A FŰTŐELEM-SZIVÁRGÁS MODELLEZÉSE PhD tézisfüzet
DR. HÓZER ZOLTÁN
KFKI Atomenergia Kutatóintézet 2003
1. A KUTATÁSOK ELŐZMÉNYE Az atomerőművekben használt fűtőelemek gyártásának technológiája az utóbbi évtizedekben egyre tökéletesedett, amit az erőművi üzemeltetési eljárások optimalizálása kísért. Ennek eredményeként napjainkban csak minden százezredik fűtőelemnél kell szivárgásra számítani (IAEA, 1998). A Paksi Atomerőműben átlagosan minden negyedik kampányban vannak inhermetikus fűtőelemek. A szivárgó fűtőelemek jelenlétére a primerköri aktivitás-mérésekből lehet következtetni. A Paksi Atomerőmű primerköri aktivitás adatainak kampányonkénti kiértékelésére a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézetében létrehoztak egy számítási eljárást, amely ötvözi az amerikai EPRI és a VVER-440 erőműre vonatkozó szovjet hatósági ajánlásokat (Vajda et al., 2001). Az eljárás alkalmazásakor elsősorban a jód izotópok koncentráció változásait kísérik figyelemmel. A számítások eredményeként becslést adnak a sérült fűtőelemek számára és a zónában található hasadóanyag szennyezésre. A primerköri mérések kiterjednek a nemesgáz izotópokra is. A xenon és kripton aktivitások a jódhoz hasonlóan jelzik a fűtőelem sérülését. Külföldön számos erőműben a nemesgáz adatok alapján történik a szivárgás detektálása (Lewis, 1990; Lewis et al., 1992; Lewis et al., 1993; Chun et al., 2000; Parrat et al., 2002). A nemesgáz mérésekből származó többletinformáció feldolgozása volt a dolgozatban bemutatott szivárgási modell kidolgozásának egyik motivációja. Ha van inhermetikus fűtőelem a zónában, akkor erőművi tranziensek során a primerköri aktivitás megnő. Az aktivitáscsúcs előrejelzésére, vagy a leállási tranziensek során mért aktivitás-koncentráció változására nagyon kevés erőműben van használható modell, ilyen nálunk sem volt korábban (Ho, 1992; Lewis et al., 1990, Lewis et al., 1997; Bishop, 1986). A paksi fűtőelemek szivárgásának számítására tranziens körülmények között néhány évvel ezelőtt még nem állt rendelkezésre modell. Az erőművi tranziensek – elsősorban a leálláskor tapasztalható jód spiking – értelmezése és előrejelzése mellett a biztonsági elemzésekhez is hasznosnak látszott egy új modell kidolgozása. Tranziens szivárgási modell csak néhány létezik külföldön is (Lewis et al., 1997), VVER erőművekre pedig csak nagyon egyszerű feltevések alapján készültek a spiking jellegű becslések. A biztonsági elemzésekben figyelembe kell venni a szivárgó fűtőelemekből származó ún. spiking hatást (Bellamy, 1978). Ennek hazai megalapozása korábban meglehetősen szegényes volt, a paksi biztonsági elemzésekhez finnországi adatokat használtunk. Ugyanakkor a paksi mérési adatok feldolgozása lehetőséget nyújtott arra, hogy hazai tapasztalatok alapján lehessen megbecsülni a sérült fűtőelemből várható kibocsátást üzemzavari helyzetekben.
-1-
2. CÉLKITŰZÉSEK A munka alapvető célja egy olyan számítási eljárás létrehozása, ami alkalmas fűtőelem-szivárgás modellezésére stacioner és tranziens körülmények között a Paksi Atomerőműben. Ennek eléréséhez azonban több közbenső lépésre van szükség. Első lépésként meg kell határozni a fűtőelem-szivárgás legfontosabb folyamatait, irodalmi adatok alapján fel kell dolgozni a fűtőelem-sérülés, a hasadási termék és hasadóanyag kikerülés mechanizmusát, össze kell vetni a stacioner és tranziens folyamatok jellemzőit és értékelni kell a jód- és nemesgáz-kibocsátás közötti eltéréseket. A következő lépés a létező számítási eljárások kritikai áttekintése és esetleges paksi alkalmazási lehetőségeinek felmérése. Végül meg kell ismerni azokat a Paksi Atomerőmű primerkörében végzett aktivitás-méréseket, amelyek feldolgozása és kiértékelése a dolgozat egyik fő célkitűzése. A stacioner modell fejlesztésekor elsődleges szempont, hogy az eljárás a jód mellett a nemesgázok szivárgását is tudja számolni, VVER-440 specifikus korrelációk és adatok beépítésével. A számítások eredményei alapján becslést kell adni a sérült rudak számára, a felületi UO2 szennyezés mennyiségére és a sérülés nagyságára. A tranziens modellfejlesztés elsődleges célja a normál üzemelést kísérő folyamatok, valamint a teljesítmény-növekedéssel nem járó tervezési balesetekre jellemző állapotok leírása. A számítások eredményeiből a primerköri jódaktivitás időben változására és a szivárgó fűtőelemből történő kibocsátás összmennyiségére kell adatokat szolgáltatni. Végül, de nem utolsósorban a célok között szerepel – a leállási aktivitás adatok feldolgozása és a számítási tapasztalatok alapján – a sérült fűtőelemekből várható jódkibocsátás meghatározása biztonsági elemzésekhez.
3. VIZSGÁLATI MÓDSZEREK A dolgozatban bemutatott számítások két – egymáshoz kapcsolódó – fűtőelem-szivárgási modellel történnek. A stacioner modell szimulálja a jód, xenon és kripton radioaktív izotópjainak az útját a tablettában való keletkezéstől a hűtőközegbe való kikerülésig és figyelembe veszi a fűtőelemek külső felületén található hasadóanyag-szennyeződésben végbemenő maghasadásokat is. A modellben a hasadási termékek diffúzió útján terjednek a tablettában és a tablettából való kilépés egyéb mechanizmusai (pl. direkt kilépés, kilökődés) elhanyagolhatóak. A hasadási termékek kikerülése a tabletta és a burkolat közötti résből arányos az ott felhalmozódott hasadási termék mennyiséggel. A vizsgált izotópok felezési ideje elég rövid ahhoz, hogy egyensúlyi koncentrációk alakuljanak ki. A primerköri hűtőközegben található szennyeződésben keletkező hasadási termékek azonnal megjelennek a hűtőközegben. A modell átlagos zónajellemzőket használ, ezért nem tartalmaz olyan összefüggést, ami a sérülés helyére, a sérült fűtőelem kiégettségére, vagy lokális teljesítményére utalna. A fenti követelményeknek megfelelő modell differenciál-egyenleteinek stacioner megoldásai képezik az algoritmus alapját. Két egyenletrendszer kerül megoldásra szimplex optimumszámítási módszerrel: az egyik a jód a másik pedig a nemesgáz -2-
izotópokra. A megoldás során a mérési adatokból számított kikerülés-keletkezés arányt kell közelíteni egy modellegyenlettel, aminek a paramétereiből később meghatározható a sérült fűtőelemek száma, a sérülés nagysága és az UO2 szennyeződés mennyisége. A sérülés nagyságának becslésére szovjet adatokból származtattam egy egyszerű összefüggést a szivárgási együttható és a sérülés területe között. A tablettára jellemző diffúziós együtthatókat – kísérleti eredményekből is várható tartományon belül – a paksi tapasztalatok és a BME NTI kiértékelési módszerével számított adatok segítségével határoztam meg. A tranziens modellben különbséget kellett tenni az alábbi két kikerülési mechanizmus között: • magas tabletta-hőmérséklet esetén a résben gőz halmazállapotú hűtőközeg van, amikor csak a diffúziós mechanizmus teszi lehetővé az aktivitás kikerülést, • alacsony tabletta-hőmérséklet esetén víz tölti ki a rést és az aktivitás-kibocsátás a hűtőközeg ki-be áramlásán keresztül elsősorban konvekcióval jön létre. A két eset közötti átmenet alacsony teljesítményen várható, a jelen modellben ez a határ 100 MW zónateljesítménynek felel meg. Ez azt jelenti, hogy csak maradványhő fejlődés esetén van figyelembe véve a második ún. öblítéses mechanizmus. A modell fő jellemzői szerint maradványhő esetén már nem kell számolni a szennyeződésben képződő hasadási termékekkel és tranziens körülmények között nincs hasadóanyag kibocsátás a fűtőelemből. A tablettából történő kibocsátás megszűnik a maradványhő tartományban. Normál teljesítményhez közeli esetekben a résben található aktivitás állandó, maradványhő esetén pedig exponenciálisan csökken. A hűtőközeg aktivitásának időbeni változását a résből származó szivárgás, a szennyeződéshez tartozó aktivitás koncentráció, a víztisztító működése és a radioaktív bomlás határozza meg. Maradványhő esetén a szennyeződésből nincs kibocsátás. Tranziensek során a szivárgás különböző folyamatok miatt felgyorsul, ezért a szivárgási együttható nem konstans, hanem a zónateljesítmény, a bórsavkoncentráció és a primerköri nyomás függvénye. A modellben a kibocsátott aktivitás azonnal elkeveredik a teljes primerköri térfogatban, A modellfejlesztés elsősorban a normál üzemi állapotból induló tranziens folyamatokra koncentrálódott, ahol – tabletta-hőmérséklet emelkedés nélkül – nincs jellemző nemesgáz kibocsátás. Ezért a tranziens modell terjedelmébe csak a jód kibocsátás került be. A tranziens modell használja a stacioner számítás eredményeiből meghatározott stacioner szivárgási együtthatót, a sérült rudak számát, és a szennyeződésből származó aktivitás koncentrációt. A számítás egymást követő időlépések sorozatából áll, aminek eredményeként meghatározásra kerül az hűtőközeg pillanatnyi aktivitás-koncentrációja és a fűtőelemből történt integrális kibocsátás. A modell-paraméterek meghatározása paksi leállási tranziensek adatainak feldolgozásával történt.
4. ÚJ TUDOMÁNYOS EREDMÉNYEK 1) Új számítógépes eljárást dolgoztam ki a stacioner fűtőelem-szivárgás modellezésére és meghatároztam a modell Paksi Atomerőműre jellemző paramétereit [1],[2]. A paksi aktivitás-mérések kiértékelésére eddig használt módszerekhez képest az algoritmus több előnnyel, újdonsággal is rendelkezik. A stacioner modell
-3-
egységesen kezeli a jód és nemesgáz izotópokat és VVER-440 specifikus összefüggést használ a sérülés nagyságának becslésére. A mért adatokból származtatott kikerülés-kibocsátás arány és a modell által becsült arány illesztése numerikus közelítéssel történik. A modell részletes leírása a dolgozat 5. fejezetében található, a számítás eljárás fő lépéseit az 1. appendix mutatja be. 2) A stacioner fűtőelem-szivárgási modellt sikerrel alkalmaztam a Paksi Atomerőmű primerköri jód és nemesgáz aktivitás-mérései alapján a sérült fűtőelemek jellemzőinek meghatározására [3],[4]. A számítások első sorozata bemutatta, hogy jó egyezés van a jelen modell és a BME NTI eljárás eredményei között. Ezen túlmenően a stacioner modell alkalmasnak bizonyult egy blokk többéves üzemelése alatt végbemenő folyamatok kiértékelésére, valamint egy kampány ideje alatt történt jelenségek modellezésére is. A nemesgáz számítások demonstrálták, hogy a xenon és kripton adatok alapján is detektálható a sérült fűtőelem megjelenése a zónában, ugyanakkor felhívták a figyelmet egy – a nemesgáz mérésekben tapasztalható – anomáliára. A számítások eredményeiből meghatározható a sérült és az ép fűtőelemekre jellemző résaktivitás is. Ezekről a számításokról a 6. fejezetben számoltam be. 3) Új számítógépes eljárást dolgoztam ki a tranziens fűtőelem-szivárgás modellezésére és meghatároztam a modell Paksi Atomerőműre jellemző paramétereit [5],[6]. A modell kidolgozásakor rámutattam, hogy a leállási tranziensek során a stacioner résaktivitásnál nagyobb kibocsátás várható. Ezért a modellben fel kellett tételezni, hogy a tranziens során a kezdeti résaktivitáson kívül a tabletták felületén található izotópok egy része is kimosódik a primerkörbe. A nyomás-, teljesítmény-, és bórsavkoncentráció-függő paraméterek meghatározásához paksi leállási adatokat használtam fel. A modell részletes leírása a 7. fejezetben található, a számítás eljárás fő lépéseit a 2. appendix mutatja be. 4) A tranziens fűtőelem-szivárgási modellt sikerrel alkalmaztam a Paksi Atomerőmű leállási tranzienseinek számítására és a 131I aktivitáscsúcs nagyságának és időpontjának becslésére [7],[8],[9]. Tranziens számításokat végeztem hat olyan paksi leállási folyamatra, amikor volt szivárgó fűtőelem a zónában. Néhány esetben előzetes számításokra is sor került, amik jól jelezték az aktivitáscsúcs nagyságát és időpontját. A modellel további tranziens folyamatok számítását is bemutatom a dolgozat 8. fejezetében, ezek között van egy leterheléses, egy víztisztító kikapcsolásos és egy fűtőelem meghibásodásos eset. 5) A Paksi Atomerőműből származó mérések és a tranziens fűtőelemszivárgási modell felhasználásával meghatároztam az egy szivárgó fűtőelemből várható legnagyobb 131I kibocsátást tranziensek során [10]. A feldolgozott hat leállási tranziens alapján 3,4⋅1011 Bq-re becsülhető az egy szivárgó fűtőelemből származó 131I kibocsátás tranziensek során. Ez több mint kétszerese az ép fűtőelemhez tartozó stacioner résaktivitásnak. A paksi biztonsági elemzésekben jelenleg ennek az értéknek az alapján történik a jódkibocsátás -4-
konzervatív becslése. Hasonló adatokat sikerült meghatározni a izotópokra is. A részletes adatok a 9.1. fejezetben láthatók.
134
Cs és
137
Cs
6) A tranziens fűtőelem-szivárgási modell segítségével becslést adtam a várható 131I kibocsátásra és a hűtőközegbe történő kikerülés időbeni lefolyására több baleseti helyzetben. Három baleseti tranziens – 200% LOCA, gőzfejlesztő csőtörés és gőzfejlesztő kollektorfedél felnyílás – számításával demonstráltam a 9.2. fejezetben, hogy a kidolgozott tranziens modell használható a kibocsátás időbeni szimulálására baleseti helyzetekben.
5. IRODALMI HIVATKOZÁSOK LISTÁJA Bellamy R R, 1978. A Regulatory Viewpoint of Iodine Spiking During Reactor Transients, Trans.Am.Nucl.Soc. vol. 28, pp. 651-652 Bishop W N, 1986. Iodine Spiking, EPRI-NP-4595 Chun H M, Lee S K, Kim Y S, Kim K D, Hwang T W, Lee M C, Song M J, 2000. Prediction of Failures by a Linear Regression Method: Development of the CAAP Code, Proceedings of Int. Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Park City, Utah (CD-rom) Ho J.C, 1992. Pressurized Water Reactor Iodine Spiking Behaviour Under Power Transient Conditions, Trans.Am.Nucl.Soc. vol. 65, pp.378-379 International Atomic Energy Agency, 1998. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors, IAEA Technical Reports Series No. 388 Lewis B J, Macdonald R D, Bonin H W, 1990. Release of Iodine and Noble Gas Fission Products from Defected Fuel Elements during Reactor Shutdown and StartUp, Nuclear Technology, vol. 92, pp. 315-324 Lewis B J, 1990. A Generalized Model for Fission-Product Transport in the Fuel-toSheath Gap of Defective Fuel Elements, Journal of Nuclear Materials, vol. 175, pp. 218-226 Lewis B J, Green R J, Che C W T, 1992. A Prototype Expert System for the Monitoring of Defected Nuclear Fuel Elements in Canada Deuterium Uranium Reactors, Nuclear Technology, vol. 98, pp. 307-321 Lewis B J, MacDonald R D, Ivanoff N I, Iglesias F C, 1993. Fuel Performance and Fission Product Release Studies for Defected Fuel Elements, Nuclear Technology, vol. 103, pp. 220-245 Lewis B J, Iglesias F C, Postma A K, Steininger D A, 1997. Iodine Spiking Model for Pressurized Water Reactors, J.Nucl.Mat. 244, pp. 153-167
-5-
Parrat D, Genin J B, Musante Y, Petit C, Harrer A, 2002. Failed Rod Diagnosis and Primary Circuit Contamination Level Determination Thanks to DIADEME Code, Proceedings of IAEA TCM on Fuel Failure in Water Reactors: Causes and Mitigation, Bratislava (CD-rom) Vajda N, Hózer Z, Török Sz, Pintér A, Fekete J, Kerkápoly A, Molnár Zs, Bódizs D, 2001. Fűtőelem vizsgálatok normál üzemi körülmények között, OAH-ABA-29/01 szerződés, BME NTI
6. A TÉZISPONTOKHOZ KAPCSOLÓDÓ TUDOMÁNYOS KÖZLEMÉNYEK [1]
Hózer Z, Győri Cs: VVER fűtőelem üzemi és tárolási problémái, OMFB 96-9745-1043 szerződés 2.1.1 és 2.1.2 pont, AEKI, Budapest 1996
[2]
Hózer Z, Vajda N: Prediction of Iodine Activity Peak During Refuelling, Proc. 5th Int. Seminar on Primary and Secondary Side Water Chemistry of Nuclear Power Plants, Eger, 2001 September
[3]
Vajda N, Hózer Z: A fűtőelem vizsgálatok normál üzemi körülmények között, OAH-ABA-16/99 szerződés, BME NTI, Budapest, 1999 november
[4]
Vajda N, Hózer Z: A fűtőelemek állapotának ellenőrzése normál üzemi körülmények között, OAH-ABA-57/00 szerződés, BME NTI, Budapest, 2000 november
[5]
Hózer Z, Vajda N: Simulation of Iodine Spiking in VVER-440 Reactors, In: Proc. ENS TopFuel 2001, May 27-30, Stockholm (on CD-rom)
[6]
A.Kerkápoly, N.Vajda, A.Csordás, Z.Hózer, T.Pintér: Fuel Failures at Paks NPP, Proceedings of IAEA TCM on Fuel Failure in Water Reactors: Causes and Mitigation June 2002, Bratislava (CD-rom)
[7]
Hózer Z: A leállási 131I spiking jelenség modellezése, AEKI-BME NTI 1080/99 szerződés, Budapest, 1999 október
[8]
Hózer Z: Jód spiking számítások, BME NTI-AEKI-G-1049/2000 szerződés, Budapest, 2000 október
[9]
Hózer Z: Jód spiking számítások, BME NTI-AEKI-G-1050/2001 szerződés, Budapest, 2001 október
[10] Hózer Z, Vértes P: A primerköri hűtővíz aktivitása spiking és RIA esetén, AEKI, Budapest, 2000 december
7. TOVÁBBI TUDOMÁNYOS KÖZLEMÉNYEK [11] Griger Á,Győri Cs,Gyenes Gy,Konczos G,Matus L,Tóth B,Vértes P,Hózer Z, Maróti L: VVER fűtőelem üzemi és tárolási problémái, OMFB 96-97-45-1043 szerződés, zárójelentés, AEKI, Budapest 1998 november [12] Vajda N, Hózer Z, Török Sz, Pintér A, Fekete J, Kerkápoly A, Molnár Zs, Bódizs D: Fűtőelem vizsgálatok normál üzemi körülmények között, OAH-ABA-29/01 szerződés, BME NTI, Budapest, 2001 november
-6-
[13] Hózer Z, Győri Cs: A sipping, KGO berendezésekben és a pihentető medencében várható spiking számítása, BME NTI-AEKI-G-1040/2002 szerződés, Budapest, 2002 szeptember [14] Vajda N, Hózer Z: Fűtőelem kazettákra vonatkozó üzemeltetési határértékek kidolgozása, PARt-BME 500,137/02-J szerződés, Budapest, 2002 november [15] Zombori P, Hózer Z: Bizonyos SZEJVAL mérések kiváltását megalapozó tanulmányterv, AEKI-G-1002/2003, 2003 január [16] Z. Hózer, P. Windberg, I. Nagy, L. Maróti, L. Matus, M. Horváth, A. Pintér, M. Balaskó, A. Czitrovszky, P. Jani: Interaction of failed fuel rods under air ingress conditions, Nucl. Technology, vol. 141 (2003) pp. 244-256 [17] B. Adroguer, P. Chatelard, J.P.Van Dorsselaere, C. Duriez, Z. Hózer et al.: Core loss during a severe accident (COLOSS), Nucl. Eng. Design, 221 (2003) pp. 55-76 [18] Pintér Csordás A, Matus L, Czitrovszky A, Jani P, Maróti L, Hózer Z, Windberg P, Hummel R: Investigation of aerosols released at high temperature from nuclear core models, J. Nucl. Materials, vol 282, Iss 2-3, pp. 205-215 [19] A. Pintér Csordás, L. Matus, Z. Hózer, A. Czitrovszky and P. Jani: Aerosols released at high temperature oxidation of a nuclear reactor core model II, Journal of Aerosol Science, Volume 31, Supplement 1, September 2000, pp. 47-48 [20] Végh J., Major Cs., Horváth Cs., Hózer Z., Adorján F., Lux I., Horváth K.: Building Up an On-Line Plant Information System for the Emergency Response Centre of the Hungarian Nuclear Safety Directorate, Nucl. Technology (Vol. 139, August 2002, pp. 156-166.) [21] Hózer Z: Numerical Solution of the Navier Stokes Equation in 2D Two-Phase Flow, Colloqua Mathematica Societatis János Bolyai vol. 50. (1987) North Holland, pp. 432-442. [22] Z. Hózer, Á. Griger, L. Matus, L. Vasáros, M. Horváth: Effect of Hydrogen Content on the Embrittlement of Zr Alloys: Fuel Behaviour Under Transient and LOCA Conditions, IAEA-TEC-DOC-1320, pp. 159-168, November 2002 [23] B. Adroguer, P. Chatelard, J.P. Van Dorsselaere, C. Duriez, N. Cocuaud, Z. Hózer et al.(26): Core Loss During a Severe Accident (COLOSS), Proceedings of FISA-2001, pp. 247-260, Belgium 2002, ISBN 92-894-3455-4 [24] Hózer Z, Horváth M, Maróti L, Matus L, Nagy I, Pintér A, Windberg P: High temperature experiments with fuel materials, Science and Technology in Hungary, October 2000, pp. 89-93 [25] Hózer Z, Trambauer K, Duspiva J. VVER Specific Features Regarding Core Degradation, Status Report, NEA/CSNI/R(98)20, OECD Paris 1999 [26] Trambauer K, Haste T J, Adroguer B, Hózer Z, Magallon D, Zurita A: In-Vessel Core Degradation Code Validation Matrix, Update 1996-1999, NEA/CSNI/R(2000)21 [27] Z. Hózer, L. Maróti: Review of RIA Safety Criteria for VVER Fuel, NEA/CSNI/R(2003)8 vol.2. pp. 21-33
-7-
[28] Hózer Z: Numerical Modeling of the Microstructure of Compressible 2D TwoPhase Flow, in Particulate Phenomena and Multiphase Transport (ed. Veziroglu) vol. 1 (1986) Hemisphere pp. 115-127, ISBN 0-89116-814-1 [29] Hózer Z: Bubble Dynamics Modeling in 2D Compressible Flow, in Numerical Methods in Laminar and Turbulent Flows (ed. Taylor) vol. 5. (1987) Pineridge Press pp. 1477-1488, ISBN 0-906674-64-6 [30] Z. Hózer: Summary of Core Degradation Experiments CODEX, Proceedings of EUROSAFE, Berlin November 2002 [31] De Bremaecker, M. Barrachin, F. Jacq, F. Defoort, M. Mignanelli, Z. Hózer et al.(21): European Nuclear Thermodynamic Database Validated and Applicable in Seevere Acciden Codes (ENTHALPY), Proceedings of FISA-2001, pp. 261273, Belgium 2002, ISBN 92-894-3455-4 [32] Sheperd I, B. Adroguer B, Buchmann M, Gleisberg O, Haste T, Hofmann P, Hózer Z, Hummel R, Kaltofen R, Knorr J, Kourti N, Leonardi M, Oriolo F, Schneider R, Maróti L, Matus L, Schanz G, Windberg P. Oxidation Phenomena in Severe Accidents, Proceedings of FISA-99, Luxemburg 29 November - 1 December 1999, pp. 193-201 [33] A Pintér Csordás, M. Horváth, L. Matus, I. Nagy, P. Windberg, Z. Hózer: Studies of the Inner Surface Cladding Corrosion Caused by Fission Product Elements, HRP-359/45, Proceedings of EHPG, Storefjell September 2002 [34] Hózer Z: Microstructure Modeling of 2D Gas Bubbles and Liquid Droplets, Proceedings of EUROMECH Seminar 234 on Turbulent Two-Phase Systems, 1988 Toulouse. [35] Hózer Z, J. Vigassy: Primary Circuit and Containment LOCA Models for the Paks NPP Full Scope Simulator, in Transactions of IAEA Specialists' Meeting on Training Simulators for Safe Operation in Nuclear Power Plants, pp. 356367, Balatonfüred 1991. [36] Győri Cs, Hózer Z, Keresztúri A, Maráczy Cs, Hegyi Gy: Three-Dimensional Reactor Model for the Paks NPP Full-Scope Simulator, ENS Topform'92, Transactions Vol. 2. pp. 4-7, Prague, 1992. [37] Győri Cs, Hózer Z: Multichannel Thermohydraulic Model for VVER-440 Reactors, Proceedings of NURETH-6, Vol. 1. pp. 608-615, 1993 Grenoble [38] Jánosy J S, Ivancsics P, Hózer Z, Végh E: Upgrading of the Paks Full Scale Simulator, Proceedings of the 1993 Simulation Multiconference, Simulation Series Vol. 25. No. 4. pp. 59-64. [39] Végh E, Hegyi Gy, Hegedűs Cs, Hózer Z, Jánosy J S, Keresztúri A: Simulation of the Rod Ejection Accident in the Paks Full Scale Simulator, Proceedings of the 1994 Simulation Multiconference, San Diego. [40] Végh E, Hegyi Gy, Hegedűs Cs, Hózer Z, Jánosy J S, Keresztúri A: Simulation of the Rod Ejection Accident in the Paks Full-Scale Simulator, Simulation Series, vol. 26, No.3., 1994, pp. 109-113, ISBN-1-56555-071-4 [41] Végh E, Jánosy JS, Hózer Z: Different LOCA Scenarios in the Paks Full-Scale Simulator, Proceedings of the 1995 Simulation Multiconference, Simulation Series Vol. 27. No. 3. pp. 73-78.
-8-
[42] Hózer Z, Maróti L, Tóth B, Windberg P: VVER-440 Core Degradation Experiment, Proceedings of NURETH-8, Vol. 2. pp. 608-611, Kyoto October 1997 [43] Hózer Z, Gyenes Gy: Thermal-Hydraulic Analisys of VVER-440 Spent Fuel Storage Systems,Int. Symposium on Storage of Spent Fuel from Power Reactors, 1998 Nov 9-13, Vienna, IAEA-SM-352, pp. 437-438 [44] Győri Cs, Z. Hózer Z, Maróti L, Matus L: VVER Ballooning Experiments, Enlarged Halden Programme Group Meeting, 1998 Mar 15-20, Lillehammer, HPR-349/40 Vol.II. [45] Hózer Z, Maróti L: Experimental Comparison of VVER and PWR Fuel under Severe Accident Conditions, SARJ-97 Workshop on Severe Accident Research, 1997 Okt 6-8, Yokohama, JAERI-Conf-98-009, 1998, pp. 412-418 [46] Győri Cs, Hózer Z, Maróti L, Windberg P: Air-Ingress Transient Test at the KFKI AEKI, SARJ-98 Workshop on Severe Accident Research, 1998 Nov 4-6, Tokyo, JAERI-Conf-99-005, 1999, pp. 236-245 [47] Balaskó M, Hózer Z, Maróti L, Windberg P, X-ray radiography inspection of core model of the CODEX AIT-2 facility, Proc. International Conference Nuclear Enery in Central Europe’99, Portoroz, Slovenia, pp.763-770 [48] Hózer Z, Maróti L, Windberg P: Quenching of High Temperature VVER Bundle, Proceedings of NURETH-9 on CD, San Francisco, 3-8 October 1999, ISBN 089448-650-0 [49] Végh E, Hózer Z, Jánosy J S: Accident simulation and validation of emergency operating procedures on the Paks full-scope simulator. Proc. of the ESM99 European Simulation Multiconference, Warsaw, Poland, June 1-4 1999. ISBN 1-56555-171-0 [50] Hózer Z, Tóth B: Thermal Hydraulic Analysis of Paks NPP Spent Fuel Dry Store, 5th Nuclear Technology Symposium. Paks, October 4-6. 2000 [51] Hózer Z, Maróti L, Matus L, Windberg P: Experiments With VVER Fuels to Confirm Safety Criteria, Proceedings of TOPFUEL 2001, Stockholm May 2001 (CD-rom) [52] Hózer Z, Maróti L, Matus L, Windberg P: Experiments with VVER Fuels to Confirm Safety Criteria, In: Proc. ENS TopFuel 2001, May 27-30, Stockholm (on CD-rom) [53] Hózer Z, Windberg P, Nagy I, Maróti L, Matus L, Horváth M, Pintér A, Balaskó M: High Temperature Behaviour of Reactor Core Materials Under Air Oxidation Conditions, In: Proccedings of Experimental Heat Transfer, Fluid Mechanics and Themodynamics 2001, Edizioni ETS, Pisa, vol.2. pp. 1655-1660 [54] Hózer Z, Griger Á, Matus L, Vasáros L, Horváth M: Effect of Hydrogen Content on the Embrittlement of Zr Alloys, In: Proccedings IAEA TCM on Fuel Behaviour Under Transient and LOCA Conditions, Halden 2001, September [55] Prokopiev O, Griger Á, Hózer Z, Matus L, Vasáros L, Horváth M: Effect of Hydrogen and Oxygen Content on the Embrittlement of Zr Alloys, In:
-9-
Proccedings Int. Conf. WWER Fuel Peformance, Modelling and Experimental Support, 1-5 October, Albena near Varna, 2001 [56] Windberg P, Nagy I, Matus L, Balaskó M, Hózer Z, Czitrovszky A, Nagy A: Integral Core Degradation Test with B4C Control Rod, In: Proceedings of Int. Conf. Nuclear Energy In Central Europe 2001, Portoroz [57] Matus L, Hózer Z, Vasáros L: Some Experimental Results on HydrogenCladding Interactions, HPR-356/27, In: Proceedings EHPG, Lillehammer, 2001 [58] Hózer Z: Buborék paradoxon, Természet Világa 1986/6 pp. 323-325 [59] Hózer Z: Buborékok nagyság szerinti eloszlása kétfázisú buborékáramlásban. A XVI. OTDK kiemelkedő pályamunkái, 1983 Budapest. [60] Hózer Z.: Kétfázisú áramlás modellezése kétdimenziós közelítésben, Egyetemi doktori értekezés, BME Budapest (1987)
- 10 -
