ПОВЕДЕНИЕ БАССЕЙНА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ В ДНИЩЕ КОРПУСА РЕАКТОРА (ПРОЕКТ «Расплав»)

В. Г. Асмолов, С. С. Абалин, Ю. Г. Дегальцев, О. Я. Шах, Е. К. Дьяков, В. Ф. Стрижов

Аннотация


Возможность охлаждения расплава на днище корпуса является одним из важных вопросов при разработке процедур управления авариями. Исследова­ние процессов, проходящих на той стадии тяжелой аварии, когда после разрушения активной зоны и па­дения в нижнюю масть корпуса на днище образуется бассейн расплава, является главной целью проекта «Расплав». В статье представлены основные направ­ления работ и результаты, полученные входе иссле­дований по первой фазе проекта «Расплав». В боль­шинстве направлений исследования проводили с расплавами реально возможного состава. Основные эксперименты проводили на интегральной крупно­масштабной установке «Расплав», создание которой потребовало большого комплекса технологических исследований. Рис. 27, табл. 4, список лит. 9 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Broughton J., Kaun P., Petti D., Tolman Е. Ascenario of the Three Mile Island Unit 2 Accident. — Nucl. Technol., 1989, v. 87, № 1.

Okkonen T. In vessel core debris cooling through external flooding of the reactor pressure vessel. — In: Proc. OECD/CSN I/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer, Grenoble, France, 1994.

Theofanous T., Liu C., Additon S. e.a. In-vessel coolability and retention of a core melt. — In: Proc. Water Reactor Safety Information Meeting NUREG /CP-0157, US, NRC, 1997, v. 2, p. 173—238.

Kumalainen O., Tuomisto H., Hongisto O., Theofanous T. Heat flux distribution from a volumertrically heated pool with high Rayleigh number. — J. Nucl. Engng, Desing, 1994, v. 149, p. 401—408.

Asfra F., Dhir V. Natural convection heat transfer in volumetrically heated spherical pools. — In: Proc. OECD/CSN I/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer, Grenoble, France, 1994.

Theofanous T., Liu C. Natural convection experiments in a hemisphere with Rayleigh number up to 1015. — In: Proc. ANS National Heat Transfer Conference, Portland, 1995.

Cheung F., Hadded K., Liu C. Ascaling law for the local CHF on the external bottom side of a fully submerged reactor vessel. — In: Proc. Water Reactor Safety Information Meeting NU REG /C P-0157, US, NRC, 1997, v. 2, p. 153— 276.

Gibbs Energy Minimizer Software. THERMODATA-BP66-38402. Saint Martin D’Heres CEDEX — France.

Fe—O—U—Zr Therm ochem ical Database developed by THERMODATA in collaboration with IPSN. THERMODATA-BP66-38402. Saint Martin D’Heres CEDEX — France.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.