CC BY
0into account constraints on the control, its energy requirements and system status, as well as preliminary results of numerical simulations of the designed control system.
Conclusions. Thus, in order to ensure the quality of transients in linear systems with non-stationary object under uncertain and nominal disturbances and incomplete information about the state of the vector obtained by the method of multi-level discontinuous sliding mode control of a given order and quality, which has a relatively simple implementation. For the construction of the control developed Lyuenberger's identifier [1], and used the results of previous studies by the authors in the sequence [2-9].
The publication was carried out with the financial support of RFBR And the government of the Republic of Tatarstan in the framework of scientific project № 18-41-160012 p_a
References
1. Andreev N. Control of finite linear objects. M.: Nauka, 1976 - 424 p.
2. Meshchanov A.S. Synthesis of multi-level vector control, sliding mode for a given order. Vestnik KSTU im.A.N. Tupolev. 2007, № 4, pp. 47-51.
3. Meshchanov A.S. Bringing the linear non-stationary objects with the model identifier of the state to move with uncertainty. Vestnik of KSTU, 2008, № 4, P.127-134.
4. Meshchanov A.S. To address the problem of tracking in the control of multilink manipulators with inertial actuators in the face of uncertainty. Aviation Technology, 1996, № 3, p. 30 - 37.
5. Meshchanov A.S., L.A. Davletshina. Reproduction model of low-dimensional motions on the sliding mode. In.: Analytical Mechanics, Stability and Control: Proceedings of the X International Chetaev's Conference. Volume 3, Section 3. Control. Part II. Kazan, June 12-16, 2012 - Kazan: Kazan on. State. tehn. University Press, 2012. S. 147-159.
6. Meshchanov A.S. The synthesis of linear systems with the specified quality control processes in the norm of the state vector. Vestnik KSTU. A.N. Tupolev. 2009, № 4, pp. 107-114.
7. Meshchanov A..S. Bringing diversity to the mobile sliding systems with linear non-stationary objects, in general, the entrance of uncertain disturbances. -Aerospace Instrument, № 5, 2008. - P.16-20.
8. Meshchanov A.S. The reduction in sliding mode break-dimensional systems with non-linear time-dependent control object. In the book "The stability of motion", Nauka, Novosibirsk, 1985. s. 230 - 234.
9. Meshchanov A.S. Sliding equations on moving manifolds and controls for the synthesis of vector objects with uncertain nonlinear perturbations. Vestnik KSTU A.N. Tupolev, 2008, № 2, pp. 51-55.
МОДЕЛЮВАННЯ ТЯЖКО1 АВАРП В СИСТЕМ1 ОХОЛОДЖЕННЯ БАСЕЙНУ ВИТРИМКИ
ЧЕТВЕРТОГО БЛОКА АЕС «ФУКУС1МА-1»
Азаров С.1.
1нститут ядерних до^джень НАН Украти, м. Кшв, Украта, доктор mexHi4Hux наук, старший науковий cniepo6imHUK
Сидоренко В.Л.
1нститут державного управлтня у сферi цившьного захисту, м. Кш'в, Украта, кандидат техтчних наук, доцент, професор кафедри
Задунай О.С.
Державний науково-до^дний тститут спещального зв'язку та захисту iнформацii,
м. Кшв, Украта, начальник центру
MODELING SEVERE ACCIDENT IN THE COOLING SYSTEM STORAGE POOL FOURTH UNIT OF
NPP «FUKUSHIMA-1»
Azarov S.I.,
Institute for nuclear research, National Academy of Sciences of Ukraine, Kyiv, Ukraine, Doctor of Technical Sciences, Senior Researcher.
Sydorenko V.L.,
Institute of public administration in the sphere of civil protection, Kyiv, Ukraine, Candidate of Technical Sciences, Assistant Professor.
Zadunaj O.S.
State research institute for special telecommunication and information protection,
Kyiv, Ukraine, head of the center
Анотащя
У процес виршення iнженерних завдань з обгрунтування потреби охолодження тепловидмючих 36ipoK в басейш витримки (БВ) в pa3i виникнення аваршних ситуацп що супроводжуеться втратою охолодження БВ виникае необхщшсть у визначенш температур i часу досягнення граничних температур твелiв, кшьшсть накопиченого водню, сила вибуху i стутнь пошкодження БВ.
Abstract
In the process of solving engineering tasks to substantiate the need for cooling the fuel assemblies in the storage pool (SP) in the event of an emergency situation accompanied by a loss of cooling SP there is a need to determine the temperature and time to reach the boundary temperatures of the fuel assembly, the amount of accumulated hydrogen, the strength of the explosion and the degree of damage to the SP.
Ключовi слова: теплообмш, басейн витримки, охолодження, тепловидмюча 36ipKa, програма «Best-T».
Keywords: heat exchange, storage pool, cooling, fuel assembly, program «Best-T».
Постановка проблеми. Авари на сховищах вщпрацьованого ядерного палива (ВЯП), розташо-ваних на територи атомних станцш, е малоймовiр-ними, але можливими подiями. Про це сввдчить свь товий досвщ зокрема недавня тривала втрата охолодження приреакторних басейнiв на енергоблоках АЕС «Фукуама-1» [1]. В даний час протiкання важ-ко! авари в БВ вивчено в свгговш практищ недоста-тньо. Дослiдження проектних аварiй показали ста-бiльнiсть охолодження вщпрацьованих тепловидь ляючих збiрок в БВ за рахунок як резервування каналiв, так i стiйкостi системи до одиничних вщ-мов i знеструмлення [2]. Однак пiсля авари на ене-ргоблоцi № 4 АЕС «Фукуама-Да!чЬ>, де сталася ва-жка аварiя з пошкодженням тепловидiляючих збь рок i подальшим вибухом водню та руйнуванням будiвлi блоку, виникла необхiднiсть в детальному вивченш перебiгу аварiйних процесiв.
Анатз останшх дослiджень i публiкацiй. На-дшнють охолодження палива (в тому числ i в БВ) е важливим питанням ядерно!, радiацiйноi i тепло-технiчноi безпеки. Над проблемою дослщження безпеки сховищ ВЯП працюють багато спещалк-тiв. Рiзнi аспекти й окремi пiдходи до дослвдження ще! проблеми висвiтлено у численних працях [3,4], але через те, що цей процес е надзвичайно актуаль-ним для шдвищення рiвня безпеки iснуючих АЕС, дослвдження тривають. Незважаючи на широке ви-користання тепло-гiдравлiчних системних кодiв, наприклад в такому як MELCOR [5] в iнженернiй практицi виникае необхiднiсть в застосуванш спе-цiалiзованих програм, що дозволяють проводити великий обсяг варiантних розрахункiв.
Постановка завдання. В ходi вирiшення ш-женерних завдань з обгрунтування охолодження в БВ тепловидмючих збiрок при виникненнi подii' з втратою охолодження БВ (i можливим накладен-ням течi з БВ) виникае необхвдшсть у визначеннi температур i часу досягнення граничних температур твелiв розмiщених в БВ, шльшсп накопиченого водню, оцiнки сили вибуху i ступеню пошкодження
БВ. Завдання ще! роботи полягае у виконання роз-рахункових аналiзiв поведшки ВЯП пiд час аварй' з втратою охолодження БВ.
Мета статт - навести результати розрахунко-вих аналiзiв поведiнки ВЯП пiд час авари з втратою охолодження БВ.
Виклад основного MaTepi^y досл1дження. 11 березня 2011 року о 14 год 46 хв (за мюцевим часом) в Япони стався дев'ятибальний землетрус, що призвело до автоматичного зупинення 11 енер-гоблошв на АЕС «Фукуама-1», до складу яко! вхо-дять 6 блошв BWR (киплячi корпуснi реактори з водою тд тиском). До землетрусу в роботi знаходи-лися енергоблоки № 1 (460 МВт), № 2 (784 МВт) i № 3 (784 МВт). Блоки № 4 (784 МВт), № 5 (784 МВт) i № 6 (1000 МВт) перебували на планово-попереджувальних ремонтах. При цьому ядерне па-ливо на блощ № 4 знаходилося в приреакторному басейш витримки (в ньому о^м ввдпрацьованого палива, знаходилися опромiненi тепловидiляючi збiрки (ТВЗ) рiзного ступеня вигоряння, загальне число i тих, i шших, разом зi свiжим паливом, яке готувалося до завантаження в реактор, становило 1535 одиниць) [6].
Принципова схема компонування основного обладнання АЕС «Фукуама-1» з реактором BWR (Boiling Water Reactor) представлена на рис.1. Активна зона BWR складаеться з ТВЗ квадратного перетину довжиною близько 3,6 м. Кожна ТВЗ метить 8^8 твелiв, укладених в квадратний кожух. Зо-внiшнiй дiаметр твелу дорiвнюе 12,3 мм (твели мають оболонки з алюмоцирконiевого сплаву цир-каллой-2 i в якостi палива мютять таблетки з U02 iз збагаченням 2-3%). Вище активно! зони, в корпус реактора, розташованi сепаратори й осушувачi пари (типовий корпус BWR мае дiаметр 6 м, товщину стiнки приблизно 150 мм, висоту 22 м, виконаний з марганцево-молiбденово-нiкелево!' сталi з внутрш-ньою плашровкою аустенiтною нержавiючою сталлю i забезпечений зшмною кришкою для пере-вантажень палива).
Рис. 1. Принципова схема компонування основного обладнання АЕС «Фукусша-1» зреактором BWR.
Основною причиною авари на АЕС Fukushima-Daiichi в березш 2011р. було екстремальне геофiзи-чне явище у виглядi землетрусу з рiвнем сейсмiчноi' активносп 9 бал1в (за шкалою Рiхтера) в епiцентрi на глибинi 24 км i на вiдстанi близько 180 км ввд узбережжя, де розташований проммайданчик атомно! електростанцп (тривал1стю 140 - 160 с для двох - трьох юготних поштовх1в) [7].
Максимальнi вiдгуки прискорень землетрусу на поверхнi проммайданчика АЕС Fukushima-Daiichi перевищили в 1,2 - 2,2 рази проектш значения. Землетрус, що стався, призвiв до аварiйноi' зупинки працюючих на цей момент енергоблошв № 1 - 3 АЕС Fukushima-Daiichi (енергоблоки № 4 -6 знаходилися на планових ремонтах) i до подаль-шого виникнення цунамi з висотою хвил1 близько 15 м поблизу узбережжя i затоплення проммайданчика. Наслвдком затоплення проммайданчика АЕС Fukushima-Daiichi була повна втрата на тривалий час необхвдного електропостачання та проектних систем, як1 забезпечують управлшня аварiями на блоцi № 4, що в шнцевому пiдсумку призвело до неприпустимого пошкодження ядерного палива (критерiй важких аварп), парогазових вибухiв, руй-нування конструкцiй i катастрофiчних радюактив-них викидiв в навколишне середовище.
Електропостачання необхiдне для вщводу за-лишкового тепловидiлення в сховищi ВЯП блока № 4, яке, зпдно з формулою Вея-Вагнера [8], в пе-ршi секунди складае близько 6,5% вiд рiвня потуж-ностi до зупинки, через годину - приблизно 1,4%, через рш - 0,023%.
Хронологiя подш на блоцi № 4.
16 березня. На блощ № 4 сталася пожежа в сховищi ввдпрацьованого ядерного палива, радiоактивнi речовини, за шформащею МАГАТЕ [9,10], стали надходити в атмосферу. Реактор № 4 (перебував на обслуговуванш, коли стався землетрус). Паливних стрижшв в активнш зонi реактора немае, але е небезпека втрати охолодження твел1в в сховищi вiдпрацьованого ядерного палива (приблизно 10 дшв пiсля зупинки реактора), пожежа в будiвлi, температура в басейш досягла 84°С. Пожежу було погашено протягом 2 годин.
17 березня. О 09:48 за мюцевим часом, через загрозу ушкодження вiдпрацьованого палива в басейнах витримки четвертого енергоблоку, почалася операщя по скиданню морсько! води з вiйськових вертольотiв СН-47. Таким способом спробували заповнити басейни водою для охолодження. Почався процес видiлення пари з басейну збертання палива (рис.2).
Рис.2 Блок №4 Fukushma-Daiichi 16-17 березня 2011р.
20 березня. Безперервна заливка води в басейн витримки ввдпрацьованого палива на четвертому блощ почалася о 8:20. 11 пожежних автомобшв сил самооборони залили в район басейну витримки 80 тон води до 9:30. Шсля полудня операщя продовжилася заливкою ще 80 тон.
23 березня- 1 квгтня. Продовжують заливати воду в басейн витримки палива блока № 4.
13 квгтня. В басейш витримки вщпрацьованого палива блоку № 4 температура шднялася до 90°С, що вдалося зафжсувати за допомогою датчика, встановленого на шнщ 62-метрового гнучкого стовбура буд1вельно! машини, яку було встановлено поруч з блоком, для закачування води в басейн. Для боротьби з1 зростанням температури в басейн залили близько 195 тон води. Всього ж з початку Мкыдацд аварп в цей басейн залили близько 1800 тон води. Важка ситуащя з басейном витримки 4 блоку пояснюеться тим, що в момент авари все паливо з реактора було вивантажено в басейн витримки на час проведения планового ремонту. Р1вень випром1нювання ввд поверхш басейну становить 84 мЗв/год, анал1з нуклвдного складу сввдчить про пошкодження частини палива. Незважаючи на те, що в басейн витримки блоку № 4 перюдично закачуеться вода, температура в басейш росла, досягнувши 23 квгтня позначки 91°С.
Результати досл1джень. В рамках дано! ро-боти ошнювалися р1зш вар1анти моделювання ава-ршних процеав в БВ блока №4 АЭС «Фукусима-1» за допомогою наведено! хронологи небезпечних подш 1 розроблено! комп'ютерно! програми «Веst-
Т» [11]. Комп'ютерна програма «Веst-T» за функць ональним призначенням служить для шженерних тепло-пдравл1чних розрахунк1в температурного режиму тепловид1ляючих зб1рок 1 щшьносл тепло-нос1я в БВ тд час тривалого припинення роботи систем охолодження БВ реакторних установок. Мож-ливий розрахунок для авари з закiичениям теплоно-с1я в БВ при тривалому припиненнi роботи систем охолодження.
Програма дозволяе проводити розрахунки рiз-них титв конструкцiй ТВЗ i БВ, з одноярусним i двоярусним розташуванням ТВЗ, з чохловими трубами в стелажах (при ущшьненому зберианш ТВЗ) i без чохлових труб, з чохловими i безчохловими ТВЗ. Програма дае можливкть проводити розрахунки БВ з ТВЗ, що мають рiзну потужнiсть залишко-вих тепловидшень. Тепло-гiдравлiчна модель охо-лодження ВЯП в БВ, призначена для визначення локальних значень температур елеменпв сховища ВЯП в рiзнi моменти часу в аваршнш ситуаци, по-в'язанiй з припиненням циркуляци води через басейн. Модель включае в себе ршення нестацюнар-них рiвнянь переносу теплоти i враховуе мехашзми теплопровiдностi, конвекци, теплового випромiню-вання, масообмiну мiж водою i повiтряним середо-вищем в надводному простор^ а також фазовi переходи - випаровування води i конденсацiю водяно! пари.
Було розглянуто задачу з моделювання аварш-но! ситуаци в БВ блока №4 АЭС «Фукусима-1». Конструктивна схема БВ наведена на рис.3
Рис. 3. Конструктивна схема БВ.
де Нмк - висота мiжканального piBra; Нкан - Розрахункова схема, застосована в комп'ютер-
висота фiзичного piвня; Нгч - висота гршчо! час- ний пpогpамi «Best-T», наведена на рис.4. тини твела; 1,2,3, ..., m - номери розрахункових груп каналiв стелаж1в з ТВЗ.
Рис.4. Розрахункова схема комп 'ютерноЧ програми «Best-T».
У пpогpамi «Best-T» ТВЗ за величиною потуж-ностi було розбито на m груп. В першу групу вклю-чeнi ТВЗ з найбiльшою потужнютю, в другу - ТВЗ з меншою потужнiстю i т.д.
Кожна така розрахункова група характеризу-еться вiдповiдною величиною тeпловидiлeння i не-piвномipнiстю eнepговидiлeння по твелу. Для оць нювання значень залишкових тепловидшень ВЯП
моделювалися теплопдродинашчш процеси розп-piBy води i плавлення паливних елеменпв в БВ ВЯП, утворення водню в резyльтатi реакцй' окисления циркошю ТВЗ.
Зведеш результати отримам в ходi розрахункчв
Отримаш пвд час моделювання результати (табл. 1) доводять, що тривале знеструмлення блока № 4 АЕС «Фукуама-1» було серйозною загрозою безпецi БВ, внаслщок велико! кiлькостi водню, що видшився через окислення ТВЗ.
Таблиця 1.
Показник Розрахунковий параметр
Кшьшсть ввдпрацьованих ТВЗ, що зберiгались в БВ, од 1331
Сумарна теплова потужшсть ТВЗ, МВт 26,5
Час початку випаровування води з БВ, годин 2,6 - 3,0
Час оголення верхньо! частини ТВЗ, годин 14 - 15
Час початку генераци водню, годин 13 - 14
Час повного випаровування води, годин 118 - 120
Середня швидшсть генераци водню, г/с 17 - 19
Сумарна маса утвореного водню, кг 800 - 870
З даних зведених результатiв представлених в табл.1, видно, що найбшьш швидко процес розви-тку аварй характеризувався такими результатами: час зниження рiвня води до верхньо! частини ТВЗ склав ~14 год, повне осушення БВ вiдбуваeться ириблизио через —118 год nie ля початку аварй', а
темп зростання середньооб'емно! температури води в басейш на початковому еташ розвитку аварй' склав 0,6°С/год.
На рис. 4 наведена розрахункова змша температури оболонок твелiв i палива.
Рис. 4 Змша температури оболонок твелiв i палива
З рис.4 видно, що температура твела досягае значення 1473 К через 18,4 год, а температура палива значення 2813 К через 21,8 год.
При тдвищенш температури оболонок твелiв вище 1100 К починаеться !х окислення водяною парою з штенсивним утворенням водню i видiленням тепла. Розглянемо детальшше результати моделю-
вання кинетики пароциркошево!' реакцй'. Рiзке тд-вищення температури конструкцшних матерiалiв (оболонок твелiв) при порушенш умов охоло-дження БВ призвело до !х активно! взаемодп з водяною парою, що супроводжуеться утворенням водню i видiленням тепла. Екзотермiчна пароцирко-шева реакцiя всерединi БВ при взаемодп водяно! пари з металевим циркошем описуеться так [12]:
(1)
Zr + 2H2O = ZrO2 + 2H2 + Q,
де 2=6280,5 кДж/кг.
Заливання охолоджуючо! води 20 березня - 1 кштня, пiсля початку паро-цирконieво! хiмiчно! взаемодп (в обсягах, недостатшх для необхщного зниження температури в БВ) тшьки погiршило си-тyацiю, провокуючи ще бiльшi обсяги утворення
водню. При цьому, крiм утворення водню i видь лення теплоти, паро-цирконiева реакщя природно супроводжуеться зменшенням товщини оболонки твелу, яка до того ж стае крихкою. Починаючись при температyрi приблизно 1250 К, реакщя стае та-
кою, що самошдтримуетья при температура що пе-ревищуе 1500 К. Розрахунки показують, що кинетика реакцп така, що за 10-20 хвилин вiдбуваeться окисления оболонки зi зменшенням ii товщини на
0,13 мм i pозiгpiвом до температури плавлення. Ki-нетика ще! реакцп, яка визначае темпи утворения вибухонебезпечного водню, описуеться piвияниям Бейкера-Джаста [13].
dN dt
= 1,1 • 10"5 [ S (t) kZr ]0,5 t-0'5, моль H2/c
(2)
де N — число молiв водню; S(t) - площа цир- к
k7„ — константа швидкосп, яка визначаеться за коню, що контактуе з водяною парою; t — час, с; Zr
формулою [9]:
kZr = 3,33-107 exp[-45500/(RTk)]; (3)
R — ушверсальна газова стала, Дж/(мольК); Tk — температура твeлiв, K.
Паpо-циpконiева реакщя iстотно прискорю-еться при тeмпepатуpi 1700 K i супроводжуеться, в основному, такими ефектами:
- штенсивним видiлeниям тепла при висо-ких температурах;
- видшенням водню;
- змiнeниям фiзичних властивостей матерь алу оболонок твeлiв, зокрема знижениям мехашч-но! мщносп через окрихчувания;
- шдвищенням температури плавления вщ 2170 K (Zr) до 2900 K (ZrÜ2).
На рис. 5 наведет pозpахунковi дат про масу (М) згенерованого водню.
Рис. 5. Маса згенерованого водню
Чисельний аналiз показав, що 2 години втрати шдживлення кардинально змшили стаи в БВ: ввдбу-лися ii осушения, pозiгpiв, окисления i плавления, утворилося близько 800 кг водню. З рис. 5 видно, що генеращя водню починаеться через 13 годин. Значна частина водню видшяеться в iнтepвалi часу
13,8 ^ 55,5 год. Таким чином, середня швидшсть ге-нерацп водню склала приблизно 18 г/с.
Температура самоспалаху водню у присутно-CTi водяно! пари становить 1100 К, а вибухонебез-пeчнi властивостi воднево! сумiшi характеризу-ються областю спалаху (4,12-75)% об'ему (рис. 6).
■e
П П.1 0,2 П,Э П.4 0,5 П,Н П. 7
Концентэзцм пару, % гч
Рис. 6. Дiаграма детонацИ' та гортня водню
З даних, наведених на рис. 6, видно, що для ви-падку 1 - буде ввдбуватися повiльне горiння водню, для випадку 2 та 3 - швидке горiння водню.
Шляхом розрахуншв було встановлено, що пiд час згоряння водню видiлиться енергiя близько 260 кДж/моль реагенту, а тд час вибуху ~105 моль водню, що утворився, видiлиться енергiя понад 3 • 107 кДж, причому ця енергiя буде розсiяна у ви-глядi iмпульсу тривалiстю в долi секунди. Процеси дефлаграцп та детонацп будуть вiдрiзнятися за ма-ксимальним значениям i тривал1стю iмпульсу збу-рювання тиску, напрямку фронту збурювання ти-ску i ввдбито! хвил1 збурювання, а також за шшими визначальними параметрами.
Чисельний аналiз показав, що стутнь руйну-вання БВ блоку № 4 АЕС «Фукуама-1», яка в роз-рахунку визначаеться по досягненню оболонками твелiв температури плавлення 2Ю2 (2550 К), склала 90%.
У грудш 2013 року АЕС було офщшно закрито. На територп станцi! тривають роботи з лкшдаци насл1дк1в аварi!. Японськi шженери-ядерники оцiнюють, що приведення об'екта в стаб№ний, безпечний стан може потребувати близько 40 рок1в.
Висновки.
1. При аналiзi причин, що вплинули на пере-х1д БВ в передаваршний та аварiйний статус, слад враховувати фактори геодинашки, фiзико-технiчнi особливосл блоку № 4 АЕС «Фукуама-1» i неаде-кватний антропогенний вплив.
2. Фiзико-технiчнi особливосп БВ блоку № 4, специфша його теплогiдродинамiки такi, що влас-тива йому структурна нестiйкiсть може служити причиною латентних внутрiшньокорпусних дефек-пв.
3. Для оптимiзацi! сценарпв можливих ава-рiйних процесiв, подiбних до подiй на АЕС «Фуку-сiма-1», необхiдним елементом е режимна дiагнос-тика запасiв стiйкостi внутрiшнiх процесiв протя-гом всього терм^ служби БВ блоку № 4 для
об'ективно1 оцiнки його предаварийного статусу i формування адекватних керуючих b^™îb.
4. Уроки аварiï на АЕС «Фукуама-1 » повинш бути використанi для визначення напрямшв вдос-коналення вiтчизняних методик аналiзу важких аварiй на АЕС. Сучасш методики повиннi вклю-чати не пльки чисельне моделювання за допомо-гою розрахункових кодiв, а й технолопчш аспекти розвитку аварiй, працездатшсть всiх систем i уста-ткування в умовах важких аварiй, доступтсть i на-дiйнiсть контрольно-вимiрювальних прилащв на пiдставi результатiв чисельного моделювання i даних про умови гарантовано! працездатносп облад-нання.
Список лггератури
1. Examination of Accident at Tokyo Electric Power Co., Inc.'s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and Proposal of Countermeasures. JNTI, 2012.304 р.
2. Fukushima Daiichi Nuclear Accident Update (22 March, 23:15 UTC). IAEA Alert Log. IAEA.
3. RELAP5/MOD3 Code Manual, Volume I: Code structure, system models, and solution methods. Report NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, EGG-2596. Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1995.
4. SCDAP/RELAP5/MOD3. 1 Code Manual, Vol. 4: MATPRO A Labrary of Materials Propirties for Light-Water-Reactor Accident Analysis. Report NUREG/CR-6150. Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1993.
5. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual. Sandia National Laboratories. Albuquerque, New Mexico, USA 87185-5800, 1993.
6. Examination of accident at Tokyo Electric Power Co., Inc.'s. Fukushima Daiichi Nuclear Station and Proposal of Countermeasures // JNTI, 2012. - Р. 35 - 42.
7. Повреждение топлива на АЭС Фукусима Дайичи, вызванное землетрясением и цунами [Электронный ресурс] // WANO SOER. - 2011. -
№ 2. - С. 1 - 8. - Режим доступа: http://news.meta.ua/metka:WANO/.
8. K. Wey, E. Wigner. Radiation from Fission Products. Phys. Rev. 1946. V. 70, № 1-2. P. 115-130.
9. IAEA, Preliminary summary report IAEA international peer review missiom sn mid-and-long-term roadmap towards the decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power station units 1-4. -Japan, 25 Nov. -4 Dec. 2013.
10. Азаров C.I. Аналiз аварп на АЕС Fuku-shima-Daiichi / Азаров C.I. Задунай О.С. Евла-нов В.М. // The scientific heritage, No 27 (2018), Р.1. Budapest, Hungary. с.41-49.
11. Азаров C.I. Порiвняльний аналiз резуль-тапв моделювання тяжко! аварп в CTcreMi охолод-
жения басейну витримки з ввдпрацьованим ядер-ним паливом / Азаров С.1. Задунай О.С. // The scientific heritage, No 25 (2018). Р.1. Budapest, Hungary. с 51-58.
12. Baker L. Studies of metal-water reactions at hight temperatures. III Experimental and theoretical of the zirconitim-water reaction / Baker L., Just L. // ANI-6548-196. - 1976. - Р. 20 - 56.
13. Brown A.F. The kinetics of total oxygen uptake in steam oxidized zircaloy-2 in range 1272-1673K / Brown A.F., Healen T. // J. Nucl. Mater. -1980. - Vol. 88, № 1. - P. 1-6.
14. Бартльме Ф. Газодинамика горения. Москва: Энергоатомиздат, 1981. 280 с.
ИЗУЧЕНИЕ СПОСОБНОСТИ КОЛЛЕКЦИОННЫХ ШТАММОВ ВИННЫХ ДРОЖЖЕЙ СТИМУЛИРОВАТЬ / ИНГИБИРОВАТЬ РАЗВИТИЕ МОЛОЧНОКИСЛЫХ БАКТЕРИЙ
Иванова Е.В.
кандидат технических наук, ведущий научный сотрудник отдела микробиологии Федерального государственного бюджетного учреждения науки «Всероссийский национальный научно-исследовательский институт виноградарства и виноделия «Магарач» РАН, Ялта
STUDYING THE ABILITY OF COLLECTIBLE WINE YEAST STRAINS TO STIMULATE / INHIBIT THE DEVELOPMENT OF LACTIC-ACID BACTERIA
Ivanova E. V.
Cand. Techn.Sci., Leading Researcher of the Department of Microbiology Federal State Budget Seientific
Intstitution All-Russian National Research Institute of Viticulture and Winemaking Magarach of RAS, Yalta
Аннотация
При совместном культивировании винных дрожжей и молочнокислых бактерий (МКБ) выявлены штаммы, стимулирующие и ингибирующие развитие МКБ. Ингибирующее на МКБ действие штамма винных дрожжей проявляется только при их совместном культивировании и не связано с «киллер-фактором». Для сбраживания высококислотных сусел и скорейшего прохождения процесса яблочно-молочного брожения рекомендованы штаммы винных дрожжей, стимулирующие развитие МКБ.
Abstract
The co-culture of wine yeast and lactic-acid bacteria (LAB) revealed strains stimulating and inhibiting the development of LAB. It is demonstrated that the nature of the relationship between the yeast and lactic-acid bacteria depends on both partners. The LAB inhibiting effect of a wine yeast strain is manifested only under co-cultivation and is not associated with a "killer factor". Wine yeast strains that stimulate LAB development are recommended for high acid musts fermentation and speedy completion of the malolactic fermentation process.
Ключевые слова: совместное культивирование, фенотип, яблочно-молочное брожение
Keywords: co-cultivation, phenotype, malolactic fermentation
Одним из важных регулируемых показателей качества столового вина является титруемая кислотность, количественный и качественный состав органических кислот, так как они значительно влияют на вкусовую гармонию и устойчивость вина к бактериальным помутнениям [7].
Сведения о качественном и количественном составе органических кислот особенно необходимы при выборе способа снижения титруемой кислотности в высококислотных виноматериалах [3]. Если в сусле достаточный запас яблочной кислоты, то преимущество отдают биологическим способам, если значительно преобладает винная кислота - химическим способам.
Наиболее признанным для кислотопонижения при производстве столовых вин является биологический способ, основанный на жизнедеятельности
молочнокислых бактерий (МКБ), которые способны вызывать яблочно-молочное брожение, в результате чего двухосновная яблочная кислота превращается в одноосновную молочную, снижая массовую концентрацию титруемых кислот. В тех случаях, когда перерабатывается виноград с низкой титруемой кислотностью, наоборот, усилия виноделов направлены на предотвращение этого процесса.
Зная количество яблочной кислоты в сусле, можно заведомо предпринимать меры по ее сохранению или утилизации, создавая соответственно условия либо для ингибирования, либо для стимулирования процесса яблочно-молочного брожения. Таким образом, молочнокислые бактерии могут
