автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Взаимодействие расплава активной зоны с материалами реакторной установки в проблеме тяжелой аварии ВВЭР

08-4 904

#С7 ¿У.

На правах рукописи

ЖДАНОВ Владимир Семенович

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ С МАТЕРИАЛАМИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ В ПРОБЛЕМЕ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ ВВЭР

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

г. Санкт-Петербург — 2008

Работа выполнена в Дочернем государственном предприятии "Институт атомной энергии" Республиканского государственного предприятия "I (ацнональный ядерный центр Республики Казахстан".

Научный руководитель: -доктортехн. наук

Бешта Севостьян Викторович

Официальные оппоненты: - доктор техн. наук, профессор засл. деятель науки РФ

Гусев Леонид Борисович Су.чацкий Андрей Анатольевич

- кандидат техн. наук, доцент

Ведущая организация: ФГУП "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект"

Защита диссертации состоится 28 октября 2008 г. в 16-00 на заседании диссертационного сонета Д 212.229.04 в ГОУ 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 ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет".

Автореферат разослан " 7<у' сентября 2008 г.

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

Факс: (812)552-65-52 E-mail: kgl210@mail.ru

Ученый секретарь диссертационного совета

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

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

- разработка систем безопасности проектируемых АЭС;

- повышение эффективности систем безопасности для действующих АЭС.

Несмотря на существующие г лубоко эшелонированные системы безопасности реакторных установок АЭС все еще существует возможность маловероятного события, которое может привести к плавлению активной зоны реактора с перемещением расплава па днище силовог о корпуса ВВЭР и/пли даже за его пределы. Такая авария по принятой в практике проектирования терминологии является запроектноп. Т. е. она вызвана не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождается дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности сверх единичного отказа или реализацией ошибочных действий персонала. Поскольку радиоэкологические и социально-экономические последствия таких аварий могут быть весьма значительными, федеральными нормами и правилами регламентируется необходимость их анализа при проектировании и разработке мероприятий по управлению с целыо:

- предотвращения развития аварии и ослабления ее последствий;

- зашиты контаПнмента от разрушения и поддержания его работоспособности;

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

К настоящему времени разработан ряд расчетных кодов, которые моделируют процессы с участием расплава активной зоны (кориума) - смеси расплава оксидного топлива с конструкционными материалами активной зоны на внутри-корпусной фазе аварии или еще более сложных систем, образующихся после взаимодействия кориума со сталыо и бетоном за пределами корпуса реактора. Моделирование развития тяжелой аварии может быть сформулировано как задача нестационарного тепло-массообмеиа с химическими реакциями в неравновесной системе с тремя агрегатными состояниями вещества и изменяющейся топологией.

При разработке мероприятий по локализации кориума разработчики и пользователи тяжелоаварийиых кодов, а также проектировщики АЭС, сталкиваются со следующими проблемами:

- понимание и описание высокотемпературных теплофизических и физико-химических процессов в широком диапазоне изменения параметров;

- выявление ключевых эффектов для адекватного прогноза развития аварии;

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

- оценка неопределенностей расчетных моделей;

- валидация и верификация расчетных программ.

Прогресс в решении указанных проблем может быть достигнут только па основе систематических экспериментальных исследований.

Очевидно, что проведение экспериментов в натурных условиях невозможно. Даже результаты детальных исследований послеаварийного состояния реакторов АЭС ТМ1-2 и ЧАЭС-4 имеют ограниченное применение вследствие особенностей развития этих аварий и конструкций реакторов. Поэтому большинство экспериментов выполняют во внереакторных условиях в уменьшенном масштабе. При этом для получения и применения результатов требуется, во-первых, проектирование экспериментальной установки, адекватно моделирующей исследуемый процесс, во-вторых, тщательный анализ и "экстраполяция" данных па реальную реакторную ситуацию, что зачастую является нетривиальной задачей. При невозможности применения в полном объеме теории подобия вследствие комплексности и многообразия процессов при тяжелой аварии возрастает роль сравнительног о анализа и приближенных оценок.

Основными техническими и технологическими проблемами при выполнении экспериментальных исследований являются:

- подготовка и локализация высокотемпературного радиоактивного химически агрессивного расплава кориума, состав и свойства которого изменяются в широком диапазоне;

- физическое моделирование остаточного тепловыделения в расплаве от продуктов деления;

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

- необходимость манипулирования с расплавом (слив расплава в экспериментальную секцию, отбор проб кориума, перемещение расплава);

- методические, инструментальные и материаловедческие проблемы обеспечения высокотемпературных измерений;

- разработка, обоснование и реализация технических и организационных мер, обеспечивающих ограничение воздействия на окружающую среду исследуемых материалов.

Вышеуказанное, с одной стороны, объясняет уникальность выполненных в этой области экспериментальных исследований, а с другой стороны, обусловливает высокую актуальность работ в этом направлении. Несмотря на то, что экс-

перпментальными исследованиями по тяжелым авариям в мире занимаются уже более 20 лег, имеется весьма о1рапиченное число экспериментальных данных по кориуму п процессам его взаимодействия с различными материалами, которые необходимы для разработки замыкающих зависимостей в математических моделях, а также для валидации и верификации расчетных кодов. Кроме того, большинство опытов выполнено па имитаторах кориума (расплавах металлов, солей и термитных смесей), значительно отличающихся от ирототипного кориума по геплофпзнческим и физико-химическим свойствам.

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

- Разработка экспериментальных установок и обеспечение работоспособности ее отдельных узлов.

- Разработка методов ограничения взаимодействия компонентов кориума с углеродом при получении расплава кориума в г рафитовом тигле при использовании индукционной плавки в "горячем тигле".

- Получение экспериментальных данных по взаимодействию отдельных компонентов кориума между собой в маломасштабных экспериментах.

- Определение характеристик образующихся внутри и за пределами корпуса реактора продуктов взаимодействия прототнпиого кориума с водой (ГО).

- Определение характеристик продуктов взаимодействия кориума с бетоном (МСС1) при наличии и отсутствии остаточного тепловыделения в кориуме.

Защищаемые положения. На защиту выносятся:

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

2) Результаты экспериментального тестирования материалов электроплавильного узла, используемого для подготовки расплава прототнпиого кориума.

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

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

Научная новизна. Для подавления активного химического взаимодействия при высокой температуре между компонентами кориума и материалом плавиль-

иого тигля, в качестве которою в экспериментальных установках ПАЭ НЯЦ РК применяется графит, автором впервые предложен и реализован метод подавления активности углерода при высокой температуре за счет нанесения расплавленного циркония на внутреннюю поверхность тигля. Метод прошел успешную апробацию в маломасштабных экспериментах и в настоящее время реализован в крупномасштабной установке.

Предложены и экспериментально исследованы новые методы и средства определения теплофпзических свойств материалов электроплавильных узлов, примененных в установке для получения высокотемпературного расплава про-тотиппого кориума. Новизна методов и устройств для определения теплофизн-ческих свойств материалов в широком диапазоне температур подтверждена несколькими авторскими свидетельствами.

Представлены новые результаты исследований продуктов виуфи- и вне-корпусного взаимодействия расплава ирототнпного кориума с водой, материалом корпуса и бетоном, выполненных в крупномасштабных экспериментах при сливе расплава в экспериментальную секцию и при моделировании остаточного тепловыделения в кориуме (для экспериментов МСС1), которые позволяют уточнить модели взаимодействия.

Степень обоснованности и достоверности научных положений. Обоснованность научных положении, выводов и рекомендаций, сформулированных в диссертации, подтверждается обширными экспериментальными данными, полученными в маломасштабпых и крупномасштабных экспериментах с расплавом прототиппого кориума. Достоверность полученных экспериментальных результатов обуславливается применением оригинальных метрологически аттестованных методик, автоматизированных приборных и измерительных комплексов, анализом погрешностей измерений и подтверждается сравнением с результатами других исследователей.

Фактическая основа работы и методы исследования. Фактическую основу работы составили методики исследований п результаты экспериментов, выполненных автором в 1978-2003 годах в Объединенной экспедиции ПНИТИ (с 1993 г. - в Институте атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан) согласно ежегодным отраслевым планам НИР и ОКР головной организации (а с 1993 года - по бюджетным паучпо-технпческнм программам министерства энергетики и минеральных ресурсов Республики Казахстан), а также по международным программам.

Для определения теплофпзических характеристик материалов электроплавильного узла для получения расплава прототиппого кориума применен модернизированный автором импульсный метод определения температуроироводно-

сти к теплопроводности твердых материалов. Повышение чистоты получения расплава кориума в графитовом тигле достигнуто применением защитного покрытия на внутренней поверхности тигля, эффективность и границы применения которого испытаны в многочисленных маломасштабных экспериментах.

В качестве методов пост тест исследования использованы: рентгеиофлуо-ресцентный анализ, оптическую микроскопию, рентгеновский фазовый анализ. Для определения физических свойств материалов - продуктов взаимодействия кориума с водой и бетоном применены оригинальные устройства, разработанные п изготовленные с участием автора.

Для анализа результатов экспериментов применены типовые подходы, позволяющие сравнивать полученные результаты с известными данными.

Личный вклад автора. Автор принимал непосредственное участие па всех этапах работы, изложенной в диссертации:

- разработал и применил метод ограничения взаимодействия компонентов кориума с графитом тигля при получении расплава;

- модернизировал и внедрил импульсный метод для изучения температурной зависимости теплофпзических характеристик материалов электроплавильного узла экспериментальной установки;

- принимал участие в проектировании экспериментальных установок и в разработке прог рамм исследования;

- руководил выполнением пост тест исследований экспериментов по моделированию различных сценариев тяжелой аварии на АЭС и принимал участие в анализе результатов;

- разработал феноменологические модели взаимодействия расплава кориума с теплоносителем и бетоном.

Практическая значимость и реализация результатов. Результаты, полученные автором, использованы для решения важных прикладных задач, в том числе:

- методы, разработанные автором, применены в крупномасштабных установках для экспериментального моделирования различных сценариев тяжелой аварии с плавлением активной зоны ВВЭР с применением прото-типного кориума;

- результаты экспериментального тестирования материалов электроплавильного узла позволили промоделировать и усовершенствовать технику экспериментов;

- базы данных по характеру и степени взаимодействия расплава прототипно-го кориума с водяным теплоносителем, материалом корпуса и бетоном дополнены полученными автором результатами.

Апробация работы. Результаты работы были доложены и обсуждены на

национальных и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в том числе: на международной конференции ОЭСР по внекорпусному захолажнва-нию кориума (Карлсруэ, Германия, 15-18 ноября, 1999); па 3-м международном совещании по теплогидравлике и безопасности ядерных реакторов (Сеул, 13-16 октября, 2002); на международном конгрессе по совершенствованию атомных станций (Сеул, 15-19 мая, 2005); на регулярных совещаниях контактной экспертной группы Еврокомиссии по проектам МНТЦ по управлению тяжелыми авариями.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованных источников, имеет общий объем 158 страницы, содержит 17 таблиц, 94 рисунков. Список использованных источников содержит 122 наименования.

Публикации. По теме диссертации автором опубликовано 14 работ, перечень которых приведен в конце реферата.

СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ

В первой главе диссертации приведены феноменологическое описание сценариев тяжелой аварии и краткий обзор состояния исследования процессов по различным национальным и международным программам, позволивший акцентировать наиболее важные направления исследований. Выделена последовательность физико-химических взаимодействий между компонентами активной зоны, имеющая место при аварийном разогреве топливных сборок.

Выполнен обзор зарубежных экспериментальных исследований и сформулированы этапы развития тяжелых аварий, на которых сосредоточено внимание специалистов, связанных с проектированием и эксплуатацией АЭС.

Сценарий выхода кориума из корпуса. Необходимо определение наиболее вероятных сценариев выхода кориума и эволюции во времени расхода расплава, его состава и температуры. Распространение и локализация расплава в реакторе и/или конгайнменте важны с точки зрения, например, любого последующего противоаварийного мероприятия, и сильно зависят от давления в 1-м контуре и места повреждения корпуса реактора.

Взаимодействие струи кориума с конструкционными материалами связано с выходом кориума за пределы корпуса. Необходимо экспериментальное изучение скорости абляции стали и бетона при взаимодействии со струей кориума с целью разработки соответствующей расчетной модели.

Абляция бетона при МСС1 при различных типах бетонов, которые рассматриваются для использования в качестве строительного или жертвенного материала для бетонной шахты и ловушек расплава активной зоны.

Экспериментальные исследования MCCI с подачей воды на поверхность

кориума активно выполнялось в Санднйских Национальных лабораториях (SNL) и Аргопскои Национальной лаборатории (ANL). В экспериментах был использован прототипный кориум, состоящий, главным образом, из диоксида урана (U02) и диоксида циркония (ZrOi). Эти работы основываются на имеющихся знаниях по феноменологии MCCI и охлаждаемое™ кориума за пределами силового корпуса. Но большинство экспериментов были выполнены для одномерной (1-D) геометрии, в которой термически эродировало только бетонное основание. Кроме того, не была выполнена количественная оценка механизма охлаждения кориума, наблюдаемого в экспериментах, из-за недостатка информации и сложности явления. Таким образом, MCCI и охлаждение кориума за пределами корпуса до сих пор остаются нерешенной проблемой безопасности ЛВР.

Теплопередача от расплава с внутренним энерговыделением к ограничивающим бассейн поверхностям, в том числе при наличии газов в расплаве.

Совместные тепло-гидравлические и физико-химические эффекты в процессе кристаллизации многокомпонентных расплавов кориума при MCCI. При низкой скорости затвердевания на холодной поверхности раздела может формироваться твердый слой туг оплавких компонентов расплава.

Ког да горячий расплав кориума поступает в водный бассейн, может образоваться слой фрагментов, характеризующийся определенной открытой пористостью. Охлаждаемость такого слоя может быть достигнута за счет отвода тепла при естественной циркуляции воды.

Растекание кориума для создания тонкого слоя расплава перспективно для создания хороших условий охлаждения расплава. Из экспериментов, выполненных в рамках 4-ой Программы Еврокомиссии, как для расплавов имитаторов (CORrNE, KATS, RIT), так и для расплавов прототипного кориума (VULCANO, FARO, COMAS) получены результаты, необходимые для понимания процессов растекания и сопутствующих эффектов. Важный результат состоит в том, что многокомпонентные расплавы кориума способны растекаться, даже если их температура ниже температуры ликвидуса. Фиксация расплава происходила, когда в процессе охлаждения в нем образовывалась значительная доля твердой фазы, что увеличивало вязкость расплава. Присутствие мелкого слоя воды не оказывало значительного влияния па растекание, при этом ие наблюдались энергетически эффективные взаимодействия расплава с водой.

Для наилучшей характеристики процессов растекания в устройствах локализации расплава (УЛР) с большими поверхностями (типа УЛР для EPR) имеющаяся экспериментальная информация должна быть оценена и систематизирована относительно ожидаемых условий аварии. Коды для расчета растекания получили широкое развитие и должны быть верифицированы по результатам соответствующих экспериментов.

При падении струн кориума в воду во внутрикорпусиых условиях форми-

руется слой фрагментов (не менее 50 % от массы расплава) на слитке псфраг-ментированного кориума. Паровые взрывы малой интенсивности наблюдались только тогда, когда они были специально инициированы. Эти результаты, тем не менее, не мог ут быть однозначно экстраполированы на сценарий аварии за пределами корпуса, например, из-за различий в конечном составе расплава и большого недогрева воды.

Во внекорпусных условиях возможна почти полная фрагментация струи падающего расплава, что создает хорошие условия для охлаждения. В то же время отмечен, существенный для процессов в коптайнменте, значительный выход пара н водорода после резкого охлаждения расплава. Механизмы генерации водорода в процессе фрагментации, как наблюдалось в экспериментах FARO, заслуживают дальнейшего рассмотрения, чтобы прояснить особенности взаимодействия кориум а и воды.

В экспериментах TROI (K.AERI) зарегистрированы спонтанные паровые взрывы при взаимодействии расплава кориума с педогретым теплоносителем и, в отличие от экспериментов FARO и K.ROTOS, частота возникновения спонтанных паровых взрывов была значительно выше, чем в ранее выполненных экспериментах в исследовательском центре ISPRA, даже при отсутствии внешнего триггера. Исследователи предположили наличие ряда условий, способствующих возникновению парового взрыва. К таким условиям были отнесены: количество генерируемого водорода в процессе FCI, геометрия испытательной секции (соотношение поперечных размеров "вода/расплав"), форма струн расплава (компактная или фрагмептированная), химический состав кориума и его перегрев над температурой ликвидус.

Помимо падения струи кориума в воду эксперименты COTELS охватывают также моделирование залива расплавов сверху для внекорпусных условий. Факторы, которые влияют на процесс охлаждаемости: образование сегментированного слоя, взлом корки и выброс расплава за счет газов от разложения бетона должны быть исследованы в дальнейшем более подробно. Хотя прекращение абляции бетона ие гарантируется, верхний залив расплава кориума в процессе взаимодействия расплава с бетоном может быть полезен в процессе поздней фазы аварии и для снижения выброса радиоактивных аэрозолей в контайпмент. Следует отметить, что паровые взрывы не наблюдались при подаче воды на поверхность расплава в экспериментах MACE, COTELS и KATS.

В концепции донного залива (эксперименты COMET) вода подавалась в дойный слой расплава или через инжекционные насадки, или через слой пористого бетона. Эксперименты показали быстрое и полное отверждение главным образом за счет создания пористой структуры твердеющего расплава. Концепция донного охлаждения применима к перспективным и к некоторым существующим АЭС. Однако следует учитывать пиковое повышение давления в кон-

тайнменте за счет залпового образования пара н резкий выброс водорода.

Крайне важно знать физико-химические свойства расплава кориума для понимания и моделирования поведения расплава. Были измерены температуры плавления - затвердевания для расплавов U-Zr-0 с композициями, типичными для BWR и PWR. Исследования продолжаются в рамках международного проекта OECD MASCA.

Eme одна важная проблема - механическая прочность корки кориума при термомеханической нагрузке. Это особенно важно для остановки растекания расплава в концепции EPR, а также для исследования охлаждаемости при условии верхнею залива, когда охлаждение будет успешным лишь в случае растрескивания корки, что способствует захолаживаиию расплава.

Во второй главе приведено краткое описание созданных экспериментальных установок, описан метод получения расплава кориума в электроплавильной печи, способ перемещения расплава в экспериментальную секцию, методы моделирования поведения расплава при взаимодействии с элементами конструкции реактора. Представлено описание методов и результатов выбора материального состава электроплавильной печи (ЭПП). Приведено описание системы сбора и регистрации параметров экспериментов, перечень методов и средств исследований продуктов взаимодействия прототипного кориума с конструкционными материалами ЛВР и теплоносителем.

В Институте атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан создан экспериментальный стенд для проведения впереакториых исследований в области безопасности атомной энергетики. Стенд позволяет получать до 60 кг расплава прототипного кориума ЛВР методом ипдукниопиой плавки в "горячем тигле" с последующим сливом расплава в экспериментальную секцию. В экспериментальной секции выполнялись исследования взаимодействия кориума с теплоносителем, материалом силового корпуса реактора или бетоном, в зависимости от целей эксперимента. При этом моделировались остаточное тепловыделение в расплаве при исследовании взаимодействия кориума с бетоном н работа систем безопасности с помощью имитаторов штатных систем.

Экспериментальная установка "ЛАВА" включала в себя два основных функциональных блока: электроплавильную печь (ЭПП) для подготовки расплава прототипного кориума с заданной температурой (см. рис. I) и устройство приема расплава (УПР), в котором размешалась экспериментальная секция для моделирования исследуемых процессов.

Недостаток метода "горячего тигля", в отличие от метода плавки в "холодном пиле" (или в "гариисаже"), состоит в неизбежном взаимодействии компонентов кориума с материалом тигля при высокой температуре.

Наиболее оптимальным материалом плавильного тигля является фафит, благодаря его высокой термопрочностн, а также соответствию удельного элек-

В экспериментальную секцию

! - пирометр; 2,9 - опорные втулки; 3 - крышка миля; А - графитовый тигель; 5 - теплоичолиция; 6 - индуктор; 7 корпус; К - пробка тигля; 10- мехаиитм скола пробки. Рис. I.: Электроплавильная печь индукционного типа

тросопротивления частоте имеющегося генератора. Но при разогреве до температуры выше 1500 °С молекулы углерода, "испаряющиеся" с внутренней поверхности тигля, создают восстановительную среду в полости тигля, что приводит, в конечном итоге, к высокому содержанию карбидов и оксикарбидов в результирующем расплаве. Это, в свою очередь, существенно искажает характеристики бассейна расплава и последующих тепловых и физико-химических процессов при дальнейшем взаимодействии расплава с теплоносителем и конструкционными материалами.

Для изучения эффективности различных способов ограничения взаимодействия между углеродом и компонентами кориума выполнена серия маломасштабных экспериментов на установке индукционного

нагрева с генератором ВЧГ-135. Изучены следующие варианты зашиты:

- вставки из металлического тантала внутри графитового тигля;

- покрытия из тугоплавких карбидов на внутренней поверхности тигля;

- наплавка из металлического циркония;

- вольфрамовые вставки внутри графитового тигля.

В результате выполненных экспериментов выявлено, что наиболее оптимальным способом защиты поверхности графитового тигля от взаимодействия с компонентами активной зоны является покрытие внутренней поверхности тигля расплавом циркония с последующей самопроизвольной карбидизацией нанесенного металлического циркония за счет диффузии углерода от стенки тиг ля.

Для обеспечения равномерного покрытия стенок было реализовано и исследовано несколько способов начального расположения циркония в тигле, а также выбран оптимальный режим разогрева, позволяющий избежать карбиди-зации циркония до начала его плавления. Масса загружаемого циркония подбиралась опытным путем и зависела, в общем случае, от пористости графита (марки графита) и, в меньшей степени, от темпа разогрева.

Покрытие испытано при плавлении прототипного кориума с различной степенью окислеиности. Выдержка кориума в тигле с покрытием из карбида циркония в течение 2-х часов показала удовлетворительную надежность найденного способа предотвращения взаимодействия компонентов кориума с углеродом.

Для обеспечения требуемых режимов разогрева смеси материалов активной зоны исследованы тегшофизические свойства графита, применяемого для изготовления тиглей, и графитового войлока (теплоизоляции тигля) в широком диапазоне температуры. Для этой цели использован метод "вспышки", усовершенствованный автором в более ранних работах.

Для определения теплофизических характеристик образцов графита, применяемого для изготовления плавильного тигля, в широком диапазоне температуры был предложен метод, позволяющий выполнить измерение необходимых параметров в диапазоне времени, когда влияние теплообмена еще не искажает формы температурного отклика. Метод основывался на измерении наперед заданного отношения температур на фронтальной и тыльной поверхностях образца.

Получено расчет ное соот ношение для температуропроводности:

/гг,„.

(I)

где - момент времени, когда отношение температур на противолежащих поверхностях образца в результате теплового импульса равно: 7-(0.г.,,„) {_;„(,

! = 2.97

(АО

Удельная теплоемкость материала может быть определена как: С,.

_ Ч

Ти = т(0, г, Ч7)- Т([., г,,,,) = ДУ

(2)

где

р- плотность материала, кг/м , Сг - удельная теплоемкость, Дж/(кг-К); q - удельная энергия теплового импульса, Дж/м". Расчетное соотношение для теплопроводности (Л=а-С1,-р) имеет вид: _ 1,386?

(3)

Экспериментальные исследования теплопроводности на образцах в виде

дисков выполнялись с применением плоского нагревателя, помещенного между двумя одинаковыми образцами, а искомые параметры рассчитывались по формуле (3).

Теилофизические характеристики опорных цилиндрических втулок в методе "вспышки" определялись по времени г/■: достижения половины максимального при-

Тм

р

0

Ч,»7 т

Рис. 2.: Типовые температурные отклики на поверхностях обрпчца

роста температуры па внешней поверхности образца, вызванного тепловым им-

пульсом, и значению максимального подъема температуры:

д _ /?(*&&-*,) с о, (4)

я-Ту, ' + '' - К? Кр '

где Ль Л; - внутренний и наружный радиусы цилиндра, м;

Р(к) - расчетный коэффициент, зависящий от отношения радиусов цилиндра;

б/. - удельная мощность теплового импульса, Дж/м;

Тм максимальный подъем температурного отклика на внешней поверхности цилиндра.

Тепловой импульс воздействовал на вну треннюю поверхность цилиндрического образца, а на его внешней поверхности регистрировался температурный отклик, характерный вил которого аналогичен нижней кривой па рисунке 2.

В данной главе рассмотрены также методические аспекты применения пирометра спектрального отношения для измерения температуры кориума в процессе разогрева и плавления исходных компонентов. Приведены результаты анализа погрешностей измерений при использовании различных типов моделей абсолютно черного тела.

В пятом разделе главы описана процедура крупномасштабных экспериментов с применением 60 кг расплава прототипного кориума. Даио краткое описание экспериментальных секций для моделирования взаимодействия кориума с водяным теплоносителем для впутрикорпусных и виекорпусиых условий, материалом корпуса реактора и бетоном контайнмеита. Описана маломасштабная установка, применявшаяся для отработки технологии нанесения защитных покрытий на графитовые тигли, а также для экспериментальной проверки эффективности различных методов предотвращения взаимодействия между компонентами кориума и углеродом.

В заключительном разделе главы приведено описание методов и аппаратуры для исследования продуктов взаимодействия расплава прототипного кориума с водой и бетоном после крупномасштабных экспериментов.

В первом разделе третьей главы описаны результаты экспериментов со сливом кориума в водный бассейн, находящийся в модели корпуса ВВЭР.

В экспериментах в качестве УПР были использованы модели корпуса из нержавеющей стали двух типоразмеров - с внутренним радиусом 0,245 и 0,391 м, толщина стенки модели 25 мм. Конструкция и основные размеры моделей показаны па рисунке 3.

Масса слитого кориума определялась после каждого эксперимента индивидуально и составила от 30 до 50 кг в разных испытаниях. Начальная температура кориума измерялась в ЭПП пирометром и составила 2600. ..2800 °С. Состав кориума моделировал условия тяжелой аварии в реакторе с кипящей водой (В\У11). В модель днища перед сливом расплава наливалась вода при температуре -330 К

глубиной около 160 см (24,5 л). Через ~25 секунд после слива расплава в модель корпуса подавалась вода из специальных форсунок с расходом 70 г/с.

В результате экспериментов было установлено, что почти половина сливаемого кориума раздробилась на частицы, и слой частиц располагался поверх их агломератов и сплошного слитка. Высокая доля фрагмеитиро-ваииого кориума могла быть вызвана большой высотой слива струи, приводящей к увеличению скорости входа кориума в воду. Как показали результаты предварительных экспериментов иа установке "СЛАВА" по изучению параметров струи кориума, сливаемого в экспериментальную секцию, приблизительно 30 процентов сливаемого кориума фрагментируется в процессе падения расплава.

Типичная схема расположения кориума в модели корпуса после взаимодействия с водой в эксперименте ЬШ-6 показана иа рисунке 4, Подобная схема была характерна для большинства выполненных экспериментов, различие состояло только в соотношении масс "фрагменты/слиток".

Исследование степени фрагментации кориума методом Розина - Раммлера позволило предположить отсутствие парового взрыва при первичном взаимодействии "кориум/вода".

Большинство фрагментов имеет весьма развитую поверхность за счет наличия пористости. Многие частицы имеют обширные открытые и закрытые поры. Обнаружено, что большей плотностью обладают, как правило, срединные слои. Вероятно, что в процессе разогрева и плавления исходной шихты имело место частичное восстановление окислов урана и циркония в углеродной среде, а в дальнейшем, в процессе верхнего залива бассейна кориума водой, происходило повторное окисление металлических компонентов.

Эрозия стенки модели корпуса наблюдалась только в одном из экспериментов, в котором имела место наибольшая температура расплава перед его сливом в экспериментальную секцию (около 2950 °С).

На основании результатов измерения температуры в стенке модели и смещения самой стенки, а также баланса воды, полученных в серии экспериментов по взаимодействию расплава кориума с днищем силового корпуса при наличии внешнего охлаждения и внутреннего залива, разработан расчетный код. Основ-

Рис. 3.: Схема и основные размеры модели корпуса

(Ю8в1)ХИ0С1Ь СТ. ,8СМ

Рис. 4.: Схема расположения кориума в модели корпуса

ные явления, моделируемые кодом ЫОЕС, показаны на рисунке 5.

Верификация кода ЬГОЕС выполнена по результатам экспериментов ЬН1 и аналогичных экспериментов с окисью алюминия. Подтверждено, что код ЬГОЕС способен воспроизвести термические процессы в стенке корпуса. Но из-за феноменологических неопределенностей код ЬГОЕС систематически завышает тепловую нагрузку на стенку силового корпуса реактора.

Во втором разделе третьей главы описаны результаты экспериментов со сливом кориума в водный бассейн, находящийся за пределами корпуса ВВЭР на бетонном основании.

В настоящей работе рассмотрены результаты 8 экспериментов, в которых около 60 кг прототипного кориума сливалось в водный бассейн. Схема эксперимента показана на рисунке 6.

В большинстве экспериментов длительность импульса давления, измеренного в экспериментальной секции, составила 0,5 секунды, что сравнимо с длительностью импульса, наблюдаемого при паровом взрыве, затем давление постепенно приближалось к квазистационарному значению в течение 10 секунд.

Энергетически сильного парового взрыва не наблюдалось ии в одном из экспериментов. Большая часть слитого кориума фрагментировалась, и только незначительная часть расплава была найдена на дне бассейна в виде меитов по изучению РС1 застывшего слитка. Размер частиц кориума хорошо соотносится с первым импульсом давления - они значительно крупнее, чем обычно при паровом взрыве. Измеренное давление в квазистационарном режиме оказалось меньше расчетного, полученного на основании запасенного в расплаве тепла, вследствие генерации неконденсируемого газа в результате возможного окисления металлических компонентов кориума.

Для экспериментального моделирования взаимодействия кориума с водой и бетоном в мелком водном бассейне на дне устройства приема расплава было установлено бетонное основание. В процессе управления аварией нижняя полость реактора или бетонной шахты может быть заполнена холодной водой. В экспериментах на установке "ЛАВА" имитировались условия поступления расплава в холодную воду. Матрица экспериментов приведена в таблице 1.

Рис. 5.: Основные явления, моделируемые кодом ЬЮЕС

Таблица 1, Матрица опытов

Эксперимент А1 А4 А5 А6 А8 А9 А10 АН

пасса кориума", га- 56.3 27.0 55.4 53.1 47.7 57.1 55.0 53

глубина бассейна, м 0.4 0.4 0.4 0.4 0.4 0.9 0.4 0.8

температура воды, °С 124 125 115 100 124 125 128 44

начальное давление, МПа 0.20 0.30 0.25 0.21 0.45 0.21 0.32 0.27

газовая среда в УПР пар пар пар3 пар пар пар пар Аг

ДР21, МПа 0.03 0.03 0.01 ~0 0.07 0.02 0.14 0.13

Примечания. 1) Состав кориума 110;>: 55 % + Ъх\ 25 "А+ 2Ю2: 5 % + нержавеющая сталь: 15 % (масс.%).

2) ДР: перепад давления между ЭПП и испытательной секцией, обеспечивающий увеличение скорости падения кориума.

3) 80 % пар +20 % а ют.

Во всех экспериментах большая часть кориума фрагментировалась в водяном бассейне. Соотношение "масса фрагментированного кориума/масса слитого кориума" находилось в диапазоне от 0,88 до 1,0. Степень фрагментации не зависела от глубины бассейна и массы кориума в исследуемом диапазоне параметров. В большинстве случаев наблюдалось только несколько килограммов кориума в слитке. Не обнаружено слитков в экспериментах с увеличенной скоростью падения кориума (А8 и А10).

Результаты исследования частиц позволили разработать модель механизма формирования частиц кориума в процессе падения расплава в бассейн, которая объясняет наличие первичной и вторичной фрагментации.

На рисунке 7 представлена группа графиков Розина-Раммлера, которая позволяет сравнивать результаты фрагментации в экспериментах по изучению РС1. В процессе изучения результатов фракционирования замечено, что исключение из анализа самых крупных и самых мелких фракций приводит к лучшему согласованию расчетных и экспериментальных данных. Можно предположить, что наиболее мелкие фракции являются результатом вторичной фрагментации, либо это фрагменты более крупных частиц, разрушенных в результате просеивания.

На рисунке 8 показано выявленное соотношение между первым пиком давления в УПР и среднеобъемным диаметром частиц. Все данные хорошо согласуются, за исключением опыта АН. Можно предположить, что первый пик давления в АН был подавлен вследствие сильного недог-рева воды или более низкой температуры расплава перед его сливом в бассейн.

1КК» моим

Рис. 7.: Графики Розина-Раммлера для частиц в экспериментах РС1

В целом, результаты взаимодействия кориума с водой внутри силового корпуса и за его пределами имеют много общего. Основное отличие состоит в различном соотношении масс "фрагменты/слиток", что может быть объяснено особенностями теплообмена на нижней границе между упавшим кориумом и подложкой.

В четвертой главе приведено описание экспериментов МСС1, результаты исследования продуктов взаимодействия и бетона, результаты поддерживающих экспериментов, выполненных для лучшего понимания происходящих процессов. Приведен анализ результатов и возможные рекомендации к работе систем локализации аварии за пределами силового корпуса. Описана вероятная последовательность взаимодействия кориума с бетоном, исходя из свойств компонентов бетона, применяемого для изготовления экспериментальных секций.

Выполнено 25 экспериментов по исследованию взаимодействия прототип-ного кориума с бетоном, в которых варьировались следующие параметры:

- отношение кориума толщины слоя к диаметру бетонной ловушки;

- расход воды на поверхность кориума и время задержки начала орошения после падения расплава в ловушку;

- мощность имитатора остаточного тепловыделения в топливе;

- состав прототипиого кориума;

- тип бетона.

Основной тип бетонной ловушки для исследования МСС1 приведен на рисунке 9.

В целом можно выделить две большие

Рис. 9.: Схема бетонной ловушки группы по конечному результату взаимодеист- лля исслед0Вания МСС1

вия кориума с бетоном. В первой группе в результате взаимодействия обнаружен слиток кориума, иа поверхности которого сформировалась засыпка из мелких частиц продуктов взаимодействия. Во второй группе экспериментов имел место только сплошной слиток кориума на поверхности слабо деградированного бетона.

На рисунке 10 показаны типичные схемы расположения кориума в бетонной ловушке после экспериментов первой и второй групп.

Средний объемно-поверхностный диаметр частиц мм

Рис. 8.: Соотношение между средним размером частиц и первым пиком давления

. ^60

!«Г

ШЦок» ■

о о о о о

Р&эмеры в миллиметра*

нижний слиток верхний слой шиной 10...12 см фрагментов, толп

«цциной^

и см фрагментов, толшщ 10...12 см ^^

------ -' трещины,

/ Ч 2.,.5 мм

гравийная деградированный (ж ж подложка макс, толщина 55 мм толщиной 15 мм

бетонная ловушка

а) эксперименты 1-й группы

б) эксперименты 2-П группы

Рис. 10.: Схемы расположения продуктов МСС1 в бетонных ловушках

Для объяснения причин возникновения гравийной подложки в зоне взаимодействия "кориум/бетон" было выполнено более детальное исследование образцов казахстанского гравия. В частности было обнаружено, что казахстанский гравий представлен несколькими видами минералов, отличающимися как по внешнему виду, так и по свойствам.

Экспериментальные исследования термостойкости различных сортов гравия показали, что гравий белого и черного цвета, составляющий более 35 % общей массы выборки, плавится при температуре выше 1700 °С, что соответствует литературным данным для природных кварцитов.

Исследование частиц в экспериментах 1-й группы доказывает, что МСС1 продолжается даже при орошении расплава водой, а частицы кориума формируются, преимущественно, в результате взаимодействия "кориум/бегон". Наличие или отсутствие воды в данном случае может влиять на интенсивность образования частиц за счет изменения температуры расплава. Количество образовавшихся фрагментов в большой степени зависит от запасенного в расплаве тепла до начала орошения его водой.

В дополнительной серии из 3-х экспериментов были существенно изменены условия их проведения. Во-первых, из начальной загрузки была исключена нержавеющая сталь. Во-вторых, были изменены размеры бетонной ловушки и индуктора, моделирующего остаточное тепловыделение в топливе, что позволило увеличить удельное энерговыделение в кориуме. В-третьих, дно ловушки было покрыто слоем цементного раствора (без гравия), толщиной примерно 2 см, что привело к интенсивному взаимодействию "кориум/бетон" на начальной стадии эксперимента сразу после слива расплава в ловушку.

Скорость абляции бетона на ранних стадиях экспериментов приведена в таблице 2. Скорости абляции были рассчитаны с использованием метода наименьших квадратов для начальных 1500 или 2000 секунд. Причиной выбора такого временного диапазона послужило то, что он представляется характерным

интервалом изменения скорости абляции, особенно в направлении основания. Сравнивая эксперименты Д11 и Д12, в которых удельное тепловыделение па ранней стадии было почти одинаковым, можно сделать вывод, ч то была достиг нута воспроизводимость скорости абляции бетона.

Таблица 2. Скорость абляции на начальной стадии процесса

Эксперимент Абляция вшп, мм/с Абляция в боковую стенку, мм/с

ДМ 0,023 0,044

Д12 0,024 0,041

Д13 0.017 1 le определено

Скорость абляции боковой стенки была почти вдвое больше, чем абляция бетонного основания.

При анализе эксперимента Д13 применялась усовершенствованная версия кода COCO для описания MCCI. Процессы, моделируемые кодом COCO, схематично показаны на рисунке 11.

Эксперименты по MCCI с повышенной мощностью показали, что подача воды ослабляет лишь абляцию бетона боковой стенки. Скорость абляции бетонного основания постоянна даже в случае понижения мощности индуктора. Высказана гипотеза о том, что ослабление абляции боковой стенки вызвано проникновением воды в термически поврежденный бетон. Обнаружено, что образовалась верхняя корка, скрепленная с боковой стенкой, как это имело место в дополнительных экспериментах с тугоплавкой боковой стенкой (в 1-D конфигурации), что могло привести к снижению отвода тепла в воду.

Выполнена оценка скорости абляции бетона как для бокового, так и для донного направлений после установления квазистационарной абляции. Результат оценки показал, что соотношение скоростей боковой и донной абляции, которое связано с распределением мощности, не зависит от мощности индуктора и практически постоянно.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. На основании анализа проведенных исследований и существующих моделей, описывающих различные стадии тяжелой аварии АЭС с ВВЭР, выявлены 20

коряуыд

Ш^ц <ип»ние

I /

. .... МУ^

ММММ1 г Гш

..... спи»,

{РМИМЬМЫЙ 10)

Нес* яц<ю*4<1С>иым теплообмен ■ бетоне

тиьтмльиыи <« осины 1-Q)

Рис. 11.: Процессы, отшсывпемые кодом COCO

процессы тяжелой аварии и проблемы, затрудняющие их экспериментальное исследование. К таким процессам относятся различные типы физико-химического и теплового взаимодействия расплава кориума, сопровождающие его распространение от деградирующей активной зоны до бетонного основания комтайн-мента. Сложность экспериментального исследования обусловлена необходимостью, наряду с изучением локальных эффектов, совместного воспроизведения в экспериментах перемещения расплава, "натурных" свойств кориума, остаточного тепловыделения и достаточного для проявления исследуемых явлений масштаба экспериментальной установки.

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

3. Для обеспечения длительной работоспособности основного, плавильного узла установки разработаны методики определения теплофизических свойств графита и углепластиковых материалов при высоких температурах, а также для формирования защитного циркониевого покрытия графитового тигля.

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

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

- роль гравийного наполнителя в механизме абляции бетона;

- возможность фрагментации поверхностной корки кориума при выходе газообразных продуктов взаимодействия из-за хрупкого разрушения корки;

- влияние степени фрагментации корки на эффективность охлаждения рас-

плава водой;

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

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

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

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Жданов B.C., Михеев И.В., Таубнн М.Л. Определение теплофизическнх свойств тонкостенных цилиндров // Теплофизика высоких температур.

1982. Т. XX, № 3. С. 601-603, - 0,5/0,2 пл. (перечень ВАК).

2. Определение теплопроводности импульсным методом при наличии теплообмена на поверхности образца / B.C. Жданов, М.В. Иванов, И.В. Михеев, М.Л. Таубин // Вопросы атомной науки и техники, Сер. ФРП и РМ.

1983. № 4(27). С. 93-95, - 0,6/0,2 пл. (перечень ВАК).

3. Исследования последствий тяжелых аварий водоохлаждаемых энергетических ядерных реакторов по проекту COTELS / А.А. Колодешников, Ю.С. Васильев, B.C. Жданов и др. // Вестник НЯЦ РК. Вып. 1, 2002. С. 5-17, -1,2/0,4 п.л.

4. Бакланов В.В., Жданов B.C., Малышева Е.В. Экспериментальное изучение способов ограничения взаимодействия компонентов кориума с углеродом // Вестник НЯЦ РК. Вып. 1, 2004. С. 75-85, - 1,2/0,6 п.л.

5. А. с. № 800847 СССР. Способ определения теплофизических характеристик / B.C. Жданов, И.В. Михеев, М.Л. Таубип. Опубл. 30.01.1980. Бюл. №4, -0,6/0,2 п.л.

6. А. с. № 873087 СССР. Способ определения теплопроводности материалов / B.C. Жданов, И.В. Михеев, М.Л. Таубин. Опубл. 15.10.1981. Бюл. №38, -0,6/0,2 и.л.

7. Zhdanov V., Baklanov V. Facility for LWR Core Materials Studies at High Temperature // Proc. of ICAPP'05 Congress, Seoul, KOREA (May 15-19, 2005). Paper 5242, - 0,8/0,6 п.л.

8. COTELS Project (1): Overview of Project to Study FCI and MCCI during a Severe Accident / H. Nagasaka, Yu. Cherepnin, V. Zhdanov, et al. // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 285-292,

-0,8/0,2 ii.ji.

9. COTELS Project (2): Fuel Coolant Interaction Tests under Ex-Vessel Conditions / M. Kato, Yu. Vasilyev, V. Zhdanov, et al. // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 293-300,-0,8/0,2 iui.

10. COTELS Project (3): Ex-vessel Debris Cooling Tests / H. Nagasaka, I. Sakaki, V. Zhdanov, et al. // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 302-308, - 0,8/0,25 n.ji.

11. COTELS Project (4): Structural Investigation of Solidified Debris in MCCI / H. Nagasaka, I. Sakaki, V. Zhdanov, et al. // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA6475, 2000, Karlsruhe, Germany, p. 309-316, - 0,8/0,6 rui.

12. Results of LHI Tests and Associated Analyses on In-vessel Debris Coolability, NT1TAS3 / Yu. Maruyama, H. Nagasaka, V. Zhdanov, el al. // 3"' Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safely Kyeongju, Korea (October 13-16, 2002), - 0,8/0,25 iui.

13. Recent Results of MCCI Studies in COTELS Project, NTHAS3 / Yu. Maruyama, H. Nagasaka, V. Zhdanov, el al. // Third Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety Kyeongju, Korea (October 13-16, 2002), -0,8/0,25 rut.

14. A Study on Concrete Degradation during Molten Core/Concrele Interactions / Yu Maruyama, Y. Kojima, V. Zhdanov, et al. // Nuclear Engineering and Design 236 (2006). P. 2237-2244, - 0,8/0,25 iui.

Лицензия ЛР № 020593 от 07.08.97

Подписано в печать 09.09.2008. Формат 60x84/16. Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,0. Уч.-изд. л. 1,0. Тираж 100. Заказ 3357Ь.

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

Введение.

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

Выводы.

Глава 2. Экспериментальные установки.

2.1. Электроплавильная печь (ЭПП).

2.2. Испытание методов подавления взаимодействия графита с компонентами кориума.

2.3. Изучение теплофизических свойств материалов плавильного узла.

2.4. Измерение температуры кориума в процессе экспериментов.

2.5. Процедура экспериментов.

2.6. Экспериментальная секция для изучения FCI.

2.7. Экспериментальная секция для изучения MCCI.

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

2.9. Установка для выполнения маломасштабных экспериментов.

2.10. Исследования после экспериментов.

2.10.1. Исследования после экспериментов по моделированию FCI.

2.10.2. Исследования после экспериментов по моделированию MCCI.

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

Выводы.

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

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

3.1.1. Условия испытаний.

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

3.1.3. Анализ фрагментации кориума.

3.1.4. Морфология затвердевшего кориума.

3.1.5. Анализ образцов кориума.

3.1.6 Фазовый анализ.

3.1.7. Изучение структуры материала корпуса в зоне эрозии стенки.

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

3.1.9. Эксперимент с моделированием остаточного тепловыделения в топливе.

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

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

3.2.2. Гранулометрический анализ фрагментированного кориума.

3.2.3. Рост давления в устройстве приема расплава.

3.2.4. Анализ элементного и фазового состава кориума.

3.2.5. Анализ свойств кориума.

Выводы по результатам экспериментов FCI.

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

4.1. Условия и результаты экспериментов.

4.2. Исследование эрозии и деградации бетона.

4.3. Результаты исследования затвердевшего кориума.

4.4. Анализ состава и свойств фрагментированных продуктов MCCI.

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

4.6. Анализ результатов экспериментов MCCI с разделенными эффектами

4.7. Эксперименты Д10 с изолированной боковой стенкой.

4.7. Поддерживающие эксперименты.

4.8. Обсуждение результатов экспериментов по моделированию MCCI.

4.9. Выводы по экспериментам с моделированием MCCI.

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

- Разработка систем безопасности проектируемых АЭС;

- Повышение эффективности систем безопасности для действующих АЭС.

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

- предотвращения развития аварии и ослабления ее последствий;

- защиты контайнмента от разрушения и поддержания его работоспособности;

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

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

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

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

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

- выявление ключевых эффектов для адекватного прогноза развития аварии;

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

- оценка неопределенностей расчетных моделей;

- валидация и верификация расчетных программ.

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

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

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

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

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

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

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

- методические, инструментальные и материаловедческие проблемы обеспечения высокотемпературных измерений;

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

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

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

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

Объект исследования

Объектом исследования диссертационной работы являлись:

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

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

Цель работы

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

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

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

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

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

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

Постановка задачи и методология

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

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

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

Для изучения образцов кориума использовались следующие методы анализа:

- визуальный осмотр и фотографирование экспериментальной секции после испытаний;

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

- определение массовых соотношений;

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

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

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

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

- фазовый анализ образцов материалов с применением рентгеновского дифрактометра;

- анализ структуры материала методами оптической металлографии;

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

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

Актуальность работы

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

13

Научная новизна

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

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

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

Личный вклад автора

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

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

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

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

Апробация работы

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

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

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

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

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

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

Апробация работы

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

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

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

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

Выносится на защиту

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

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

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

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

Благодарность

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

Объем и структура работы

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

4.9. Выводы по экспериментам с моделированием MCCI

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

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

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

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

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

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

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

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

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

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

- формирования защитного циркониевого покрытия графитового тигля.

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

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

- роль гравийного наполнителя в механизме абляции бетона;

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

- влияние степени фрагментации корки на эффективность охлаждения расплава водой;

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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