Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок

6. Использование 3-х мерных экспериментальных установок и моделей из оригинальных корпусных сталей для исследования процессов охлаждения корпуса реактора является крайне необходимым как для понимания изучаемых процессов тепломассобмена при ТА, так и для получения опытных данных для верификации отечественных расчетных кодов (СОКРАТ и др.);

7. Для успешного решения проблемы внутриреакторного удержания расплава при ТА в РУ ВВЭР требуется координация и объединение усилий всех организаций и исследователей, занимающихся данной проблемой.

Перечень принятых сокращений

АЗ - активная зона;

ТА - тяжелая авария;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

КТП - критический тепловой поток;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

НИТИ - научно-исследовательский технологический институт;

ОКБ - опытное конструкторске бюро;

РУ - реакторная установка;

KIT - технологический институт в Карлсруэ;

ЕС - европейское содружество;

МЭИ - Московский энергетический институт;

ИТФ - кафедра инженерной теплофизики;

ТЗМ - теплозащитные материалы;

НИР - научно-исследовательская работа.

Список литературы

1. T.G. Theofanous, C.Liu, S. Additon, S. Angelini, O. Kymalainen, T. Salmassi, In-Vessel coolability and retention of a core melt // Nuclear Engineering and Design. - 1997. - V. 169.-p. 1-48:

2. J. L. Rempe, K. Y Suh, F. B. Cheung, S. B. Kim «In-Vessel Retention - Recent Efforts And Future Needs» // INEEL/CON-04-01887(Preprint), The 6-th International Conference On Nuclear Thermal Hydraulics, Operations And Safety (NUTHOS-6), Nara, Japan, October 4-8, 2004. - Paper ID. N6P045, p. 18;

3. Loktionov V.D., Mukhtarov E.S., Yaroshenko N.I., Orlov V.E. «Numerical investigation of the reactor pressure vessel behavior under severe accident conditions taking into account the combined processes of the vessel creep and the molten pool natural convection» // Nuclear Engi-neering and Design, 1999, N191, P.31-52;

4. Kang, K. H., R. J. Park, W. S. Ryu, S-B. Kim, K.Y. Suh, F-B. Cheung, and J. L. Rempe, “Thermal and Metallurgical Response of the In-vessel Core Catcher According to the Gap Size with the Lower Head Vessel,” International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), Pittsburgh, PA, USA, June 13-17, 2004;

5. H. Tuomisto, and T.G. Theofanous, A Consistent Approach to Severe Accident Management, Nuclear Engineering and Design 148 (1994) 171-183;

6. T.G., Theofanous, C. Liu, S. Angelini, O. Kymдlдinen, H. Tuomisto, and S. Additon, Experience from the First Two Integrated Approaches to In-Vessel Retention Through External Cooling, OECD/CSNI/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer, Grenoble, France, March 9-11, 1994];

7. T.G., Theofanous, C. Liu, S. Additon, S. Angelini, O. Kymдlдinen, and T. Salmassi, In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt, DOE/ID-10460, Advanced Reactor Severe Accident Program, Department of Energy, October 1996.

8. T.G. Theofanous, and S. Syri, The Coolability Limits of a Reactor Pressure Vessel Lower Head, Nuclear Engineering and Design, 169 (1997) 59-76.

9. T.N. Dinh, J.P. Tu, T. Salmassi and T.G. Theofanous, “Limits of Coolability in the

AP1000-Related ULPU-2400 Configuration V Facility”, The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper G00407.

10. RAYMOND, P., SZABO, I., «Investigation of alternative solutions for PWR severe accident management. Objectives of the CEA». “Innovations - Future reactors” Program, PGN International Edition - Vol. A - July 1997;

11. Rempe, J. L., Knudson, D. L., Condie, K. G., Suh, K. Y., Cheung, F.-B., Kim, S.-B., «A strategy to develop enhanced in-vessel retention for higher power reactors», 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11), Tokyo, Japan, April 20-23, 2003, paper № 36430;

12. Rempe, J. L., Suh, K. Y., Cheung, F. B., Kim, S. B., «In-Vessel Retention Strategy for High Power Reactors», 2002 Annual Report, INEEL/EXT-02-01291;

13. Rempe, J. L., Knudson, D. L., Condie, K. G., Suh, K. Y., Cheung, F.-B., Kim, S.-B., «Development of an enhanced in-vessel core catcher for improving in-vessel retention margins», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10) Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper № G00401;

14. Condie, K. G., Rempe, J. L., Knudson, D., Suh, K. Y., Cheung, F.-B., Kim, S.-B., «Design and Evaluation of an Enhanced In-Vessel Core Catcher», INEEL/CON-03-01198 PREPRINT, Proceedings of ICAPP '04, Pittsburgh, PA USA, June 13-17, 2004, Paper 4122;

15. Cheung, F.-B., «Limiting Factors for External Reactor Vessel Cooling», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper KL-08;

16. Cheung, F.-B., Yang, J. , Dizon, M.B., Rempe, J.L., Suh, K.Y., Kim, S.-B., «On the Enhancement of External Reactor Vessel Cooling of High-Power Reactors», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper G00403;

17. Rempe, J.L., Knudson, D.L., Condie, K.G., Suh, K.Y., Cheung, F.-B., Kim, S.-B., 2004, « Corium retention for high power reactors by an in-vessel core catcher in combination with External Reactor Vessel Cooling », Nuclear Engineering and Design, 230, (2004), 293-309;

18. Cheung, F.-B., «Limiting Factors for External Reactor Vessel Cooling», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper KL-08;

19.Kyoung-Ho Kang,, Rae-Joon Park, Sang-Baik Kim, K.Y. Suh, F.B. Cheung, J.L. Rempe, «Simulant melt experiments on performance of the in-vessel core catcher», Nuclear Engineering and Design 237 (2007) 1803-1813;

20. J. L. Rempe, K.Y. Suh, F.B. Cheung, Sang-Baik Kim, « Insights from investigations of in-vessel retention for high powered reactors», The 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-11), Popes' Palace Conference Center, Avignon, France, October 2-6, 2005, Paper № 142;

21. S. W. Noh, Y.H. Kim, S.J. Kim, K.Y. Suh, J.L. Rempe, F.B. Cheung, S.B. Kim, «An Experimental Study of Critical Heat Flux in Inclined One Dimensional Channels», The 10^th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper № C00223;

22. Kang, K.H. , Park, R.J., Kim, S.B., Suh, K.Y., Cheung, F. B.,.Rempe, J.L ,« Experiments on Enhancement of In-Vessel Corium Retention through In-Vessel Core Catcher », The 10^th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper № G00405;

23. Park R. J., et al., «Experimental study on critical power in a hemispherical narrow gap», Nuclear Technology, 2002, Vol. 140, 266-278;

24. Kang, K.H., Park, R.J., Koo, K.M., Kim, S.B., Kim, H.D., «EXPERIMENTAL STUDY ON THE IMPROVED IN-VESSEL CORIUM RETENTION CONCEPTS FOR THE SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT», Proceedings of ICONE10, 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, VA, April 14-18, 2002, paper № 22476;

25. Kyoung-Ho Kang, Rae-Joon Park, Sang-Baik Kim, «SIMULANT MELT EXPERIMENTS ON PERFORMANCE OF THE INVESSEL CORE CATCHER», The 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-11), Popes' Palace Conference Center, Avignon, France, October 2-6, 2005, Paper: 271;

26. Sehgal B.R., «STABILIZATION AND TERMINATION OF SEVERE ACCIDENTS IN LWRs», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper KL-12;

27. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г. «Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР». М.: ИздАТ, 2003, с. 84-90;

28. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Оншин В.П. и др. «Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с расплавлением активной зоны». Сборник докладов, Четвертая конференция Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня-2 июля 1993;

29. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Оншин В.П. «Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавление топлива». Сборник докладов, Первая Российская национальная конференция по теплообмену, Москва ,21-25 ноября 1994;

30. Грановский В.С., Ефремов В.К, Черный О.Д. «Экспериментальное определение критических тепловых потоков при наружном охлаждении корпуса реактора». Труды Международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. Теплофизика-95", Обнинск, 21-24 ноября 1995. Обнинск. Т.1. С. 190-195;

31. Theofanous, T.G., Syri, S., «The Сoolability Limits of a Reactor Pressure Vessel Lower Head», Proceedings of the 7-th Int. Meeting of NURETH, N. York, September 10-15, 1995, p. 627-647;

32. Tu, J.P., Dinh, T.N., Theofanous, T.G., “Enhancing Resistance to Burnout via Coolant Chemistry”, The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper С00219;

33. Rouge, S., Dor, I. and Geffraye, G., «Reactor Vessel External Cooling for Corium

Retention SULTAN Experimental Program and Modeling with CATHARE Code», Workshop

Proceedings on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability, NEA/CSNI/R(98)18, March 3-6, 1998, Garching, Germany;

34. Yong Hoon Jeong, Soon Heung Chang, Won-Pil Baek, «CHF Experiments on the Reactor Vessel Wall using 2-D Slice Test Section», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9, 2003, Paper № G00314;

35. Proceedings of «FISA 2003. EU research in reactor safety, 10-13 November, 2003», Luxembourg, 2004, Official Publications of the European Communities,: 711 pp.;

36. Miassoedov, A., et al., «Results of the LIVE-L1 Experiment On Melt Behaviour in RPV Lower Head Performed Within the LACOMERA Project at the Forschungszentrum Karlsruhe», Proc. of the 15th Internat. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-15), Nagoya, Japan, April 22-26, 2007;

37. X. Gaus-Liu, A. Miassoedov, J. Foit, T. Cron, F. Kretzschmar, T. Wenz, S. SchmidtStiefel,

LIVE L4 and LIVE L5L experiments on pool and crust behaviour in the RPV lower head, Nr. 26,

The 14^th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14), Toronto, Canada, September 25-29, Nr.26, 2011;

38. Miassoedov, A., et al., «Results of the Experiment on Melt Behaviour in RPV Lower Head Performed Within the LACOMERA Project at the Forschungszentrum Karlsruhe”, Proc. of the 19th Internat. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology SMiRT-19, Toronto, Canada, August 12-17, 2007;

39. Miassoedov, A., Cron, T., Foit, J., Xiaoyang Gaus-Liu, Schmidt-Stiefel, S., Wenz, T.,

«Live experiments on melt behavior in the RPVLower Head», Proceedings of the 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16), May 11-15, 2008, Orlando, Florida, USA, Paper № 16-48650;

40. Palagin, A., Miassoedov, A., Gaus-Liu, X., Buck, M., Tran, C.T., Kudinov, P., Carenini, L., Koellein, C., Luther W., Chudanov, V., « Analysis and Interpretation of the LIVE-L6 Experiment », 5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2012), Cologne (Germany), March 21-23, 2012;

41. Miassoedov, A., Kuznetsov, M., Steinbruck, M., Kudriakov, S., Kljenak, I., Meignen, R., Seiler, J.M., Teodorczyk, A., Hozer, Z., «Experiments of the LACOMECO Project at KIT», 5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2012), Cologne (Germany), March 21-23, 2012, 22 р.;

42. ZHANG, S., et al., «ALISA Project. Access to Large Infrastructures for Severe Accidents

in Europe and in China» /European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2012), Cologne (Germany), March 21-23, 2012;

43. Аналитический обзор работ по теме «Удержание расплава в корпусе реактора и наружное охлаждение корпуса реактора». Безруков Ю.А., Пажетнов В.В., Асадский С.И., Пантюшин С.И., Семишкин В.П.,, Быков М.А. //Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год. Выпуск 12, Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2012, с. 38-40;

44. V.D.Loktionov, E.S.Mukhtarov, N.I.Yaroshenko, V.E.Orlov. Preliminary results on the High-Temperature Creep Behaviour of the WWER-640 Lower Head under Accident Conditions/ 14th Intenational Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT-14). Addentum to the Proceedings of the Seminar “Containment of Nuclear Reactors” Saclay, France, August 25-26, 1997. - pp.13-94;

45. Рассохин Н.Г., Локтионов В.Д., Мухтаров Э.С., Орлов В.Е., Молодык К.Е., Ярошенко Н.И. Особенности поведения корпуса реактора ВВЭР-1000 в условиях тяжелой аварии // Вторая Российская Национальная Конференция по теплообмену (РНКТ-2), 26-30 октября 1998 г., Москва, Труды Второй Российской Национальной конференции по теплообмену, т. 1, Издательство МЭИ, Москва, 1998.- с. 153-157;

46. Рассохин Н.Г., Локтионов В.Д., Мухтаров Э.С. «Тепловой и прочностной анализ поведения корпуса реактора ВВЭР-440 при аварии с расплавлением активной зоны» // Теплоэнергетика, 2006,. № 9, с. 3-9;

47. В.Д. Локтионов, В.В. Пажетнов, В.П. Семишкин, Е.А. Фризен, «К выбору режимов проведения испытаний масштабных моделей корпусов ВВЭР в условиях имитирующих стадию тяжелой аварии с расплавлением активной зоны», Научно-технический сборник “Вопросы атомной науки и техники”. - Серия: “ Обеспечение безопасности АЭС”. - Выпуск 30. Реакторные установки с ВВЭР . - Подольск.- 2011. с. 83- 93;

48. «Проведение экспериментальных и расчетно-теоретических исследований с целью разработки эффективных схем внешнего охлаждения и внутренней теплозащиты корпуса реактора ВВЭР в обоснование безопасности при запроектных (тяжелых) авариях»// Отчет о НИР (Заключительный), ГР № И110601133221, Москва, ООО «Наука-Сервис-Центр», 258 с.;

49. Яньков Г.Г., Артемов В.И., Карпов В.Е., Зорин В.М. «Разработка и применение математических моделей пористой среды для численного анализа процессов тепло- и массообмена в элементах оборудования АЭС», Вестник Московского энергетического института, 2006. № 5. С. 72-87;

50. Артёмов В.И., Яньков Г.Г., Карпов В.Е., Макаров М.В. «Численное моделирование процессов тепло- и массообмена в элементах теплотехнического и энергетического оборудования» // Теплоэнергетика, 2000, N 7, с. 52-59;

51. Б. Дзюбенко, Ю.Кузма-Кичта, А.Леонтьев, И.Федик, Л.Холпанов //Интенсификация тепломассообмена на макро-, микро- и наномасштабах. ЦНИИАТОМИНФОРМ, -2008. с.532;

52. Дж.Ллойд, Ю.А.Кузма-Кичта, А.В.Лавриков, М.В.Шустов, А.В.Чистякова, П.С.Чурсин. Исследование характеристик кипения на поверхностях с искусственным микро- и нанорельефом// 4-я Международная конференция «Тепломассообмен и гидродинамика в закрученных потоках». 18-20 октября 2011г., Москва, НИУ МЭИ;

53. Yu.A. Kuzma-Kichta, A.V. Lavrikov, M.V. Shustov, P.S. Chursin, A.V. Chistyakova . Boiling characteristics at nanoparticle coated surface/ ECI 8th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer Ecole Polytechnique Fйdйrale de Lausanne, 3-7 June, 2012;.

54. K.Suzuki, Yu.A.Kuzma-Kichta, M.V.Shustov. Experimental investigation of boiling in micro-channels // Fifth International Topical Team Workshop on TWO-PHASE SYSTEMS FOR GROUND AND SPACE APPLICATIONS, Kyoto, Japan, September 26-29, 2010;

55. Локтионов В.Д., Варава А.Н., Ильин А.Н., Мясников В.В,. Захаренков А.В. «Экспериментальное исследование взаимодействия теплозащитных материалов с расплавами металлов в условиях имитирующих тяжелые аварии в ВВЭР», Вестник МЭИ, 2013, № 1

Размещено на Allbest.ru