Расчетные модели переноса продуктов деления в защитной оболочке при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Савекин Сергей Сергеевич

• Савекин Сергей Сергеевич
• кандидат наук
• 2025

Оглавление диссертации кандидат наук Савекин Сергей Сергеевич

Оглавление

Введение

1 Состояние вопроса о переносе продуктов деления в условиях герметичного ограждения

1.1 Продукты деления и их место в анализе запроектных аварий

1.2 Эксперименты в области исследования переноса ПД

1.2.1 Эксперименты серии Containment System Experiments (CSE)

1.2.2 Эксперименты серии Spray Research Japan

1.2.3 Эксперимент TOSQAN

1.2.4 Эксперименты серии Phebus-FP

1.2.5 Эксперимент по изучению работы спринклерной системы на установке Nuclear Safety Pilot Plant (NSPP)

1.2.6 Эксперименты по выведению йодистого метила с помощью раствора гидразина

1.2.7 Эксперимент VANAM

1.2.8 Эксперименты по исследованию смеси аэрозолей оксида урана и оксида железа на установке NSPP

1.2.9 Некоторые другие эксперименты в области исследования поведения продуктов деления

1.3 Состав и форма радиоактивных аэрозолей

1.3.1 Морфология и размер аэрозольных частиц

1.3.2 Вклад различных элементов в состав радиоактивных аэрозольных частиц

1.4 Расчетные коды, используемые при моделировании ЗПА

1.4.1 СОКРАТ/В3

1.4.2 LEAK3

1.4.3 МАВР-ТА

1.4.4 COCOSYS

1.4.5 MELCOR

1.4.6 ASTEC

2 Разработка модели для расчета эффективной плотности аэрозольных частиц

2.1 Описание распределения полидисперсных аэрозолей по размерам

2.2 Методика определения эффективной плотности аэрозольных частиц

2.2.1 Распределение аэрозолей по размерам и поэлементный состав аэрозольных частиц в тестах Phebus-FP

2.2.2 Методика расчета эффективной плотности в приближении «сплошности»

2.2.3 Методика расчета эффективной плотности в приближении «пористости»

2.2.4 Оценка величины пористости аэрозольных частиц

2.3 Валидация значений эффективной плотности на экспериментах Phebus-FP

3 Перенос продуктов деления в герметичном ограждении при работе спринклерной системы

3.1 Модель выведения радиоактивных ПД с помощью спринклерной системы

3.1.1 Постоянная выведения аэрозольных частиц из атмосферы герметичного ограждения

3.1.2 Постоянная выведения газообразного йода из атмосферы герметичного ограждения

3.2 Валидация модели на экспериментах

3.2.1 Моделирование эксперимента TOSQAN

3.2.2 Моделирование эксперимента CSE

3.2.3 Моделирование эксперимента Spray Research Japan

3.2.4 Моделирование экспериментов с гидразином

4 Моделирование адсорбции молекулярного йода на различные поверхности

4.1 Экспериментальные данные о скорости адсорбции молекулярного йода на различные материалы поверхностей PWR

4.2 Обработка результатов экспериментов по адсорбции молекулярного йода, проведенных в НИЦ «Курчатовский институт»

4.3 Сравнительный анализ адсорбции молекулярного йода на различные поверхности

5 Расчетное исследование влияния параметров моделей на выброс продуктов деления в окружающую среду

5.1 Анализ влияния моделей работы спринклерной системы на выброс аэрозольных частиц в окружающую среду

5.2 Анализ влияния способа характеристики размера аэрозольных частиц на их выброс в окружающую среду

5.3 Анализ влияния плотности аэрозольных частиц на их выброс в окружающую среду

5.4 Анализ влияния скорости адсорбции молекулярного йода на выброс в зависимости от различных теплофизических условий в герметичном ограждении

Заключение

Список использованных обозначений Список литературы

118

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетные модели переноса продуктов деления в защитной оболочке при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР»

Введение

Актуальность работы. Основа безопасности атомной станции (АС) -предотвращение выхода радиоактивных продуктов деления (ПД) за предусмотренные проектом границы и ограничение последствий их выхода в части воздействия на население, персонал и экономику. Анализ аварий является неотъемлемой частью мер, направленных на обеспечение безопасности атомной станции. Согласно [1], авария на атомной станции - нарушение нормальной эксплуатации атомной станции, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за границы, предусмотренные проектной документацией атомной станции для нормальной эксплуатации, в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации.

Аварии в свою очередь подразделяются на проектные, т.е. аварии, для которых проектом определены исходные события и конечные состояния, и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение её последствий установленными пределами, и запроектные - аварии, вызванные не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающиеся дополнительными отказами систем безопасности по сравнению с проектными. В ходе запроектных аварий (ЗПА) могут произойти тяжелые повреждения активной зоны, вплоть до расплавления топлива.

В анализе безопасности, согласно [1], должны быть представлены результаты расчетного анализа, полученные с помощью аттестованных программных средств. Согласно [2], анализ ЗПА должен сопровождаться анализом радиационных последствий рассматриваемых аварий, в том числе с учетом работы систем безопасности АС и мер по управлению аварией, что невозможно без описания поведения радиоактивных ПД. В соответствии с международными рекомендациями [3] и российской нормативной документацией [1] моделирование запроектных аварий должно выполняться на основе реалистического (неконсервативного) подхода, что требует использования наукоемких моделей и приближений при описании поведения ПД, которые отличны от приближений и моделей консервативного подхода, применяемого при моделировании проектных

аварий. При этом, зачастую, в существующих программных средствах для анализа ЗПА используются подходы, не отражающие в полной мере современный уровень знаний о поведении ПД. В связи с этим, требуется актуализация существующих подходов для более корректного моделирования процессов переноса и выброса ПД.

В соответствии с [1] безопасность АС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации глубокоэшелонированной защиты, которая заключается в создании физических барьеров на пути распространения ПД. Герметичное ограждение (ГО) является последним барьером на пути распространения ПД. В настоящей работе под герметичным ограждением подразумевается в том числе защитная оболочка АЭС в соответствии с определением [1]. Основная задача ГО - ограничивать выход радионуклидов в окружающую среду. Несмотря на то, что значительная часть ПД локализуется в границах ГО, вследствие отсутствия 100%-ой герметичности некоторая часть ПД может покидать ГО через неплотности. Величина выброса ПД в окружающую среду напрямую зависит от большого количества физико-химических процессов, связанных с переносом и выведением ПД в объеме ГО, которые при ЗПА представлены в газообразной форме и в форме аэрозолей. При отсутствии мер по управлению аварией выведение аэрозолей ПД из атмосферы ГО происходит в основном за счет гравитационного осаждения (седиментации). Основными параметрами, определяющими процесс седиментации, является плотность аэрозольных частиц и их размер. Плотность характеризуется большой неопределённостью, что может отразиться на результатах моделирования. Связано это прежде всего с ограниченным набором экспериментальных данных по исследованию плотности аэрозольных частиц ПД. Размер аэрозольных частиц может быть охарактеризован разными способами: с использованием «среднего» размера (среднеарифметического взвешенного или среднемассового взвешенного диаметра) или с использованием распределения частиц по размерам (более реалистичное представление размера аэрозольных частиц), которые могут привести к отличным друг от друга результатам при моделировании их переноса. Среди газообразных форм ПД наибольшую важность представляют молекулярный

и органический йод, поскольку они являются одними из ключевых дозообразующих элементов с точки зрения воздействия на человека. Трудноулавливаемые системами фильтрации органические соединения йода (преимущественно метилйодид) образуются вследствие взаимодействия химически активных изотопов йода с окрашенными поверхностями ГО. Естественное выведение молекулярного йода осуществляется путем адсорбции на различных типах поверхностей ГО (окрашенные, металлические, бетонные поверхности) и массопереноса газообразного йода в водную среду (приямок ГО, вода на полах помещений ГО). В свою очередь органические соединения йода плохо выводятся из атмосферы герметичного ограждения за счет естественных процессов. Одним из ключевых средств управления ЗПА и смягчения радиационных последствий ЗПА, в соответствии с руководством по управлению тяжелыми запроектными авариями (РУЗА(Т)), является спринклерная система. Функции спринклерной системы заключаются в снижении давления внутри ГО, охлаждении атмосферы ГО посредством распыления в паровоздушной среде охлаждающего раствора и выведении радиоактивных ПД из атмосферы ГО, в том числе йода и его химических соединений, за счет связывания каплями раствора. Процесс улавливания аэрозолей каплями спринклерной системы определяется механическим взаимодействием частиц и капель. Улавливание молекулярного йода каплями спринклерной системы определяется процессом массопереноса йода из атмосферы ГО в капли. Органические соединения йода практически не улавливаются каплями спринклерной системы в случае разбрызгивания раствора без специальных реагирующих добавок (гидразин, тиосульфат натрия), однако эффективность их захвата повышается путем добавления указанных веществ в раствор спринклерной жидкости. В настоящее время процессы выведения ПД в условиях работающей спринклерной системы АЭС с ВВЭР моделируются преимущественно без учета всех возможных механизмов улавливания ПД каплями спринклерной системы. В связи с вышеизложенным разработка и валидация моделей, описывающих процессы выведения ПД из атмосферы ГО при работе спринклерной системы с учетом влияния основных физических процессов,

представляет собой актуальную и значимую задачу, позволяющую повысить реалистичность расчетных величин радиоактивных выбросов при авариях. Кроме того, актуальной задачей является анализ влияния отдельных параметров (способа описания размера аэрозольных частиц, плотности аэрозольных частиц и теплофизических условий внутри ГО) на величину и состав радиоактивного выброса при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР.

Цель работы. Целью работы являлось развитие расчетных моделей переноса ПД в ГО при ЗПА на АЭС с ВВЭР с учетом современного уровня знаний. В ходе подготовки диссертации сформулированы следующие задачи для достижения поставленной цели:

1. Разработать расчетную методику определения эффективной плотности аэрозольных частиц и выполнить её валидацию

2. Проверить гипотезу о пористости аэрозольных частиц ПД в условиях экспериментов Phebus-FP;

3. Разработать расчетную модель улавливания продуктов деления каплями спринклерной системы и выполнить её валидацию;

4. Исследовать влияние коэффициентов адсорбции молекулярного йода на выброс в окружающую среду с учетом новых экспериментальных данных;

5. Исследовать влияние плотности и способа характеризации размера аэрозольных частиц на выброс в окружающую среду при моделировании запроектной аварии на АЭС с ВВЭР.

Научная новизна. К новым научным результатам, полученным в данной работе, относятся:

1. Расчетная методика определения эффективной плотности аэрозольных частиц;

2. Новые расчетные данные о пористости аэрозольных частиц ПД в условиях экспериментов Phebus-FP;

3. Новая расчетная модель выведения ПД из атмосферы герметичного ограждения, учитывающая полидисперсность аэрозолей, совокупность

механизмов захвата аэрозольных частиц каплями спринклерной системы и улавливание газообразных соединений йода;

4. Результаты расчетного исследования влияния адсорбции молекулярного йода на величину выброса в окружающую среду с учетом зависимости от теплофизических параметров внутри ГО;

5. Результаты расчетного исследования влияния способа характеризации размера аэрозольных частиц и их плотности на величину выброса в окружающую среду.

Практическая значимость работы. Результаты настоящей работы в части улучшенной модели улавливания ПД каплями спринклерной системы реализованы в программах для ЭВМ МАВР-ТА и ИРКА, аттестованных в Ростехнадзоре. Программное средство МАВР-ТА применяется при обосновании безопасности действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР, реализованная в нем улучшенная модель работы спринклерной системы использовалась при обосновании эффективности противоаварийных инструкций в расчетно-аналитическом обосновании руководства по управлению тяжелыми запроектными авариями (РАО РУЗА(Т)) Нововоронежской АЭС-2, Калининской АЭС, Балаковской АЭС, АЭС Аккую, Курской АЭС-2, АЭС Руппур. Разработанная расчетная методика определения эффективной плотности аэрозольных частиц внедрена в программы для ЭВМ МАВР-ТА и ИРКА в форме отдельного модуля. Результаты в части расчетного исследования влияния адсорбции йода на различные типы поверхностей, плотности и размера аэрозольных частиц на выброс в окружающую среду могут быть использованы при анализе радиационных последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Методика расчета эффективной плотности аэрозольных частиц и результаты её валидации;

2. Оценка величины пористости аэрозольных частиц продуктов деления в условиях экспериментов Phebus-FP, полученная с помощью разработанной методики расчета эффективной плотности;

3. Расчетная модель выведения продуктов деления с помощью спринклерной системы и результаты ее валидации;

4. Результаты расчетного моделирования адсорбции молекулярного йода и оценки влияния этого процесса на величину выброса в окружающую среду;

5. Результаты расчетного моделирования выброса аэрозольных частиц в окружающую среду с учетом влияния их плотности и способа характеризации размера.

Личный вклад автора в работу:

1. Автором лично разработана и валидирована методика расчета эффективной плотности аэрозольных частиц и получены данные по пористости аэрозольных частиц продуктов деления в условиях экспериментов Phebus-FP;

2. Автором лично разработана и валидирована модель, описывающая процесс выведения продуктов деления за счет взаимодействия с каплями спринклерной системы;

3. С непосредственным участием автора поставлена задача по экспериментальному исследованию адсорбции йода и лично автором осуществлена обработка экспериментальных данных, на основании которых получены новые значения скоростей адсорбции молекулярного йода на материалы поверхностей, характерные для АЭС с ВВЭР;

4. Автором лично проведено расчетное исследование влияния адсорбции молекулярного йода при различных значениях теплофизических параметров внутри ГО на величину выброса в окружающую среду;

5. Автором лично проведено расчетное исследование влияния плотности и способа характеризации размера аэрозольных частиц на величину выброса аэрозолей в окружающую среду.

Достоверность результатов. Достоверность результатов, представленных в работе, обеспечивается валидацией разработанных моделей и модулей для программных средств МАВР-ТА и ИРКА на аналитических тестах и

экспериментальных данных. Представленная модель спринклерной системы внедрена в программные средства ИРКА и МАВР-ТА, аттестованные Ростехнадзором.

Апробация работы. Представленные в диссертации результаты опубликованы в 4 статьях журналов, входящих в перечень ВАК и в международную реферативную базу Web of Science, докладывались на российских и международных конференциях, зарегистрированы в форме результатов интеллектуальной деятельности [4-16].

Структура и объем работы. Данная работа имеет объем 128 страниц и состоит из введения, 5 глав, заключения, списка использованных обозначений и списка литературы, содержащего 86 наименований, а также включает в себя 25 таблиц и 120 рисунков.

1 Состояние вопроса о переносе продуктов деления в условиях

герметичного ограждения

1.1 Продукты деления и их место в анализе запроектных аварий

Одним из основополагающих принципов обеспечения безопасности атомных станций является принцип глубокоэшелонированной защиты. Данный принцип используется для компенсации потенциальных ошибок персонала или механического отказа оборудования. Идея заключается в создании последовательности барьеров на пути выхода радиоактивных материалов в окружающую среду, которые должны быть нарушены прежде, чем может быть нанесен ущерб человеку или окружающей среде. Для АЭС с ВВЭР принцип глубокоэшелонированной защиты реализуется за счет следующих барьеров: 1) топливная матрица; 2) оболочка твэл; 3) герметичный первый контур; 4) герметичное ограждение (контайнмент, защитная оболочка).

В ходе запроектных аварий происходит нарушение целостности первых двух барьеров глубокоэшелонированной защиты. В случае нарушения герметичности оболочек радиоактивные продукты деления в форме паров и газов попадают в первый контур. По мере перемещения в первом контуре пары продуктов деления начинают конденсироваться, образуя аэрозольные частиц, которые состоят из различных веществ. Кроме того, уже в первом контуре начинается процесс агломерации частиц, за счет которого мелкие частицы сцепляются между собой, образуя частицы большего размера. Появляющиеся таким образом аэрозольные частицы образуют аэродисперсную систему, которая характеризуется распределением по размерам.

В отсутствии плавления топлива, основной вклад в состав аэрозольных частиц будут вносить изотопы йода, цезия и стронция [17]. В случае запроектных аварий с плавлением топлива (тяжелых аварий) перечень изотопов, вносящих вклад в состав аэрозоля, пополняется различными летучими и нелетучими элементами, а также материалами регулирующих стержней, конструкционных материалов ТВС и самого топлива, являющихся центрами конденсации паров продуктов деления. Кроме того, в качестве центров конденсации могут выступать

летучие ПД (ПД с низким давлением насыщенных паров/температурой испарения) на поверхности которых в дальнейшем конденсируются продукты деления пониженной летучести.

Нарушение герметичности первого контура ведет к выбросу радиоактивных ПД в ГО, количество продуктов деления определяется стадией аварии. Герметичное ограждение является последним барьером на пути распространения ПД в окружающую среду и позволяет локализовать внутри себя большую часть продуктов деления. Некоторая часть продуктов деления покидает атмосферу герметичного ограждения из-за неплотностей, поступая в окружающую среду.

В атмосфере герметичного ограждения радиоактивные продукты деления представлены в газообразной и аэрозольной формах. При этом газообразная форма ПД включает в себя инертные радиоактивные благородные газы (РБГ), неорганические соединения йода (преимущественно молекулярный йод) и органические соединения йода (преимущественно йодистый метил).

Попав в герметичное ограждение, неорганические соединения йода и аэрозольные частицы ПД взаимодействуют с поверхностями стен и оборудования, в связи с чем можно выделить следующие процессы: осаждение аэрозольных частиц на поверхностях, адсорбция и десорбция неорганических соединений йода, образование органических соединений йода вследствие взаимодействия неорганических соединений йода с красочным покрытием поверхностей. Кроме того, перенос органических и неорганических соединений йода, аэрозольных частиц сопряжен с большим количеством физико-химических процессов. Данный перенос также сопровождается переходом ПД между формами и средами внутри ГО. Вышеуказанное напрямую влияет на величину выброса ПД в окружающую среду, что подчеркивает значимость экспериментального исследования процесса переноса ПД В ГО при ЗПА, а также сопутствующих явлений. В следующем разделе приведены основные эксперименты в данной области.

1.2 Эксперименты в области исследования переноса ПД 1.2.1 Эксперименты серии Containment System Experiments (CSE)

Серия экспериментов (эксперименты А-3, А-4, А-6, А-7, А-8, А-9, А-10 и А-12) по исследованию выведения продуктов деления с помощью спринклерной системы из атмосферы герметичного ограждения была проведена на крупномасштабной экспериментальной установке программы CSE [18 - 22], объем которой составлял 751 м3.

Эксперименты A-3 - A-9 и A-10, A-12 отличались между собой составом атмосферы (в A-3, A-4 атмосфера - воздух; в A-6 - A-9, A-10, A-12 - пар+воздух), использованием растворов разного состава для распыления, а также расходом спринклерной системы. Кроме того, в экспериментах A-3 - A-9 спринклерная система работает переменно во времени, а в экспериментах A-10 и A-12 -непрерывно (за исключением перерыва в разбрызгивании из-за рециркуляции).

Установка CSE состоит из трех связанных зон разного объема: объем основного помещения вместе с помещением сухого бокса (в дальнейшем объем «главного» помещения), объем «среднего» помещения и объем «нижнего» помещения. Подача ПД осуществлялась в объеме «главного» помещения. Все внутренние поверхности в установке были покрыты феноловой краской Phenoline 302. В качестве раствора разбрызгиваемой жидкости использовались растворы борной кислоты (H3BO3) с различным содержанием гидроксида натрия (NaOH) в растворе.

Схема установки представлена на рисунке 1.2.1.1.

НАСОС РЕЦИРКУЛЯЦИИ

Рисунок 1.2.1.1 - Схема экспериментальной установки CSE

Суть экспериментов заключалась в моделировании условий, возникающих при авариях с плавлением топлива. В воздушную атмосферу экспериментальной установки поступал водяной пар до тех пор, пока не будут достигнуты уставки по температуре и давлению. После этого включалась спринклерная система, и начиналась подача имитаторов ПД, которые были представлены аэрозолями цезия и йода, а также молекулярной и органической (йодистый метил) формами йода. В экспериментах с переменной работой спринклерной системы ПД подавались до начала её работы, а в экспериментах с непрерывной работой спринклерной системы - во время её работы. После исчерпания запасов в баке раствора разбрызгиваемой жидкости начиналась рециркуляция из приямка.

В качестве продуктов деления в экспериментах использовались их имитаторы: аэрозоль цезия моделировался карбонатом цезия, маркированным Cs-134 или Cs-137, пары стабильного йода маркировались с помощью I-131, а йодистый метил был подготовлен с помощью изотопного обмена NaI131 c CH3I.

Аэрозоль урана был получен путем плавления топливного образца с UO2 в циркониевой оболочке.

Концентрация ПД в атмосфере экспериментальной установки определялась с помощью системы фильтров, расположенных в 14 различных местах по объему установки. Аэрозольные частицы улавливались входным фильтром; молекулярный йод улавливался серебряным экраном и серебряной мембраной фильтра; молекулярный йод и летучие формы неорганического йода, которые не улавливались с помощью серебра, улавливались компонентом с угольной бумагой; органические соединения йода (йодистый метил) захватывались областью с угольным фильтром. Размер аэрозольных частиц измерялся с помощью каскадного импактора, однако авторы [18] подчеркивают, что измеренный каскадным импактором размер аэрозольных частиц намного меньше, чем реальный размер частиц в атмосфере установки, сопровождая свои заключения соответствующими расчетами и сопоставлением с экспериментальными данными по концентрации аэрозольных частиц.

1.2.2 Эксперименты серии Spray Research Japan

Работа [23] посвящена исследованию выведения молекулярного и органического йода с помощью спринклерной системы в экспериментальной установке малого масштаба при разных условиях и расходах спринклерной системы.

Рассмотрено влияние типа разбрызгиваемой жидкости на улавливание молекулярного йода. В качестве исследуемой жидкости авторами применяется обычная вода и химически реагирующие раствора сульфита натрия (Na2S2O3) и гидроксида натрия (NaOH).

Кроме того, авторами представлены результаты исследования адсорбции молекулярного йода на различных поверхностях (окрашенных поверхностях и на поверхности из нержавеющей стали) в условиях сухой и влажной поверхности. Необходимо отметить, что представленные авторами значения скоростей адсорбции соответствует материалам, используемым на АЭС с PWR.

Установка, на которой проходили эксперименты, является цилиндрическим баком диаметром 1.5 м и высотой 3 м, выполняющим роль модели герметичного ограждения. Установка, включая вспомогательное оборудование, показана на рисунке 1.2.2.2.

Рисунок 1.2.2.2 - Схема экспериментальной установки Spray Research Japan

Измерению концентрации газообразного йода предшествовало создание в установке условий аналогичных аварийным в герметичном ограждении путем подачи пара. После газообразный йод, полученный с помощью испарения электрическим нагревом в йодном генераторе, подавался в установку и далее происходило подключение в работу спринклерной системы.

Измерение концентрации йода при работающей спринклерной системе происходило путем барботажа парогазовой среды через конденсатор и абсорбирующий йод раствор йодида натрия.

1.2.3 Эксперимент TOSQAN

TOSQAN - это экспериментальная программа, осуществленная Институтом ядерной и радиационной безопасности Франции для проведения

термогидравлических исследований защитной оболочки [24-27]. Установка TOSQAN представляет собой сосуд, предназначенный для моделирования типичных аварийных условий в герметичном ограждении ядерного реактора с водой под давлением (PWR). Схема установки представлена на рисунке 1.2.3.3.

Рисунок 1.2.3.3 - Схема экспериментальной установки TOSQAN

Рабочим объемом экспериментальной установки TOSQAN является закрытый цилиндрический объем, в который подаются пар и аэрозольные частицы. Пар подавался с помощью вертикальной трубы, находящейся в центральной части цилиндрического объема установки, создавая тем самым избыточное давление в объеме. В верхней части экспериментальной установки находятся спринклерная система и система подачи аэрозольных частиц. В качестве аэрозольных частиц использовались частицы карбида кремния ^Ю) с плотностью 3.2 г/см3. В качестве разбрызгиваемой жидкости использовалась обычная вода.

Температура атмосферы определялась с помощью термопар, распределенных в разных областях экспериментальной установки по высоте. Концентрация аэрозолей в объеме экспериментальной установки определялась с помощью гранулометра WELAS. Для определения массы аэрозолей, собранной каплями воды, использовался мутнометр (турбидиметр). Интерферометрическая лазерная визуализация для определения размера капель (ILIDS) позволила определить размер капель спринклерной системы. Наряду с определением размера капель спринклерной системы, в работе [24] проведено измерение распределения аэрозолей по размерам в разные моменты времени.

1.2.4 Эксперименты серии Phebus-FP

Целью международной программы Phebus-FP [28-33] было исследование процесса разрушения активной зоны и выхода продуктов деления, возникающих при тяжелых авариях, в легководных реакторах. В ходе этой программы был оценен вклад процессов, влияющих на разрушение топлива и управляющих стержней, выход продуктов деления, их перенос в первом контуре и герметичном ограждении. Кроме того, экспериментальная программа Phebus-FP на сегодняшний день является единственной программой, по результатам которой оценены возможные значения плотности аэрозольных частиц ПД, образующихся в ходе тяжелой аварии.

Установка, на которой проходили эксперименты Phebus, включает себя 21 твэл высотой 1 метр, формирующий активную зону, «горячий» и «холодный» участки первого контура охлаждения, модели парогенератора и герметичного ограждения. Таким образом, установка представляет собой уменьшенную в пять тысяч раз модель реактора PWR с мощностью 900 МВт.

Элементы экспериментальной установки (модели первого контура и герметичного ограждения) снабжены специальными измерительными приборами, которые позволили обнаружить выход продуктов деления и конструкционных материалов.

Модель герметичного ограждения, используемая в экспериментах Phebus, выполнена из нержавеющей стали и имеет форму цилиндрического сосуда со

следующими геометрическими характеристиками: объем модели составляет 10 м3, площадь поверхности - примерно 28 м2, диаметр - 1.8 м, высота - 5 м. Верхняя часть модели снабжена конденсаторами в количестве трех штук с площадью поверхности 3.333 м2, которые предназначены для моделирования «сухого» и «влажного» осаждения ПД на поверхности внутри герметичного ограждения. Внешний вид экспериментальной установки Phebus-FP, включающий разные элементы, представлена на рисунке 1.2.4.4.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Савекин Сергей Сергеевич, 2025 год

Список литературы

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций // НП-001-15 (ОПБ-88/15). Москва, 2015.

2. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР // НП-006-16. Москва, 2017.

3. Deterministic safety analysis for nuclear power plants. IAEA Safety Standards SSG-2 (Rev. 1). Vienna, 2019.

4. С.С. Савекин, Ю.Б. Шмельков. Моделирование выведения аэрозолей из атмосферы защитной оболочки АЭС с помощью спринклерной системы // Теплоэнергетика, 2022, № 2, с. 16-22. (S.S. Savekin, Yu.B. Shmel'kov Simulation of Aerosol Removal from the Atmosphere of an NPP Containment using a Sprinkler System // Thermal Engineering. 2022. V. 69. 8792).

5. С.С. Савекин, Ю.Б. Шмельков. Анализ влияния распределения аэрозольных частиц по размерам на поведение продуктов деления при моделировании аварии на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика, 2024, №8 (S.S. Savekin, Yu.B. Shmelkov. Analysis of the Influence of Aerosol Particle Size Distribution on the Behavior of Fission Products dursing Simulation of an Accident at an NPP with VVER // Thermal Engineering, 2024. V. 71. pp. 689-699).

6. С.С. Савекин, Ю.Б. Шмельков. Моделирование выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы защитной оболочки каплями спринклерной системы с помощью кода МАВР-ТА // Атомная энергия, 2024, том 136, № 1-2, с. 23-26 (S.S. Savekin, Yu.B. Shmelkov. Simulation of the removal of radioactive aerosols from the atmosphere of NPP containment by spray system droplets using the MAVR-TA code // Atomic Energy, 2024. V. 136, pp. 27-31).

7. С.С. Савекин, Ю.Б. Шмельков. Разработка и валидация модели эффективной плотности аэрозолей при тяжелых авариях на АЭС // ВАНТ. Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, с 257-266.

8. С.С. Савекин, Ю.Б. Шмельков. Анализ эффективности выведения радиоактивных продуктов деления из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы // Материалы XI Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях». г. Москва, Россия, 2629 октября 2021 г.

9. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Моделирование выведения радиоактивных продуктов деления из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы // Материалы XXII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия, 13-14 апреля 2022 г.

10. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Исследование параметров радиоактивных аэрозолей при запроектных авариях на АЭС с ВВЭР // Материалы XXIII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Россия, 12-13 апреля 2023 г.

11. Савекин С.С. Шмельков Ю.Б. О новых подходах к моделированию улавливания аэрозолей продуктов деления каплями спринклерной системы // Материалы XVII Курчатовской молодежной междисциплинарной научной школы. НИЦ «Курчатовский институт», г. Москва, Россия, 20-23 марта 2023 г.

12. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Анализ выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы защитной оболочки при запроектных авариях с помощью спринклерной системы // Материалы VI Международной научно-технической конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики". АО "НИКИЭТ", г. Москва, Россия, 14-17 ноября 2023 г.

13. Савекин С.С., Шмельков Ю.Б. Моделирование плотности радиоактивных аэрозолей при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР // Материалы Научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового

поколения (Теплофизика-2024)». АО «ГНЦ РФ - ФЭИ», г. Обнинск, Россия, 16-19 апреля 2024 г.

14. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности форетического захвата аэрозолей каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021616610 от 23.04.2021.

15. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности улавливания аэрозолей каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021616661 от 26.04.2021.

16. Шмельков Ю.Б., Шутов Н.В., Петров Л.В., Савекин С.С. Программа для расчета эффективности улавливания соединений йода каплями спринклерной системы. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021618478 от 27.05.2021.

17. Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants // NUREG-1465, 1995.

18. A.K. Postma, L.F. Coleman. Effect of continuous spray operation on the removal of aerosols and gases in the Containment System Experiment // BNWL-1485, Battelle-Northwest (December 1970).

19. R.K. Hilliard, A.K. Postma, J.D. McCormack, L.F. Coleman. Removal of iodine and particles by sprays in the Containment Systems Experiment // Nuclear Technology, 1971. V. 10:4, p. 499-519.

20. C.E. Linderoth. Containment System Experiment. Part 1. Description of experimental facilities // BNWL-456, Battelle-Northwest (March 1970).

21. L.F. Coleman. Preparation, Generation, and Analysis of gases and aerosols for the Containment Systems Experiment // BNWL-1001, Battelle-Northwest (April 1969).

22. R.K. Hillard, L.F. Coleman, C.E. Linderoth et. al. Removal of Iodine and Particles from Containment Atmospheres by Sprays - Containment Systems Experiment Interim Report // BNWL-1244, Battelle-Northwest (February 1970).

23. Y. Nishizawa, S. Oshima and T. Maekawa. Removal of Iodine from Atmosphere by Sprays // Nuclear Technology, 1971. V. 10:4, p. 486-498.

24. E. Porcheron, P. Lemaitre, D. Marchand et. al. Experimental and numerical approaches of aerosol removal in spray conditions for containment application // Nuclear Engineering and Design, 2010. V. 240. p. 336-343.

25. D. Marchand, E. Porcheron, P. Lemaitre, G. Grehan. Characterization of the Washout of Aerosols by Spraying Water for Thermal Hydraulic Conditions Representative of a Severe Accident in Nuclear Reactor Containment // ICLASS-2006, Aug.27-Sept.1, 2006, Kyoto, Japan.

26. E. Porcheron, P. Lemaitre, D. Marchand. Aerosol Removal by Emergency Spray in PWR Containment // Journal of Energy and Power Engineering, 2011. V. 5, p. 600-611.

27. E. Porcheron, P. Lemaitre, A. Nuboer, J. Vendel. Heat, Mass and Aerosol Transfers in Spray Conditions for Containment Application // Journal of Power and Energy Systems, 2008. V. 2, p. 633-647.

28. M. Laurie, P. March, B. Simondi-Teisseire, F. Payout. Containment behavior in Phebus FP // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 60, p. 15-27.

29. A.C. Gregoire, T. Haste. Material release from the bundle in Phebus FP // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61. p. 63-74.

30. M. Barrachin, O. de Luze, T. Haste, G. Repetto. Late phase fuel degradation in the Phebus FP tests // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61, p. 3653.

31. M. Di Giuli, T. Haste, R. Biehler et. al. SARNET benchmark on Phebus FPT3 integral experiment on core degradation and fission product behaviour // Annals of Nuclear Energy, 2016. V. 93, p. 65-82.

32. G. Gyenes, L. Ammirabile. Containment analysis on the Phebus FPT-0, FPT-1 and FPT2 experiments // Nuclear Engineering and Design, 2011. V. 241, p. 854-864.

33. P. March, B. Simondi-Teisseire. Overview of the facility and experiments performed in Phebus FP // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61, p.11-22.

34. L.F. Parsly. Spray Program at the Nuclear Safety Pilot Plant // Nuclear Technology, 1971. V. 10:4, p. 472-485.

35. L.C. Schwendiman, J. Mishima, A.K. Postma, L.L. Burger, R.A. Hasty. The Washout of Methyl Iodide by Hydrazine Sprays. Progress Report // BNWL-530, Battelle-Northwest (December 1967).

36. L.N. Kmetyk. MELCOR 1.8.1 Assessment: Marviken-V Aerosol Transport Tests ATT-2b/ATT-4 // SAND92-2243, Sandia National Laboratories, Albuquerque, 1993.

37. D.A. Williams. OECD International Standart Problem Number 34 Falcon Code Comparison Report // CSNI Ref: NEA/CSNI/R(94)27. 1994.

38. A.M. Beard, E. Kauppinen. Data report: characterization of FALCON aerosol source // AEA Reactor Services, VTT: FAL/ISP(92)22. 1992.

39. M. Firnhaber, G. Weber. International Standard Problem ISP 37. VANAM M3 Multi-Compartment Aerosol Depletion Test with Hydroscopic Aerosol Material. Comparison Report // NEA/CSNI/R (26) 96. 1996.

40. T.F Kanzleiter. VANAM M3 Multi-Compartment Aerosol Depletion Test M3 with Soluble Aerosol Material // Technical Report BleV-R67.098-304. Battelle Institute. 1993.

41. M. Firnhaber, S. Schwarz, G. Weber. Specification of the ISP37, VANAM M3 A Multicompartment Aerosol Depletion Test with Hydroscopic Aerosol Material // GRS. Koln, April 1995.

42. R.E. Adams, M.L. Tobias. Uranium oxide aerosol experiments in steam-air atmospheres: NSPP Tests 401-407 // Data record report, United States: N. p., 1986.

43. R.E. Adams, Tobias M. L. Iron oxide aerosol experiments in steam-air atmospheres: NSPP (Nuclear Safety Pilot Plant) tests 501-505 and 511 // Data record report, United States: N. p., 1987.

44. M.L. Tobias, R.E. Adams. Uranium oxide--iron oxide mixed aerosol experiments in steam-air atmospheres: NSPP Tests 611, 612, 613, and 631 // Data record report, United States: N. p., 1988.

45. Containment Code Validation Matrix // NEA/CSNI/R(2014)3.

46. G.A. Glowa, C.J. Moore, J.M. Ball. The main outcomes of the OECD Behaviour of Iodine (BIP) Project // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61, p.179-189.

47. Н.А. Фукс. Механика аэрозолей. Издательство Академии Наук СССР. Москва, 1955.

48. M.P. Kissane. On the nature of aerosols produced during a severe accident of a water-cooled nuclear reactor // Nuclear Engineering and Design, 2008. V. 238. p. 2792-2800.

49. T. Haste, F. Payot, C. Manenc, et. al. Phebus FPT3: Overview of main results concerning the behaviour of fission products and structural materials in the containment // Nuclear Engineering and Design, 2013. V. 261. p. 333-345.

50. W.C. Hinds, Y. Zhu. Aerosol Technology. Properties, Behavior, and Measurement of Airborne Particles, Third Edition. Wiley, 2022.

51. L.A. Bolshov, K. S. Dolganov, A. E. Kiselev, V. F. Strizhov. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents // Nuclear Engineering and Design, 2019. V. 341, p. 326-345.

52. А.В. Аввакумов, В.М. Алипченков, Л.И. Зайчик, А.Е. Киселев, Г.В. Кобелев, Е.Ф. Митенкова, В. Д. Озрин, В. Д. Степнов, В.Ф. Стрижов, В.И. Тарасов, А.В. Ткаченко, С.В. Цаун, В.В. Безлепкин, И.А. Потапов, А.С. Фролов. Верификация расчетного комплекса СОКРАТ/В3 // Материалы 6-ой МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, 26-29 мая 2009 г.

53. Программа LEAK3. Аттестационный паспорт программного средства № 377 от 16 декабря 2015 г.

54. Yu.B. Shmelkov, Yu.A. Zvonarev, N.V. Shutov, L.V. Petrov. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at nuclear power plant with VVER. Part 1 - Release of fission products from a fuel // Nuclear Engineering and Design, 2021. V. 385, 111407.

55. Yu.B. Shmelkov, Yu.A. Zvonarev, N.V. Shutov, L.V. Petrov. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 2 -Modeling of the fission products transport in the primary circuit and inside the containment // Nuclear Engineering and Design, 2021. V. 382, 111377.

56. Yu.B. Shmelkov, N.V. Shutov, Yu.A. Zvonarev, L.V. Petrov. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 3 -Modeling of the fission products transport in the primary circuit and inside the containment // Nuclear Engineering and Design, 2023. V. 415, 112694.

57. Ю.Б. Шмельков, Ю.А. Звонарев, Л.В. Петров, Н.В. Шутов. Разработка и верификация кода МАВР-ТА для моделирования выхода продуктов деления и их переноса под защитной оболочкой при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов, 2018. № 5, с. 92-104.

58. State-Of-The-Art Report On Nuclear Aerosols // NEA/CSNI/R(2009).

59. P.C. Reist. Aerosol Science and Technology, Second Edition. McGraw-Hill, 1993.

60. J.F. Henry, L.K. Peters and R.I. Kermode. Stochastic modeling of nucleation and coagulation growth processes for NH4Q // J. Aerosol Sci., 1982, Vol. 13, No. 4, pp. 345-356.

61. A. Kontautas, E. Babilas, E. Urbonavicius. COCOSYS analysis for deposition of aerosols and fission products in PHEBUS FPT-2 containment // Nuclear Engineering and Design, 2012. V. 247, p. 160-167.

62. A. Kontautas, E. Urbonavicius. Uncertainty and sensitivity evaluation of aerosol deposition in PHEBUS containment during FPT-2 experiment // ENERGETIKA, 2015. T.61, Nr. 1, P. 12-24.

63. B. Gonfiotti, S. Paci. Stand-alone containment analysis of the Phebus FPT-3 test with the ASTEC and the MELCOR codes // Proceeding of the 2018 26th International Conference on Nuclear Engineering ICONE26, July 22-26, 2018, London, England

64. L.E. Herranz, M. Vela-Garcia, J. Fontanet, C. Lopez del Pra. Experimental interpretation and code validation based on the PHEBUS-FP programme: Lessons learnt from the analysis of the containment scenario of FPT1 and FPT2 tests // Nuclear Engineering and Design, 2007. V. 237, p. 2210-2218.

65. В.С. Чиркин. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. Атомиздат, Москва, 1968, 484 с.

66. В.Е. Зиновьев. Теплофизические свойства металлов при высоких температурах. Справочник. Изд., М.: Металлургия, 1989, 384 с.

67. Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: Tutorial for students of specialty «Nuclear Power Plants» edited by Prof. P.L. Kirillov. Second revised and augmented edition. Obninsk. 2006.

68. Писаренко В.В. Справочник лаборанта-химика. Справочное пособие для проф.-техн. учеб. заведений. М., «Высшая школа», 1970, 192с.

69. H.C. Kim, S.B. Kim, J.-H. Park, S.W. Cho. Analysis of Phebus-FP experimenta in Korea // Annals of Nuclear Energy, 2013. V. 61, p. 215-224.

70. A. Kontautas, E. Urbonavicius. Analysis of aerosol deposition in PHEBUS containment during FPT-1 experiment // Nuclear Engineering and Design, 2011. V. 241, p. 854-864.

71. А.С. Афров, С.А. Андрушечко, В.Ф. Украинцев и др. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. М.: Университетская книга, Логос, 2006, 488 с.

72. О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин, А.М. Бахметьев. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989, 280 с.

73. Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций // НП-010-16, Москва, 2016.

74. M.F. Albert. The Absorption of Gaseous Iodine by Water Droplets. Master's Thesis, University of Tennessee, 1985.

75. M.F. Albert, J.S. Watson, R.P. Wichner. The Absorption of Gaseous Iodine by Water Droplets // Nuclear Technology, 1987. V. 77:2, p. 161-174.

76. L. Bosland, L. Cantrel, N. Girault, B. Clement. Modeling of Iodine Radiochemistry in the ASTEC Severe Accident Code: Description and Application to FPT-2 Phebus Test // Nuclear Technology, 2010. V. 171, p. 88-107.

77. G. Nishio, M. Tanaka. Calculation of Iodine Removal by Spray in LWRs Containment Vessels // Journal of Nuclear Science and Technology, 1979. V. 16:11, p. 823-837.

78. A.K. Postma, W.F. Pasedag. A Review of Mathematical Models for Predicting Spray Removal of Fission Products in Reactor Containment Vessels // BNWL-B-268, Battelle-Northwest, 1973.

79. D.A. Powers, S.B. Burson. A Simplified Model of Aerosol Removal by Containment Sprays // NUREG/CR-5966, 1993.

80. H.J. Allelein, A. Auvinen, J. Ball, et. al. State-of-the-art report on nuclear aerosols // NEA/CSNI/5, 2009.

81. L.F. Parsly. Removal of radioactive particles by sprays // ORNL-4671,

1971.

82. T.W. Horst. A Review of Particle Transport in a Condensing Steam Environment // BNWL-848, 1968, 49 p.

83. L.F. Parsly. Design Considerations of Reactor Containment Spray Systems - Part VII. A Method for Calculating Iodine Removal by Sprays // ORNL-TM-2412, 1970, 21 p.

84. W.G. Whitman. The Two-Film Theory of Gas Absorption // Chemical and Metallurgical Engineering, 1923. V. 29, № 4, pp.146-148.

85. Л.Э. Лебедев, В.В. Безлепкин, С.Е. Семашко, А.С. Фролов. Моделирование динамики иода в защитной оболочке при авариях на АЭС с ВВЭР // Атомная энергия, 2010. Т. 109, вып. 1, с. 45-51.

86. Программа АНГАР. Аттестационный паспорт программного средства № 296 от 29 сентября 2011 г.