини треугольники - в тесте VERCORS-5

Сценарий каждого из тестов включал несколько температурных плато, скорость нагревания (и охлаждения) составляла приблизительно 1 K/с. Изменения температуры в течение теста VERCORS-5 показаны на Рис. 2 синей кривой, маркированной треугольниками. Высокотемпературный отжиг образцов в VERCORS-5 проводился в чистом паре. Согласно данным по выходу водорода, окисление циркония в этом эксперименте закончилось перед началом высокотемпературного плато: T = 2573 K.

В Табл. 3 приведена матрица верификации модуля РЕЛИЗ в составе кода СОКРАТ/В3.

Таблица 3

Матрица верификации модуля РЕЛИЗ в составе кода СОКРАТ/В3

3. Матрица верификации модуля ПРОФИТ в составе кода СОКРАТ/В3

Модуль ПРОФИТ [18] в составе кода СОКРАТ/В3 был разработан для моделирования поведения ПД в первом контуре РУ. Предполагается, что ПД могут находиться в следующих состояниях:

состояние 1 - пар в атмосфере;

состояние 2 - аэрозоли в воздухе;

состояние 3 - сконденсированные пары;

состояние 4 - аэрозоли, осевшие на поверхности;

состояние 5 - аэрозоли, подвергшиеся химической сорбции стальными поверхностями труб и конструкций контура охлаждения;

состояние 6 - повторно взвешенные аэрозоли, т.е. аэрозоли, которые образуются за счет испарения с поверхности ранее осевших аэрозолей.

В зависимости от типа аварии и, соответственно, от значений теплогидравлических параметров, размера частиц и т.д. в первом контуре РУ может осаждаться до 75% массы продуктов деления, вышедшей из топлива. Поэтому выполнение верификационных расчетов для исследования поведения продуктов деления, основанных на надежных экспериментальных данных, имеет большое значение для обоснования безопасности реакторной установки.

Для поведения ПД моделируются следующие физические процессы:

· гравитационное осаждение аэрозолей (седиментация),

· диффузионное осаждение аэрозолей в ламинарном потоке,

· диффузионное осаждение аэрозолей в турбулентном потоке

· термофорез (осаждение частиц из-за температурного градиента на поверхностях стенок),

· коагуляция аэрозолей (градиентная, броуновская, турбулентная),

· переменный размер частиц, осаждаемых в разных объемах,

· взаимодействие парообразных ПД с аэрозолями,

· конденсация и сорбция летучих ПД.

Кратко опишем эти процессы.

Гравитационное осаждение аэрозолей

Важным процессом, под действием которого происходит осаждение частиц на поверхностях первого контура РУ, является осаждение аэрозолей под действием силы тяжести (седиментация). Скорость гравитационного осаждения зависит главным образом от силы сопротивления движению аэрозольной частицы.

Броуновское осаждение частиц в ламинарном потоке

Осаждение идёт за счёт броуновского случайного блуждания и описывается уравнением диффузии. Скорость осаждения весьма мала, и относительное влияние этого процесса в условиях, прогнозируемых при тяжёлых авариях, также мало.

Осаждение частиц в турбулентном потоке

При малых размерах частиц (порядка 0.1 мкм и меньше) турбулентное осаждение описывается уравнением диффузии, аналогичным уравнению для броуновского осаждения в ламинарном потоке, но с увеличенным (за счет турбулентности) коэффициентом диффузии. При увеличении размера частиц скорость осаждения резко увеличивается на несколько порядков физический механизм осаждения становится иным (инерционное осаждение в турбулентном потоке или турбофорез).

Осаждение за счет термофореза

Из-за разности температур между стенкой и несущим газом возникает поток среды в сторону более низких температур и происходит осаждение частиц на поверхностях контура охлаждения.

Фазовые превращения, сорбция продуктов деления в первом контуре реактора

Учитывается изменение функции распределения аэрозолей за счет конденсации летучих ПД на аэрозолях, коагуляции и сорбции. Фазовые превращения (конденсация, испарение) намного более быстрый процесс, чем взаимодействие аэрозолей с поверхностью или осаждение частиц. Как правило, при моделировании фазовых превращений они рассматриваются отдельно от переноса аэрозольных частиц.

Осаждение и конденсация парообразных продуктов деления на частицах и на стенках поверхностей контура охлаждения

При конденсации парообразных продуктов деления на аэрозолях происходит их укрупнение, что может привести к уменьшению времени жизни аэрозолей, удержанию этих аэрозолей в контуре охлаждения и ослаблению радиоактивного выброса.

Коагуляция частиц за счет гравитационного, броуновского и турбулентного процесса

Коагуляция аэрозолей может происходить за счет броуновского движения, гравитационных и турбулентных механизмов. Коагуляция может привести к уменьшению времени жизни аэрозолей, оседанию этих аэрозолей в контуре охлаждения и ослаблению радиоактивного выброса.

В Табл. 4, перечислены эксперименты и тесты, используемые для верификации кода.

Таблица 4

Перечень верификационных исследований кода ПРОФИТ и характеристики моделируемых явлений

Дадим краткие пояснения к предлагаемым тестам.

Тест 1.

Исследуется точность расчетов по модулю ПРОФИТ путем сравнения с известным аналитическим решением для эффективности осаждения [22]. Аналитическое выражение, описывающее эффективность осаждения (при постоянной скорости осаждения), имеет следующий вид

где - текущий массовый поток аэрозоля, - массовый поток на входе, - скорость осаждения, - среднемассовая скорость несущего потока, - диаметр канала.

Тест 3.

Скорость осаждения в результате совместного действия броуновской и турбулентной диффузии при больших числах Шмидта определяется как [24]

где

- динамическая скорость (скорость трения на стенке), м/с

напряжение трения на стенке, кг/(мс²)

число Шмидта.

Тест 4.

Исследуется процесс осаждения ПД в каналах при турбулентных режимах течения. Тестируется расчет осаждения ПД в каналах за счет турбофореза и диффузии. Результаты расчетов по ПРОФИТ сравниваются с экспериментальными данными полученными в [25-32]. Диапазон размеров частиц а также режимов течения приводимый в этих работах достаточен для описания транспорта ПД в первом контуре ЯЭУ.

Тест 5.

Исследуется процесс осаждения ПД в каналах при ламинарных и турбулентных режимах течения. Тестируется расчет осаждения ПД в каналах за счет термофореза. Результаты расчетов по ПРОФИТ сравниваются с экспериментальными данными и результатами численного моделирования полученными в [40-41].

Тест 6.

Исследуется осаждение ПД в результате термофореза. Из-за важности этого процесса в транспорте ПД и отсутствия экспериментальных данных только по термофорезу (без присутствия других механизмов осаждения, таких как турбофорез, гравитационный и т.д.), сравнение расчетов проводится с результатами прямого численного моделирования (численный эксперимент) [34]. В численном эксперименте, через прямоугольный канал прокачивается газ (хлор) с твердыми частицами (TiO₂). Температура ядра потока превышает температуру стенок на 250К. Все частицы имеют одинаковый размер, который варьируется от 0.05ммк до 1.66ммк. Тестирование проводится путем сравнения скорости осаждения полученной расчетами по ПРОФИТ и результатами прямого численного моделирования.

Тест 7.

Исследуется процесс коагуляции частиц при транспорте ПД в первом контуре. Тестирование проводится на экспериментальных данных [35]. В эксперименте через канал (круглая труба) внутренним диаметром 0.0254 м прокачивается вода с частицами латекса (начальный размер 0.6 ммк). Варьируется как расход воды, так и начальная концентрация частиц. Измеряется изменение численной концентрации частиц по длине канала.

Тест 8.

С целью создания расширенной базы данных по переносу и осаждению аэрозолей и летучих продуктов деления в типичном для LWR контуре охлаждения реактора в условиях, сопровождающих тяжелое повреждение топлива, была выполнена серия из пяти крупномасштабных экспериментов по переносу аэрозолей (ATT) на установке Marviken в Штадсвике (Швеция). Рабочий участок экспериментальной установки состоял из соединенных трубопроводами корпуса реактора с внутренним оборудованием, компенсатора давления и закрытого сбросного бака, моделирующего барботер контейнмента.

Эксперименты ATT_1, 2a, 2b и 7 проводились с целью изучения переноса продуктов деления в первом контуре в отсутствие аэрозолей конструкционных материалов. В этих экспериментах для моделирования аэрозолей продуктов деления производилось испарение нерадиоактивной смеси, состоящей из CsOH, CsI и Te. В первых трех экспериментах (1, 2a и 2b) была задействована только часть установки, включающая компенсатор давления и сбросной бак. Их основной задачей было исследование влияния на перенос продуктов деления различных температурных условий, наличия перегретого пара, конденсирующегося пара и воды. Генерация аэрозолей осуществлялась при помощи специального генератора, подключенного на вход компенсатора давления. Температуры были достаточно низкими, чтобы CsOH, CsI и Te оставались в аэрозольной форме на протяжении всего эксперимента. В эксперименте ATT_7 была задействована вся экспериментальная установка, и испарение имитаторов продуктов деления осуществлялось в нижней части корпуса реактора. В эксперименте ATT_4 также использовалась вся установка, при этом изучался перенос продуктов деления в присутствии аэрозолей конструкционных материалов. В дополнение к аэрозолям, моделирующим продукты деления, производились аэрозоли из серебра (Ag) и марганца (Mn), моделирующие аэрозоли, образующиеся из кориума. Из всей серии эксперимент ATT-4 является самым представительным и наиболее сложным для моделирования. Во-первых, в нем моделировался весь путь движения аэрозолей по первому контуру реакторных установок при аварии, начиная с подъемного участка в реакторе, затем по трубопроводам через компенсатор давления в бак-барботер. Во-вторых, моделировались аэрозоли как продуктов деления, так и образующиеся из конструкционных материалов. И в-третьих, температуры в ходе эксперимента были достаточно высокими, чтобы обнаруживался эффект паров продуктов деления.

В эксперименте ATT-4 изучался перенос продуктов деления в присутствии аэрозолей конструкционных материалов. К нижней части модели реактора был подключен небольшой генератор аэрозолей, в испарительной камере которого при помощи плазменнодугового нагревателя осуществлялось испарение нерадиоактивной смеси имитаторов продуктов деления, состоящей из CsOH, CsI и Te. В дополнение к имитаторам продуктов деления в другой камере осуществлялось испарение смеси серебра (Ag) и марганца (Mn) с целью моделирования аэрозолей, образующихся из кориума. Пары имитаторов кориума смешивались с парами имитаторов продуктов деления и водяным паром в нижней части корпуса реактора, где происходило формирование аэрозолей для их дальнейшего переноса по крупномасштабной модели первого контура.

Эксперимент ATT_4 предварялся этапом разогрева установки с последующим этапом стабилизации для достижения стационарного температурного режима. По окончании эксперимента система сначала расхолаживалась азотом, а при достижении температуры окружающей среды заполнялась сухим воздухом.

Тест 9.

Исследования по программе Phebus-FP проводились с целью изучения основных явлений, происходящих во время тяжелых аварий на легко-водородном атомном реакторе (LWR). Одной из главных задач экспериментов являлась исследование поведения ПД во время тяжелых аварий на LWR. Установка Phebus представляет собой 1:5000 копию французского 900 МВт PWR и состоит из: активной зоны (21 твэл, высотой 1 метр), горячей и холодной нитки ГЦТ, парогенератора и защитной оболочки. Схема установки показана на Рис. 3. Исследовалось поведение РПД при образовании ванны расплава и выхода низколетучих ПД. Полученные данные использовались для верификации численных кодов.

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 3 Вид экспериментальной установки Phebus

Тест 10.

Установка FALCON была разработана для изучения переноса и осаждения продуктов деления через сложную систему трубопроводов и устройств, воспроизводящих конструкцию внутри реактора и помещений контейнмента. FALCON является многоцелевой универсальной установкой, способной обеспечить исследование как индивидуальных явлений, так и интегральных эффектов с целью развития и верификации компьютерных кодов, используемых для анализа тяжелых аварий. Схема установки показана на Рис. 4.

Рис. 4 Схема экспериментальной установки FALCON

Образцы топлива представляют собой отдельные таблетки UO₂, размещенные в трубки из циркалоя-2 в среде гелия под давлением 1 ата. Трубки заварены с обоих концов. Таблетки UO₂ изготовлены из обеднённого порошка UO₂ с точным количеством продуктов деления, характерным для топлива с высоким выгоранием (8,84 мг CsI, 56,94 мг CsOH, 10,64 мг Te, 21,66 мг SrO, 34,42 мг BaO, 55,80 мг Mo). Вес одной таблетки - 18,16 г. Максимальное количество образцов, используемых в тесте - 7.

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

Размещено на http://www.allbest.ru/

На Рис. 5-7 показаны сравнения результатов расчетов (красная кривая, маркированная кругами) с экспериментальными данными (черная кривая, маркированная квадратами), полученными в ходе экспериментов на установке FALCON. Представлены зависимости плотности осаждения Cs (Рис. 5), Ba (Рис. 6) и Те (Рис. 7). Сравнение расчетных и экспериментальных данных показывает, что код СОКРАТ/В3 хорошо моделирует процессы осаждения аэрозолей в теплоградиентной трубе.

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 7 Плотность осаждения Te в термоградиентной трубе установки FALCON

В Табл. 5 представлена сводная матрица верификации модуля ПРОФИТ в составе кода СОКРАТ/В3.

Таблица 5

Матрица верификации модуля ПРОФИТ в составе кода СОКРАТ/В3

4. Верификация модуля ГАПРЕЛ

Модуль ГАПРЕЛ [42] моделирует в составе кода СОКРАТ/В3 процессы миграции продуктов деления (ПД) в газовой среде твэла, и их выхода в первый контур через дефект в оболочке после разгерметизации.

В момент разрыва оболочки твэла могут быть различные условия как в твэле, так и за пределами его: в зависимости от условий протекания аварии возможен различный перепад давлений между газовым зазором твэла и первым контуром. При большом превышении внутреннего давления в твэле над давлением в первом контуре время выхода ПД из газового зазора твэла может меняться от долей секунд до нескольких десятков секунд, в зависимости от места разрыва. При близких значениях давлений внутри и снаружи твэла основное влияние на скорость выхода будет оказывать диффузия. Временная характеристика источника ПД оказывает большое значение на радиационные последствия аварии при одинаковом интегральном выходе (до нескольких порядков по активности ПД). Авторы смогли найти только одну работу [43], в которой приведены экспериментальные данные коэффициента утечки во время медленной фазы выравнивания давлений (малая разность давлений внутри и вне твэла). С помощью модуля ГАПРЕЛ рассчитывалось время выравнивания давлений и коэффициенты утечки во время разгерметизации твэла при аварии с потерей теплоносителя первого контура.

Задавались следующие исходные данные:

· геометрические параметры твэла (Табл. 6),

· температура в зазоре, T=900 K,

· перепад давления между твэлом и окружающим теплоносителем, P=8 МПа,

· твэл разбит на 20 равных участков по длине,

· газ внутри твэла - гелий,

· плотность гелия перед разгерметизацией 4.2 кг/м³,

· коэффициент диффузии гелия в зазоре, D_c = 1.6 10^-4 м²/с,

· коэффициент кинематической вязкости гелия в зазоре, =3 10^-4 Пас.

Таблица 6

Геометрические характеристики твэла ВВЭР-1000

С помощью модуля ГАПРЕЛ рассчитывалось время до выравнивания давлений и коэффициенты утечки в периоды быстрой и медленной фазы. Под коэффициентом утечки здесь понимается доля молекул газа, вышедшего из-под оболочки за секунду. В период медленной фазы (утечка за счет диффузии) коэффициент утечки менялся от 1.4 10^-3 с^-1 в начале истечения до 6.7 10^-5 с^-1 через 4000 с. Это хорошо (с точность 4.4%) согласуется с данными экспериментов, приведенных в работе [43] (7 10^-5 с^-1). Расчет в период быстрой фазы дал величины: время утечки 41 с, а коэффициент утечки 2.4 10^-2 с^-1. Экспериментальных данных по выходу ПД их твэла при большой разности давления (быстрая фаза) между твэлом и первым контуром найти не удалось.

5. Матрица верификации модуля CONTFP.

Модуль CONTFP разработан для моделирования поведения ПД в помещениях, средах и на поверхностях в контейнменте с учетом работы систем безопасности (водоразбрызгивающие системы, барботажные устройства, системы газо- и водоочистки), а также для формирования источника ПД в окружающую среду для оценки радиологических последствий аварии. Модуль CONTFP работает совместно с модулем, который описывает теплогидравлические процессы в ЗО (например, АНГАР, КУПОЛ).

Для верификации модуля CONTFP, модель которого разработана на основе методики, утвержденной в Госатомнадзоpе России [44], предлагается использовать данные экспериментов, использовавшиеся для верификации кода MELCOR. Кратко опишем эти эксперименты.

1. CSE: Containment Spray Experiments [45]. Эти серии тестов по исследованию спринклерной системы контейнмента, проведены в экспериментальном сосуде для систем контейнмента. Основной сосуд экспериментальной установки имеет диаметр 7.62 м и высоту 20.33 м, Оценивались характеристики водяной пыли предназначенной для дезактивации атмосферы контейнмента.

2. Эксперименты ABCOVE AB5. AB6, AB7, и LACE LA2 [46-49]; RTF эксперименты [50]. Это - крупномасштабные эксперименты, проведенные на оборудовании для экспериментов с системами контейнмента. Тесты АB5, AB6, и АВ7 программы ABCOVE имитировали состояние сухой аэрозоли в течение тяжелой гипотетической аварии. Тест LA2 программы LACE имитировал поведение аэрозоли в окружении конденсирующегося пара при постулированной тяжелой аварии LWR с невозможностью изолировать контейнмент

3. Эксперименты ВТИ им. Ф.Э.Дзержинского на модели эжекционного охладителя [51]. Экспериментальная установка состоит из двух основных объемов: бака-имитатора технологического помещения, где радиоактивный йод вводят в воздух; эжекционной камеры, в которой расположена форсунка, камера смешения и запас разбрызгиваемой воды. Циркуляционным насосом вода подается на форсунку. Воздух вследствие эжекционного эффекта засасывается из бака-имитатора технологического помещения. Предусмотрена очистка воды на ионообменной колонке, вода на которую подается с помощью циркуляционного насоса. Вместимость бака-имитатора 12 м³; длина камеры смешения 700 мм; диаметр камеры смешения 219 мм; расход воды на форсунку 5 т/ч; перепад давления на форсунки 2,2 МПа; коэффициент эжекции 100; запас воды в эжекционной камере до 900 л; расход воды на очистку - до 200 л; количество загружаемой смолы 1000 см³. Исследовалось поведение соединений йода при работе водоразбрызгивающих систем.

4. Эксперименты ВТИ им. Ф.Э.Дзержинского по десорбции соединений йода [52]. Имитация радиоактивного пятна высыхающих протечек осуществлялась двумя способами. В первом случае определенный объем пробы теплоносителя первого контура выливился на дно бака с последующим его испарением при постоянной температуре. Для создания более высокой концентрации радиоактивного йода в сухом остатке проводили предварительное концентрирование активности в пробе теплоносителя с помощью упаривания. Оставшийся объем переносили на подложку и доупаривали до сухого остатка под кварцевой лампой. Затем подложку с сухим остатком переносили на дно бака-имитатора. Температура поверхности испарения (дно бака-имитатора) поддерживалась с точностью 2єС с помощью водяной бани. После размещения подложки в баке-имитаторе включалась газодувка. Прокачиваемый через бак воздух, проходил через пакет фильтров, где происходило улавливание радиоактивного йода, десорбирующегося из сухого остатка. Пакеты фильтров периодически менялись. Определялся коэффициент десорбции йода с различных поверхностей и формы десорбируемого йода. В Табл.7 представлена матрица верификации модуля CONTFP в составе р/к СОКРАТ/В3.

Таблица 8

Матрица верификации модуля CONTFP в составе кода СОКРАТ/В3

Литература

1. L. Bolshov, V. Strizhov "SOCRAT - The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents", Proceedings of ICAPP'06Reno, NV USA, June 4-8, 2006, Paper 6439.

2. А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов, В.В. Безлепкин и др. "Верификационный отчет базовой версии расчетного комплекса СОКРАТ/В1", отчет ИБРАЭ РАН № 248-08, 2008.

3. В.И. Тарасов, "Пакет БОНУС 1.2 Наработка радионуклидов в реакторах на тепловых нейтронах. Руководство пользователя", отчет ИБРАЭ РАН, NSI-SARR-137-2002.

4. Е. Ф. Митенкова, Н. В. Новиков, "Предварительные оценки накапливаемых актинидов и продуктов деления в РУ типа ВВЭР-1000 при глубоком выгорании топлива на основе программного комплекса MONTEBURNS1.0-MCNP5-ORIGEN2.0", Аннотационный отчет о научно-исследовательской работе, ИБРАЭ РАН, Москва, 2005.

5. Н. И. Белоусов, В. Д. Давиденко, В. Ф. Цибульский. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора, препринт ИАЭ, 6083/4, М., 1998 г.

6. В. М. Колобашкин, П. М. Рубцов, П. А. Ружанский, В. Д. Сидоренко. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983.

7. А.В. Бердышев, М.С. Вещунов, В.Д. Озрин и др. "Механистический код "РЕЛИЗ", Руководство пользователя", отчет ИБРАЭ РАН, NSI-SARR-116-2001.

8. B.J. Lewis, F.C. Iglesias, C.E. Hunt and D.S. Cox, «Release kinetics of volatile fission products under severe accident conditions», Nuclear Technology, 99 (1992) 330 - 342.

9. B.J. Lewis, D.S. Cox and F.C. Iglesias, «A kinetic model for fission-product release and fuel oxidation behavior for Zircaloy-clad fuel elements under reactor accident conditions», J. Nucl. Materials 207 (1993) 228 - 241

10. B.J. Lewis, B. Andre, B. Morel, P. Dehaudt, D. Mari, P.L. Purdy, D.S. Cox, F.C. Iglesias, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modelling the release behaviour of caesium during severe fuel degradation», J. Nucl. Mater., 227 (1995), 83-109.

11. A.C. Harnden-Gillis, B.J. Lewis, W.S. Andrews, P.L. Purdy, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modeling of cesium release from light water reactor fuel under severe accident conditions», Nucl. Techn. 109 (1995) 39 - 53.

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

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

14. B. Andre et al. `FP release and PWR fuel behaviour at 2600K under steam and hydrogen: the VERCORS tests', CSARP, Bethesda, May 1995

15. G. Ducros et al. `FP and actinide release at high temperature in PWR fuel rods: the VERCORS safety programme', IAEA Tech. Committee Meeting, Dimitrovgrad, Oct. 1995

16. G. Ducros et al. `Atmosphere dependence of FP release: the VERCORS 4 and 5 experiments', CSARP, Bethesda, May 1996

17. M.F. Osborne and R.A, Lorenz, "ORNL Studies of Fission Product Release Under LWR Severe Accident Conditions", Nucl. Safety, 33 (1992) 344.

18. Г.В. Кобелев, В.М. Алипченков, Л.И. Зайчик и др., Итоговый отчет по НИОКР "Доработка и подготовка к аттестации системы кодов для оценки выбросов в окружающую среду при запроектных авариях на АЭС-2006", № LN2O.C.165.&.&&&&&&.&&&&&.022.НК.0004, 2008.

19. П.Райст, Аэрозоли, введение в теорию, Москва, Мир, 1987.

20. Talbot L., Cheng R.K., Schefer R.W., Willis D.R. 1980. Thermophoresis of particles in a heated boundary layer. J. Fluid Mech. Vol. 101. P. 737758.

21. Clift R., Grace J. R., Weber M. E. 1978. Bubbles, Drops and Particles. New York: Academic Press.

22. Williams M.R., Loyalka S.K., Aerosol Science. Theory and Practice.,Pergamon Press, Oxford, 1991, p.446

23. Reist P. Aerosol Sciense and Technology. McGrawHill, 1993.

24. С.С. Кутателадзе Пристенная турбулентность. Новосибирск: Наука, 1973. 228 с.

25. Fredlander S.K. and Johnstone H.F.,Ind Eng Chem, 1957,49, 1151

26. Postma A.K. and Schwendiman L.C. Hanford Lab Rep HW 65308, 1960, Richland, Washington,USA

27. Sehmel G.A.,Batelle Northwest Lab Rep BNWL-578, 1968, Richland, Washington,USA

28. Wells A.C. and Chamberlain A.C.,Atm Environmt,1969, 3, 494

29. Farmer R.A.,ScD Thesis,1969 (MIT, USA)

30. Itori T.A. PhD Thesis, 1971, (Univ Minnesota, USA)

31. Liu B.Y.H., Agarwal J.K. Experimental observation of aerosol deposition in turbulent flow J.Aerosol Sci. 1974, v.5,p.145155.

32. Forney L.J. and Spielman L.A., J.Aerosol Sci. 1974, v.5,p.257.

33. Деревич И.В., Зайчик Л.И. 1988. Влияние термофореза на осаждение броуновских частиц в канале. Теплофизика высоких температур. Т. 26. № 1. С. 137146.

34. Postma A.K. and Schwendiman L.C. Hanford Lab Rep HW 65308, 1960, Richland, Washington, USA.

35. M.A. Delichatsios R.F. Probstein “Coagulation in Turbulent Flow: Theory and Experiment”, J. of Colloid and Interface Science, V.51, No.3, 1975.

36. “The Marviken Experiments - Fifth Series: Aerosol Transport Tests; Test 4 Results”, MXE_204, Marviken, Studsvik, November 1985.

37. Jacquemain, D., Bourdon, S., de Bremaecker, A., Barrachin, M., 2000a. Phebus FPT-1 Final Report, Document Phґebus PF: IP/00/3479, December.

38. Bennet P. J., Falcon Specification, FAL/ISP (92) 8, March 1992.

39. Beard A. M., Bennet P. J. CSNI ISP 34 (FALCON), Data report: test 1 (FAL-ISP1), FAL/ISP (92) 29, September 1992.

40. Tsai C-J., Lin J-S., Aggarwal S.G., Chen D-R "Thermophoretic Deposition of Particles in Laminar and Turbulent Tube Flows".Aerosol Science and Technology, 38, 2004, p.131-139.

41. Housiadas C., Drossinos Y "Thermophoretic Deposition in Tube Flow". Aerosol Science and Technology, 39, 2005, p.304-318.

42. Алипченков В.М., Зайчик Л.И., Васильев А.Д., Итоговый отчет по НИОКР № LN2O.C.165.&.&&&&&&.&&&&&.022.НК.0004, "Доработка и подготовка к аттестации системы кодов для оценки выбросов в окружающую среду при запроектных авариях на АЭС-2006", 2008.

43. В.В. Коняшов, А.М. Краснов. Методика расчета выхода радиоактивных газообразных продуктов деления из-под оболочки дефектного твэла в теплоноситель водоохлаждаемого реактора. Димитровград, 1993.

44. РБ 020-01, "Методика оценки выбросов соединений йода в окружающую среду при авариях на АЭС с реакторами ВВЭР-1000", Госатомнадзоp России, 19.12.2001.

45. N. Kmetyh, "MELCOR 1 8 3 Assessment CSE Containment Spray Experiments", Sandia Report, SAND94-2318 ' UC-610, Unlimited Release, Printed December 1994

46. F.J. Souto, F E Haskin L N Kmetyk, "MELCOR 1 S 3 Assessment Aerosol Experiments ABCOVE AB5, AB6 AB7,and LACE LA2", Sandia Report,SAND94-2166 " UC-610,Unlimited Release.Pnnted October 1994

47. R.К. Hilliard. J D McCormack, А К Postma " Results and Code Predictions for ABCOVE Aerosols Code Validation - Test AB5", HEDL-TME 83-16, Hanfor Engineenng Laboratory, December 1984

48. R.К. Hilliard, J D McCormack, L D Muhlestain "Results and Code Predictions for ABCOVE Aerosols Code Validation - Test AB6 with Two Aerosols Species' HEDL-TME 84-19, Hanford Engineering Laboratory. December 1984

49. R.К. Hilliard, J D McCormack, А К Muhlestain "Results and Code Predictions for ABCOVE Aerosols Code Validation with Low Concentration NaOH and nЈ Aerosol", HEDL-TME 85-1, Hanford Engineering Laboratory, October 1985.

50. International standard problem (ISP) NO.41. Containment iodine computer code exercise based on a radioiodine test facility(RTF) experiment. NEA/CSNI/R(2000)6/VOL1,2.

51. В. А. Казаков, А. В. Ткаченко, В. Ф. Федулов, Ю. А. Маслов, О. А. Осипов Очистка воздуха от радиоактивного йода с помощью водоструйного эжектора. Отчет ВТИ, 1984

52. Исследование десорбции радиоактивного йода после испарения протечек теплоносителя первого контура/В. А. Казаков, В. Н. Миронов, А. В. Ткаченко, В. Ф. Федулов. Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: 1984, вып. 8.

Размещено на Allbest.ru