автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Модель оценки радионуклидов йода в выбросах при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР и её реализация в интегральном коде

На правах рукописи

ЛЕБЕДЕВ Леонид Эдуардович

МОДЕЛЬ ОЦЕНКИ РАДИОНУКЛИДОВ ЙОДА В ВЫБРОСАХ ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ НА АЭС С ВВЭР И ЕЁ РЕАЛИЗАЦИЯ В ИНТЕГРАЛЬНОМ КОДЕ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург - 2012

005049811

Работа выполнена на кафедре "Реакторо- и парогенераторостроенне" в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" (ФГБОУ ВПО "СПбГПУ").

Научный руководитель

- Безлепкин Владимир Викторович - доктор техн. паук

Официальные оппоненты:

- Федорович Евгений Даиилович - доктор техн. наук, профессор, ФГБОУ ВПО "СПбГПУ", профессор;

-Афонин Михаил Александрович - кандидат хим. наук, старший научный сотрудник, ФГБОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет)", доцент.

Ведущая организация - Научно-исследовательский технологический институт им. А. П. Александрова (НИШ), г. Сосновый Бор

Защита диссертации состоится 25 декабря 2012г. в 16-00 на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в ФГБОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 29, в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ФГБОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет".

Автореферат разослан "23" ноября 2012 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета.

Факс:(812)412-9032 E-mail: kgl210@mail.ru

Ученый секретарь

диссертационного совета

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Анализ радиационных последствии тяжелых аварий, связанных с медленным ростом давления в контейнменте, используется в проектах АЭС с ВВЭР для разработки плана защитных мероприятий для населения и обоснования размеров зон планирования обязательной (экстренной) эвакуации/защитных мероприятий для населения в начальный период радиационной аварии. Размеры зон определяются на основе критериев радиационной безопасности, регламентированных нормативными документами.

Эффективная доза за первые 10 суток аварии формируется, в основном, радионуклидами йода и инертными радиоактивными газами (ИРГ) за счет внешнего облучения от радиоактивного облака и внутреннего облучения при ингаляции. Радиоактивный йод также полностью формирует дозу на критический орган — щитовидную железу.

Анализ поведения радиоактивного йода в условиях тяжелой аварии показал, что йод поступает в коптейнмент из системы первого контура преимущественно в виде аэрозолей Св1 (-95 %); летучие формы - I, 12, Н1 - составляют не более 5 % от массы всего йода, вышедшего из активной зоны. Содержание органических соединений йода не превышает 0,1 %.

При взаимодействии с водной средой контейнмента (влажный пар, конденсат на поверхностях, аварийный бассейн) аэрозоли Сэ1 растворяются с образованием йодид-иона. Дальнейшее взаимодействие йодид-иона с продуктами радиолиза воды, органическими примесями ведет к образованию летучих форм (молекулярный йод, атомарный йод, метнлйодид). Проникая через неплотности защитной оболочки (30), летучие формы радиоактивного йода поступают в окружающую среду. Поэтому важной технической задачей является уменьшение концентраций продуктов деления (ПД), в том числе и йода, в атмосфере контейнмента.

Поведение и транспорт радиоактивного йода в помещениях контейнмента при авариях определяется рядом процессов и механизмов, которые влияют па концентрацию и соотношение различных форм йода в газовой и водной фазах. На ранней фазе начального периода аварийного режима термодинамическое равновесие между формами йода не достигается. Поэтому для определения изменения концентрации и соотношения форм йода во времени и распределения его между фазами по помещениям контейнмента необходимо моделировать все основные протекающие процессы в функции от времени. Эта задача требует создания компьютерной программы, которая может моделиро-

вать все важнейшие кинетические явления. Компьютерные коды позволяют моделировать и предсказывать поведение йода при различных типах аварий и режимов, предоставляют информацию для обоснования стратегии ликвидации последствий аварий и их предотвращения, а также для целей лицензирования новых проектов энергетических реакторов и обоснования их радиационной безопасности.

Для моделирования аварий на АЭС с реактором ВВЭР разрабатывается российский тяжелоаварийный код СОКРАТ. Он содержит код КУПОЛ-М позволяющий рассчитывать теплогидравлические параметры в контейнменте. Новая версия кода СОКРАТ/ВЗ содержит модуль оценки накопление ГТД в активной зоне реакторной установки, транспорт ПД в первом контуре и выход в атмосферу контейнмента. Однако, код КУПОЛ-М не имеет модулей расчета поведения аэрозолей и химии йода. Разработанный модуль в составе кода КУПОЛ-М, дополненный аэрозольной частью, позволяет определять выход радионуклидов за пределы 30.

Существующие зарубежные йодные коды (IODE, IMPAIR, LIRIC и др.), реализующие модели прогнозирования поведения и межфазного распределение йода при авариях в контейнменте АЭС с PWR, не применимы (без существенных доработок) на реакторах типа ВВЭР. Зарубежные модели и расчетные коды создавались для реакторов типа PWR и BWR, имеющих существенное отличие от отечественных реакторов: различные типы водно-химических режимов (ВХР), конструкционных материалов, защитных покрытий, отсутствие устройств локализации расплава (УЛР) с жертвенным материалом, различные составы растворов систем аварийного охлаждения зоны (САОЗ) и др. Таким образом, состав образующихся аэрозолей и водных сред, а также химических примесей различны.

Оценки выхода йода из 30 в окружающую среду при тяжелых авариях выполняются в ряде российских организаций, таких как РНЦ "Курчатовский институт", ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ГНЦНИИАР», ОАО «ВТИ», ФБУ «НТЦ ЯРБ», ИБРАЭ РАН, но публикаций по разрабатываемым кодам, результатам расчетов и сравнения с зарубежными аналогами крайне мало.

Цель работы заключается в создании модели и расчетного кода для прогнозирования радиационных и экологических последствий аварийных выбросов радиоактивного йода при тяжелой аварии на АЭС с реактором ВВЭР.

Для достижения намеченной цели были поставлены и решены следующие основные задачи:

— выполнен анализ существующих зарубежных моделей для оценки летучести иода;

— разработаны алгоритмы оценки концентраций различных летучих форм йода в двухфазных средах в контейнменте;

— выполнены экспериментальные исследования коэффициента распределения йода при различных температурах;

— разработана и апробирована методика расчета концентрации ионов водорода (рН) в аварийном приямке;

— выполнены экспериментальные исследования концентраций ионов водорода для растворов соответствующих по составу водным средам в контейнменте;

— на основе теоретических и экспериментальных исследований разработана методика сорбции йода па жслезооксидпом шламе;

— разработана модель сорбции/десорбции летучих форм пода на поверхностях оборудования и строительных конструкциях в условиях, характерных для тяжелых аварий;

— разработан интерфейс для включения йодного модуля в тяжелоаварийный код и выполнены тестовые расчеты.

Научная новизна работы заключается в следующем:

— создание модели динамики поведения радиоактивного йода при тяжелых авариях на АЭС с реактором ВВЭР;

— в разрабатываемой модели динамики физико-химических форм йода при тяжелой аварии на АЭС учитывается массоперенос химических примесей и влияние их на летучесть йода;

— в описании динамики форм йода в газовой фазе контейнмента впервые учтены процессы радиолиза водяного пара и взаимодействие газообразных компонентов (водород, окислы азота, озон и др.) между собой, подробно описаны процессы взаимодействия молекулярного йода с продуктами раднолиза водяного пара и с компонентами газовой смеси в атмосфере контейнмента;

— разработан и верифицирован йодный модуль, предназначенный для расчета распределения летучих форм йода между аварийным приямком и атмосферой контейнмента при тяжелой аварии.

Практическая ценность работы определяется тем, что:

— реализованные методики в виде комплекса программ позволяют подтвердить консервативность инженерных оценок для АЭС с ВВЭР;

— разработанный йодный модуль в составе интегрального тяжелоаварийного кода позволяет получить реалистичные исходные данные по выходу радионуклидов йод в окружающую среду для расчета до-зовых нагрузок на персонал и население при тяжелых авариях;

— расчет выброса йода в окружающую среду при авариях с учетом особенностей АЭС с ВВЭР позволяет обосновать эффективность и оптимизировать технические меры по управлению тяжелыми авариями.

Реализация работы. Результаты работы использованы при разработке новых технических решений для связывания йода в контейнменте (Ленинградской АЭС-2, Балтийской АЭС), при оценке эффективности удержания йода для Тяньваньской АЭС первой очереди (на 1 и 2 блоках), при обосновании эффективности системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки (СГТОТ ЗО), при обосновании состава жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся в результате тяжелой аварии для Тяньваньской АЭС второй очереди (на 3 и 4 блоках).

Достоверность и обоснованность результатов работы подтверждается: физической обоснованностью разработанных математических моделей и исходных данных для расчетов; использованием апробированных методик исследований; удовлетворительным согласованием расчетных данных с экспериментальными данными автора и других исследователей.

Автор защищает: новую модель реалистической оценки динамики поведения летучих форм йода в двухфазных системах в контейнменте при тяжелых авариях; результаты теоретических и экспериментальных исследований.

Личный вклад автора заключается: в постановке задач исследований и разработке алгоритмов их решения; разработке математических моделей; выборе основных методов решения; разработке компьютерного кода, реализующего модели и алгоритмы; внедрение разработанного модуля в интегральный код; проведение верификационных расчетов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на пятой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Подольск,

2007); заседании руководящей группы МНТЦ по проекту #3345, (Венгрия,

2008); шестой международной научно-технической конференции «Безопас-

ность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2008); шестой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Подольск, 2009); научно-техническом совете ФГУП "СПб АЭП" (Санкт-Петербург, 2011); технической экспертизе ПКФ в рамках НИОКР по Ленинградской АЭС (Москва, 2009); V школа-семинар СОКРАТ (Тверь, 2011).

Публикации. По результатам выполненных исследований опубликовано 6 работ, в т. ч. 1 - в изданиях из перечня ВАК.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы, включающего 77 источников, и двух приложений. Она изложена на 150 страницах текста, имеет 24 рисунка и 22 таблицы. Общий объем диссертации - 170 с.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы, сформулированы цель и задачи работы, отмечены научная новизна, практическая значимость полученных результатов и основные положения, выносимые на защиту.

Глава 1 посвящена анализу существующих методик и кодов для оценки распределения йода.

Публикаций по разработке кодов оценки распределения йода при запро-ектпых авариях с учетом особенностей реакторов ВВЭР в открытой печати нет. Существующая методика РБ-020-01 «Методика оценки выбросов соединений йода в атмосферу при авариях на АЭС с реактором ВВЭР» предназначена для анализа проектных аварий и не может быть использована для аварий с плавлением активной зоны.

Для оценки распределения йода применяются результаты, выполненные рабочей группой по изучению поведения йода при авариях на АЭС с PWR и ВВЭР (Committee on the Safety of Nuclear Installation, ECOD, Nuclear Energy Agency), которые показали, что снижение содержания летучих форм йода, в том числе органических, в атмосфере контейпмента и в аварийном сбросе может быть гарантировано проектом, если уровень рН воды приямка в кон-тейнменте контролируется и поддерживается в диапазоне 7,0...9,5. В этом случае конверсия I-иона в 12 минимальна и образование йодорганических соединений сводится к минимуму. Оценка распределения йода в контейнменте сводится к надежному обоснованию значения рН аварийного приямка при развитии аварии с выходом расплава активной зоны (A3) за пределы корпуса реактора в соответствии с выбранным сценарием.

Доступных публикаций по описанию зарубежных йодных кодов существует достаточно много, также доступны отчеты по некоторым исследовательским программам (ISP-41, BIP и др.). Однако зарубежные коды являются коммерческим продуктом, и их полное описание отсутствует, также не приводятся ключевые параметры, используемые в моделях.

Существующие коды, такие как IODE (Франция), IMPAIR (Швейцария), INSPECT (Англия), LIRIC (Канада) и др., могут быть использованы как самостоятельные йодные модули, а также в составе генерального тяжелоаварийного кода. Например, код COCOSYS (Германия) включает в себя йодный модуль AIM-3. Этот модуль представляет собой модифицированный йодный модуль IMPAIR с дополнительным модулем химии примесей. Код AIM-3 развивается независимо от кода IMPAIR. Усовершенствование кода осуществляется по результатам таких экспериментов как THAI и BIP. Код IODE входит в состав главного кода ESCADRE. Код INSPECT использован в радионуклид-

ном пакете расчетного кода MELCOR, а йодный код IMPAIR интегрирован с расчетным кодом FIPLOC, что позволяет производить расчеты распределения форм йода между помещениями произвольного расположения и конфигурации.

Все йодные коды могут быть разделены па 2 группы: эмпирические (феноменологические) и механистические. Это деление является условным.

Механистические коды - INSPECT, LIR1C - содержат систему реакций, которая отражает действующие химические процессы: INSPECT - около 150 радиолитических и термальных реакций йода и радиолиза воды (фактически используется 29...60); LIRIC содержит около 200 химических и физических процессов - радиолитических реакций окисления 1-иона и восстановления 12 и Юз, гидролиза 12, образования и разложения органических йодидов, массопе-реноса 02, Н2, С02, 12, СН31 между фазами и адсорбции-десорбции форм йода па поверхностях. Для всех реакции должны быть известны константы скорости и их температурная зависимость, либо должны быть подобраны для улучшенной сходимости экспериментальных и расчетных данных. Уравнения химических реакций вводятся в численный интеграционный пакет как входные данные и преобразуются в дифференциальные уравнения требуемого формата. Результат решения - концентрация йодов в атмосфере контейнмен-та.

Эмпирические (феноменологические) коды IODE, IMOD и IMPAIR определяют значения констант скорости радиолитических процессов йода из эмпирических уравнений, основанных на корреляции с экспериментальными данными. Модели включают лишь несколько уравнений, представляющих эффект большого числа конкурирующих и последовательных реакций йода. Главным достоинством этого метода перед детальным механистическим моделированием является скорость расчета. Основным недостатком является то, что адекватность модели ограничена базой экспериментальных данных, на которых основывается код. Без проведения интегральных экспериментов с параметрами среды, соответствующими аварийным условиям, такие коды использовать нельзя.

Таким образом, отсутствие кода для надежного обоснования концентраций йодов в атмосфере защитной оболочки с учетом особенностей АЭС с реактором ВВЭР является проблемой. Современные тендерные требования на строительство АЭС за рубежом требуют оценки аварий и радиационной безопасности на основе кодов улучшенной оценки. Разрабатываемый код позволит обосновать применение или отказ от использования различных техниче-

ских решений, влияющих на радиационную безопасность АЭС, а также проводить сквозные расчеты запроектных аварий.

В главе 2 приведены методики расчета концентраций летучих форм йода в защитной оболочке.

Химические взаимодействия. Динамика йода внутри расчетного объема 30 представлена на рисунке 1.

/■''..... Атмосфера '....../

( Радиолиз паровоздушной смйси }

> Поглощение йода каплями \

Гамма-излучение я-

< Десорбция Ш. I,

Сорбция 1;

Растворение 1 аэрозолей, | гидролиз и I радиолиз йода/ | примесей, рН и

I Я'Р'

| Аварийный

приямок

Йодный модуль

Расчет теилогидргшяических процессов в 30

СОКРАТ

Расчет фтпко- химических, тепдогидравличееких. и

термомехшшческнх процессов к реакторной установке

Расчет распределения йода между атмосферой и

аварийным приямком

КУПОЛ-М

Рисунок 1 - Расчетная схема

Йодид цезия (СбГ) в виде аэрозолей поступает в приямок, где полностью диссоциирует с образованием йодид-иона (I). Дальнейшее взаимодействие с продуктами радиолиза воды приводит к образованию элементарного йода. Ключевой реакцией взаимодействия йода с продуктами радиолиза воды является окисление йодид-иона радикалом ОН:

Г+он->ноГ^1+он

Последующие диспропорционировапие и рекомбинация приводит к образованию летучих форм йода:

1+1~->12\ 12"-> 1+Г, 21—>12 и др.

Для описания процесса радиолиза воды предлагается использовать набор из 54 реакций, описывающих взаимодействие 9 форм продуктов радиолиза.

При авариях в приямок поступает большое число примесей (продукты деления, конструкционные материалы), которые оказывают влияние на концентрации продуктов радиолиза воды и скорости образования летучих форм йода. В модели предусмотрено 165 реакций для описания таких взаимодействий.

Всем реакциям соответствует система дифференциальных уравнений химической кинетики, содержащая следующие параметры: константы скорости и энергии активации химических реакций, трековые выходы продуктов радиолиза, мощность дозы ионизирующего излучения, температура. Общий вид системы уравнений описывается следующим типом:

сЦУ 1 "

= • К,][>-,.] +-КХУ,}, (1)

гДе [Т„] - концентрация соединения; 0„ - трековый радиационный выход частицы Г„; й - мощность дозы; А"п В" - стехиометрические коэффициенты реакций образования (исчезновения) частицы Г„; К,, Кп - константы скорости этих реакций (моно- и бимолекулярных).

рН среды. Существенное влияние на образование молекулярного йода оказывает концентрация ионов водорода. Основными источниками примесей, влияющих на концентрацию ионов водорода, являются технологические среды (первый контур, САОЗ, баки запаса бора и д.р.) и аэрозоли, образованные в результате разрушения активной зоны. Для характеристики растворов используют кислотный показатель среды (рН), равный отрицательному логарифму концентрации ионов водорода. Для определения этого показателя разработана модель, учитывающая все компоненты, влияющие на рН и характерные для АЭС с ВВЭР, а также примеси, учет которых необходим согласно международным документам по обоснованию безопасности.

Водная среда контейнмепта представляет собой смесь слабых кислот (борной, уксусной, муравьиной) и сильных кислот (азотной, соляной, йодово-дородной), сильных (КОН, ЫаОН, СвОН, ЯЬОН и т.п.) и слабых оснований (ЫН4ОН, №Н5ОН). Равновесия в этой смеси являются кислотио-основными. Система, содержащая слабодиссоциирующне кислоты и сильные основания, обладает буферным эффектом, т.е. нивелирует добавки сильных кислот (или оснований), поддерживая рН в определенных границах.

Основное уравнение для расчета рН является следствием условия элек-тронейтралыгости раствора:

[Н>[С8>[аЬ>[К>[На>2[Ва2>2[8г>^Н4>[Н2Н5+] = =[МОз"]+[С1>[Г]+[Ас]+[НСОО>[НСОз"]+2[СОзГ]+[В(ОН)4>[В2(ОН)7> +[Вз(ОН),0"]+[В4О5(ОН)4>1В5О6(ОН)6"]+[ОН"]. (2)

Если обозначить общую концентрацию единичных зарядов щелочных и щелочноземельных металлов с учетом заряда, то:

[Катионы] = [Св+] + [КЬ ] + [К+] + [Иа+] + 2[Ва2'] +2[8г+] (3)

Концентрации одновалентных ионов аммиака и гидразина (ЫН4+ и ЫтН/), одновалентные анионы слабых уксусной и муравьиной кислот, карбонат и бикарбонат-ионы угольной кислоты при известной концентрации С02 в воде объединим в одной функции [Ионы], а [Н+] обозначим за х, тогда можно записать:

\ х К К

[Ионы] = —+_—С,,Н4 -_2-с{.Н1„хя, -£-±-Стхкм -

к,(х + 2к4)_ ' (4)

2

где К - равновесные константы диссоциации соответствующих кислот.

С учетом концентрации единичных зарядов анионов боратов уравнение баланса зарядов можно записать в виде:

лг + [Катионы] + [Ионы]-В'(/''Х)-[НЫО,] + [НС1] + [Н1]—^- = 0, (5)

X X

где Ь = [В(ОН)3] - концентрация нейтральной формы борной кислоты, В5(Ь, х) = КиЬх2 + /<2,/г.Г + /<",,/;У + 2К42Ьах + 3/<~„/г, К'хг =[В1(ОН);;|, ][Н1]' /[В(ОН),]л константы диссоциации борной кислоты, Ки — константа диссоциации воды.

Если к уравнению (5) добавить полиномиальное уравнение материального баланса для всех форм борной кислоты:

Р5(Ь, х) = аа(х)Ь5 + а,(х)Ъ4 + ...+ а5(х) = 0, (6)

и объединить оба уравнения, то получим неоднородную алгебраическую систему двух уравнений с двумя неизвестными х и Ь высокой степени (восьмой). Численная оценка решений таких систем алгебраических уравнений может быть получена несколькими способами.

Для решения основного уравнения рН предлагается использовать метод последовательных приближений.

Интервалы возможных концентраций компонентов оценены на основе анализа аварий на АЭС, но возможности расчетной программы шире. Про-

грамма рассчитывает рН раствора, в котором концентрация одного или нескольких компонентов достигает 1,0 моль/кг, интервал расчета рН 0...14. При ионной силе раствора, более 0,05 моль/кг, учитываются коэффициенты активности ионов в растворе. Для таких растворов производится расчет ионной силы и соответствующего средне-ионного коэффициента активности.

Сорбция. При разрушении внутрнкорпусных устройств в 30 поступают конструкционные материалы реакторной установки и жертвенного материала УЛР. Основная водная форма йода - йодид-ион Г обладает выраженным свойством сорбироваться на поверхностях гидроокиси железа (шлама) в водном растворе. Максимальная сорбционная концентрация определяется следующим образом:

С,..тах = ЕР,,,,' (7)

где е - емкость сорбента, дающая возможность определить максимальное при заданных значениях температуры и рН количество сорбата, способного быть сорбированным одним граммом гидроокиси.

Решение задачи динамического описания сорбции йодид-иона на водном растворе шлама отличается от сорбции на поверхностях контейнмента. Для определения количества сорбированного йода предложено динамическое уравнение

= + (8)

где <7(?) - доля площади поверхности частиц сорбента, Св - водная концентрации йодид-иона, а и Ь - константы размерностей 1 /с и моль/(дм3 с) соответственно.

Если принять очевидную связь

Сс(0=Сс,тах<7(?), (9)

то кинетические уравнения для концентраций Св(/) и Сс(г) можно записать в виде:

dC.it)

¿1

-- «[Сс(>)-/С.(/) + ЛСс(ПС„(/)] (10)

—= а[Сс (г) - /С„ (О + ЛС, (1)С, (/)] (11)

Константы х=^/ршл и 01 могут быть подобраны из сравнения расчетных и опытных зависимостей. Для расчетов в рамках предложенной йодной модели принято значение А, = 300 дм3/моль, и это значение подтверждено нами экспериментально.

В водной фазе также рассматривается сорбция на нержавеющей стали и защитных полимерных покрытиях.

Реакция взаимодействия Ь с поверхностью стали:

Fe +12 —> FeI2nH20

Таким образом, химической формой йода, находящегося на поверхности стали в водной фазе, является Feb в гидратированной форме. В воде гидрати-рованный Feb на поверхности частично гидролизуется, что приводит к частичной десорбции йода:

Feb + Н20 -<• Fe(OH)I + Г + Н+

В целом адсорбция 12 из воды на поверхности стали происходит в соответствии с уравнением:

^М-^лы.(12)

dt VB

где к'.лж= 2,3-10"9 м/с; А'лсе=6- L0"5 с"1 (25 °С); Еа = 80,8 кДж/моль (для адсорбции).

Оценки показали, что количество адсорбирующегося на стали Ь будет 0,3 % ч"1 от количества 12 в растворе приямка. Поэтому этот процесс для приблизительных оценок распределения йода в контейнменте несущественен.

В водном растворе полимерные покрытия адсорбируют йод в двух формах: 12и Г. Процесс адсорбции этих форм подчиняется уравнениям:

(13)

dt va

(14)

Скорость адсорбции Г значительно ниже, чем 12 (в 6 и более раз), а скорость десорбции Г выше, но эта разница нивелируется с повышением температуры.

Сорбированный 12 (или Г) в матрице покрытия взаимодействует с органическими радикалами, образующимися при облучении или термическом разложении покрытий, или же реагирует с углеводородными цепями, отщепляя концевые алкильные группы с образованием алкилйодидов. Летучие ал-килйодиды быстро десорбируются из покрытия. Преобладающей органической формой является метилйодид (CH3I). Общий выход СН31 при десорбции по данным разных авторов (полученных при разных рН, мощности дозы, концентрациях 12 и др.) варьирует от количества адсорбированного йода.

Реакции в атмосфере защитной оболочки. Атмосфера контейнмента представляет собой сложную физико-химическую систему, в которой протекают процессы химического взаимодействия, конденсации пара и др. В аварийных режимах протекает процесс радиолиза паро-воздушной смеси. Все реакции разделяются два типа: реакции с участием йода и реакции примесей, оказывающих влияние на воздействие на йод.

К первому типу реакций можно отнести:

— термическое восстановление Ь (Ь + Н2 2 Н1);

— радиационное восстановление Ь (Ь + Н2 —> 2 Н1);

— радиационное разложение Н1 (цепная реакция 2Н1 —» Н2 + 12);

— окисление Н1 (4Н1 + О, 2Ь + 2Н:0);

— образование СН31 (СН3 + 12 СН31 + I и СН4 + Ь -> СН31 + Н1);

— радиолитический распад СН31 (СН31 —» СН3 + I);

— термический распад СН31 (СН31 —> СН3 + I);

— окисление СН31 (СН31 + 02 -> СН20 + НО);

— реакция Ь с озоном (12 + 03 —> Ю3 + I);

— рекомбинация атомарного йода (I + I <-> 12).

Ко второму типу относятся реакции:

— окисление азота с образованием окислов азота и нитратов (03 + N2 —» N->0 + 02, N0 + О 1Ч02 + Ьу(гамма-квант) н т.п.);

— раднолитического образования и разложения озона (02<-> О + О => 02 + О <-> 03)

— взаимодействия с продуктами радиолиза пара (Н202 + 03 Н20 + 202, Н2 + ОН" Н20 + Н* и т.п.)

Для описания адсорбции-десорбции 12 на поверхностях полимерных (преимущественно эпоксидных) покрытий используется уравнение:

(15)

где каЛ - константа скорости адсорбции 12, м/с; к^!2 - константы скорости десорбции 12, с"1; 5$- площадь поверхности покрытий в атмосфере контейнмента, м2; Кг - свободный объем атмосферы контейнмента, м3; [12]г, [12]5 - концентрация 12 в газе, (моль/м3) и на поверхности (моль/м2), соответственно.

Метнлйодид (СН31) эпоксидным покрытием не адсорбируется (установлено экспериментально) и после образования десорбируется с высокой скоро-

стью, поэтому он в покрытии не накапливается, в то время как значительная часть 12 остается в покрытии.

Значения констант скорости адсорбции и десорбции в разных кодах и у разных авторов заметно различаются, что может приводить к искажениям в оценках концентрации летучих форм йода в атмосфере контейнмента. Максимальное значение скорости адсорбции ограничиваться скоростью массопе-реноса в газовой фазе - 0,01 м/с. На скорость адсорбции и десорбции влияют температура и облучение. Зависимость в обоих случаях имеет максимумы, так как помимо ускорения массопереноса с ростом температуры происходит выделение связанной воды и растворителей из самого покрытия, а с ростом интегральной дозы усиливается радиолитическое разложение образующегося Ш.

Массоперенос. Выход летучих форм йода из аварийного приямка в атмосферу ЗО осуществляется путем диффузии в соответствии с двупленочной моделью.

масса газовый погра- поверхностная масса

газа ничный слой жидкостная пленка жидкости

Массоперенос описывается уравнениями

= к(Я-с,-С„); (16)

Л{С,-н-с,), (17)

Л 'V.

где С„, С, - концентрация летучей формы йода (Ь, I, Н01, СНз1) в водной и газовой фазах, моль/дм3; к, - общая константа переноса, с"'; 5 - площадь раздела фаз (зеркало), дм2; Гв, \\ - объем водной и газовой фазы, дм3; Н - коэффициент распределения между фазами данной формы йода.

Коэффициент распределения индивидуального соединения йода принят равным отношению концентраций данного соединения в водной и газовой фазе. В результате корреляционного анализа установлено, что использованные температурные зависимости коэффициента распределения молекулярного йода описывают экспериментальные данные, при доверительной вероятности 0,9 с коэффициентом корреляции 0,999. Относительное среднеквадратичное отклонение экспериментальных значений при 25 °С составляет 15 %, а в интервале 25... 120 °С - в среднем 20 %. Наиболее точно описывает температурную зависимость выражение

1оЁ(А-(1,)) = -48,68 - 0,00745 • Г + 3185 / Г +17,031сщ(г), (18)

где /ф,) - коэффициент распределения молекулярного йода; Т - температура раствора, "К.

Коэффициенты межфазного распределения метилйодида, получены для его концентраций в растворе 410 ч...310"'' моль/л. Температурная зависимость коэффициента распределения метилйодида может быть описана выражением:

1оё(А"(СН,1))=-3,013 + 1141,8/Г, (19)

где #(011,1) - коэффициент распределения метилйодида.

Коэффициент корреляции расчетных и экспериментальных значений коэффициента распределения равен 0,96. Относительное среднеквадратичное отклонение экспериментальных данных составляет ±20 %. Таким образом, в целом относительная погрешность определения массопереноса летучих форм в газовую фазу составляет ±20 %.

Глава 3 посвящена разработке кода и внедрения его в интегральный код.

Для описания динамики химических форм необходимо решить систему кинетических уравнений. Основной задачей с точки зрения численных методов является решение задачи Коши (задачи с начальными условиями) для систем обыкновенных дифференциальных уравнений (ОДУ). Наиболее трудными системами при нахождении численных решений являются нелинейные системы химической кинетики - типичный пример жесткой системы ОДУ.

Жесткой системой называется система, характеризуемая одновременным наличием для разных компонент решения (или линейных функций от компонент) различных временных масштабов, которые могут отличаться друг от друга на несколько порядков. Это определение зависит, конечно, от временного интервала и рассматриваемого решения.

Для решения системы ОДУ был выбран решатель из свободной математической библиотеки БЕАТЕС, для жестких систем - ОБАБЬ. При интеграции было выявлено, что решатель и код КУПОЛ-М имеет программные конфликты. Для правильной совместной работы было модернизировано 26 функция кода ОБАБЬ.

Разработанная структура программы представляет собой комплекс из четырех блоков: блок водной химии, блок газовой химии, блок сорбции, блок расчета рН (рисунок 2).

Рисунок 2 - Структура полною модуля

Генеральный код. В качестве генерального кода был выбран теплогид-равлический код КУПОЛ-М. Программное средство КУПОЛ-М разработано в ГНЦ РФ ФЭИ. Код предназначен для расчета термодинамических параметров среды в объеме защитных оболочек полного давления для АЭС с ВВЭР с разрывом трубопроводов и течью носителя под ЗО.

Генеральный код позволяет рассчитывать изменение во времени температуры и давления газа в помещениях ЗО, температуры на стенах, временные зависимости концентраций газов (азота, кислорода, пара, водорода, окиси углерода, углекислого газа, гелия и произвольного инертного газа) в помещениях ЗО, интенсивность конденсации пара на поверхностях стен и в объеме помещений 30, температуру и массу воды в приямках, массоперенос между помещениями.

Однако для работы йодного модуля необходим больший набор параметров. Поэтому для корректной работы в код были внесены следующие изменения:

— расширен набор газовых компонент (СН4, Ь, СН31,1, 03, Н01, Н1),

— введено отслеживание химического состава среды каждого помещения,

— введена классификация типа покрытия (стальное нли полимерное), и другие изменения.

Все данные передаются из генерального кода в управляющий блок йодного модуля. Этот блок осуществляет управление всей работой модуля и обеспечивает интерфейс взаимодействия с генеральным кодом, а также осуществляет внутренний интерфейс между блоками модуля. После вызова процедуры для расчета химии йода управляющий блок выбирает список необходимых моделей (расчетных блоков) на основе критерия запуска. Произведя расчет, передает результат в генеральный код для дальнейшего расчета.

Компьютерный код йодного модуля разработан на языке Fortran 77, являющимся стандартом компьютерного кода для подобных программ. Способы передачи данных между блоками, обмен данными были выбраны с учетом особенностей кода КУПОЛ-М.

Сборка исполняемого файла кода КУПОЛ-М с йодным модулем осуществляется с помощью компилятора, входящего в состав пакета Compaq Visual Fortran 6.

Глава 4 посвящена экспериментам и тестовым расчетам по оценке рН и концентрациям йода, применению разработанного модуля ПС при проектировании АЭС с ВВЭР-1000.

Эксперименты, моделирующие процессы поведения динамики йода на различных стадиях тяжелой аварии от плавления A3 до выхода в окружающую среду, являются многофакторными и отсутствуют в публикациях.

Для экспериментального исследования исследуемых параметров выбирают отдельные процессы и явления. Часть параметров заменяют имитаторами, например, радиоактивный аэрозоль заменяют нерадиоактивным с идентичным физико-химическими свойствами. Для изучения влияния радиационных полей, создаваемых прн авариях, используется источник Со-60.

В работе представлены результаты экспериментального определения рН для растворов соответствующих по составу водным средам в контейнменте прн нормальных условиях эксплуатации, проектных и запроектных авариях. При выборе состава анализируемых растворов были учтены такие компоненты, как борная кислота, щелочные катионы, аммнак, гидразин, неорганические и органические кислоты. Анализируемые растворы, рН которых составил 3...9 при температурах 25...120°С, охватили весь диапазон возможных водных сред на АЭС. Оценена надежность и точность полученных данных, относительная погрешность определения 3,6 %, отклонение расчетных значений рН от экспериментальных составляет 0,1... 0,5 единиц рН.

Рассмотрены имеющиеся опубликованные данные расчета динамики рН. Набор данных ограничен, полпота параметров, описывающих систему, недостаточна для точных расчетов. Произведен расчет динамики рН для одного из тестов RTF (Radioiodine Test Facility).

Показано, что отклонение расчетных и экспериментальных значений рН в стационарных условиях составляет 0,1...0,2 и относительное отклонение 2,5 %. Экспериментальное определение рН в сложных системах составляет 25...35 %. Поэтому полученная сходимость результатов в пределах 4...10% характеризует откорректированную модель и расчетную программу как достаточно точные для расчета динамики рН водной среды аварийного бассейна. Результаты тестов динамики рН в условиях массопереноса в другие помещения с отличающимися параметрами сред не обнаружены.

Для верификации модели сорбции на шламе была выполнена серия экспериментов. Одна часть экспериментов выполнялась при облучении и при высоких температурах (50... 120 °С). Запаянные ампулы помещались в облучающую установку и после извлекались для измерения. Другая часть опытов без облучения выполнялась в автоклавной установке. Установка предназначена для исследований межфазного распределения, летучести и сорбции форм йода и параметров среды в режимах реального времени и с отбором проб до и после опыта (эксперименты выполнены в рамках проекта МНТЦ №3345).

В экспериментах без облучения при одинаковых начальных условиях (температура, концентрация йодид-иона в воде) расчет демонстрирует рост коэффициента распределения йода с увеличением рН. При рН в диапазоне 4...6 эта тенденция выражена слабо, но становится очевидней при рН> 6, в эксперименте такая зависимость явно не прослеживается из-за недостатка данных. Добавление в исходный раствор железо-гидроокисного шлама (при заданной температуре и близких рН) может вызвать как незначительное увеличение коэффициента распределения йода, так и его падение. Расчет предсказывает в обоих случаях падение коэффициента распределения. Возможно, что при рН больше 6...7 и температуре выше 60 °С протекает гетерогенное окисление йодид-иона трехвалентным железом, но это предположение требует дополнительных экспериментальных исследований.

При облучении коэффициент распределения йода (при одинаковых рН, температуре и моменте отбора проб) падает на порядок величины относительно опытов без облучения. Изменение коэффициента распределения с рН не прослеживается в интервале рН 4,9...6,4 и при температуре, равной 60 °С.

С введением гидроокисиого шлама при 95 °С и 120 °С коэффициент распределения возрастает в 2... 10 раз.

Экспериментальные и расчетные значения коэффициента распределения йода в исследованном диапазоне рН, начальных концентраций йодид-иона и температур с учетом достигнутой точности измерений согласуются. Таким образом, была подтверждена адекватность расчетных моделей.

На основе расчетов выполненных экспериментов и расчетов по данным, полученым из имеющихся литературных источников, можно заключить, что предложенная кинетическая модель адекватно описывает гидролиз йода в температурном диапазоне 25... 120 °С, и интервале рН 3... 10, а также при начальных концентрациях йода I О'1... 10"'' г/дм3.

Тестовые расчеты по модели радиолиза йода были выполнены по данным экспериментов ISP-41 (International Standard Problem) Stagel и Stage2. В этих экспериментах под облучением происходила сорбция иа стальных поверхностях, так что соответствующие уравнения модели учтены при расчете.

ч £

1С'*

Эксперимент! Расчет

Время ч

Рисунок 3 - График зависимости концентрации йода от времени облучения в газовой фазе при 25 °С для 81а£е2

Динамика изменения концентраций летучих форм йода полностью коррелируют с динамикой изменения рН. Увеличение концентрации летучих форм йода в газовой фазе при уменьшении рН полностью соответствуют теории и предположениям, используемым при анализе аварий.

Разработанный расчетный модуль использован при разработке системы поддержания рН в контейнменте с целью ограничения образования летучих форм йода в атмосфере и, как следствие, снижению аварийного выброса в окружающую среду па начальном этапе тяжелой аварии на энергоблоке с ВВЭР-1000 (рисунок 4).

Вспомогательное

здание Ш пределами ЗО)

Здание реактора

Поят « ; ! [|

шгаса ; йр

. ■; . ПоДЗЧЙ ЩОЛОЧИ ■;<>.........................................г.........г....................................

т.............»....................Ш

А вар и й н ы й бассей н

Рисунок 4 - Система аварийного ввода щелочи ЛАЭС-2

«Йодная» проблема решена путем поддержания и контроля рН в кон-тейнменте выше 8 в течение первых суток за счет пролива 30 % раствора ИаОН в аварийный приямок (проект Тяньваньской АЭС) и в баки аварийного запаса борной кислоты (проект АЭС-2006 ЛАЭС-2, БтАЭС). Пролив осуществляется оператором с БПУ/РПУ по показаниям датчиков о начале плавления топлива. На последующих фазах аварии при восстановлении энергоснабжения па энергоблоке, как показали оценки, не ожидается существенного снижения уровня рН. Уровень рН по-прежнему контролируется на уровне не менее 8, что обеспечивается за счет пролива 15...30 м3 щелочного раствора из баков химических реагентов спринклерной системы.

Данное решение обеспечивает поддержание содержания летучих форм йода в контейнменте и аварийном выбросе, связанном с утечками в окружающую среду через неплотности, на низком уровне. Надежно подтверждены приемочные критерии радиационной безопасности для населения при тяжелых запроектных авариях на энергоблоке (таблица 1).

Разработанная модель принята как первая версия программы расчета концентраций йодных форм в газовой и водной фазах, а также расчета коэффициентов распределения йода в двухфазной системе. Эта версия учитывает влияние примесей (аммиака и его продуктов радиолиза, борной кислоты, ионов железа и др.), а также сорбцию/десорбцию йода полимерным покрытием и сорбцию на железооксидном шламе.

Расстояние, км Внутреннее облучение за счет ингаляции, Гр

без использования системы подавления Пола с использования системы подавления йода

1,0 1,69Е+01 4,97Е-01

5,0 3.23Е+00 9,50Е-02

15,0 2,86Е-01 8,41Е-03

Дальнейшее развитие моделей и разработка расчетных модулей связана с проведением локальных и крупномасштабных экспериментов по распределению йода с учетом особенностей проекта АЭС с ВВЭР (например, тип покрытий, компоновка контейнмента, системы локализации, параметры среды в контейнменте). Длительность экспериментов должна соответствовать времени отдаленных фаз протекания аварии (более 30 суток).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основные результаты работы сводятся к следующему.

1. Установлено, что для описания распределения йода на АЭС с ВВЭР и проведения сквозных расчетов тяжелых аварий с выходом ПД за пределы защитной оболочки, необходимо разработать модель оценки распределения йода между атмосферой и аварийным приямком. Показаны отлпч«« АЭС с ВВЭР от Р\¥11 в части водно-химических параметров систем апарн-.. ¡ци-ты, использования органосиликатных и эпоксидных покрытий (ОС-51-ОЗ, ЭП-525, ЭП-569 и т. д.), применения УЛР, влияющего на состав поступающих в контейнмент аэрозолей.

2. Предложена кинетическая модель для расчета концентраций йода в водной и газовой фазах, учитывающая 250 химических реакций в водной фазе и 25 реакций в газовой фазе; впервые для подобных кодов предложена модель сорбции йодид-иона на железооксидном шламе; предложен рациональный алгоритм решения системы дифференциальных уравнений с 5 % точностью в интервале изменения начальной концентраций йода 10"'... 10"6 г/дм3; предложена модель расчета концентраций ионов водорода с учетом ЫНз, ЫгНг, ЫаОН и др.

3. Создан компьютерный расчетный код, который внедрен в теплогид-равлнческий контейнментный код КУПОЛ-М; код КУПОЛ-М дополнен переносом химических примесей между помещениями, в нем увеличено число

учитываемых газовых компонент (L, CH3I, С От, СЬ и др.). Программный продукт позволяет проводить сквозные расчеты экспериментов и тяжелых аварий на АЭС.

4. Экспериментально установлено, что при наличии в растворе желе-зооксидного шлама в диапазоне температуры 95... 120 °С наблюдается увеличение образования летучих форм йода в 2... 10 раз. На основе лабораторных экспериментов верифицирована модель расчета кислотного показателя среды для растворов, соответствующих аварийным, при температурах 25...125°С; отклонение расчетных значений рН от экспериментальных составляет 10%; проведена верификация моделей гидролиза и радиолиза йода с использованием результатов автоклавных экспериментов и экспериментов ISP-41 в диапазоне температуры 25... 120 °С, рН 3... 10 и гамма-облучения 0,5..5 кГр/ч, сходимость расчетных и экспериментальных данных составила не более порядка.

5. Разработанный расчетный модуль использован при разработке системы поддержания рН в контейнменте с целью ограничения образования летучих форм йода в атмосфере и, как следствие, снижению аварийного выброса в окружающую среду на начальном этапе тяжелой аварии на энергоблоке с ВВЭР (проекты АЭС с ВВЭР-1000 Тяньваньская АЭС первой и второй очереди, Ленинградская АЭС-2, Балтийская АЭС).

Основные материалы диссертации опубликованы в следующих работах:

Ведущие рецензируемые научные журналы из перечня ВАК

1. Лебедев Л.Э. Моделирование динамики йода в защитной оболочке при авариях на АЭС с ВВЭР / Л.Э. Лебедев, В.В. Безлепкин, С.Е. Семашко [и др.] // Атомная энергия. 2010. № 109. С. 46-51.

Статьи в трудах, материалах международных и всероссийских конференций, в сборниках научных трудов

2. Лебедев Л.Э. Распределение радиоактивного йода при тяжелой аварии на АЭС / Л.Э. Лебедев // Десятая международная молодежная научная конференция «Полярное сияние 2007. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право»: Сборник тезисов докладов, СПб, 29 января-3 февраля 2007 г.- М.: МИФИ, 2007.-С. 196-198.

3. Ампелогова Н.И. Моделирование динамики физико-химических форм радиоактивного йода в защитной оболочке / Н.И. Ампелогова, А.С. Фролов, Л.Э. Лебедев [и др.] // Пятая международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР - 2007»: Сборник тезисов докладов, Подольск, 29 мая-1 июня 2007 г.- Подольск: Изд-во ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2007,-С. 33.

4. Ампелогова Н.И. Разработка современного кода по реалистической оценке кинетики радиоактивного йода в условиях тяжелой аварии на реакторах типа ВВЭР / Н.И. Ампелогова, А.С. Фролов, Л.Э. Лебедев [и др.] // Шестая Международная научно-техническая конференция концерна «Росэнергоатом» «Безопас-

ность, эффективность и экономика атомной энергетики»: Сб. тезисов докладов, Москва, 21-23 мая 2008 г.- М.: ООО «Центр полиграфических услуг «Радуга», 2008,-С. 201-202.

5. Гаврилов A.C. Воздействия АЭС на население и окружающую среду (на примере сооружаемой Балтийской АЭС) / Гаврилов A.C., Карасева М.А., Лебедев Л.Э., Фролов A.C., Харченко Е.В. // Международная научная конференция «Интеграция, партнерство и инновации в строительной науке и образовании». Москва, Россия, 17 - 19.10.2012. Сборник трудов «Интеграция, партнерство и инновации в строительной науке и образовании». Научное издание. М., 2012

6. Безлепкин В.В. Разработка программного комплекса по оценке поведения продуктов деления в контейнменте при авариях на АЭС с ВВЭР / В.В. Безлепкин, С.Е. Семашко, И.М. Ивков, М.А. Затевахин, И.А. Потапов, A.C. Фролов, Л.Э.Лебедев //Шестая Международная научно-техническая конференция концерна «Росэнергоатом» «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР - 2009»: Сборник тезисов докладов, Подольск, 26-29 мая 2009 г.- Подольск: Изд-во ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2009,- С. 156.

[Электронные носители]

1. Ампелогова H.H. Моделирование динамики физико-химических форм радиоактивного йода в защитной оболочке / Н.И. Ампелогова, A.C. Фролов, Л.Э. Лебедев [и др.] // 5-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР -2007»,

ULRNHtp://wwwA4tlropress.podolsk.m/ri1es/proceedh\gs.'inntk2007/f64.pdl'

2. Безлепкин В.В. Разработка программного комплекса по оценке поведения продуктов деления в контейнменте при авариях на АЭС с ВВЭР/ В.В.Безлепкин, С.Е.Семашко, И.М.Ивков, М.А.Затевахин, И.А.Потапов, А.С.Фролов, Л.Э.Лебедев // 6-я МНТК концерна «Росэнергоатом» «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР - 2009»: CD-DISK, Подольск, 26-29 мая 2009 г.- Подольск: Изд-во ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2009,- 13 с.

Подписано в печать 23.11.2012. Формат 60x84/16. Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,0. Тираж 100. Заказ 9993Ь.

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства Политехнического университета. 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29. Тел.: (812) 550-40-14 Тел./факс: (812) 297-57-76

Введение

1 Анализ методик оценки выброса радиоактивного йода.

1.1 Руководство по безопасности РБ-020-01.

1.2 Модель НИЦ «Курчатовский институт».

1.3 Оценка распределения йода при авариях на основе рекомендаций.

1.4 Характеристика йодного кода IODE.

1.4.1 Перенос летучих форм йода между раствором приямка и атмосферой контейнмента.

1.4.2 Конденсация пара на поверхностях контейнмента и водной поверхности.

1.4.3 Адсорбция и десорбция йода поверхностями.

1.4.4 Радиолитические и гидролитические реакции йода.

1.4.5 Реакции йода с органическими материалами и соединениями.

1.4.6 Ввод данных.

1.5 Характеристика йодного кода IMPAIR.

1.5.1 Радиолитическое окисление йодид-иона в водной фазе.

1.5.2 Межфазный массоперенос летучих форм йода и осаждение на поверхностях.

1.5.3 Реакции йода в газовой фазе.

1.5.4 Интеграция кода IMPAIR в интегральный код FIPLOC.

1.6 Характеристика йодной модели LIRIC.

1.6.1 Радиолитические реакции йода в водной фазе.

1.6.2 Влияние органических примесей и ионов металлов на поведение йода в водной фазе.

1.7 Йодный модуль IMOD 1.0.

1.8 Характеристика йодного кода INSPECT.

1.9 Сравнение йодных модулей и кодов IODE, IMPAIR, LIRIC, INSPECT.

2 Разработка и модернизация моделей.

2.1 Цели и задачи йодного модуля.

2.2 Модернизация блока динамики йодных форм в жидкой фазе.

2.2.1 Модернизация жидкостной кинетики.

2.2.2 Модель оценки концентрации ионов водорода в аварийном бассейне.

2.2.2.1 Анализ состава среды в 30 при аварии.

2.2.2.2 Модель расчета значений рН.

2.2.2.3 Основное уравнение для расчета рН и его решение.

2.2.3Модель сорбции йода на шламе.

2.2.4 Поверхности в водной фазе.

2.2.4.1 Осаждение йода на нержавеющей стали.

2.2.4.2 Адсорбция йода полимерными покрытиями в водной фазе.

2.3 Разработка и модернизация блока динамики газовых форм.

2.3.1 Механизм образования и расчет скорости образования азотной кислоты.

2.3.2 Образование соляной кислоты.

2.3.3 Реакции озона в атмосфере контейнмента.

2.3.4 Восстановление 12 водородом и радиолитическое разложение

2.3.5 Образование и разложение йодорганических соединений в атмосфере контейнмента.

2.3.6 Адсорбция и десорбция летучих форм йода поверхностями в атмосфере контейнмента.

2.4 Модель массопереноса.

3 Программная реализация.

3.1 Структура йодного модуля.

3.1.1 Алгоритм построения системы кинетических уравнений в расчетах динамики форм йода.

3.1.2 Описание численных методов использованных при программировании.

3.1.3 Модернизированная структура программы расчета.

3.2 Взаимодействие йодного модуля с генеральным тяжелоаварийным кодом.

3.2.1 Описание кода КУПОЛ-М.

3.2.2 Алгоритм взаимодействия с кодом КУПОЛ-М.

3.2.3 Компьютерный код.

3.2.4 Исходные данные для расчетов.

4 Тестовые расчеты разработанного модуля.

4.1 Тестовые расчеты концентрации ионов водорода.

4.1.1 Статическая модель.

4.1.2 Динамическая модель.

4.2 Тестовые расчеты сорбции на шламе.

--------4гЗтТестовые расчеты распределения йода.

Анализ радиационных последствий тяжелых аварий, связанных с медленным ростом давления в контейнменте, используется в проектах АЭС с ВВЭР для разработки плана защитных мероприятий для населения и обоснования размеров зон планирования обязательной (экстренной) эвакуации/защитных мероприятий для населения в начальный период радиационной аварии. Размеры зон определяются на основе критериев радиационной безопасности, регламентированных нормативными документами.

Эффективная доза за первые 10 суток аварии формируется, в основном, радионуклидами йода и инертными радиоактивными газами (ИРГ) за счет внешнего облучения от радиоактивного облака и внутреннего облучения при ингаляции. Радиоактивный йод также полностью формирует дозу на критический орган - щитовидную железу.

Анализ поведения радиоактивного йода в условиях тяжелой аварии показал, что йод поступает в контейнмент из системы первого контура преимущественно в виде аэрозолей Сз1 (-95 %); летучие формы -1,12, Н1 - составляют не более 5 % от массы всего йода, вышедшего из активной зоны. Содержание органических соединений йода не превышает 0,1 %.

При взаимодействии с водной средой контейнмента (влажный пар, конденсат на поверхностях, аварийный бассейн) аэрозоли Сб1 растворяются с образованием йодид-иона. Дальнейшее взаимодействие йодид-иона с продуктами радиолиза воды, органическими примесями ведет к образованию летучих форм (молекулярный йод, атомарный йод, метилйодид). Проникая через неплотности защитной оболочки (30), летучие формы радиоактивного йода поступают в окружающую среду. Поэтому важной технической задачей является уменьшение концентраций продуктов деления (ПД), в том числе и йода, в атмосфере контейнмента.

Поведение и транспорт радиоактивного йода в помещениях контейнмента при авариях определяется рядом процессов и механизмов, которые влияют на концентрацию и соотношение различных форм йода в газовой и водной фазах. На ранней фазе начального периода аварийного режима термодинамическое равновесие между формами йода не достигается. Поэтому для определения изменения концентрации и соотношения форм йода во времени и распределения его между фазами по помещениям контейнмента необходимо моделировать все основные протекающие процессы в функции от времени.

Эта задача требует создания компьютерной программы, которая может моделировать все важнейшие кинетические явления. Компьютерные коды позволяют моделировать и предсказывать поведение йода при различных типах аварий и режимов, предоставляют информацию для обоснования стратегии ликвидации последствий аварий и их предотвращения, а также для целей лицензирования новых проектов энергетических реакторов и-обоснования их радиационной безопасности. ~

Для моделирования аварий на АЭС с реактором ВВЭР разрабатывается российский тяжелоаварийный код СОКРАТ. Он содержит код КУПОЛ-М позволяющий рассчитывать теплогидравлические параметры в контейнменте. Новая версия кода СОКРАТ/ВЗ содержит модуль оценки накопление ПД в активной зоне реакторной установки, транспорт ПД в первом контуре и выход в атмосферу контейнмента. Однако, код КУПОЛ-М не имеет модулей расчета поведения аэрозолей и химии йода. Разработанный модуль в составе кода КУПОЛ-М, дополненный аэрозольной частью, позволяет определять выход радионуклидов за пределы 30.

Существующие зарубежные йодные коды (IODE, IMPAIR, LIRIC и др.), реализующие модели прогнозирования поведения и межфазного распределение йода при авариях в контейнменте АЭС с PWR, не применимы (без существенных доработок) на реакторах типа ВВЭР. Зарубежные модели и расчетные коды создавались для реакторов типа PWR и BWR, имеющих существенное отличие от отечественных реакторов: различные типы водно-химических режимов (ВХР), конструкционных материалов, защитных покрытий, отсутствие устройств локализации расплава (УЛР) с жертвенным материалом, различные составы растворов систем аварийного охлаждения зоны (САОЗ) и др. Таким образом, состав образующихся аэрозолей и водных сред, а также химических примесей различны.

Оценки выхода йода из ЗО в окружающую среду при тяжелых авариях выполняются в ряде российских организаций, таких как РНЦ "Курчатовский институт", ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО «ВТИ», ФБУ «НТЦ ЯРБ», ИБРАЭ РАН, но публикаций по разрабатываемым кодам, результатам расчетов и сравнения с зарубежными аналогами крайне мало.

Цель работы заключается в создании модели и расчетного кода для прогнозирования радиационных и экологических последствий аварийных выбросов радиоактивного йода при тяжелой аварии на АЭС с реактором ВВЭР.

Для достижения намеченной цели были поставлены и решены следующие основные задачи: выполнен анализ существующих зарубежных моделей для оценки летучести йода; разработаны алгоритмы оценки концентраций различных летучих форм йо-да в-двухфазных средах-в-контейнменте; выполнены экспериментальные исследования коэффициента распределения йода при различных температурах; разработана и апробирована методика расчета концентрации ионов водорода (рН) в аварийном приямке; выполнены экспериментальные исследования концентраций ионов водорода для растворов соответствующих по составу водным средам в контейнменте; на основе теоретических и экспериментальных исследований разработана методика сорбции йода на железооксидном шламе; разработана модель сорбции/десорбции летучих форм йода на поверхностях оборудования и строительных конструкциях в условиях, характерных для тяжелых аварий; разработан интерфейс для включения йодного модуля в тяжелоаварийный код и выполнены тестовые расчеты.

Научная новизна работы заключается в следующем: создание модели динамики поведения радиоактивного йода при тяжелых авариях на АЭС с реактором ВВЭР; в разрабатываемой модели динамики физико-химических форм йода при тяжелой аварии на АЭС учитывается массоперенос химических примесей и влияние их на летучесть йода; в описании динамики форм йода в газовой фазе контейнмента впервые учтены процессы радиолиза водяного пара и взаимодействие газообразных компонентов (водород, окислы азота, озон и др.) между собой, подробно описаны процессы взаимодействия молекулярного йода с продуктами радиолиза водяного пара и с компонентами газовой смеси в атмосфере контейнмента; разработан и верифицирован йодный модуль, предназначенный для расчета распределения летучих форм йода между аварийным приямком и атмосферой контейн-мента при тяжелой аварии.

Практическая ценность работы определяется тем, что: реализованные методики в виде комплекса программ позволяют подтвер-дить консервативность инженерных оценок для АЭС с ВВЭР; разработанный йодный модуль в составе интегрального тяжелоаварийного кода позволяет получить реалистичные исходные данные по выходу радионуклидов йод в окружающую среду для расчета дозовых нагрузок на персонал и население при тяжелых авариях; расчет выброса йода в окружающую среду при авариях с учетом особенностей АЭС с ВВЭР позволяет обосновать эффективность и оптимизировать технические меры по управлению тяжелыми авариями.

Достоверность и обоснованность результатов работы подтверждается: физической обоснованностью разработанных математических моделей и исходных данных для расчетов; использованием апробированных методик исследований; удовлетворительным согласованием расчетных данных с экспериментальными данными автора и других исследователей.

Автор защищает: новую модель реалистической оценки динамики поведения летучих форм йода в двухфазных системах в контейнменте при тяжелых авариях; результаты теоретических и экспериментальных исследований.

Личный вклад автора в постановке задач исследований и разработке алгоритмов их решения; разработке математических моделей; выборе основных методов решения; разработке компьютерного кода, реализующего модели и алгоритмы; внедрение разработанного модуля в интегральный код; проведение верификационных расчетов.

По результатам выполненных исследований опубликовано 6 работ, в т. ч. 1 - в изданиях из перечня ВАК. Основные положения и отдельные результаты работы обсуждались и получили одобрение на семинарах и конференциях различного уровня, включая международные.

Основные результаты работы сводятся к следующему.

1. Установлено, что для описания распределения йода на АЭС с ВВЭР и проведения сквозных расчетов тяжелых аварий с выходом ПД за пределы защитной оболочки, необходимо разработать модель оценки распределения йода между атмосферой и аварийным приямком. Показаны отличия АЭС с ВВЭР от PWR в части водно-химических параметров систем аварийной защиты, использования органосиликатных и эпоксидных покрытий (ОС-51-ОЗ, ЭП-525, ЭП-569 и т.д.), применения УЛР, влияющего на состав поступающих в контейнмент аэрозолей.

2. Предложена кинетическая модель для расчета концентраций йода в водной и газовой фазах, учитывающая 250 химических реакций в водной фазе и 25 реакций в газовой фазе; впервые для подобных кодов предложена модель сорбции йодид-иона на железооксидном шламе; предложен рациональный алгоритм решения системы дифференциальных уравнений с 5 % точностью в интервале изменения начальной концентраций йода 10"1. Л О"6 г/дм3; предложена модель расчета концентраций ионов водорода с учетом №13, К2Н2, ШОН и др.

3. Создан компьютерный расчетный код, который внедрен в теплогидравличе-ский контейнментный код КУПОЛ-М; код КУПОЛ-М дополнен переносом химических примесей между помещениями, в нем увеличено число учитываемых газовых компонент (12, СН31, С02, С12 и др.). Программный продукт позволяет проводить сквозные расчеты экспериментов и тяжелых аварий на АЭС.

4. Экспериментально установлено, что при наличии в растворе железооксидно-го шлама в диапазоне температуры 95.120 °С наблюдается увеличение образования летучих форм йода в 2. 10 раз. На основе лабораторных экспериментов верифицирована модель расчета кислотного показателя среды для растворов, соответствующих аварийным, при температурах 25.125°С; отклонение расчетных значенийрН от экспериментальных составляет 10%; проведена верификация молей гидролиза и радиолиза йода с использованием результатов автоклавных экспериментов и экспериментов 18Р-41 в диапазоне температуры 25.120 °С, рН 3.10 и гамма-облучения 0,5.5 кГр/ч, сходимость расчетных и экспериментальных данных составила не более порядка.

5. Разработанный расчетный модуль использован при разработке системы поддержания рН в контейнменте с целью ограничения образования летучих форм йода в атмосфере и, как следствие, снижению аварийного выброса в окружающую среду на начальном этапе тяжелой аварии на энергоблоке с ВВЭР (проекты АЭС с ВВЭР-1000 Тяньваньская АЭС первой и второй очереди, Ленинградская АЭС-2, Балтийская АЭС).

6. Дальнейшее развитие моделей и разработка расчетных модулей связана с проведением локальных и крупномасштабных экспериментов по распределению йода с учетом особенностей проекта АЭС с ВВЭР (например, тип покрытий, компоновка кон-тейнмента, системы локализации, параметры среды в контейнменте). Длительность экспериментов должна соответствовать времени протекания отдаленных фаз аварии (более 30 суток).

СПИСОК ОСНОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АЗ - активная зона;

АЭС - атомная электростанция;

ВВЭР - водо-водянной энергетический реактор;

ВКУ - внутри корпусные устройства;

ВХР - водно-химический режим;

ГЕ - гидроемкость;

ГНЦ - главный циркуляционный насос;

ЗО - защитная оболочка;

ЗПА - запроектная авария;

ИМ - йодный модуль;

ОДУ - обыкновенные дифференциальные уравнения;

ПГ - парогенератор;

ПД - продукты деления;

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны;

СПОТ 30 - система пассивного отвода тепла от защитной оболочки;

СУЗ - система управления и защиты;

УЛР - устройство удержания расплава.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Руководство по безопасности РБ-020-01 «Методика оценки выбросов соединений йода в атмосферу при авариях на АЭС с реактором ВВЭР». Госатомнадзор России. -М.: НТЦЯРБ, 2001.-33с.

2. Eggleton A.E.J. A Theoretical Examination of Iodine-Water Partition Coefficient. AERE-R4887

3. Impact of short-term severe accident management actions in a long-term perspective. NEA/CSNI/R (2000)8, 2000. 16p.

4. European Utility Requirements for LWR nuclear power plants (rev.C).

5. D. Jacquemain, "ESCADRE mod 1.2 IODE code version 4.2 - reference report: analysis of iodine behaviour in a reactor containment in the event of a severe accident", IPSN Note Technique SEMAR 98/58.

6. Bardelay J. Present status of iodine research at IPSN and its application to reactor safety. In: The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Würenlingen, Switzerland. 1996. NEA /CSNI/ R (96) 6. p. 41-53.

7. International Standard Problem (ISP) No.41. Containment iodine computer code exercise based on RTF experiment. NEA/CSNI/R (2000)6/vol.2, OECD/OCDE, Paris, 2000. -p. 51-63.

8. Rydle A. Simulation of ISP-41. Experiment with modified IODE code. In: International Standard Problem (ISP) No.41. Containment iodine computer code exercise based on RTF experiment. NEA/CSNI/R (2000)6/vol.2 OECD/OCDE, Paris, 2000. p. 23-47.

9. Funce F., Zeh P., Hellmann S. Radiolytic oxidation of Molecular Iodine in the Containment Atmosphere. In: Iodine Aspects of Severe Accident Management Workshop Proceed. Vantaa, 1999. NEA/CSNI/R(99)7. -p.79-90.

10. Ewig F., Schwarz S., Weber G. et all/ Multi-Compartment Iodine Calculations with FIPLOC/IMPAIR. In: Iodine Aspects of Severe Accident Management Workshop Proceed. Vantaa, 1999. NEA/CSNI/R(99)6. -p.587-614.

11. Wren J.C., Ball J.M., Modeling Iodine Behavior using LIRIC 3.0. In: The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Wiirenlingen, Switzerland. 1996. NEA /CSNI/ R (96) 6. p.507-530.

12. Wren J.C., Ball J.M., LIRIC 3.2 an updated model for iodine behavior in the presence of organic impurities. In: Radiation Physics and Chemistry, Volume 60, Issue 6, March 2001. -p. 577-596

13. Wren J.C., Glowa G.A., Ball J.M., A Simplified Model for Containnment Iodine Chemistry and Transport In: Iodine Aspects of Severe Accident Management Workshop Proceed. Vantaa, 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.327-342.

14. Dickinson S., Sims H.E. Modification to the INSPECT model. In The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Wiirenlingen, Switzerland. 1996. NEA/CSNI/R(96)6. p.487-500.

15. Крицкий В.Г., Бобров Б.Г., Васильев В.Н. и др. Особенности радиолиза теплоносителя 1-ого контура реактора ВВЭР-440. Доклад на II Всеросийской научнотехнической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», М. 2001.

16. Установка реакторная В-428. Нормы водно-химического режима первого контура. 428Д16. ОКБ "Гидропресс", 2001.

17. Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Бобров Ю.Г. и др. Отчет ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ", инв.№3286, 2002.

18. Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Бобров Ю.Г. и др. Отчет ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ", инв.№3307, 2002.

19. Sjovall Н., Routamo Т., Tuomisto Н. Iodine management in the Finnisch NPPs. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.391-400.

20. Wren J.C., Ball J.M., Glowa G.A. Studies on the Effects of Organic-Painted Surfaces on pH and Organic Iodide Formation. In: Iodine Aspects of Severe Accident Management Workshop Proceed. Vantaa, 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.181-196.

21. Робинсон P., Стоке P. Растворы электролитов. M., ИИЛ, 1963.

22. Батлер Дж. М. Ионные равновесия (математическое описание). Л., Химия, 1973.

23. Измайлов А.Н. Электрохимия растворов. М., Химия, 1966.

24. Николаева Н.М. Химические равновесия в водных растворах при повышенных температурах. "Наука" СО , Новосибирск, 1982.

25. Baes Ch., Mesmer R. The hydrolysis of cations. N-Y., L., Wiley-Intersc. Publ., 1976.

26. Мелвин-Хьюз E.A. Равновесие и кинетика реакций в растворах. М., Химия,1975.

27. Mesmer R.E., Baes C.F., Sweeton F.H. Acidity Measurements at Elevated Temperatures. VI. Boric Acid Equilibria. Juorg.Chem. V.l 1, No3, 1972. p.430-438.

28. Антропов Л.И. Теоретическая электрохимия. М., Высшая школа, 1975.

29. Физическая химия / Под ред.Б.П.Никольского. Л., Химия, 1987.

30. Медведев П.И. Физическая и коллоидная химия. М., 1954.

31. Sipalo-Zuljevic J., Wolf R.H. Sorption of La(III), Co(II) and Iodide Ions at Tracer Concentrations on Ferric Hydroxide/Mikrochim. Acta.- 1973.- N.2. -p.315-318.

32. Kepak F. Contribution to the study of the sorption of radionuclides on hydrated oxides /Journ.Radioanalyt.Chem. -V.51. -No.2. -1979. -p.307-314.

33. Herranz L., Vela-Garcia M., Fontanet J. Predictability of iodine chemistry in the containment of a NPP under hypothetical severe accident conditions / Proceed, of ICAPP 2007. -Nice, France. May

34. Лузанова Л.М., Дубков А.П., Павленко В.И. Сорбция йода и йодистого водорода на поверхностях конструкционных материалов. Отчет РНЦ КИ, ИЯР, инв.№32/17780, 1980.

35. Herrero В., Verduras Е. Iodine behaviour calculatious for a TMLB sequence. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.359-374.

36. Marchand C., Petit M. Small scale experiments on organic iodide production from iodine painted surface interaction. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. - p.135-150.

37. Belval-Haltier E. Study of molecular iodine-epoxy paint mass transfer. In: The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Wiirehlingen, Switzerland. 1996. NEA /CSNI/ R (96) 6. -367p.

38. Funke F. Data analysis and modeling of organic iodide production at painted surfaces. In: Proceed of OECD Workshop on iodine aspects of severe accident management. Vantaa, Finland, 1999. NEA/CSNJ/R(99)7. 151p.

39. Beahm E.C., Weber C.F., Kress T.S. at all. Iodine Chemical Form's in LWR Severe Accidents. NUREG/CR-5732, 1992.

40. Бяков B.M., Ничипоров Ф.Г. Радиолиз воды в ядерных реакторах. М., Энергоатомиздат, 1990.

41. Пшежецкий С.Я. Механизм радиационно-химических реакций. М., Издат. химич. лит-ры, 1962.

42. Takahashi M., Nukatsuka S., Hashimoto T. at all. A study of the effects of radiation in a containment. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. -p.297-310.

43. Karasawa H., Eudo M. Effect of nitrogen and oxygen on radiolysis of iodine solutions. In The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Wurenlingen, Switzerland, 1996, NEA/CSNI/R(96)6. -p.123-130.

44. Dutton L.M., Grindon E., Handy B.Y. at all. Iodine behaviour in severe accidents. In The Chemistry of Iodine in Reactor Safety. Proceed, of the Fourth CSNI Workshop, Wurenlingen, Switzerland, 1996, NEA/CSNI/R(96)6.-p.615-633.

45. Radio Nuclide Package Reference Manual (MELCOR). Rev.2. NUREG/CR-6119.

46. Dickinson S., Sims H., Jacquemain D. at all. Kinetics of the up take of aqueous iodine on silver surfaces. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. -p.209-222.

47. Sjovall H., Rontamo T., Tuomisto H. Iodine management in the Finnisch NPPs. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.391-400.

48. Evans G.J., Taghipour F., Nugraha T. at all. Iodine studies at the University of Toronto. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p. 41-56.

49. Karjunen T., Zilliacus R. Organic iodide formation in BWR accidents. In Iodine Aspects of Severe Accident Management. Workshop Proceed. Vantaa, May 1999. NEA/CSNI/R(99)7. p.169-180.

50. Vikis A.C., Macfarlane R. Reaction of iodine with ozone in the gas phase. J.Chem.Phys., V.89. 812p.

51. Nouveau tuaite de Chimie Mineral. Publ. P.Pascal. Paris Masson, T.13, 1960.

52. Лунин B.B., Попович М.П., Ткаченко C.H. Физическая химия озона. М., Изд.МГУ, 1998.

53. Защита от коррозии, старения и биоповреждений машин, оборудования и сооружений. Под ред.А.А.Герасименко. Справочник. М., Машиностроение, Т.2, 1987. -с.247-290.

54. Кухтевич И.В., Безлепкин В.В., Голиков Ю.А. и др. Анализ водородной ситуации в контейнменте АЭС с ВВЭР-1000 при запроектных авариях. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. Труды семинара, СПбАЭП, СПб, 2000. с.347-370.

55. Книпович О.М., Филиппов Ю.В., Лунин В.В. Влияние оксидов азота на синтез озона в барьерном разряде. Исследования по химии озона. Тезисы докл. М., МГУ, 2000, с.26.

56. Frost A.A., Pearson R.G. Kinetics and mechanism. N.-Y., J.Wiley, 1961.

57. Beahm E.C., Shockley W.E., Culberson O.L. Organic iodide formation following Nuclear Reactor Accidents. Rep. NUREG/CR-4327 Oak Ridge Nat.Lab., 1985.

58. Ono S., Fujita N., Fujiwara K. at all Radiochemical effect on the formation of inorganic and organic iodine species. In Water Chemistry for Nuclear reactor Systems. 4. BNES, L, 1986. -p.177-182.

59. Beahm E.C., Shockley W.E., Weber C.F. Chemistry and transport of iodine in the containment. Nucl.Technol. V.78, 1987. 34p.

60. Parsly L. Chemistry of methyl iodide. Review ORNL-NSJC-82 (EPRI 369-99).

61. Таблицы констант скорости элементарных реакций в газовой и жидкой фазах. Институт химической физики. РАН РФ. 1970-1991.

62. Денисов Е.Т. Константы скорости гемолитических жидкофазных реакций. М., Наука, 1971.

63. Каханер Д., Моулер К., Нэш С. Численные методы и программное обеспечение. М., Мир, 2001

64. Код КУПОЛ-М. Версия 1.1. Описание применения. Отчет ГУП ТФЦ ФИ инв. № 85.005/5-2, Обнинск, 2001.

65. Eggleton A.E.J. A theoretical examination of iodine-water partition coefficients. Report AERE R 4887, Health Physics and Medical Division, Atomic Energy Reseatch Establisment, Harwell, Berkshire. 1967. - 15p.

66. Palmer D.A. Lyons L.J., 1989. Kinetics of iodine hydrolysis in unbuffered solution. In: Vikis A.C. (Ed.), Proceedings of the Second CSNI Workshop on Iodine Chemistry in

67. Reactor Safety. Atomic Energy of Canada Limited Report, AECL 9923/CSNI-149, Toronto, Canada, 1988,- lip.

68. Behaviour of Iodine Project. Final Summary Report. NEA/CSNI/R (2011)111, OECD/OCDE, 2012. 52p.

69. Ксензенко В.И., Стасиневич Д.С. Химия и технология брома и иода и их соединений. Химия, М.,1995.