автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Повышение эффективности некоторых средств обеспечения безопасности АЭС при разгерметизации реакторного контура

Введение.

ГЛАВА I. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ. .II

1.1. Обзор литературы, посвященной исследованию вставок-ограничителей течи.II

1.2. Обзор литературы, посвященной исследованию процессов,происходящих в герметичных помещениях атомных станций.^

1.3. Выводы из обзора, литературы.

1.4. Постановка'задач исследования.^

ГЛАВА 2. ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ

И МЕТОДИКА ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТА.

2.1. Описание экспериментальной установки.

2.2. Методика проведения экспериментов.

2.3. Описание системы измерений.

2.4. Точность результатов измерений.щ

ГЛАВА 3. ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ПРЕДПОСЫЛКИ ДЛЯ РАСЧЕТА КАНАЛОВ, РАБОТАЮЩИХ НА ВСКИПАЮЩЕЙ

ЖИДКОСТИ.

3.1. Методика расчета вставок, ограничивающих расход.

3.2. Методика расчета реактивного усилия. . ^g

3.3. Выводы.5J

ГЛАВА 4. АНАЛИЗ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

4.1. Описание результатов экспериментов. . 55 4.1.1. Экспериментальные результаты по определению расхода самоиспаряющейся жидкости

4.1.2. Экспериментальные результаты по определению влияния геометрии вставок на реактивные усилия.

4.2. Сравнение расчетных данных с результатами эксперимента.

4.3. В ы в о д ы.

ГЛАВА 5. РАСЧЕТ ИЗМЕНЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ПАР0В0Д0В03ДУШ-НОЙ СМЕСИ В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ПОСТУПЛЕНИИ В НЕЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

5.1. Метод расчета.

5.2. Определение величины расхода паровоздушной среды, уходящей из объема.

5.3. Учет термодинамической неравновесности процесса.

5.4. Анализ полученных результатов.

5.4.1. Сопоставление результатов расчета и эксперимента.

5.5. Выводы.

Современное интенсивное развитие атомной энергетики приводит к дальнейшему увеличению единичных мощностей новостроящихся атомных электростанций. Строительство атомных электрических станций (АЭС) производится на сравнительно близком расстоянии к населенным пунктам в районах с высокой плотностью населения, так как они обеспечивают не только производство электроэнергии, но и тепла для бытовых и технологических целей. Это все вызывает повышенное внимание к проблемам безопасности. На строительство современных энергетических установок, имеющих большую мощность и очень сложную конструкцию, вкладываются значительные капиталовложения. Часть этих средств идет на обеспечение безопасности. Чтобы сократить или оправдать эти капиталовложения нужно уметь прогнозировать последствия возможных аварийных ситуаций, так как от этого зависит в большей степени дальнейшее развитие атомной энергетики в целом. 1 В настоящее время в HP Болгарии применяются реакторы, в которых в качестве теплоносителя используется вода под давлением. С точки зрения проблемы повышения эффективности использования атомных электростанций и безопасности эксплуатации ядерных реакторов наиболее опасной является максимальная проектная авария с потерей теплоносителя при разрыве главного циркуляционного контура реакторной установки с реакторами типа ВВЭР. При этом возникают значительные реактивные усилия, создающие дополнительные нагрузки на реактор и оборудования. Эта аварияособенно опасно вследствие того, что в окружающую среду может поступить большое количество радиоактивных веществ, что приведет к облучению обслуживающего персонала и к загрязнению окружающей среды. С другой стороны она может привести к выходу из строя других элементов оборудования реакторного контура. Обеспечение безопасной работы атомных электрических станций тесно связано с решением задачи локализации последствий аварий.

Совершенно очевидно, что невозможно полностью ликвидировать все причины возникновения аварийных ситуаций, и поэтому всегда существует вероятность аварий с потерей теплоносителя. Это побуждает к созданию системы, которая обеспечила бы безопасность, не допустила бы разрушения оборудования и заражения радиоактивными веществами людей и окружающей среды. Одним из средств локализации и последствий аварий являются защитные оболочки, герметичные помещения и боксы для удержания возможного выброса активных веществ.

Для решения задач, связанных с безопасностью, необходимо знания основных физических процессов, протекающих в герметичных помещениях АЭС при истечении в них самоиспаряющейся жидкости. К этим процессам, прежде всего, относится изменение параметров втекающего теплоносителя, а именно изменение давления и температуры во времени. Степень повышения давления в защитной оболочке зависит в основном от расхода втекающего теплоносителя. Поэтому одним из самых актуальных вопросов в решении проблемы безопасности является вопрос ограничения расхода теплоносителя в условиях аварийной разгерметизации главного циркуляционного контура. В качестве одного из средств снижения величины аварийного расхода теплоносителя и,соответственно, реактивного усилия, в настоящее время используются ограничители течи типа сопла Лаваля, устанавливаемые непосредственно в самом реакторе или в подводящих или отводящих трубопроводах. Они не перекрывают, а лишь ограничивают аварийный расход теплоносителя. Эти ограничители перспективны с точки зрения надежное- . ти, так как в них отсутствуют подвижные элементы. Достоинство вставок-ограничителей расхода состоит в том, что они, не влияя на абсолютное количество выброшенного теплоносителя, уменьшают его расход. Это создает более благоприятные условия для уменьшения производительности средств аварийной заливки активной зоны. С другой стороны, уменьшение величины расхода из реакторного контура под защитную оболочку приведет к более медленному повышению давления в ней и меньшему максимальному его значению. Системы снижения давления под защитной оболочкой будут приведены в действие при меньшей величине давления. При этом появляется обоснованная возможность снизить величину расчетного проектного давления под оболочкой, т.е. уменьшить ее геометрические размеры или облегчить конструкцию и уменьшить материалоемкость. Вместе с тем, нужно всегда учитывать, что в номинальном режиме работы эти сопла яеляются "паразитными" сопротивлениями, поэтому при выборе геометрии проточной части сопла необходимо не только обеспечить достаточно эффективное ограничение расхода теплоносителя в аварийном режиме,но и гарантировать по возможности низкое гидравлическое сопротивление в условиях нормальной эксплуатации.

Влиянию геометрии вставок-ограничителей течи на реактивное усилие в месте разрыва и на расход истекающего теплоносителя, исследованию изменения параметров в защитной оболочке посвящена настоящая работа.

Цель работы. Цель работы состоит в постановке и проведении серий экспериментов по исследованию расходных характеристик и реактивных усилий, возникающих при проливке вставок различной геометрии, разработке методики расчета реактивных усилий и методики,при помощи которой можно рассчитывать каналы, работающие на сверхзвуковом потоке. Цель работы состоит также в разработке модели расчета последствий аварийной разгерметизации реакторного контура ядерной энергетической установки с точки зрения определения изменения параметров двухфазной смеси в защитной оболочке с учетом динамических свойств теплоносителя.

Методы исследования. При решении поставленных задач в диссертации используются теоретические и экспериментальные методы исследований. Теоретические методы исследования базируются на фундаментальных положениях механики сплошных сред, а допущения, положенные в основу выводов расчетных зависимостей, достаточно обоснованы. Использованные в работе экспериментальные методы исследования общепризнанны и обеспечивают приемлемую точность и воспроизводимость полученных результатов. Правильность разработанных методик, выводов и рекомендаций подтверждается совпадением расчетных значений, собственных экспериментальных данных и данных других авторов.

Научная новизна. Показано, что применение цилиндрических вставок с острой входной кромкой приводит к значительному уменьшению расхода и реактивных усилий по сравнению со значениями, которые реализуются в каналах геометрии, используемой в практике. Предложена методика, которая может быть использована для расчета каналов, работающих на сверхзвуковых потоках. При этом она может быть использована не только для истечения насыщенной и недогретой до насыщения воды, но и для однокомпонентной однородной двухфазной смеси.

Для определения параметров в защитной оболочке предложена методика, которая может быть использована для среды с любой степенью сжимаемости. Свойства сжимаемой среды определяются коэффициентом Грюнайзена, показателем изоэнтропы и скоростью звука.

Практическая ценность. Диссертационная работа содержит ряд идей, которые могут служить предметом дальнейших теоретических исследований в области истечения вскипающих теплоносителей и рабочих тел.

Полученные конечные формулы для определения скорости изменения давления и температуры двухфазной смеси могут применяться при проведении расчетных оценок значений параметров в защитной оболочке АЭС. Практическая реализация полученных результатов позволит повысить эффективность мер безопасности АЭС и их экономичность.

Апробация работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на международной юбилейной сессии Варненского института судостроения, г.Варна, HP Болгария (1982 г.), а также на научном семинаре кафедры "Атомные электрические станции" и на научно-технической конференции профессорско-преподавательского состава и молодых исследователей Одесского политехнического института (1983 г.).

Автор защищает: результаты по определению реактивных усилий, полученные экспериментальным путем, при проливке вставок-ограничителей течи различной геометрии (в диапазонах изменения начальных давлений 1,0 - 2,1 МПа и различных недогревах воды до температуры насыщения); экспериментально полученные расходные характеристики в указанных диапазонах; методику расчета вставок, ограничивающих реактивные усилия и расход; методику расчета реактивных усилий,возникающих в месте разрыва, которая позволяет определять относительную удельную тягу как функцию показателя изоэнтропы; методику расчета параметров ( температура и давление) двухфазной смеси в защитной оболочке, которая позволяет рассчитывать скорость их изменения при любом фазовом состоянии водяной компоненты и может быть использована для среды с любой степенью сжимаемости, что возможно благодаря введению коэффициента Грюнайзена, показателя изоэнтропы смеси и термодинамически равновесной скорости звука.

Реализация результатов исследований. Результаты экспериментальных исследований расхода теплоносителя и реактивных усилий, содержащиеся в настоящей работе, внедрены и используются как исходные данные при разработке руководящего технического материала для инженерных расчетов (Всесоюзный теплотехнический институт им. Ф.Э.Дзержинского).

Экспериментальные результаты предполагается использовать в НИППИЭС "Энергопроект" - г.София с целью обоснования предложений генеральному проектировщику по реконструкции энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-440. Указанные результаты могут быть также использованы генеральным проектировщиком - институтом Атомтеплоэлектро-проект при проектировании и строительстве АЭС в Народной Республике Болгарии и других странах - членах СЭВ.

Публикации. По теме диссертации опубликованы 3 работы.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и приложений; содержит 132 страницы машинописного текста, 32 рисунков, 8 таблиц, список литературы из 81 названий и приложения на 24 страницах.

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ

1. Предложенная расчетная методика позволяет рассчитывать каналы, работающие на сверхзвуковом двухфазном потоке, при этом параметры в I -том сечении расходящейся части сопла приводятся к параметрам в критическом сечении.

2. Сами критические параметры определяются с помощью показате- • ля изоэнтропы однородной двухфазной смеси.

3. Предложенная методика может быть использована не только для истечения насыщенной и недогретой до насыщения воды, но и для одно-компонентной однородной двухфазной смеси.

4. Экспериментальные результаты истечения жидкости через каналы исследованной геометрии - профилированные сопла типа Лаваля с различным углом расширения диффузорной части и цилиндрическая вставка с острой входной кромкой, позволили получить расходные характеристики и реактивные усилия при давлениях на входе в рабочий участок Pj=I,0 МПа и Pj=2,I МПа и недогревах до насыщения от 0°С до Ю0°С.

5. Значения расхода и реактивных усилий при использовании каналов с острой входной кромкой в качестве ограничителей течи могут быть существенно меньше тех их значений, которые реализуются в каналах геометрии, используемой в практике, а именно: по расходам в 1,5 - В раза, а по реактивным усилиям в 2 - 3 раза.

6. Сопоставление существующих результатов ряда авторов с результатами по определению расходных характеристик показало, что методика проведения экспериментов построена правильно и экспериментальная установка дает результаты, согласующиеся с литературными данными.

7. Сопоставление расчетных значений реактивных усилий с экспериментальными при истечении насыщенной воды через каналы с острой входной кромкой свидетельствуют о работоспособности предложенной расчетной методики и о возможности ее практического использования.

8. Предложена расчетная модель изменения параметров в защитной оболочке, которая в большей степени отвечает реальным условиям протекания процессов в ней:

- предлагаемая методика позволяет рассчитывать скорость изменения параметров водовоздушной смеси в защитной оболочке реактора при любом фазовом состоянии водяной компоненты;

- в предлагаемой методике учитывается наличие двух компонент -водяной и газовой;

- введение в расчетную модель формулы термодинамически равновесной скорости звука и коэффициента Грюнайзена позволило непосредственно определить такой важный для расчета прочности защитной оболочки параметр , как скорость изменения давления.

9. Предлагаемые расчетные формулы имеют ясную физическую структуру $ позволяющую производить не только количественную, но и качественную оценку направления процесса.

10. Предлагаемая методика может быть использована для определения параметров в защитной оболочке для среды с любой степенью сжимаемости. Особенности среды в различном агрегатном состоянии в предлагаемой расчетной модели учитываются показателем изоэнтропы, коэффициентом Грюнайзена и скоростью звука.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполнения настоящей работы решены задачи, связанные с экспериментальным исследованием реактивных усилий, разработкой и проверкой методики расчета реактивных усилий, разработкой расчетной модели для определения скорости изменения параметров в защитной оболочке реакторного помещения.

По отдельным главам основные результаты работы следующие:

1. Проведено экспериментальное исследование по определению реактивных усилий, возникающих при проливке вставок различной геометрии, ограничивающих реактивные усилия и расход теплоносителя.

2. Рекомендована расчетная модель, которая позволяет профилировать каналы, работающие на сверхзвуковом двухфазном потоке. Особенность профилирования состоит в том, что параметры в L -том сечении расходящейся части приводятся к параметрам в критическом сечении.

3. Предложена методика для расчета реактивного усилия. При этом используется безразмерная формула для определения удельной относительной тяги в функции от показателя изоэнтропы в критическом сечении.

4. Предложена методика для определения скорости изменения параметров в защитной оболочке, которая может быть использована для среды с любой степенью сжимаемости (при любом фазовом состоянии водяной компоненты).

5. На основании полученных в диссертации результатов можно рекомендовать использовать в качестве ограничителей расхода и реактивных усилий цилиндрические каналы с острой входной кромкой с плавной расходящейся частью. При этом, с целью получения минималь ных гидравлических сопротивлений при нормальной эксплуатации и минимальных расходов и реактивных усилий в аварийном режиме, вставки должны быть расположены в непосредственной близости от реактора с направленной в его сторону острой входной кромкой и с плав ной частью, направленной в сторону циркуляционного насоса.

1. Авдеев А.А.,Майданик В.Н.,Селезнев Л.И.,Шанин В.К. Расчет критического расхода при истечении насыщенной и недогретой воды через цилиндрические каналы.-"Теплоэнергетика",1977, №4, с.36.

2. Алешин В.С.,Калайда Ю.А.,Фисенко В.В. Исследование адиабатного истечения воды через цилиндрические каналы.-"Атомная энергия", 1975, т.38, вып.6.

3. Алешин В.С.,Калайда Ю.А.,Фисенко В.В. Истечение двухфазного теплоносителя высоких параметров через цилиндрические каналы различной геометрии.-"Атомная энергия", 1975, т.82, №6.

4. Алешин B.C. Некоторые особенности структуры потока при критическом режиме истечения вскипяющей воды через цилиндрические каналы. "Атомная энергия", 1979, т.47, выл.1, с.12.

5. Букринский A.M.,Ржезников Ю.В. и др. Система локализации аварии АЭС с ВВЭР-440. М., 1974, 140 с.

6. Букринский A.M.,Фукс Р.Л. Многоэлементная модель для расчетного исследования аварии с потерей теплоносителя на АЭС.-"Тепло-энергетика", 1977, № 7, с.77.

7. Вайсман М.Д. Термодинамика парожидкостных потоков. Изд.Энергия, Ленинградское отделение, 1967, 273 с.

8. Вскипающие адиабатные потоки. Под ред.Зысина В.А., М., Атомиз-дат, 1976, 152 с.

9. Вукалович М.П.,Ривкин С.JI.Александров А.А. Таблицы теплофи-зических свойств воды и водяного пара. Государственная служба стандартных справочных данных, 1972, 4-06 с.

10. Гвоздиковский В.А. Современные средства измерения деформаций в испытательных машинах, М., 1979, 51 с.

11. Гордон Б.Г. Экспериментальное и теоретическое исследование нестационарных процессов, происходящих в герметичных помещениях АЭС при разуплотнении контура высокого давления.-Автореф. канд.дис., 1976. /ВТЙ/.

12. Гордон Б.Г.,Мальцев Б.К.,Богдан С.Н. Исследование изменения параметров среды в герметичном помещении при разуплотнении контура высокого давления.-"Теплоэнергетика", 1977,№2, с.62.

13. Дейч М.Е.,Филиппов Г.А. Газодинамика двухфазных сред.М.-Л., "Энергия", 1968. с

14. Дейч М.Е. Техническая газодинамика. Изд."Энергия",М., 1974.

15. Дементьев Б.А., Аль-Бахили Х.М. Определение нестационарного расхода вскипающего теплоносителя при внезапном разуплотнении сосуда высокого давления.-"Теплоэнергетика", 1981, №2, с.26.

16. Доклады, представленные на II международную конференцию ООН по мирному использованию атомной энергии. Ядерные реакторы иядерная энергетика. М., 1958.

17. Калайда Ю.А.,Фисенко В.В.,Сычиков В.И. 0 структуре двухфазного потока в критическом сечении.-"Теплоэнергетика", 1976, №3,с.88.

18. Калайда Ю.А.,Арсентьев В.В.,Фисенко В.В.,Цизин Б.М. Истечение теплоносителя при потере герметичности реакторного контура.М., Атомиздат, 1977, 127 с.

19. Карасев Э.К.,Вазингер В.В.,Мингалеева Г.С.,Трубкин Е.И. Исследование адиабатического расширения воды с линии насыщения в соплах Лаваля.-"Атомная энергия", 1977, т.42, вып.6, с.478.

20. Кеворков Л.Р.,Лутовинов С.З.,Тихоненко Л.К. Влияние масштабных факторов на критический расход насыщенной воды из прямых трубс острой входной кромкой.-"Теплоэнергетика", 1977, №7, с.72.

21. Келлер В.Д. Исследование стационарного адиабатного истечения горячей воды при высоких давлениях через цилиндрические каналы. Автореф.дис.на соиск.учен.степени канд.техн.наук.Н.,1974 (ВТИ).

22. Келлер В.Д.,Мальцев В.К.,Хлесткин Д.А. В сб.: Тезисы докладов на 5-й Всесоюзной конференции по теплообмену и гидравлическому сопротивлению при движении двухфазного потока в элементах энергетических машин и аппаратов. Л., 1974, с.235.

23. Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. М., 1969.

24. Лабунцов Д.А., Авдеев А.А, Обобщение опытных данных по критическому истечению вскипающих жидкостей.-"Теплоэнергетика", 1978, №9, с.71.

25. Леви С. Расчет двухфазного критического расхода.-"Труды амер. об-ва инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача", 1965,№1,с.64.

26. Мальцев Б.К.,Хлесткин Д.А.,Келлер В.Д. Экспериментальное исследование истечения насыщенной и недогретой воды при высоких давлениях.-"Теплоэнергетика", 1972, №6, с.61.

27. Муди Ф. Максимальный расход однокомпонентной двухфазной смеси.-"Труды амер.об-ва инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача", 1965, №1, с.160.

28. Муди Ф. Максимальный расход двухфазного потока при истечении из резервуара через трубки.-"Труды амер.об-ва инженеров-механиков.Сер,С.Теплопередача", 1966, №3, с.187.

29. Муди Ф. Модель критического режима течения двухфазной смеси и скорости звука, основанная на механизме распространения импульса давления.-"Труды амер.об-ва инженеров-механиков .Сер.С'.'Теп-лопередача", 1969, №3, с.84.

30. Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы,М., "Энергия", 1978, с.703.

31. Ркезников Ю.М.,Индурский М.С.,Лифшиц Э.В. В сб.: Труды ВТИ.-М., Энергия, 1977, вып.II.

32. Салтанов Г.А. Системные исследования гидродинамики и тепломассообмена атомных энергетических установок за рубежом.-"Теплоэнергетика", 1981, №9, с.66.

33. Салтанов Г.А. Системные исследования гидродинамики и тепломассообмена атомных энергетических установок за рубежом.-"Теплоэнергетика", 1981, №10, с.71.

34. Синельников-Мулилев Г.А.,Михайлов А.И. Современные методы и аппаратура для измерений усилий. ЦНИИ ТЭИ, Приборостроения, М., 1975, 81 с.

35. Тихоненко Л.К.,Кеворков Л.Р.,Лутовинов С.З. Исследование локальных параметров критического потока горячей воды в прямых трубах с острой входной кромкой.- "Теплоэнергетика",1978, №2, с.41.

36. Сиов Б.Н. Истечение жидкости через насадки в среды с противодавлением. М., "Машиностроение", 1968.

37. Тензометрирование в машиностроении. Под ред. Р.А.Макарова. М., "Машиностроение", 1975, 287 с.

38. Тихоненко Л.К.,Кеворков Л.Р.,Лутовинов С.З. Критические расходы горячей воды при истечении из труб.- "Теплоэнергетика",1979, с. 32.

39. Тихоненко Л.К.,Карасев Э.К.,Лутовинов С.З.,Габараев Б.А., Трубкин Е.Й. Исследование характеристик вставок ограничения расхода при моделировании аварийной разгерметизации контура реактора.-"Атомная энергия", 1980, т.49, вып.2, с.83.

40. Фауске Г.,Генри Р. "Труды амер.инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача", 1971, №2, с.47.

41. Фисенко В.В. Критический расход двухфазной смеси при нарушении герметичности первого контура ЯЭУ.-"Атомная техника за рубежом", 1975, №7, с.26.

42. Фисенко В.В. О показателе изоэнтропы в критическом потоке двухфазной смеси.-"Известия АН СССР. Энергетика и транспорт",1976, № 4.

43. Фисенко В.В. О скорости распространения волны возмущения в двухфазной смеси.-"Атомная техника за рубежом", 1977, №5,с.41.

44. Фисенко В.В. Критические двухфазные потоки. М.,Атомиздат,1978, 159 с.

45. Фисенко В.В.,Алферов А.В.,Тошева В.В. Динамика на изменение на калягането в зищитната обвивка на атомен реактор при аварийна разгерметизация на контура на теплоносителя.-"Енергети-ка", 1982, № 3, с.22.

46. Фисенко В.В.,Алферов А.В.,Тошева В.В. Расчет изменения параметров среды в защитной оболочке ядерного реактора при поступлении в нее теплоносителя.-"Известия ВУЗ. Энергетика", 1983, № 6,

47. Фисенко Б.В.,Алферов А.В.,Тошева В.В. Теоретические основы и перспективы использования судового двухфазного прямоточного двигателя-движителя.

48. Фисенко В.В.,Сычиков В.И. О потере давления в трубе при истечении из нее критического двухфазного потока.-"Теплоэнергетика", 1976, №8, с.83.

49. Хлесткин Д.А.,Канищев В.П. Характерные режимы истечения горячей воды.-"Теплоэнергетика", 1977, №3, с.69.

50. Хлесткин Д.А.,Канищев В.П. Истечение пароводяной смеси высокого давления через цилиндрические каналы.-"Известия АН СССР. Энергетика и транспорт", 1979, №3, с.138.

51. Ashwarth C., Barton D. Fressure Suppression. "Nucl.Ing.", 1962, v.7, N75, p.313.

52. Bergstrom R. , Chittendem W. Reactor-containment engineering -our ecsperience to date."Nucleonics", 17, N4, 1959, p.89»

53. Brosch D., Karwat H. The development of pressure differentials across containment."Containment and Sitting of nuclear power plants". Intern, atomic, energy agency. Vienna, 1967, p.365.

54. Erosch Э. ZOGO V, Ein Rechenmodell zur Berechnung von zeit-lichen und ortlichen Druckverteilungen in Reaktorsichereitsbe-haltern, Laboratorium fur Reaktorregelung und Anlagen sicherung, Techni sche Universtat I.'unchen, Interner Bericht /Cktober/1970.

55. Barton D.B., Aschwortn C.P., lanssen E. , Robeins C.H. Predicting Faximum Pressures in Pressure Suppression Reactor Containment, An ASIYIE Publication, paper number 6I-WA-22?, 1562.

56. Brosch D. Z0C0 V, Ein Rechenmodell zur Berechnung von zeit-licben und otlicher Druckverteilung in Reaktorsicherheitsbe-haltern, Laboratorium fur Reaktorregelung und Anlagensicherung, Technische Universitat Funchen, РЛШ,Ю4, /April 1972/.

57. Brosch D. ZOCO V, A Computer Code For the Calculation of ti-me-and Space-Dependent Pressure Distributions in Reactor Containments, Nuclear Engineering and Design 23 /1972/, p.239*

58. Brosch D. Instationare Druckverlaufe in Druckabbausystemen, Vergleich zweschen Theorie und Experiment, лТКЕ 19, 4, 1972, p.301.

59. Fauske H.K. The Discharge of Saturated '.Vater through Tubes.-Heat Transter Cleveland."Chem. Eng. Frogress", Symposium Series, 1565, vol.61, N59, p.210.

60. Fauske H.K. Critical flow and velocity of soun in two-phase one-component droplet flow. "Power Reactor Technology and Reactor Fuel Processing, 1967, v.10, N1, p.27.

61. Fauske H.K. Symp. on Two-Phase Flow Dynamics, Eindhoven, Holland, Sept.4-9, 1967, p.639.

62. Henry R.E., Fauske H.K., McCamas 3. Two Phase Critical Flow at Low Qualities. Part. 1. "Experimental. Nuclear Science and Eng.", 1970, vol.41, N1, p.79.

63. Henry R.E. The Two-Phase Critical Discharge of Initialy Saturated or Subcooled Liquid, "Nucl. Sci. and Eng.", 1970, v.4I, N3, p.336.

64. Kolflat A., Chittenden V/. A new approach to the design of containment shells for atomic power plats. Chicago, v.19,1957.70.- Kolflat A. Besults of 1959 nuclear power plant containment tests. Frepr. Fuel. Eng. and Sci. Conf., v.1С, I960.

65. Kellerman 0., Seipel H. Analysis of the improvement in Safety obtained by a containment.-"Containment and Sitting of nuclear power plants". Intern, atomic energy agency., Vienna, 1967.

66. Kono K., Omori H. Nuclear Ship Propulsion, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1961.73» Kiiper K. , Ionghans J. Ein program zur dinamisch'en Berechnung des Druckverlufs in dekoppelten Volumina, ATKE, 17, N3, 1971, p.163.

67. Karwat H., Wolfert K. BRUCH-D-A Digital Program for Pressurized Water Reactor Blowdown Investigations. "Nucl. Eng. and Design", 1970, N11, p.241.

68. Miller D.R. Pressure Suppression Containment Design. Current State of the Art. "Paper. Amer. Soc. Mech. Eng.", 1968,1. N WA/NE I, p.I.

69. Landsbery P.T. Problems in Thermodinamics and statistical phisic sics. PICN, London, 197I.

70. Mesarovic M., Gaberscec B. Pressure-temperature transients for containment design of water-cooled reactors. "Nuclear Engineering and Design", v.17, 1971, N3, p.428.

71. Ogasawara H.A. Theoretical Approach to Two-Phase Critical Flow. "Bulletin of the ASME", 1969, vol.12, N52, p.847.

72. Ryley D., Parker G. Two-Phase Critical Discharge of Initialy Saturated or Subcooled Liquid. "Nucl. Sci. and Eng.", 1970, v.41, N3, p.336.

73. Seipel H., Menhardi D. Differenzdruckerwischen den Roumen eines. Sichacheitsbendifers nocg einem Primarkreisbruch. ATKE, 13, N6, 1958, p.401.

74. Trembly P.E. , Andrews D.G. Nuclear Science anc1 Engineering, 1971, N4, p.I.

75. Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке цилиндрического сопла-вставки, в зависимость от начальных значений давления и температуры

76. Начальное давление 1,0 МПа

77. Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры

78. Угол конусности диффузора 20°

79. Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры

80. Угол конусности диффузора 40°

81. Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры