Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением

Диссертация: Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Запроектная авария, приводящая к разрушению или плавлению активной зоны реактора, называется тяжелой. Тяжелая авария на АЭС характеризуется совокупностью взаимосвязанных сложных явлений и процессов различной физической природы. При тяжелой аварии АЭС с реактором типа ВВЭР характерны: нарушение адекватного охлаждения активной зоны, разогрев твэлов и элементов внутрикорпусных конструкций… Читать ещё >

Содержание

  • 1. Взрывное взаимодействие высокотемпературного расплава с охладителем
    • 1. 1. Общая характеристика процессов взаимодействия высокотемпературного расплава с теплоносителем
    • 1. 2. Обзор исследований, посвященных проблеме паровых взрывов
      • 1. 2. 1. Предварительное перемешивание расплава с охладителем
      • 1. 2. 2. Взрывное взаимодействие расплава с охладителем
      • 1. 2. 3. Концепция микровзаимодействий
    • 1. 3. Обзор компьютерных кодов для моделирования термической детонации
    • 1. 4. Выводы
  • 2. Математическая модель и численная схема кода УАРЕХ-Э
    • 2. 1. Система уравнений, описывающих динамику фаз
    • 2. 2. Определяющие соотношения
      • 2. 2. 1. Силовое взаимодействие фаз
      • 2. 2. 2. Теплообмен между фазами
      • 2. 2. 3. Массообмен между фазами
      • 2. 2. 4. Диаметр дисперсной фазы
    • 2. 3. Численный метод
    • 2. 4. Краткая характеристика кода
  • 3. Верификация кода УАРЕХ-И
    • 3. 1. Тестирование на задачах, имеющих аналитическое решение
      • 3. 1. 1. Ударная волна в идеальном газе
      • 3. 1. 2. Ударная волна в воде
      • 3. 1. 3. Ударная волна в пароводяной смеси
      • 3. 1. 4. Распространение волны давления в открытом бассейне с водой при заданном энерговыделении
    • 3. 2. Численное моделирование эксперимента по паровому взрыву
      • 3. 2. 1. Экспериментальная установка и методика проведения эксперимента
      • 3. 2. 2. Нодализационная схема и основные параметры
      • 3. 2. 3. Анализ полученных результатов
      • 3. 2. 4. Расчет без учета влияния неконденсирующегося газа
    • 3. 3. Выводы
  • 4. Численное моделирование парового взрыва в шахте водяного реактора под давлением
    • 4. 1. Возможные сценарии тяжелой аварии и основные физические процессы
    • 4. 2. Нодализационная схема и основные параметры
    • 4. 3. Результаты расчетов
      • 4. 3. 1. Расчет с начальным уровнем воды 3 м
      • 4. 3. 2. Расчет с начальным уровнем воды 1 м
      • 4. 3. 3. Расчет с уменьшенным расходом кориума в струе
    • 4. 4. Выводы

Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность работы. Обеспечение безопасной эксплуатации АЭС является одной из важнейших проблем современной ядерной энергетики. Согласно «Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)» [1] оценка безопасности действующей атомной станции должна содержать анализ запроектных аварий — аварий, вызванных не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающихся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных действий персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны, уменьшение последствий которых достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения [2]. При этом возникает целый ряд задач: определение сценария развития аварии, оценка ее вероятных последствий и разработка технических средств их минимизации, разработка методов управления аварией и др. На решение этих задач направлены многочисленные экспериментальные и расчетные исследования, проводимые в рамках российских и международных проектов и программ.

Запроектная авария, приводящая к разрушению или плавлению активной зоны реактора, называется тяжелой. Тяжелая авария на АЭС характеризуется совокупностью взаимосвязанных сложных явлений и процессов различной физической природы. При тяжелой аварии АЭС с реактором типа ВВЭР характерны [3]: нарушение адекватного охлаждения активной зоны, разогрев твэлов и элементов внутрикорпусных конструкций, интенсивное окисление металлических конструкций, расплавление и разрушение активной зоны, падение разрушенной активной зоны в нижнюю камеру реактора, интенсивная генерация пара, образование и горение водорода, повреждение корпуса ректора, воздействие расплава активной зоны (кориума) на бетонную оболочку, разрушение оболочки, выход и распространение продуктов деления. Существенное место в сценариях тяжелых аварий на АЭС занимает рассмотрение взрывных явлений, способных разрушить контейнмент [4, 5]. Одним из таких явлений является паровой взрыв, когда расплав активной зоны реагирует взрывным образом с остатками воды в корпусе реактора или при его истечении в шахту реактора, заполненную водой.

Современный анализ безопасности АЭС корпусного типа для случая тяжелых аварий требует применения не только системных кодов для анализа динамических процессов в реакторной установке и контей-нменте, таких как RELAP5, ATHLET, CATHARE, MELCORE, РАТЕГ, КОРСАР, БАГИРА, CONTAIN, COCOSYS, КУПОЛ, ВСПЛЕСК, но и разработки детальных расчетных инструментов для анализа отдельных процессов и явлений, реализующихся в ходе аварии. К настоящему времени уже разработаны и используются в анализах безопасности такого рода детальные коды: СВЕЧА (ИБРАЭ РАН, для моделирования процессов разрушения активной зоны на начальной стадии тяжелой аварии), ГЕФЕСТ (ИБРАЭ РАН, для моделирования процессов взаимодействия расплава активной зоны с материалами конструкций нижней камеры смешения и стенкой корпуса, а также процесса деформации и разрушения корпуса), FIRECON (ВНИИЭФ, для пространственного моделирования горения водорода в контейнменте в широком диапазоне режимов (от медленного до детонации)) и др.

До последнего времени в России не было расчетных кодов для анализа парового взрыва при тяжелой аварии, хотя были проведены [б] достаточно интересные экспериментальные исследования этого явления в ГНЦ ФЭИ и НПО «Луч» при участии ОКБ «Гидропресс».

За рубежом паровой взрыв достаточно активно изучается последние двадцать лет [7, 8]. Были выполнены и выполняются несколько крупных программ, посвященных его экспериментальному и аналитическому исследованию. В настоящее время реализуется международная программа SERENA [9] (Steam Explosion REsolution for Nuclear Applications). Появление этой программы в 2001 году было вызвано общим осознанием экспертами разных стран нерешенности многих проблем, связанных с паровым взрывом, и пониманием их важности для безопасности АЭС [10].

На сегодняшний день целостной и исчерпывающей теории парового взрыва не создано, однако уже сформированы основные представления и подходы к его исследованию. Общепринято, что крупномасштабный паровой взрыв состоит из следующих четырех стадий: предварительное перемешивание расплава с охладителем, инициирование парового взрыва, распространение волны термической детонации и расширение продуктов в окружающее пространство.

В ведущих зарубежных исследовательских центрах в области ядерной энергетики создано несколько расчетных кодов для численного моделирования процессов предварительного перемешивания расплава с охладителем и распространения волны термической детонации. Эти коды используются для оценки последствий парового взрыва для зарубежных АЭС, в Россию они не были переданы.

Все вышесказанное определяет актуальность создания и развития отечественных кодов, предназначенных для моделирования парового взрыва в ходе комплексного анализа тяжелой аварии на АЭС корпусного типа с водой под давлением.

Основными целями и задачами диссертации являлись:

1) обзор основных работ, посвященных проблеме паровых взрывов и, в частности, распространению волны термической детонации;

2) разработка математической модели, описывающей процесс распространение волны термической детонации;

3) разработка и реализация в расчетном коде VAPEX-D численного метода решения системы дифференциальных уравнений математической модели;

4) тестирование разработанного кода на задачах, имеющих приближенное аналитическое решение;

5) верификация кода на результатах крупномасштабного интегрального эксперимента FARO L-33 с реальным кориумом, в котором наблюдался паровой взрыв;

6) численное моделирование парового взрыва в условиях тяжелой аварии в шахте реактора.

Новизна работы. Создана математическая модель, описывающая взрывное взаимодействие кориума с водой и расширение продуктов взрыва, учитывающая присутствие неконденсирующегося газа. Разработана высокоустойчивая разностная схема численного решения системы уравнений многоскоростной многофазной модели. На основе этой математической модели и численного метода создан расчетный код VAPEX-D для проведения анализов взрывного взаимодействия расплава с охладителем при тяжелых авариях на АЭС. Выполнена верификация разработанного.

— и кода, в том числе и на крупномасштабном эксперименте с реальным кориумом. Продемонстрирована адекватность расчетов, выполненных кодом. Выполнен расчет внекорпусного парового взрыва и определены возникающие нагрузки на стенки шахты для реактора с водой под давлением.

Достоверность предложенных в работе модели, численной схемы и разработанного на их основе кода УАРЕХ-О базируется на использовании апробированных определяющих корреляций и подтверждается результатами тестирования и верификации этого кода.

Практическая ценность проведенного исследования состоит в применении разработанного и верифицированного расчетного кода УАРЕХ-О для анализа взрывного взаимодействия высокотемпературного расплава активной зоны с теплоносителем и расчета возникающих при этом динамических нагрузок при тяжелой аварии на АЭС с реактором под давлением. Данный код включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР, разрабатываемой в настоящее время. С помощью этого кода можно проводить оценки энергетического (взрывного) взаимодействия кориума с водой в ходе комплексного анализа развития тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, которые необходимы при разработке пассивных систем безопасности. Все основные этапы исследования выполнялись по согласованным техническим задания или договорам с РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и концерном «Росэнергоатом», а также в рамках совместного с ВНИИЭФ проекта, который финансировался Международным научно-техническим центром (МНТЦ) и по отдельным контрактам с Европейским объединенным исследовательским центром. Часть результатов получена при выполнении проектов, поддержанных Российским фондом фундаментальных исследований (РФФИ).

Личный вклад автора. Все этапы работы по разработке математической модели и численной схемы, созданию, верификации кода УАРЕХ-Э, а также проведению расчетов и их анализ были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии.

Публикации. Основные результаты работы были изложены в статьях, опубликованных в журналах «Атомная энергия», «Теплофизика высоких температур», и 3 докладах, опубликованных в трудах отечественных и международной конференции.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались Международной конференции по многофазным системам (Уфа, 2000) — на 2-ой Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001) — на ежегодной конференции по ядерной технологии (Штутгарт, Германия, 2002).

Структура и объем диссертация. Диссертация содержит введение, 4 главы, выводы, список литературы из 83 использованных источников. Диссертация выполнена на 164 листах, включая 4 таблицы и 84 рисунка.

Основные результаты выполненной работы можно сформулировать следующим образом:

1) разработана математическая модель, описывающая процесс распространения волны термической детонации;

2) разработана высокоустойчивая разностная схема численного решения системы уравнений многоскоростной многофазной модели;

3) разработанные математическая модель и численная схема были реализованы в коде VAPEX-D;

4) выполнено тестирование разработанного кода на задачах, описывающих процесс распространения и отражения ударных волн в различных средах (идеальный газ, вода, пароводяная смесь), а также на задаче, в которой имитировалось распространение волн давления в бассейне с водой при паровом взрыве. Получено хорошее совпадение с точными или приближенными аналитическими решениями;

5) проведено численное моделирование крупномасштабного эксперимента FARO L-33, в котором был зафиксирован паровой взрыв в системе кориум-вода. Получено хорошее согласие между результатами эксперимента и расчета;

6) выполнено численное моделирование парового взрыва в условиях тяжелой аварии в шахте реактора под давлением (типа ВВЭР, PWR) при различных начальных условиях. Показано, что снижение уровня воды в шахте с 3 м до 1 м приводит к существенному (более чем в 10 раз) уменьшению нагрузок на шахту;

7) результаты, демонстрирующие значительное снижение силы парового взрыва при уменьшении количества воды в шахте, дают основание для анализа возможности организации так называемой «мокрой» ловушки;

8) создан и верифицирован расчетный код для анализа взрывного взаимодействия расплава активной зоны с теплоносителем и расчета возникающих при этом динамических нагрузок при тяжелой аварии на АЭС с реактором корпусного типа с водой под давлением. Этот код включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР, разрабатываемой в настоящее время.

Заключение

.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Госатомнадзор СССР. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПНАЕ Г-1−024−90.- М.: Энергоатомиз-дат, 1991.
  2. Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов.- М.: Энергоатомиздат, 1989, 296 с.
  3. В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохла-ждаемых реакторов // Атомная энергия, 1994, том 76, вып.4, С.282−302.
  4. Р.В., Большов Л. А., Васильев A.B., Стрижев В. Ф. Физические модели тяжелых аварий на АЭС.- М.: Наука, 1992, 232 с.
  5. Е.В. Физические аспекты явления парового взрыва // Препринт ИАЭ-5450, Москва, 1991, 96 с.
  6. Fletcher D.F., Andercon R.P. A review of pressure-induced propagation models of the vapour explosion process // Progress in Nuclear Energy, 1990, Vol.23, N.2, P.137−179.
  7. Magallon D. OECD Programme SERENA (Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications). Work Programme and First Results // The 10-th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, 2003, P. l-13
  8. Nuclear Safety Research in OECD Countries: Major Facilities and Programmes at Risk // Summary Report of Major Facilities and Programmes at Risk (2001), NEA#3 145, ISBN: 92−64−18 468−6, 2001, 160 p.
  9. В.А. Эксплуатация атомных электростанций: Учебник для вузов.- М.: Энергоатомиздат, 1999, 928 с.
  10. В.Д., Воробьев Ю. Б., Кузнецов В. Д. Коды для расчета ядерных реакторов.- Учебное пособие, М., Издательство МЭИ, 2003, 163 с.
  11. RELAP5/MOD3. Code Manual // NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, Vol.1−5, 1997.
  12. Bengaouer A., Bestion D. CATHARE 2 V1.3. User’s guide lines // Equipe CATHARE Centre d’Etudes Nucleaires de Grenoble, STR/LML/EM/94−266, 1995.
  13. G.Lerchl, H.Austregesilo. ATHLET mod 1.2 Cycle D. User’s Manual // GRS-P-l/Vol.l, September 2001.
  14. Теплогидравлический расчетный код КОРСАР (версия VI.003.001) // Министерство по атомной энергии Российской Федерации, Научно-исследовательский технологический институт им. А. П. Александрова, Сосновый Бор, 2000.
  15. А.Н., Животягин А. Ф., Калиниченко С.Д., Крошилин
  16. A.Е., Крошилин В. Е. Комплекс программ БАГИ РА для моделирования теплогидродинамики многофазных сред // Теплоэнергетика, 1998, № 5, С.11−16.
  17. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual // Sandia National Laboratories, Albuquerque, New Mexico, USA, 1995.
  18. Bestele J., Trambauer K. Post-test calculation with ATHLET-CD // ISP 36 Preparatory Workshop, GRS Cologne, 1994.
  19. MELPROG-PWR/MODO. A mechanistic code for analysis of reactor core malt progression and vessel attack under severe accident conditions // MUREG/GR-4268, 1987.
  20. В.В., Сидоров В. Г., Лукин А. В., Арутюнян Р.В., Стрижев
  21. B.Ф., Киселев А. Е., Самигулин М. С., Соловьев В. П., Проклов В. Б., Томащик Д. Ю. Разработка компьютерных кодов для моделирования тяжелых аварий на АЭС // Телоэнергетика, 2004, № 2, С.5−11.
  22. Foit J.J. Development of the WECHSL Code and Application to BETA Experiments // Report to the МРЕГ and Kurchatov Inst. Specialists Meeting, Moscow, 1991.
  23. Chu C.C., Sienicki J.J., Spencer B.W., Frid W. and Lowenhielm G. Ex-vessel melt-coolant interactions in deep water pool: studies andaccident management for Swedish BWRs // Nuclear Engineering and Design, 1995, Vol.155, P.159−213.
  24. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A. Breakup of melt jets as pre-condition for premixing: modeling and experimental verification // Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Santa Barbara, USA, 1993, P.54−69.
  25. Magallon D., Huhtiniemi I. and Hohmann H. Lessons Learnt from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part II, P.431−446.
  26. Magallon D. and Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO // Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), San Francisco, California, USA, 1999.
  27. Angelini S., Theofanous T.G. and Yuen W.W. The mixing of particle clouds plunging into water // Proceedings of the NURETH-7, New York, USA, 1995, Vol.3, P.1754−1778.
  28. Jacobs H., Berg E.V., Berthoud G., Buck M., Burger M., Chen S., Kenning D.B.R., Mantlik F., Meignen R., Meyer L., Oulmann T., and Vath L. Studies of principal processes during melt-water premixing //
  29. FISA95-EU Research on Severe Accidents / Ed. G. Van Goethem, W. Balz, E. Delia Loggia, Brussels, Luxembourg, 1996, P.165−183.
  30. Denham M.K., Tyler A.P. and Fletcher D.F. Experiments on the mixing of molten uranium dioxide with water and initial comparison with CHYMES code calculation // Proceedings of the NURETH-5, Salt Lake City, Utah, USA, 1992, Vol. VI, P.1667−1675.
  31. Berthoud G., Oulmann T. and Valette M. Corium-water interaction studies in France // Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents / Ed. J.T.Rogers, Begell House, Wailingford, UK, 1996, P.251−264.
  32. Annunziato A., Addabbo С. COMETA (Core.Melt Thermal-hydraulic Analysis) a computer code for melt quenching analysis // Proceedings of the Int. Conference «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics», Pisa, Italy, 1994, P.391−398.
  33. M.B., Мелихов В. И., Мелихов О. И., Парфенов Ю. В. Анализ экспериментов MAGICO и QUEOS по перемешиванию облака частиц с водой (паровые взрывы при тяжелой аварии) с помощью кода VAPEX // Ядерная энергетика, 2001, № 3, С.72−79.
  34. В.И., Парфенов Ю. В., Мелихов О. И. Численное моделирование процесса предварительного перемешивания струи расплава активной зоны с водой с помощью кода VAPEX-P // Теплоэнергетика, 2003, № 11, С.35−39.
  35. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS // Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), San Francisco, California, USA, 1999.
  36. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests- alumina vs. Corium Melts // Proceedings of the OECD/ CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part I, P.275−284.
  37. Song J.H., Park I.K., Chang Y.J., Shin Y.S., Kim J.H., Min B.T., Hong S.W. and Kim H.D. Experiments on the interactions of molten Zr02 with water using TROI facility // Nuclear Engineering and Design, Vol.213, Issues 2−3, P.97−110.
  38. Song J.H., Park I.K., Shin Y.S., Kim J.H., Hong S. W, Min B.T. and Kim H.D. Fuel coolant interaction experiments in TROI using a U02/Zr02 mixture // Nuclear Engineering and Design, 2003, Vol.222, Issue 1, P. l-15.
  39. Board S.J., Hall R.W. and Hall R.S. Detonations of fuel coolant explosions // Nature, 1975, Vol.254, N.5498, P.319−321.
  40. Yuen W.W. and Theofanous T.G. The prediction of 2D thermal detonations and resulting damage potential // Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Santa Barbara, USA, P.233−250.
  41. Theofanous T.G. and Yuen W.W. The prediction of dynamic loads from ex-vessel steam explosions // Proceedings of the Int. Conference
  42. New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, Italy, 1994, P.257−270.
  43. Chen X., Yuen W.W. and Theofanous T.G. On the constitutive description of the microinteractions concept in steam explosions // Proceedings of the 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics NURETH-7, 1995, Vol.3, P.1586−1606.
  44. .С., Генин Л. Г., Ковалев С. А., Соловьев С. Л. Телообмен в ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов. -М.: Издательство МЭИ, 2003, 548 с.
  45. Fletcher D.F. An improved mathematical model of melt/water detonaitions. I. Model formulation and example results // Int.J. Heat Mass j Transfer, 1991, Vol.34, N.10, P.2435−2448.
  46. Carachalios C., Burger M. and Unger H. A Transient Two-Phase Model to Describe Thermal Detonations Based on Hydrodynamic Fragmentation // Proceedings of the Int. Meeting on LWJEU. Sever Accident Evaluation, Massachusetts, August 1983.
  47. О.И., Жъшжъ В. И., Соколин A.B. Численное моделирование эксперимента KROTOS-42 кодок VAPEX-D // Техническая справка / ЭНИЦ, Электрогорск, 1997, 28 с.
  48. Patel P.D., Theofanous T.G. Hydrodynamic Fragmentation of Drops // J. Fluid Mechanics, 1981, Vol.103, P.207−223.
  49. Chu C.C., Corradini M.L. One-dimensional Transient Fluid Model for Fuel-Coolant Interaction Analysis // J. Nuclear Science Engineering, 1989, Vol.101, N. l, P.46−72.
  50. Tang J., Corradini M.L. Modelling of the Complete Process of One-Dimensional Vapor Explosion // CSNI Specialist Mtg. On Fuel-Coolant Interactions, NUREG/CP-0127, 1994, P.204−217.
  51. Berthoud G. Heat Transfer Modeling During a Vapor Explosion // J. Nuclear Technology, 2000, Vol.130, P.39−58.
  52. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part II, P.751−768.
  53. Brayer C. and Berthoud G. First Vapor Explosion Calculations Performed with MC3D Thermal-Hydraulic Code // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part I, P.391−408
  54. Liu J., Koshizuka S., Oka Y. Investigation on Energetics of Ex-vessel Vapor Explosion Based on Spontaneous Nucieation Fragmentation // J. Nuclear Science and Technology, 2002, Vol.39, N. l, P.31−39.
  55. В.И., Мелихов О. И., Соколин А. В. Распространение волны термической детонации с учетом концепции микровзаимодействий // Международная конференция по многофазным системам, ICMS'2000, Уфа, 2000, с.253−258
  56. В.И., Мелихов О. И., Соколин А. В. Взрывное взаимодействие расплава с водой. Моделирование кодом VAPEX-D // Теплофизика высоких температур, 2002, том 40, № 2, с.1−9
  57. М.А., Полонский B.C., Циклаури Г. В. Тепломассообмен и гидродинамика в двухфазных потоках атомных электрических станций.- М.: Наука, 1982, 370 с.
  58. В.А., Сычев В. В., Шейндлин А. Е. Техническая термодинамика: Учебник для вузов.- 4-е изд., перераб.- М.: Энергоатомиз-дат, 1983, 416 с.
  59. А.А., Очков А. В., Орлов К. А., Очков В. Ф. Сертифицированный набор программ для вычислений свойств воды/водяного пара, газов и их смесей «WaterSteamPro"™.
  60. IAPWS Industrial Formulation 1997 for the Thermodynamic Properties of Water and Steam. // International Association for the Properties of Water and Steam / Executive Secretary R.B. Dooley, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA 94 304, USA.
  61. Release on The IAPWS Formulation-1995 for the Thermodynamic Properties of Ordinary Water Substance for General and Scientific
  62. Use. // International Association for the Properties of Water and Steam / Executive Secretary R.B. Dooley, Electric Power Research Institute, Palo Aito, CA 94 304, USA.
  63. Angelini S., Yuen W.W. and Theofanous T.G. Premixing-related behaviour of steam explosions // Proceedings CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Santa Barbara, 1994, P.99−133.
  64. Ishii M. and Mishima K. Two-Fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations // J. Nuclear Engineering and Design, 1984, Vol.82, P.107−126.
  65. Sissom L.E. and Pitts D.R. Elements of transport phenomena, McGraw-Hill, New York, USA, 1972.
  66. Bird R.B., Stewart W.E., Lighfoot E.N. Transport Phenomena, Wiley, New York, USA, 1960.
  67. TRAC-PF1/MOD2. Theory Manual // Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, USA, 1990, NM 87 545.
  68. Pilch M., Erdman C.A. Use of Breakup Time Data and Velocity History Data to Predict the Maximum Size of Stable Fragments for Acceleration-induced Breakup of a Liquid Drop // Int.J.Multiphase Flow, 1987, N.136], P.741−750.
  69. C.K., Рябенький B.C. Введение в теорию разностных схем.-М.: Физматгиз, 1962, 340 с.
  70. П. Вычислительная гидродинамика.- М.: Мир, 1980, 616 с.
  71. Theofanous N.G., Yuen W.W., Freeman К., Chen X. The Verification Basis of the ESPROSE. m Code // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, 1997, NEA/CSNI/R (97)26, Part I, P.287−363.
  72. В.И., Мелихов О. И., Парфенов Ю. В., Соколин А. В. Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX // Атомная энергия, 2002, том 92, вып.2, с.91−95
  73. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Parfenov I.V., Sokolin A.V. Post-test analysis of FARO L-33 Test by VAPEX Code // Annual Meeting on Nuclear Technology 2002, Stuttgard, Germany, 2002, p.217−220
  74. Annunziato A., Addabbo C., Magallon D. FARO Test L-33 Quick Look Report // JRC Technical Note N.I.00.1U, Italy, 2000, 58 p.
  75. Silverii R., Magallon D. FARO LWR Programme. Test L-33 Data Report // JRC Technical Note N.I.00.124, Italy, 2000, 218 p.
  76. An Evaluation of Energy Absorbed by FARO Test Vessel Wall in L-33 Experiment (Steam Explosion) // Note UCSB/OECD SERENA Project, Santa Barbara, USA, 2004, 12 p.
  77. В.И., Мелихов О. И., Соколин A.B. Расчет парового взрыва в шахте реактора ВВЭР-640 // Отчет МНТЦ, проект № 408−97/ Электрогорск, 1999, 112 с.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?