автореферат диссертации по электротехнике, 05.09.10, диссертация на тему:Исследование процесса и разработка оборудования для индукционной плавки кориума

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР ПРОЦЕССОВ С УЧАСТИЕМ РАСПЛАВА КОРИУМА И СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ

БАЗЫ.

1.1. Плавление активной зоны корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора.

1.2. Состояние экспериментальной базы для физического моделирования процессов с участием расплава кориума.

1.3. Характеристика оборудования и методов исследования процесса индукционной плавки кориума.

1.4 Выводы и постановка задачи исследования.

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ИНДУКЦИОННОЙ ПЛАВКИ КОРИУМА НА МАЛОМАСШТАБНОМ, С^НДК,.

2.1. Разработка индукционной пе^й с холодным тиглем для маломасштабного стенда тяжелых аварий.

2.2. Описание маломасштабного стенда тяжелых аварий.

2.3. Разработка технологических приемов процесса и исследование индукционной плавки кориума.

2.3.1. Стартовый нагрев.

2.3.2. Организация взаимодействия расплава кориума с подреакторными конструкционными материалами.

2.3.3. Особенности ИПХТ кориума.

2.3.4. Температура расплава кориума.

2.4. Выводы.

3. ИССЛЕДОВАНИЕ СВОЙСТВ РАСПЛАВА КОРИУМА.

3.1 Исследование взаимодействия расплава кориума с подреакторными конструкционными материалами при ИПХТ.

3.2 Исследование механизма разрушения образцов подреакторных конструкционных материалов расплавом кориума.

3.3. Исследование излучательных свойств расплава кориума.

3.3.1. Методика определения интегральной излучательной способности расплава кориума.

3.3.2. Определение спектральной излучательной способности расплава кориума.

3.4. Исследование диаграмм состояний оксидных систем с использованием технологии ИПХТ.

3.5. Выводы.

4. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ИНДУКЦИОННОЙ

ПЛАВКИ КОРИУМА В ХОЛОДНОМ ТИГЛЕ.

4.1. Математическая модель для исследования ИПХТ оксидов.

4.2. Исследование индукционной печи с холодным тиглем как электромагнитной системы.

4.3. Программа электромагнитного расчета ИПХТ с учетом реальной формы секций тигля.

4.4. Сопоставительный анализ результатов электромагнитного расчета с экспериментальными данными.

4.4.1. Методика обработки экспериментальных данных.

4.4.2. Тестирование электромагнитной задачи по данным эксперимента.

4.4.3. Тестирование гидродинамической задачи.

4.5. Сравнение результатов расчета с экспериментом.

4.6. Исследование влияния архимедовых и электромагнитных сил на движение расплава кориума.

4.7. Численное моделирование ИПХТ кориума в тигле большого объема.

4.8. Выводы.

СПИСОК УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

АЭС - атомная электростанция

ВПА - визуальный политермический анализ

EDX энергодисперсионная рентгенография

ИИК - информационно-измерительный комплекс

ИПХТ - индукционная плавка в холодном тигле

МИУ - метод интегральных уравнений

МКР - метод конечных разностей

МКЭ - метод конечных элементов

PC персональный компьютер

SEM сканирующая электронная микроскопия

ЦГБ - циркониевый бетон с вяжущим гидратационного

ЭМП - электромагнитное поле

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика вносит существенный вклад в производство электроэнергии индустриально развитых стран [1]. Например, доля электроэнергии, вырабатываемой атомными электрическими станциями Франции, составляет около 80 % от общего производства электроэнергии в этой стране.

Несмотря на ряд преимуществ АЭС по сравнению с тепловыми станциями, работающими на органическом топливе - в экономической эффективности, экологической чистоте при нормальной эксплуатации, объеме запасов топлива и других - атомная энергия является потенциально наиболее опасной из всех известных человечеству видов энергии [2]. Подтверждением этому являются аварии на АЭС "Three Mile Island" в США и на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС.

Обеспечение и обоснование безопасности АЭС является приоритетной задачей при эксплуатации действующих и проектировании новых АЭС, к которым предъявляются повышенные требования безопасности. Глубокие и разносторонние исследования, а также принятые конструктивные решения на основе этих исследований, позволили снизить вероятность аварий с выходом радиоактивных продуктов за пределы защитной оболочки реакторного корпуса до уровня 10"4 - 10"5 событий на реактор в год для действующих АЭС п

3,4] и менее 10" событий на реактор в год для проектируемых АЭС нового поколения [5,6]. Существенное повышение безопасности стало возможным за счет внедрения новых организационных, научно-технических и технологических решений, например, таких, как использование новых материалов, новых схемных решений, свойств саморегулирования и самозащиты, оборудования повышенного качества, пассивных принципов работы систем безопасности, сниженной энергонапряженности активной зоны реакторов и других методов.

При обосновании безопасности АЭС рассматривают две категории аварий - проектные и запроектные. К категории проектных относят такие аварии, когда вслед за исходным инициирующим событием происходит еще один независимый отказ в работе оборудования и систем. Подход к обеспечению безопасности АЭС при проектных авариях основан на обязательном требовании не допустить повреждения активной зоны реактора. Эта категория аварий, как показывают результаты количественного вероятностного анализа, имеет относительно высокую вероятность реализации. Поэтому, требования надзорных органов, контролирующих ядерную энергетику, для указанных аварий сформулированы четко и полно. На основе большого объема экспериментальных и численных исследований, а также с учетом накопленного опыта эксплуатации АЭС, удается надежно обосновывать и обеспечивать пределы безопасной эксплуатации при проектных авариях.

К категории запроектных относят аварии, при которых вслед за исходным событием следует более одного, в общем случае - неограниченное количество независимых отказов в работе оборудования и систем. Вероятность реализации запроектных аварий на много меньше, чем для проектных, но значительность радиационных последствий обуславливает существенный вклад запроектных аварий в общий риск при эксплуатации АЭС. Системы безопасности АЭС обеспечивают сохранение целостности активной зоны при многих сценариях запроектных аварий, однако, некоторые сценарии могут приводить к тяжелым авариям с повреждением активной зоны, вплоть до ее полного разрушения и перемещения расплава активной зоны с конструкционными материалами (расплава кориума) на днище корпуса реактора. Дальнейшее развитие тяжелой аварии традиционно рассматривалось по следующему сценарию: взаимодействие расплава кориума с корпусом реактора приводит, с некоторой задержкой во времени, к нарушению его целостности и поступлению расплава в подреакторное пространство. Для удержания и захолаживания кориума в подреакторном пространстве, там предполагается разместить специальное устройство локализации расплава - "ловушку" расплава.

Актуальность проблемы. Сложность и не изученность многих физических и химических процессов при тяжелых авариях, а также большое разнообразие сценариев развития тяжелых аварий, многие из которых невозможно заранее сформулировать, приводят к тому, что требования Госатомнадзора к тяжелым авариям четко не регламентированы и часто при их анализе используют консервативный подход. В соответствии с этим подходом рассматривают разрушение осушенной активной зоны с поступлением расплава кориума на днище корпуса реактора и последующее тепловое и физико-химическое взаимодействие расплава с корпусом. Влияние реального сценария разрушения активной зоны и формирования ванны расплава сказываются на характеристиках расплава, прежде всего через время формирования ванны, которое определяет уровень остаточного энерговыделения в расплаве, и через состав кориума, обуславливающий его физико-химические свойства. Поэтому, в консервативном варианте анализа тяжелой аварии рассматривают параметрическую задачу при варьировании энерговыделения и состава расплава кориума.

Современное обоснование безопасности АЭС, даже в рамках консервативного подхода, затруднительно по следующим причинам:

1. Не изучены физико-химические процессы взаимодействия расплава кориума с конструкционными материалами реактора и материалами подреакторных инженерных конструкций. Отсутствуют математические модели, описывающие подобные процессы.

2. Высокая температура, радиоактивность и химическая агрессивность расплава кориума, затрудняют проведение экспериментальных исследований при физическом моделировании вероятных процессов, сопровождающих тяжелую аварию.

3. Отсутствуют достоверные данные по теплофизическим свойствам твердого и жидкого кориума, а также по свойствам конструкционных материалов при высоких температурах.

4. Влияние химического состава кориума на свойства расплава и развитие процесса тяжелой аварии затрудняет использование результатов, полученных в экспериментах, отличающихся условиями их постановки.

Поэтому, несмотря на то, что исследованием тяжелых аварий в мире занимаются более 25 лет, до настоящего времени нет лицензированной расчетной программы и имеется ограниченное число экспериментальных данных по свойствам кориума и процессам его взаимодействия с различными материалами, которые необходимы для разработки замыкающих зависимостей в математических моделях, а также для валидации и верификации расчетных комплексов. При ограниченном числе экспериментальных исследований, большинство опытов выполнено на имитаторах кориума (расплавы металлов, солей и термитные смеси), резко отличающихся от кориума по ряду физических свойств. В отдельных экспериментах с урансодержащим кориумом, выполненных в США и Франции, состав кориума, конструкционные материалы и условия экспериментов соответствовали конструкциям и материалам АЭС этих стран. Использование количественных результатов только этих исследований в обоснование концепции безопасности российских АЭС недостаточно.

Цель работы. Настоящая работа посвящена исследованию процесса и разработке оборудования для индукционной плавки урансодержащего кориума, которое позволит получать до 100 кг расплава и организовать его взаимодействие с материалами корпуса реактора, водой, огнеупорными материалами устройства локализации расплава.

Методы исследования. Поставленная цель достигнута сочетанием экспериментальных и теоретических исследований индукционной плавки кориума в холодном тигле. Экспериментальная часть работы проведена на

Государственном специализированном комбинате "Радон" (г. Сосновый Бор, Ленинградская область) на специально разработанном и созданном для этой цели маломасштабном стенде тяжелых аварий, позволяющем получать до 5 кг урансодержащего оксидного расплава.

Для регистрации параметров плавки и обработки экспериментальных данных использован ИИК, созданный на базе модульной системы сбора данных и РС. В теоретических исследованиях использованы математические модели ИПХТ и разработанные на их основе программные комплексы, а также коммерческие пакеты программ.

Научная новизна. Разработана технология и оборудование для индукционной плавки в холодном тигле урансодержащего оксидного кориума. Получены новые научные результаты:

1. Построен фрагмент диаграммы состояния системы 1Ю2 - 2г02 - Ре304.

2. Исследованы излучательные характеристики расплава кориума в широком диапазоне температур и составов.

3. Исследован характер циркуляции расплава кориума в индукционных печах с холодными тиглями на различных частотах тока источника питания.

Практическая ценность работы. Практическая ценность полученных результатов заключается в следующем.

Разработана технология индукционной плавки урансодержащего оксидного кориума в холодном тигле, которая обеспечивает возможность изучения взаимодействия расплава кориума с конструкционными и защитными огнеупорными материалами, а также изучения свойств жидкого кориума.

Разработаны конструкции печей ИПХТ емкостью до 5 кг расплава кориума для маломасштабного стенда тяжелых аварий АЭС, позволяющие вести плавку во всем диапазоне изменения химического состава оксидного кориума в окислительной, нейтральной и инертной средах.

Разработаны конструкции печей ИПХТ емкостью до 100 кг расплава кориума для среднемасштабного стенда тяжелых аварий АЭС, предназначенные для оценки роли масштабного фактора в исследованиях процессов, протекающих с участием расплава кориума.

Разработана физическая модель процесса разрушения расплавом кориума огнеупорных защитных материалов устройства локализации расплава. Показано, что разрушение прекращается при достижении фронтом взаимодействия температуры ликвидуса системы кориум - огнеупор.

Разработана методика обработки экспериментальных данных, которая вместе с предложенной программой расчета индукционной системы с холодным тиглем позволяет непосредственно в эксперименте определять основные энергетические параметры плавки и оценивать среднее по объему удельное электрическое сопротивление расплава.

Определены температуры ликвидуса ряда многокомпонентных оксидных систем. Построен фрагмент диаграммы состояния системы 1Ю2 -Хг02 - Ре304, который использован для оценки необходимой толщины стенок и дна устройства локализации расплава кориума, а также для определения конечного состава расплава и его температуры.

Определены излучательные характеристики расплава кориума в широком диапазоне его составов. Полученные данные использованы при расчете тепловых нагрузок излучением на стенки корпуса реактора и устройства локализации расплава при обосновании безопасности АЭС, сооружаемых по российским проектам в Индии и Китае.

Внедрение результатов работы. Разработанные индукционные печи с холодными тиглями внедрены на маломасштабном стенде тяжелых аварий (до 5 кг расплава кориума) в Научно-исследовательском и технологическом институте (г. Сосновый Бор). Стенд внесен в реестр уникальных экспериментальных стендов Российской Федерации.

Индукционные печи с холодными тиглями для плавки до 100 кг кориума изготовлены и внедряются на среднемасштабном стенде тяжелых аварий в НПЦ АЭ НИТИ. (Ленинградская область, г. Сосновый Бор).

Научные результаты, полученные в процессе выполнения работы, использованы в НИР Научно-исследовательского и технологического института им. А. П. Александрова (Ленинградская область, г. Сосновый Бор) и Центрального Конструкторского Бюро Машиностроения. Внедрение и использование результатов работы подтверждено документами, представленными в Приложении.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы доложены и обсуждены на 3-й Международной конференции Ядерного общества СССР, г. С.-Петербург, Россия, 1992; 1-й Международной конференции по электротехнике и электротехнологии, г. Суздаль, Россия, 1994; Международном симпозиуме "Научные проблемы электротехнологических процессов, связанных с вопросами сбережения энергоресурсов и экологии", г. С.-Петербург, Россия, 1994; Научно-практической конференции "Критерии экологической безопасности", г. С.Петербург, Россия, 1994; Международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", г. Обнинск, Россия, 1995; Всероссийской конференции "Электротехнология сегодня и завтра" г. Чебоксары, 1997; Научно-практической конференции "Актуальные вопросы обоснования безопасности АЭС с ВВЭР-640", С.-Петербург, Россия, 1998; Международной конференции 8АШ-98, г. Токио, Япония, 1998; Третьем российско-корейском международном симпозиуме по науке и технологии "Когш99", г. Новосибирск, Россия, 1999; ежегодных научно-технических конференциях профессорско-преподавательского состава СПГЭТУ.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 11 печатных работ.

Структура и объем работы Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы, включающего 81 наименование и двух

159 4.8. Выводы

1. Установлено, что при численном анализе индукционной печи с холодным тиглем можно исключить из рассмотрения ряд элементов ее конструкции, таких как крышка печи, стенки и дно плавильного бокса, что значительно упрощает систему с точки зрения расчета электромагнитного поля.

2. Установлено, что при традиционном способе представления проводящих секций тигля, не учитывающим их реальную форму, ошибка в определении мощности электрических потерь может достигать 60% от реальных потерь для секций круглого сечения и 100% для секций квадратного сечения.

3. Разработана и апробирована методика обработки экспериментальных данных, позволяющая разделять электрические потери в индукторе и шинах источника питания в случае последовательной гидравлической схемы их соединения.

4. Разработана методика оценки значения удельного электрического сопротивления расплава путем минимизации ошибки между результатами расчета и экспериментальными данными. Для расплава кориума состава 47,0 1Ю2 - 30,0 2г02 - 23,0 Ге304 оценено удельное электрическое о сопротивление, составившее 1,05-10 Ом •м. Совместное использование исследуемой индукционной системы, системы сбора экспериментальных данных, разработанной методики их обработки и расчета ЭМП в реальном времени позволяет определять удельное электрическое сопротивление тугоплавких расплавов непосредственно во время эксперимента.

5. На основе численных экспериментов ИПХТ кориума с учетом проводящего холодного тигля, пондемоторных сил и турбулентного характера движения расплава установлено, что для исследуемого расплава в диапазоне частот тока 0,066 - 1,67 МГц движение в ванне определяется в основном естественной конвекцией.

160

6. На основании проведенных исследований для плавки до 100 кг кориума в индукционной печи с холодным тиглем рекомендуется использовать источник питания мощностью 600 кВт и частотой тока 0,066 МГц.

161

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основные научные и практические результаты диссертационной работы заключаются в следующих положениях:

1. Разработана технология индукционной плавки урансодержащего оксидного кориума в холодном тигле, обеспечивающая возможность изучения свойств расплава и его взаимодействия с конструкционными и защитными огнеупорными материалами АЭС.

2. Разработаны и реализованы конструкции печей ИПХТ кориума емкостью до 5 кг расплава для маломасштабного стенда тяжелых аварий АЭС, позволяющие вести плавку во всем диапазоне изменения химического состава оксидного кориума в окислительной или инертной среде.

3. Разработаны и реализованы конструкции печей ИПХТ емкостью до 100 кг расплава кориума для среднемасштабного стенда тяжелых аварий АЭС, предназначенные для оценки роли масштабного фактора в исследованиях процессов, протекающих с участием расплава кориума. Обоснована частота тока источника питания для печей среднемасштабного стенда.

4. Разработана физическая модель процесса разрушения расплавом кориума огнеупорных защитных материалов устройства локализации расплава.

5. Разработана методика обработки экспериментальных данных, которая вместе с предложенной программой расчета индукционной системы с холодным тиглем позволяет непосредственно в эксперименте определять основные энергетические параметры плавки и оценивать среднее по объему ванны удельное электрическое сопротивление расплава.

6. Определены температуры ликвидуса ряда многокомпонентных оксидных систем. Построен фрагмент диаграммы состояния системы 1Ю2 гю2 - Ре304.

162

7. Определены излучательные характеристики расплава кориума в широком диапазоне его составов.

8. Разработана программа электромагнитного расчета ИПХТ кориума, учитывающая реальную форму конструктивных элементов печи и расплава.

10. Исследовано влияние пондемоторных и архимедовых сил на картину циркуляции расплава кориума в ванне при ИПХТ.

1. Петросянц А. М. Ядерная энергетика. М.: Наука, 1981. - 264 с.

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

3. Фейгель А. Вклад анализов риска в оптимизацию проектирования АЭС / А. Фейгель, X. Фабиан // Избранные труды международной конференции по безопасности атомной энергетики "NUCSAFE": Сб. докладов. М., 1989. - Т. 1. - С. 62.

4. Оценка вероятностных показателей АЭС с ВВЭР-640. Отчет СПАЭП, арх. №73080, 1994 г.

5. Вероятностный анализ аварий и оценка уровня защищенности реакторной установки ВПБР-600. Отчет ОКБМ, инв. № ВПБР -60000ПЗ15, 1994 г.

6. Самойлов О. Б., Усынин Г. Б., Бахметьев А. М. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 128.

7. ChyT. Y. Large-Scale Melt/ Т. Y. Chy, J. E. Brockman // Material Interaction Experiments: Fifth Intern. Meeting on Thermal Nuclear Reactor Safety, Karlsruhe (Germany), Sept. 9-13, 1984. Karlsruhe, 1984. Vol. 2.

8. AlsmeyerH. Core-Concrete Interaction: Status Of BETA Experimental Program / H. Alsmeyer // Thermal Nuclear Reactor Safety: Fifth Intern. Meeting, Karlsruhe (Germany), Sept. 9-13, 1984. Karlsruhe, 1984. - Vol. 2. -P.1177.

9. Forschungsprogramm Reaktorsicherheit. Abschlußbericht Forderungsvorhaben RS 295 Wechselwirkung der Kernscmelze mit dem erweiterten Fundamentbereich. KWU, RE 23/014/80, Erlangen, Mai 1980.

10. Abalin S. Status of Experimental Studies / S. Abalin//2-d RASPLAV PRG Meeting, Moscow (Russia), March 1-2, 1995. Moscow, 1995.

11. Hirsman H. Corium-Reactor-Vessel Interaction Studies. Investigation of Reactor Pressure Vessel Failure Modes. Part 1: General Presentation and Experimental Program / H. Hirsman // The CSARP meeting, Bethesda (USA), May 6-10, 1991. Bethesda, 1991.

12. Merilo M. Experiments on Lower Head Penetration and Instrumentation Tube Failure / M. Merilo // CORVIS Task FORCE Meeting, 8-9 July, 1993.

13. Duijvestijn G. Corium-Reactor-Vessel Interaction Studies. Part 2: Computational Analysis / G. Duijvestijn, R. Rosel, R. Wanner // The CSARP meeting, Bethesda (USA), May 6-10, 1991. Bethesda, 1991.

14. KFK- Nachr. Jahrg: 26, 3/94, s. 170-178.

15. Feasibility of an Experimental Programme on the Corium Retention Issue for ALWR Plants / F. Parozzi, D. Magallon, H. Wider and et. // OESD/CSNI/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer, Grenoble (France), 9-11 March, 1994. Grenoble, 1994.

16. Ambland M. Fusion hors pile de l'oxide d'uranium / M. Ambland // Thermodynamics of nuclear materials, Vienna (Austria), 21-25 October, 1975,- Vienna, 1975. Vol. 1. P. 341 -351.

17. Петров Ю. Б. . Индукционная плавка окислов.-Л.: Энергоатомиздат,1983.- 104 с.

18. Петров Ю. Б., Канаев И. А. Индукционные печи для плавки оксидов. Библиотека высокочастотника термиста. - Л.: Политехника, 1991.-Вып. 5.

19. Индукционная плавка оксидов в холодных тиглях. / Печенков А. Ю., Петров Ю. Б., Лопух Д. Б. и др. // Перспективные материалы. 1999. -№ 6. - С. 72 - 77.

20. Котельников Р. Б. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат, 1978.

21. Физико-химические свойства окислов. Справочник под ред. Г. В. Самсонова. М.: Металлургия, 1978. - 472 с.

22. Р. Е. Кржижановский, 3. Ю. Штерн. Теплофизические свойства неметаллических материалов. Л.: Энергия, 1973. 332 с.

23. Петров Ю. Б. Индукционная плавка оксидов в холодных тиглях: Авторефер. дис. .докторатехн. наук /ЛЭТИ.-Л., 1986.

24. Шкульков А. В. Исследование индукционной плавки оксида магния и разработка оборудования для получения периклаза: Авторефер. дис. . .канд техн. наук /ЛЭТИ.-Л., 1982 г.

25. Слухоцкий А. Е., Рыскин С. Е. Индукторы для индукционного нагрева. Л.: Энергия, 1974.-204 с.

26. Петров Ю.Б., Ратников Д.Г. Холодные тигли. М.: Металлургия, 1972. -103 с.

27. Лопух Д. Б. Разработка технологии и оборудования отверждения радиоактивных отходов методом индукционной плавки в холодном тигле: Авторефер. дис. .канд техн. наук/ЛЭТИ.-Л., 1987.

28. Павлов Н. А. Математическое моделирование электромагнитного поля индукционных систем и шинопроводов произвольного сечения / Н. А. Павлов, А. М. Пронин // Изв. Ленингр. электротехн. ин-та. Л., 1983. -Вып. 329. - С. 74 - 82.

29. Fission Product Releases From Molten Pool: ceramic melt tests / S. V. Bechta, D.B. Lopukh, A. Yu. Petchenkov and et. // SARJ-98: Intern, conf., Tokyo (Japan), November 4-6, 1998. Tokyo, 1998.

30. Смирнов Ю. H. Исследование процесса и разработка оборудования высокотемпературного нагрева излучением расплава оксидов с использованием индукционного нагрева: Авторефер. дис. .канд техн. наук /ЛЭТИ.-Л., 1987 г.

31. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава. / С. В. Бешта, А. Ю. Печенков,

32. C.А. Витоль и др. // Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР: Труды междунар. конф., Обнинск, ноябрь 1995. Санкт-Петербург, 1995. - Т. 2. - С. 184- 195.

33. Analysis of Ceramic Ablation by Oxidic Cormm / S. V. Bechta,

34. D. B. Lopukh, A. Yu. Petchenkov and et. // Ex-Vessel Coolability: OECD Workshop, Karlsruhe (Germany), November 15-18, 1999. Karlsruhe, 1999.

35. Corium melt zirconia concrete interaction: oxide melt tests / S. V. Bechta, D. B. Lopukh, A. Yu. Petchenkov and et. // Ex-Vessel Coolability: OECD Workshop, Karlsruhe (Germany), November 15-18, 1999. Karlsruhe, 1999.

36. Бетон на основе диоксида циркония и вяжущего гидратационного твердения / Л. Б. Боровкова, Т. А. Евдокимова, Т. А. Мелехина, и др. //1. Огнеупоры. 1990. - № 4.

37. Испытания футеровки из бетона ЦГБ в высокотемпературном потоке продуктов сгорания / Е. П. Пахомов, И. А. Романов, JI. Г Смирнова и др. // Огнеупоры. 1990. - № 5.

38. Исследование высокотемпературной прочности на растяжение диоксидциркониевого бетона гидратационого твердения / О. И. Бакунов, JI. Б. Боровкова, Т. А. Мелехина и др. // Огнеупоры. -1990. -№ 7.

39. Сравнительное исследование прочности на растяжение бетонов на основе диоксида циркония / О. И. Бакунов, Л. Б. Боровкова, Т. А. Мелехина и др. // Огнеупоры. 1991. - № 5.

40. Исследование взаимодействия расплава кориума с диоксидциркониевым бетоном / Хабенский В. Б., Анискевич Ю. Н., Печенков А. Ю. и др. // Отчет о НИР по 1 году работы к договору 1990/54-17 по контракту 64 НИЦТИВ-МНТЦ, НИТИ, Сосновый Бор, 1995.

41. О корродирующей способности перегретого расплава кориума / Ю.Б. Петров, А.Ю. Печенков, Д.Б. Лопух и др. // Процессы теплообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640: Сб. трудов.-СПб: АООТ "НПО ЦКТИ", 1997. С. 134-139.

42. Излучательные свойства твердых материалов. Справочник / Под ред. А. Е. Шейндлина. М.: Энергия, 1975.

43. Маурах М. А., Митин Б. С. Жидкие тугоплавкие окислы. М.: Металлургия, 1979.- 288 с.

44. Sehgal Ray В. Core Melt Pressure Vessel Interactions During a LWR Severe Accident / Ray B.Sehgal // FISA 97: Symposium on EU Research on Severe Accidents, Luxemburg, 17-19 November, 1997. - Luxemburg, 1997.

45. Water boiling on the corium melt surface under VVER severe accident conditions (Кипение воды на поверхности кориума при тяжелой аварии

46. ВВЭР). / S. V. Bechta, D. В. Lopukh, A. Yu. Petchenkov and et. // Nuclear Engineering and Design.- 2000.- Vol. 195. P. 45 - 56.

47. УонгХ. Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров: Пер. с англ. / Справочник.-М.: Атомиздат, 1979.-216 с.

48. Михеев М.А. Основы теплопередачи. M.-JL: Госэнергоиздат, Изд. 2-е, 1949.- 396 с.

49. Аметистов Е. В., Григорьев В. А. , Емцев Б. Т. Тепло и массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник.-М.: Энергоиздат, 1982

50. Гордов А. Н., Жагулло О. М., Иванова А. Г. Основы температурных измерений. М.: Энергоатомиздат, 1992. - 304 с.

51. Витинг Л.М. Высокотемпературные растворы расплавы. - М.: МГУ.

52. Григорьева Л. Ф., Косулина Г. И. Диаграммы состояния систем тугоплавких оксидов. Справочник. СПб: Наука, 1997.

53. Торопов Н. А., Барзаковский В. П. Диаграммы состояния силикатных систем. Справочник. Л.: Наука, 1969.

54. ANS YS. Basic Analysis Procedures Guide. Rel. 5.3. / ANSYS Inc. Houston, 1994.

55. ANSYS. Theory Reference. Rel. 5.3. Ed. P. Kothnke / ANSYS Inc. Houston, 1994.

56. Полеводов Б. С., Скворцов Ю. А., Копьев А. Ю. Исследование электрических параметров индукционного плазмотрона на ЭВМ / Исследование электротермических процессов и установок // Чуваш, унт. Чебоксары, 1987. С. 101 106.

57. Госмен А. А. Численные методы исследования течений вязкой жидкости. М.: Мир, 1972.

58. Н >в В. С., Полеводов Б. С., Гуревич С. Г. Математическое моделиро512 с.1991.вание на ЭВМ устройств высокочастотного нагрева. // Библиотека высокочастотника термиста. - Л.: Политехника, 1991.-вып. 16.

59. Самарский А. А. Теория разностных схем. М.: Наука, 1977.

60. Печенков А. Ю., Скворцов Ю. А., Копьев А. Ю. и др. Моделирование процессов теплообмена при индукционной плавке оксидных материалов в холодном тигле. // Сб. статей Электротермические процессы и установки./ НЭТИ, Новосибирск, 1989.

61. Печенков А. Ю., Скворцов Ю. А., Копьев А. Ю. и др. Исследование условий теплообмена при индукционной плавке оксидов // Сб. статей: Автоматизированные электротехнологические установки и системы / Чуваш, ун-т. Чебоксары, 1989.

62. Любомиров А. М. Исследование процесса и разработка оборудования получения оксидных гранул с использованием индукционной плавки в холодном тигле: Авторефер. дис. .канд техн. наук / СПГЭТУ.-СПб, 1993 г.

63. Любомиров А.М. Влияние циркуляции расплава на тепло- и массообмен при индук-ционной плавке оксидов в холодных тиглях / А. М. Любомиров, Д. Б. Лопух, А. Ю. Печенков // Изв. ГЭТУ. СПб., 1995. -Вып. 483.-С. 34-39.

64. Demidovitch V. В. Combined method of electromagnetic field calculation in induction crucible furnaces / V. B. Demidovitch, I. V. Pozniak // 40 Internat, wissenschaftliches Kolloquim, Ilmenau (Germany), 1995. Ilmenau, 1995. P. 37-41.

65. Черный С. Г., Шашкин П. А., Грязин Ю. А. Численное моделирование пространственных турбулентных течений несжимаемой жидкости на основе к g моделей // Вычислительные технологии. - 1999. Т. 4. - №2. -С. 74-91.

66. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамикижидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.

67. Van Doormal J. P., Raithby С. D. Enhancements of the SIMPLE method for predicting incompressible fluid flow // Numerical Heat Transfer. 1984. Vol. 7. P. 147- 163.

68. Ильин В. П. Методы неполной факторизации для решения алгебраических систем. М.: Физматлит, 1995. С. 113.

69. ПознякИ. В. Моделирование и исследование индукционных систем для плавки металлов в проводящих и непроводящих тиглях: Авторефер. дис. .канд техн. наук /СПГЭТУ.-СПб., 1999 г.

70. Установки индукционного нагрева / А. Е. Слухоцкий, В. С. Немков, Н. А. Павлов и др. Л.: Энергоиздат, 1981.

71. Немков В. С., Демидович В. Б. Теория и расчет устройств индукционного нагрева. Л.: Энергоатомиздат, 1988.

72. Markatos N. С., Pericleous К. A. Int. J. Heat and Mass Transfer, 27, №5, pp. 755-772, 1984.

73. Исследование условий теплообмена при индукционной плавке оксидов. / Лопух Д. Б., Скворцов Ю. А., Любомиров А. М. и др. // Автоматизированные электротехнологические установки и системы: межвузовский сборник. Чебоксары ЧГУ, 1989. С. 104 - 108.

74. Зам. директора ЦКБМ .о——д. И. Винников1. Гл. конструктор ПСТА1. И. И. Пайкин

75. Научный руководитель проблемы Гл. научн. сотр. НИТИ, д.т.н., профессор