Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50 тема диссертации и автореферата по ВАК 05.14.03, кандидат технических наук Семидоцкий, Иван Иванович

Диссертация и автореферат на тему «Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50». disserCat — научная электронная библиотека.
Автореферат
Диссертация
Артикул: 334512
Год: 
2007
Автор научной работы: 
Семидоцкий, Иван Иванович
Ученая cтепень: 
кандидат технических наук
Место защиты диссертации: 
Димитровград
Код cпециальности ВАК: 
05.14.03
Специальность: 
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
Количество cтраниц: 
142

Оглавление диссертации кандидат технических наук Семидоцкий, Иван Иванович

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ - ПРОШЛОЕ, НАСТОЯЩЕЕ, БУДУЩЕЕ (аналитический обзор).

1.1 Корпусные кипящие реакторы - одно из основных направлений в ядерной энергетике 20 и 21 веков.

1.1.1 Зарубежные проекты Вопыт эксплуатации.

1.1.2 Развитие проектов В\УТЕ1 и их применение в энергетике 21 века.

1.1.3 Развитие направления ВВРК в СССР и России.

1.2 ВК-50 - российский проект корпусного кипящего реактора.

1.2.1 Особенности реактора.

1.2.2 Опыт эксплуатации реактора.

1.2.3 Значение реактора ВК-50 для создания проектов новых реакторов и в целом для развития ядерной энергетики.

1.3 Обеспечение безопасной и экономически выгодной эксплуатации реактора ВК-50 путем реализации системы организационно-технических мероприятий и теоретических исследований.

1.3.1 Выполнение современных требований нормативной базы по безопасности -основа для теоретико-экспериментальных исследований по безопасности.

1.3.2 Создание новых систем безопасности - необходимое условие для дальнейшей эксплуатации.

1.3.3 Анализ опыта эксплуатации, создание верифицированных математических моделей установки - основа для создания новых проектов безопасных корпусных кипящих реакторов.

Введение диссертации (часть автореферата) На тему "Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50"

Тема диссертационной работы.

В начале XXI столетия, согласно данным МАГАТЭ, в мире действует более 441 ядерного энергоблока, на которых производится около 16% от общего производства электроэнергии. Примерно такая же величина от общего производства электроэнергии приходится на долю АЭС России [1]. В целом темпы развития ядерной отрасли определяются рядом факторов, наиболее устойчивым из которых является объективная необходимость опережающего по сравнению с другими отраслями развития энергетической базы. Соблюдение этого условия является ведущим фактором повышения жизненного уровня, производительности труда, сокращения трудоемкости производства, улучшения условий труда и быта, т.е. качества жизни в целом. При этом соблюдение данной закономерности является не только условием поддержания устойчивой экономики, но и условием выхода из ее кризиса, если таковой имеет место, как, например, в России.

Тем не менее, в целом за прошедшие полвека ядерная энергетика не заняла своего потенциального места в энергетике и пришла в состояние выживания на энергетическом рынке [2]. Первая причина данной ситуации -неопределенность оценки ресурсных и экологических пределов роста традиционной энергетики, которая стимулирует изучение, но не крупные вложения в развитие новых источников энергии, ядерных и возобновляемых.

Вторая причина является следствием резкого противоречия между требованиями экономики и безопасности, сложившегося в силу таких факторов, как [3]: аварии на АЭС Три Майл Айленд и на Чернобыльской АЭС, а также более недавней аварии в Токай-Мура, в Соединенных Штатах наблюдается существенное превышение начальных смет расходов на строительство ядерных электростанций, что является следствием чрезмерного государственного регулирования в электроэнергетической отрасли и низкого качества управления в этом секторе, не была решена проблема долговременного хранения и утилизации отработавшего топлива и высокорадиоактивных отходов, развертывание ядерных технологий, использующих наработки военных ядерных программ, было проведено слишком быстро, раскол" 1970-х годов между США и многими другими государствами, имеющими существенные ядерные энергетические мощности (напр., Францией, Великобританией, Россией, Японией), относительно использования плутония препятствовал дальнейшему развитию топливного цикла, в особенности, разработке технологий следующего поколения, которые могли бы лучше решать упомянутые выше вопросы, уменьшение государственного регулирования электроэнергетических отраслей во многих странах препятствует развертыванию новых мощностей в ядерной энергетике, требующему больших первоначальных капиталовложений (даже при относительно низких эксплуатационных затратах), привлечение общественного внимания к международному терроризму после 11 сентября 2001 года повысило уровень озабоченности относительно безопасности объектов ядерного топливного цикла, например, хранилищ отработанного ядерного топлива, как возможных целей акций массового устрашения (т.н. «грязные бомбы»).

В этих условиях ключевым моментом реализации потенциала ядерной энергетики является разрешение противоречия между требованиями экономики и безопасности. Обоснование безопасности становится важным элементом продления лицензий действующих установок и проектных разработок эволюционных и инновационных ЯЭУ.

Стремительное расширение спектра процессов и явлений, рассматриваемых при обосновании безопасности, делает такой анализ комплексным. С одной стороны, невозможно обойтись без математического моделирования сложных явлений, многие из которых не могут воспроизводиться непосредственно на действующих установках по соображениям безопасности. С другой стороны, уровень современного моделирования таков, что требуется тщательная верификация расчетных моделей по данным, полученным непосредственно на полномасштабных установках.

Данные положения в полной мере относятся к ИЯУ ВК-50, а уникальный характер этой установки в практике отечественного реакторостроения лишь усиливает их. Все это определило комплексный (расчетно-экспериментальный) характер исследований по обоснованию безопасности ИЯУ ВК-50 и, соответственно, тему данной работы.

Актуальность исследования определяется местом и ролью ВВРК в современной и будущей ядерной энергетике и высоким уровнем современных требований к качеству и глубине воспроизведения исследуемых с помощью математических моделей динамики ЯЭУ процессов и явлений.

Корпусные кипящие реакторы, как показывает мировой опыт, обладают значительным потенциалом для успешного решения указанного противоречия между экономикой и безопасностью. Это связано с их относительной дешевизной при наличии высокого уровня свойств внутренней безопасности (простота конструкции, отрицательный паровой эффект реактивности, надежность охлаждения активной зоны, связь между расходом теплоносителя и мощностью и т.д.). Соответственно, ВВРК являются основой ряда эволюционных и инновационных проектов установок большой, малой и средней мощности, а международные программы создания усовершенствованных (advanced) легководных реакторов поколения III+ в конце XX начале XXI в.в. реализовались вводом в действие именно ABWR (Kashiwazaki-Kariwa №6, 1996 г.)

По мере снижения мощности энергоблока на основе ВВРК с естественной циркуляцией теплоносителя в активной зоне растет его конкурентоспособность по сравнению с другими ЯЭУ такой же мощности, расширяются возможности применения пассивных систем безопасности, модульных блоков и интегральной компоновки первого контура. Соответственно, вопросы статики, динамики, работы пассивных систем безопасности и безопасности в целом таких ВВРК являются объектом исследований за рубежом, например, в рамках проекта по созданию 8В\УЯ.

Реакторы данного типа будут создаваться и в рамках утвержденной Правительством России Федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» (утв. Постановлением Правительства РФ от 6 октября 2006г. №605, направление 4, мероприятие 29).

Чтобы удовлетворить требованиям к качеству расчетного моделирования ВВРК, необходима концентрация усилий специалистов ядерной отрасли в целом. Одним из следствий такой концентрации является создание сравнительно небольшого числа расчетных кодов, представляющих наиболее универсальную и апробированную форму базы знаний в соответствующей области.

Спецификой применения этих баз знаний на современном этапе является то, что создаваемые с их помощью модели сами по себе представляют сложные для идентификации объекты с трудно предсказуемыми и иногда индивидуальными свойствами. Эти свойства могут зависеть как от используемого кода, так и от опыта и квалификации пользователя.

Цепочка факторов, создающих такую неоднозначность, выглядит следующим образом. Используемый код (версия кода) определяет: базовую систему дифференциальных уравнений в частных производных (законы сохранения); замыкающие соотношения (специфику описания отдельных явлений); способ преобразования базовой системы уравнений и замыкающих соотношений в дискретную форму по пространственным и временной координатам.

Расчетчик определяет: конкретный вид расчетной схемы (схему нодализации); набор моделей (в рамках предоставляемых кодом возможностей), которые, по его мнению, необходимы для обеспечения адекватности модели исследуемому объекту.

В настоящее время вышеперечисленные составляющие процесса моделирования имеют полуэмпирический характер, находятся в стадии становления и потому могут заметно различаться. Чтобы свести связанную с этим неоднозначность к минимуму, разработаны сложные и многоступенчатые процедуры верификации как расчетных кодов, так и создаваемых на их основе моделей.

Значимым этапом становления этих процедур явилось создание матриц верификации для реакторов ВВЭР и РБМК, являющихся базовыми установками для «большой» отечественной ядерной энергетики. В эти матрицы включено такое явление, как взаимосвязь нейтронной кинетики и теплогидравлики. Разработка и опыт верификации отечественных кодов ТРАП-97 [133], КОРСАР [139], РАДУГА [65], БАГИРА [66], РАТЕГ [67] и других выявили, с одной стороны, важность этого явления, и недостаточную его изученность и дефицит соответствующих экспериментальных данных для верификации моделей - с другой стороны.

Выходом из этого положения, как отмечено в решении № С3-73 секции № 3 "Динамика, теплогидравлика и безопасность реакторов и АЭС" НТС № 1 Росатома от 6 октября 2005 г. представляется привлечение для верификации кодов опытных данных отечественного исследовательского корпусного кипящего реактора ВК-50.

Целью работы является научно-техническое обоснование безопасности ИЯУ ВК-50. Для достижения цели работы автор решал следующие задачи:

1) выбор математического инструмента для расчетного анализа безопасности ИЯУ ВК-50;

2) создание математической модели этой установки на основе теплогидравлического кода улучшенной оценки 11ЕЬАР5/МСЮ3.2 и верификация разработанной модели с привлечением данных экспериментальных режимов ИЯУ ВК-50;

3) расчетное обоснование безопасности ИЯУ ВК-50 с учетом выполнения комплекса работ по повышению ее безопасности;

4) обобщение опыта моделирования установки применительно к задачам создания новых проектов водоохлаждаемых реакторов.

Объектом исследования в широком смысле являются закономерности нейтронно-физических, тепловых и гидравлических процессов в объектах ядерной техники, проблемы моделирования этих процессов, программные комплексы, обеспечивающие расчетное обоснование безопасного функционирования объектов ядерной техники. В более узком понимании это нестационарные аварийные и переходные режимы в ЯЭУ с различной степенью обратной связи между теплогидравлическими и ядерными процессами в условиях протекания через активную зону реактора двухфазной пароводяной смеси.

Предметом исследования являются вопросы создания математической модели динамики ВВРК с естественной циркуляцией теплоносителя и использования этой модели для обоснования безопасности реактора ВК-50 и других установок такого типа.

Методологической и теоретической основой исследования служат труды отечественных и зарубежных специалистов, посвященные динамике ядерных реакторов и представляющие сравнительно молодую отрасль знания (первые работы по кинетике нейтронов, например, относятся к 1939 г.).

Фундаментальные теоретические исследования в области динамики ядерных реакторов связаны в первую очередь с исследованиями вопросов устойчивости стационарных режимов работы ЯЭУ. За рубежом это работы Banerjjee S, Xancox W.T, Делайе Дж., Уоллиса и др. В СССР теоретические и прикладные вопросы динамики ЯЭУ исследовались в работах Шевелева Е.В., Крамерова А.Я (ИАЭ), Сабаева Е.Ф., Смирнова Л.В.(ННГУ) Митенкова Ф.М., Моторова Б.И (ОКБМ), Шихова С.Б., Крянева A.B. (МИФИ), Горяченко В.Д. (МГУ).

Появление в 50-е годы быстродействующих ЭВМ привело к быстрому развитию вычислительной математики и методов математического моделирования и в конечном итоге - появлению системных кодов. Так появились известные зарубежные коды улучшенной оценки RELAP, TRAC, RETRAN(CIIIA), ATHLET (Германия), CATHARE (Франция), APROS (Финляндия), ТНУБЕ(Япония), CATHENA (Канада).

В СССР расчетные обоснования проектов ЯЭУ велись с самого их начала. Так, в 50-е Майоров J1.B. (ИПМ АН СССР) создал комплекс программ для расчета термализации нейтронов и использовал его для сравнения теории с известными экспериментами Мостового из ИАЭ. Т.А. Гермогенова создала методы расчета и комплекс программ для расчета двумерного ядерного реактора в многогрупповом диффузионном приближении для машины М-20. Эти программы в 1958-1961 г.г. использовались для расчета ректоров различного назначения, в том числе и космических реакторов и ядерных ракетных двигателей.

В 60-е годы произошел качественный скачок, связанный с массовым внедрением в проектирование реакторов ЭВМ. В ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» под руководством Спасскова В.П. была создана группа расчетчиков, занимавшихся моделированием динамики самых различных аппаратов, в том числе и ВК-50. Результатом деятельности специалистов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» стал обширный пакет расчетных кодов, в том числе известного кода ВВЭР ТРАП (Зайцев С.И,.и др.). Программы комплексного расчета динамики РУ были созданы в ОКБМ (РАСНАР, Фальков А.А., Самойлов О.Б. и УРОВЕНЬ/МБ-3). Дальнейшим развитием этих кодов явился пакет ТИГР-1 (совместно с РНЦ КИ, Никипорец Ю.Г.). В АЭП создан код РАДУГА (Кавун О.Ю.).

Специализированные под проблематику расчета устойчивости ВВРК программы были созданы в ряде организаций: Плютинский В.И, Леппик П.А., Павлов С.П. (МЭИ), Спассков В.П. (ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Смирнов Л.В. (НГТУ). Однако это были программы первого поколения со всеми связанными с этим недостатками и ограничениями.

К числу наиболее продвинутых отечественных теплогидравлических кодов нового поколения следует отнести: БАГИРА (ВННИАЭС, Крошилин А.Е.), РАТЕГ (ВННИЭФ, Самигулин М.С.), КОРСАР (НИТИ, Мигров Ю.А.), SERPENT (РНЦ КИ, Устинов B.C.).

Использование современных кодов нового поколения для решения вопросов динамики и безопасности установки типа ИЯУ ВК-50 представляет основу метода исследования данной диссертационной работы. Информационную базу исследования составили: научные данные, опубликованные в специализированных периодических отечественных и зарубежных изданиях; монографии и книги ведущих отечественных и зарубежных специалистов; материалы отраслевого семинара по динамике ЯЭУ, международных конференций; материалы заседаний клуба «ТЕРМОКОД» (организатор РНЦ КИ, Проклов В.Б., Москалев A.M., Пылев С.С.), сыгравшего большую роль в процессе распространения и освоения в организациях Минатома зарубежных кодов нового поколения.

Специфический и сравнительно новый вид источников информации составила документация разработчиков современных кодов улучшенной оценки, с которой автор данной работы познакомился как пользователь и эксперт в ходе экспертизы кодов КОРСАР/ВВЭР, RELAP/BB3P, RELAP/PBMK. Ценным источником информации явились материалы различных отечественных и зарубежных организаций, рассматривавшиеся на заседаниях секции №2 совета по аттестации ПС, в которых автор участвовал как член секции от ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР».

Значительный объем сведений был получен в процессе выполнения автором стандартных задач повторного залива, организованных в ГНЦ РФ ФЭИ группой ведущих специалистов этой организации (Сергеев В.В., Калякин С.Г., Гальченко Э.Ф. и др.). В этих экспериментах особенно наглядно проявляются ограничения, связанные с одномерностью современных «сквозных» теплогидравлических кодов. Масштабный фактор и особенности закризисного режима теплообмена проявились также и в ходе расчетного анализа экспериментальных режимов серии «МАЛАЯ ТЕЧЬ», проведенных на установке МИР-М1 (Махин В.М., Шулимов ВН. и др.).

Концентрированным источником сведений по концепциям безопасности, связанным с этим нормам, правилам, законам явились работы с участием автора по подготовке ТОБ и ООБ реакторных установок НИИАР с водяным теплоносителем: ВК-50, СМ-2, МИР, РБТ.

Наиболее тщательные, длительные и объемные исследования автора были связаны с изучением и анализом данных экспериментальных режимов ИЯУ ВК-50, в том числе - экспериментов по динамике этой установки, проведенных с непосредственным участием автора в период 80-х годов, а также в начале текущего десятилетия. В ходе анализа широко использовались ИНТЕРНЕТ -данные по проблематике BWR, ВВЭР, РБМК, расположенные на общедоступных сайтах различных зарубежных и отечественных организаций.

При установлении автором особенностей кода RELAP5/MOD3.2 важную роль сыграли семинары, организованные в 2001 г. при поддержке Проклова В.Б. в РНЦ КИ, при поддержке Соловьева C.JI. - в ОЦРК, а также совместные с

НИКИЭТ работы по использованию данных ИЯУ ВК-50 для верификации кода ROSA (Кузнецов Ю.Н., Алексеев А.И., Павлов С.П.). Чрезвычайно полезными оказались также дискуссии со специалистами ОКБМ (Фальков A.A.), НИТИ (Мигров Ю.А., Юдов Ю.В.), ОКБ «Гидропресс» (Зайцев С.И., Москалев A.M.) по проблемам моделирования карт режимов течения в современных теплогидравлических кодах.

Научная новизна исследования связана со следующими особенностями современного этапа исследований динамики ЯЭУ: широким применением математических методов моделирования на основе современных технологий ЭВМ; адекватность моделей реальному объекту обеспечивается выбором системы базовых уравнений и замыкающих соотношений лишь частично, т.е. для ограниченного круга процессов, явлений и диапазона изменения основных параметров моделируемого объекта; модели не являются универсальными и сами представляют сложные для анализа объекты с индивидуальными и зачастую трудно предсказуемыми свойствами.

Сложным и малоизученным вопросом является задача использования опытных данных реактора ВК-50 для исследования безопасности реакторов ВВЭР, составляющих в настоящее время и в длительной перспективе базу отечественной ядерной энергетики. Фундаментальной основой такого использования является то, что в аварийных условиях в циркуляционном контуре реактора ВВЭР нестационарные процессы протекают преимущественно в двухфазном теплоносителе. Исследования автора представляют развитие этого хорошо известного положения на той основе, что в реакторе ВК-50 используются твэлы ВВЭР, а рабочие условия в активной зоне соответствуют пузырьковому, снарядному и дисперсно-кольцевым режимам течения, характерным для аварийных условий ВВЭР.

Таким образом, научная новизна работы состоит в том, что в ней: создана расчетная модель ВВРК типа ВК-50 с всережимной естественной циркуляцией теплоносителя, проведен расчетный анализ безопасности установки; экспериментальные и расчетные исследования проведены для малоизученной области низкого (3.5 МПа) рабочего давления; BWR (а до 1986 г. и ВК-50) эксплуатируются при значительно более высоком (около 7 МПа) давлении; исследовалась установка с модернизированной (переход на конструкцию TBC с повышенным водно-топливным отношением) активной зоной и новыми системами безопасности; расширена область верификации широко используемых в России зарубежных теплогидравлических кодов улучшенной оценки; осуществлена верификация разработанной на базе компьютерной программы контурной теплогидравлики RELAP5/MOD3.2 расчетной модели ИЯУ ВК-50 по данным интегральных экспериментов на этой установке, характеризующихся различной степенью взаимосвязи ядерных и теплогидравлических процессов; определены важные для моделирования стационарных и нестационарных процессов в ИЯУ с естественной циркуляцией теплоносителя особенности, присущие широко используемой в России версии кода RELAP5/MOD3.2; уточнена область применения кода RELAP5/MOD3.2, указаны методы расширения этой области для решения задач безопасности ВВРК.

Практическая значимость работы заключается в том, что в ней: экспериментальными и расчетными методами подтверждены присущие установке типа ВК-50 внутренние свойства безопасности, что важно для решения задач выбора прототипа и проектирования ЯЭУ малой и средней мощности с водяным теплоносителем; расчетные исследования автора определили содержание главы «Анализ безопасности» отчета по обоснованию безопасности, на основе которого получена лицензия на продление эксплуатации данной установки. Это позволило сохранить ИЯУ ВК-50 как уникальную базу для дальнейших научных исследований, составляющую неотъемлемую часть всего реакторного комплекса института и отрасли и как объект для производства электроэнергии и тепла, социально значимый для коллектива НИИАР и города; результаты расчетных и экспериментальных исследований автора использованы в НИИАР при повышении безопасности ИЯУ ВК-50 путем разработки дополнительных систем безопасности, при проведении аттестации кодов RELAP5/BB3P (учтены установленные автором особенности модели гидроаккумулятора ACCUM) и RELAP5/PBMK, а в НИКИЭТ - при проведении НИОКР по проблематике реактора ВК-300.

Достоверность результатов и обоснованность выводов определяются: использованием фундаментальных физических и математических моделей двухфазного неравновесного теплоносителя, заложенных в современных теплогидравлических кодах улучшенной оценки; сравнением результатов расчетов с данными интегральных экспериментов на ИЯУ ВК-50 и петлевых испытаний фрагментов твэлов ВВЭР на ИЯУ МИР; использованием процедуры кроссверификации кодов RELAP и КОРСАР; участием автора в отраслевых стандартных задачах повторного залива TBC ВВЭР с использованием им различных версий кода RELAP5/MOD3.

Апробация полученных результатов. Основные результаты диссертационной работы докладывались на-международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР» («ТЕПЛОФИЗИКА-98»); отраслевых конференциях «Гидродинамика и безопасность АЭС» («ТЕПЛОФИЗИКА-99»), «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)» («ТЕПЛОФИЗИКА-2001»); Научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация кодов» (Сосновый бор, 2004); Международном семинаре «Супервычисления и математическое моделирование» (Саров, 2004); 4-й международной научнотехнической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005); отраслевом семинаре по динамике ЯЭУ «Водяной кипящий реактор: опыт эксплуатации, динамика и безопасность» (Димитровград, 2005). Личный вклад автора состоит: в освоении, внедрении в НИИАР расчетных кодов ЯЕЬАР и КОРСАР; в разработке расчетной схемы ВВРК ВК-50 на основе теплогидравлического кода КЕЬАР5/МОБ3.2, а также моделей активной зоны ИЯУ ВК-50 на основе кода КОРСАР; в систематизации имеющихся экспериментальных данных по режимам ИЯУ ВК-50 применительно к задачам верификации теплогидравлических расчетных кодов улучшенной оценки; в верификации разработанной модели по данным интегральных экспериментов на ИЯУ ВК-50, определении основных ограничений на область ее применения; все расчеты, результаты которых излагаются в диссертации, выполнены непосредственно автором.

Расчетные данные автора использованы при подготовке ООБ ИЯУ ВК-50, включая оценку радиологических последствий аварий. Автор непосредственно участвовал в организации и проведении экспериментов по изучению статических и динамических характеристик реактора ВК-50.

Автор выражает глубокую признательность д.т.н. В.М. Махину, осуществлявшему научное руководство этой работой, заместителю директора ИПБ ЯЭ РНЦ КИ, к.т.н. В.Б. Проклову, директору отделения комплексных разработок ФГУП НИКИЭТ, д.т.н., профессору Ю.Н. Кузнецову, начальнику отдела №11 НИТИ, к.т.н. Ю.А. Мигрову, начальнику ИЯУ ВК-50, к.т.н. В.М. Ещеркину за неизменный интерес и активную поддержку проводимых автором данной работы исследований.

На защиту выносятся следующие основные положения:

1. Методический подход (использование теплогидравлического кода улучшенной оценки 11ЕЬАР5/МСЮ3.2) к формированию расчетной модели ИЯУ ВК-50.

2. Разработанная на основе кода 11ЕЬАР5/М(ЮЗ .2 расчетная модель установки ВК-50.

3. Результаты верификации модели.

4. Результаты расчетного анализа по этой модели безопасности ИЯУ ВК

50.

Заключение диссертации по теме "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации", Семидоцкий, Иван Иванович

Рис.6. Основные результаты расчетного анализа запроектных аварий (большая течь).

При полном отказе всех активных средств (в работе только одна пассивная система подачи в реактор охлаждающей воды - САВР) осушение активной зоны ожидается на 10-й минуте процесса. До этого момента температура твэлов монотонно снижается, а затем начинает возрастать. Пороговое значение 950 °С достигается на 20-й минуте. В целом САВР задерживает процесс обезвоживания и начала разогрева активной зоны на 8 мин.

Включение на временном интервале 6.8 мин, на котором имеют место основные потери теплоносителя из корпуса, подпитки от одного из двух каналов активной системы аварийного охлаждения реактора (САОР) исключает перегрев твэлов. Таким образом, пассивные и активные элементы защиты от потери теплоносителя являются эффективными средствами как ограничения последствий запроектных аварий, так и перехода проектных аварий в запроектные.

3.6 Заключение по результатам расчетного анализа безопасности

В проектных авариях совокупность разработанных на ИЯУ В К-5 0 систем безопасности обеспечивает следующие функции безопасности (с учетом принципа единичного отказа): останов реактора; отвод остаточных тепловыделений от активной зоны; аварийное охлаждение активной зоны.

Выполняются как основной приемочный критерий - непревышение максимальной температурой оболочки твэлов значения 1200 °С, так и дополнительный - непревышение максимальной температурой оболочки твэлов значения 950 °С, выше которого возможна разгерметизация оболочки для сплава 2г+1%]\[Ь в условиях дальнейшего разогрева зоны или ее повторного залива.

В запроектных авариях при полном отказе всех систем подпитки реактора проектный предел по температуре оболочки будет достигнут на 17-й минуте процесса, что определяется относительно невысоким (не более 2 °С/с) темпом разогрева активной зоны при ее обезвоживании. При работе только пассивной системы - САВР - этот предел будет достигнут на 27-й мин. Таким образом, оперативный персонал располагает достаточным временем для ввода в действие любого из активных каналов аварийного охлаждения реактора.

Включение на временном интервале 6.8 мин одного (из двух) канала САОР предотвращает осушение активной зоны и формирование «горячего пятна». Таким образом, САОР является эффективным средством управления тяжелыми авариями с большими течами и резко снижает вероятность повреждения в них активной зоны. Пассивные и активные элементы защиты от потери теплоносителя являются эффективными средствами как ограничения последствий запроектных аварий, так и перехода проектных аварий в запроектные. Эффективность систем основана на использовании внутренних свойств безопасности, таких как всережимная естественная циркуляция теплоносителя, отрицательные обратные связи и связанное с этим саморегулирование и самоограничение мощности, относительно низкая энергонапряженность активной зоны.

Глава 4. РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ОПЫТА МОДЕЛИРОВАНИЯ ИЯУ ВК-50 ДЛЯ РАЗРАБОТКИ ПРОЕКТОВ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ И СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ НА ОСНОВЕ ВВРК С ВСЕРЕЖИМНОЙ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Важнейшим результатом эксплуатации ИЯУ ВК-50 является доказательство надежности и безопасности ее работы по схеме с естественной циркуляцией и прямым циклом, отличающейся внутренней безопасностью, простотой и экономичностью. Этот подход, как отмечалось, используется в отечественных проектах ВВРК малой и средней мощности, а за рубежом 1 ООО МВт и более. Схема прямого цикла используется также в проектах водяного реактора с закритическими параметрами.

Следует отметить, что в отличие от своих зарубежных аналогов (например, BWR Dodewaard), рабочее давление в которых составляло не менее 7 МПа, ИЯУ ВК-50 эксплуатировалась в течение длительного времени и при значительно более низком (4, 5 МПа) давлении. Соответственно, заметно шире область исследованных на ВК-50 статических и динамических режимов работы установок такого типа.

Далее, на ИЯУ ВК-50 изучены все основные процессы и явления, характерные для ВВРК подобного типа: гидродинамика контура ЕЦ (статическая характеристика «мощность реактора - скорость ЕЦ»; взаимосвязь теплогидравлических и ядерных явлений (статические характеристики «мощность - давление», «граница резонансной неустойчивости», переходные режимы, режимы типа предельного цикла); эксперименты с имитацией аварийных режимов типа АТ\¥8 с глубоким сбросом давления; режимы срабатывания на мощности систем аварийной защиты, основанной на разных принципах действия, в том числе с вводом борного раствора; автоколебательные режимы с различным вкладом низкочастотной и высокочастотной составляющих мощности, включая режим с близким к разрыву контуром естественной циркуляции; нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность различных активных зон.

Тем самым имеется экспериментальная база для подтверждения основных решений, закладываемых в вышеперечисленные проекты установок.

Если отвлечься от важных для решения конкретных задач особенностей конкретной версии кода КЕЬАР5/МСЮ3.2, установленных автором, то опыт автора по разработке, тестированию и верификации динамической модели ИЯУ ВК-50 на основе зарубежного теплогидравлического кода улучшенной оценки КЕЬАР5/МСЮЗ, результаты обзора зарубежного опыта моделирования В\¥11 показали следующее: математические модели технических систем с ядерными реакторами, разрабатываемые на основе современных теплогидравлических кодов, являются сложными объектами с индивидуальными особенностями, идентификация которых представляет самостоятельную задачу; адекватность свойств реального объекта (в данном случае корпусного кипящего реактора) и его математической модели во всем диапазоне частот, характеризующем рабочие, переходные и аварийные режимы, в настоящее время кодами не обеспечивается; обеспечение адекватности «модель - объект» даже для ограниченной области процессов и явлений требует привлечения для тестирования и настройки экспериментальных данных с действующих установок; процессы моделирования и разработки кодов взаимосвязаны и поэтому могут быть эффективным только при организации взаимодействия разработчика и пользователя кода.

Исходя из этих положений, автор данной работы считает, что обоснование на уровне современных требований проектов установок на основе ВВРК (например, АСММ типа ВК), невозможно без создания отечественного теплогидравлического кода, способность которого решать вопросы динамики корпусных кипящих реакторов должна быть обоснована с привлечением данных экспериментальных режимов ИЯУ ВК-50.

Действительно, ВВРК обладают той особенностью, что малые (несколько процентов) изменения объема пара в активной зоне приводят к значительным изменениям реактивности и мощности. Эти процессы происходят в области небольших (0.10 °С) недогревов теплоносителя до состояния насыщения, для которой характерны значительные градиенты свойств двухфазной смеси и, соответственно, значительная неопределенность соответствующих замыкающих соотношений. В этих условиях использование данных интегральных экспериментов на полномасштабной установке с воспроизведением реальных связей между теплогидравлическими и ядерными процессами представляется важным этапом не только обоснования соответствующих матриц верификации, но и разработки кода.

Оптимальная последовательность работ по использованию данных экспериментальных режимов представляется следующей (рис.1). На первых этапах верифицируются модели процессов со слабой связью между теплогидравлическим и ядерными процессами в области частот, близких к частоте основного резонанса установки (1 Гц). Тем самым определяются и отсекаются» те свойства замыкающих соотношений, которые создают заметные искажения в области резонанса.

СТАТИЧЕСКАЯ Х-КА «МОЩНОСТЬ - РАСХОД» (ГИДРАВЛИКА КОНТУРА ЕЦ)

ПОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ (ТРЕХМЕРНЫЙ РАСЧЕТ СТАЦИОНАРНОЙ ЗОНЫ)

СТАТИЧЕСКАЯ Х-КА «МОЩНОСТЬ - ДАВЛЕНИЕ» (ОБРАТНЫЕ СВЯЗИ В ПРОСТЕЙШЕЙ ФОРМЕ)

УСТОЙЧИВЫЕ (У> 0,3 с1) ПЕРЕХОДНЫЕ РЕЖИМЫ ВВОД БОРНОГО РАСТВОРА РЕЖИМ АВТОКОЛЕБАНИЙ НИЗКОЙ ЧАСТОТЫ

НЕЛИНЕЙНЫЕ ОБРАТНЫЕ СВЯЗИ БЕЗ РЕЗОНАНСНЫХ ЭФФЕКТОВ

СТАТИЧЕСКАЯ Х-КА «ГРАНИЦА РЕЗОНАНСНОЙ НЕУСТОЙЧИВОСТИ» НЕУСТОЙЧИВЫЕ (¥< 0,3 с"1) ПЕРЕХОДНЫЕ РЕЖИМЫ АВТОКОЛЕБАНИЯ ЗА ГРАНИЦЕЙ РЕЗОНАНСНОЙ НЕУСТОЙЧИВОСТ И

НЕЛИНЕЙНЫЕ ОБРАТНЫЕ СВЯЗИ В РЕЖИМАХ ТИПА ПРЕДЕЛЬНОГО ЦИКЛА; БИФУРКАЦИОННЫЕ ЭФФЕКТЫ

Рис. 1 Основные этапы работ по использованию данных экспериментальных режимов ИЯУ ВК-50 для верификации сопряженных кодов.

На последующих этапах исследуется влияние пространственных эффектов (трехмерного потока нейтронов) и граничных условий активной зоны на динамические характеристики системы с сильной обратной связью между теплогидравлическими и ядерными процессами. Основными анализируемыми параметрами служат граница линейной устойчивости, запас устойчивости, амплитуды и частоты осцилляций мощности за границей устойчивости.

Заключение

В представленной диссертации обобщены результаты работ, выполненных автором в течение последних 12 лет с целью повышения безопасности и продления срока эксплуатации корпусного кипящего реактора ВК-50, основными из которых являются следующие:

1) Решена сложная научно-техническая задача - создание расчетной модели корпусного кипящего реактора ВК-50, адекватно или с некоторой степенью консервативности описывающей связанные теплогидравлические и нейтронно-физические процессы, характерные для режимов с нарушением условий нормальной эксплуатации и проектных и запроектных аварий на ИЯУ ВК-50. Модель разработана на основе теплогидравлического кода улучшенной оценки RELAP5/MOD3.2.

2) Для верификации разработанной модели использованы экспериментальные данные статических и динамических режимов ИЯУ ВК-50, а также результаты специальных петлевых экспериментов по безопасности ВВЭР (эксперименты «Малая течь» на реакторе МИР, эксперименты по повторному заливу имитаторов TBC ВВЭР на стенде ГНЦ РФ ФЭИ). При этом: определены важные для моделирования установившихся и нестационарных процессов в РУ типа ВК-50 особенности, присущие широко используемой в России версии кода RELAP5/MOD3.2; оценены связанные с этими ограничения кода по моделированию взаимосвязанных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов.

3) С использованием разработанной модели обоснована эффективность дополнительных мероприятий и технических решений по повышению безопасности ИЯУ ВК-50, изучены свойства внутренней самозащищенности этой установки

4) Обоснована безопасность ИЯУ ВК-50, что позволяет сохранить ее как уникальную базу для проведения исследований по эволюционным и инновационным проектам различных ЯЭУ с водяным теплоносителем, неотъемлемую составляющую всего реакторного комплекса института и отрасли и социально значимый для коллектива НИИАР объект, производящий электричество, тепло для нужд института и города.

5) Обработанные и систематизированные экспериментальные данные по установке ВК-50, результаты верификации модели на основе этих данных и рекомендации по применению кодов улучшенной оценки важны для создания установок подобного класса (атомные станции малой и средней мощности на основе корпусных кипящих реакторов с всережимной естественной циркуляцией и прямым циклом типа ВК-50, ВК-300, ВК-50Т, ВК-12Т), а также представляют интерес для проверки кодов, решающих взаимосвязанные динамические нейтронно-физические и теплогидравлические задачи.

Важным выводом работы является заключение о целесообразности создания Российского теплогидравлического кода улучшенной оценки, способного решать задачи сопряженной теплогидравлики и кинетики нейтронов, возникающие как при обосновании проектов усовершенствованных ВВЭР, так и при проектировании АСММ на основе корпусных кипящих реакторов.

Суммируя результаты данной работы, автор защищает:

1. Методический подход (использование теплогидравлического кода улучшенной оценки 11ЕЬАР5/]УК1ЮЗ .2) к формированию расчетной модели ИЯУ ВК-50.

2. Разработанную на основе кода КЕЬАР5/МОЭ3.2 расчетную модель установки ВК-50.

3. Результаты верификации модели.

4. Результаты расчетного анализа по этой модели безопасности ИЯУ ВК-50.

Таким образом, в настоящей работе получила дальнейшее развитие и практическое применение современная методология решения одной из важнейших задач современной ядерной энергетики - обеспечение безопасной

124 эксплуатации ядерных энергетических установок, включая вопросы свойств внутренней самозащищенности, работы защитных систем, нестационарного теплообмена и гидродинамики в условиях всережимной естественной циркуляции теплоносителя, глубоких обратных связей между теплогидравлическими и ядерными процессами.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Семидоцкий, Иван Иванович, 2007 год

1. Гагаринский И. Ядерная энергетика мира в 2004 году // Ядерное общество. №6/апрель/2004-2005. С.53-55.

2. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Орлов В.В. Роль ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике России XXI века // Атомная энергия, 2004. Т.'97, вып.2. С.83-91.

3. Будущее атомной энергии: энергетика, экология, безопасность. Встреча экспертов России и США, Московский центр Карнеги, 22-24 июля 2002 г. // Internet reference: congress.dhtp.kiae.ru/www/rus/program.htm

4. Асмолов В. Атомная энергетика: реалии настоящего и взгляд в будущее //Ядерное общество. №3-4/июнь/2004. С. 16-22.

5. Гюлднер Р. Потенциал легководных реакторов для будущих АЭС // Атомная техника за рубежом, 2004. №4. С. 14-19

6. Тай А. Нестабильность реактора с кипящей водой// Некоторые вопросы ядерной энергетики: Сб. Статей / Под ред. М.А. Стыриковича. М.: Иностранная литература. 1959. С. 261-274.

7. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч. / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989.

8. Рунин В.И. Некоторые итоги и перспективы развития реакторов BWR // Атомная техника за рубежом, 1982. №8. С.22-26.

9. Джудж Ф., Якобсон Дж., Уилкинс Д. И др. Усовершенствованная конструкция BWR/6 //Атомная техника за рубежом, 1981. №6. С.32-38.

10. Kitamura Н., Okada Н., Moriya К. et al. The status of ABWR-II development // Internet reference:http://www3.inspi.ufl.edu/icapp04/4036.pdf

11. Advanced Reactor Designs // Internet reference: http:/www.toshiba.co.jp/product/abwr/english/products/reactor/abwrO 1 .htm

12. Слесарев И.С. Безопасное развитие ядерной энергетики и реакторы новых поколений //Атомная энергия. 1990. Т. 68, вып. 5. С. 315—320.

13. Новиков В.М., Игнатьев В.В., Горбунов H.H. Помогут ли новые ядерно-энергетические установки решить долгосрочные проблемы безопасности. -М.:ИАЭ им. В.И. Курчатова, 1990.

14. Новиков В.М., Смирнов И.С., Алексеев П.Н. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок). М.: Энергоатомиздат, 1993.

15. Асмолов В.Г., Сидоренко В.А. Безопасность ядерной энергетики: настоящее и гарантии на будущее // Атомная энергия, 2004. Т.96. Вып.1. С.3-23.

16. Тюнин И.Б. Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. Часть I // Атомная техника за рубежом, 2005. №1. С.3-10.

17. Тюнин И.Б. Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. Часть II // Атомная техника за рубежом, 2005. №2. С.3-11.

18. Солонин М.И. Состояние и перспективы развития ядерной энергетики России // Атомная энергия, 2003. Т.94, вып.1. С.31-36.

19. Brettschuh W., Wagner К. Germany"s next generation of boiling water reactors // Kerntechnic, 1996. V.61. P.223-235.

20. Krepper E., Schaffrath A., Aszódi A. Numerical Simulation of the Emergency Condenser of the SWR-1000 // American nuclear society, 2000. V.135, n 3.P. 267-279.

21. Мацуи К. Тенденции разработок реакторов следующего поколения и реакторов нового типа в Японии // Атомная техника за рубежом, 2004. № 9. С.24-27.

22. Эхаварри JI. Ядерная энергия в будущей устойчивой конкурентной структуре энергетики // Атомная техника за рубежом, 2003. №7. С.30-34.

23. Yang W.S. SCWR Stability Analysis// 2nd SCWR information Exchange Meeting., April 29-30. 2003 / University of Wisconsin // Internet reference: http://silver.neep.wisc.edu/~scw/SCIEM-III/SCWinstab-Yang.ppt

24. Тепловые и атомные электрические станции: Под общ. ред. В.А. Григорьева, В.М. Зорина. —3-е изд., перераб. — М.: МЭИ, 2003.

25. Куликов Е.В. Состояние и перспективы АЭС с РБМК // Атомная энергия. 1984. Т. 56, вып. 6. С. 359—365.

26. Ковалевич О.М., Сидоренко В.А., Штейнберг H.A. О проблемах обеспечения безопасности ядерной энергетики в СССР // Атомная энергия. 1990. Т. 68, вып. 5. С. 333—337.

27. Адамов O.E. Канальное направление реакторостроения: состояние и перспективы // Атомная энергия. 1994. Т. 76, вып. 4. С. 302—310.

28. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / Под общей ред. Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. - 631 с.

29. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Давыдов В.К. и др. Корпусной и канальный быстрые реакторы с охлаждением кипящей водой или водой со сверхкритическими параметрами // Атомная энергия, 2003. Т.95, вып.4. С.243-251.

30. Федеральная целевая программа "Энергоэффективная экономика" на 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 года. М., 2001, 72 с.

31. Программа Развития Атомной Энергетики Российской Федерации на 1998 2005 годы и на период до 2010 года. М.:1998.

32. Черепнин Ю.С., Роменков A.A., Хмельщиков В.В. и др. Многоцелевой ядерный реакторный комплекс РУТА-ИТ // Докл. научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке», Москва, НИКИЭТ, 20 23 июня 2006 г.

33. Антонов C.H., Ещеркин В.И., Туртаев Н.П. и др. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проектирования АТЭЦ с кипящим реактором // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. С.46-57.

34. Соколов И.Н., Крамеров А .Я., Шмелев В.Е. и др. Опытный реактор корпусного типа и некоторые результаты его энергопуска // Теплоэнергетика, 1969. №5. С.62-67.

35. Кебадзе Б. В., Плютинский В. И., Адамовский JT. А. Статистические характеристики кипящего реактора вблизи границы устойчивости // Атомная энергия. 1972. Т. 32, вып. 2. С. 407—412.

36. Адамовский JI.A., Голушко В.В., Кебадзе Б.В. Оперативный контроль устойчивости кипящего реактора с применением полярной корреляции реакторного шума // Атомная энергия. 1978. Т. 45, вып. 47. С. 295 — 296.

37. Афанасьев В.А., Кебадзе Б.В., Санковский Г.И. и др. Экспериментальное исследование устойчивости корпусного кипящего реактора ВК-50 // Атомная энергия. 1968. Т. 24, вып. 4. С.363-367.

38. Кебадзе Б.В., Плютинский В.И. Некоторые особенности автоколебательных режимов кипящего реактора // Атомная энергия. 1971. Т. 31, вып. 2. С. 89—92.

39. Афанасьев В.А., Соколов И.Н., Санковский Г.И. и др. Исследование системы автоматического регулирования АЭС с кипящим реактором // Атомная энергия, 1969. Т.25, вып.6. С.57-59.

40. Федякин P.E., Цыканов В.А., Чечеткин Ю.В. и др. Экспериментальное изучение некоторых характеристик кипящих водо-водяныхреакторов в составе станций теплоснабжения: Препринт НИИАРа. П-41(400). Димитровград, 1979,- 12 с.

41. Шмелев В.Е., Забелин А.И., Южанин В.И. и др. Технологические испытания теплофикационного стенда на реакторной установке ВК-50: Препринт НИИАРа. П-15(468). Димитровград, 1981,- 13 с.

42. Шмелев В.Е., Козин Е.В. Экспериментальное изучение переходных режимов кипящего реактора при изменениях уровня воды, давления пара и мощности: Препринт НИИАРа. П-35(488). Димитровград, 1981.- 13 с.

43. Федулин В.Н., Шмелев В.Е., Солодкий В.А. и др. Экспериментальное исследование гидродинамики тягового участка реактора ВК-50: Препринт НИИАРа. П-3(518). Димитровград, 1982.- 13 с.

44. Федулин В.Н., Шмелев В.Е., Солодкий В.А. и др. Паросодержание двухфазного потока в тяговом участке кипящего реактора ВК-50: Препринт НИИАРа. П-33(598). Димитровград, 1983.- 16 с.

45. Лещенко Ю.И., Садулин В.П.,. Семидоцкий И.И. Система контроля энерговыделения в активной зоне кипящего реактора // Атомная энергия, 1987. Т.63, вып.6. С.410-412.

46. Садулин В.П., Семидоцкий И.И., Федякин P.E. и др. Расчет энерговыделения в кипящем реакторе на основе показаний подвижных родиевых детекторов прямой зарядки: Препринт НИИАРа. П-42(450). Димитровград, 1980,- 12 с.

47. Антонов С.Н., Семидоцкий И.И., Туртаев Н.П. и др. Характеристики активной зоны реактора ВК-50 с повышенным воднотопливным отношением // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. С.3-11.

48. Семидоцкий И.И, Шмелев В.Е., Антонов С.Н. Расчетные исследования некоторых аварийных режимов реакторной установки В К-50 по коду RELAP5/MOD3 // Сб. тр. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.З. С.56-75.

49. Ещеркин В.М., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. и др. Некоторые итоги эксплуатации реакторной установки ВК-50// Там же. С.3-12.

50. Семидоцкий И.И., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. Разработка и совершенствование систем безопасности исследовательского реактора ВК-50 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. -С.22-27.

51. Антонов С.Н., Махин В.М., Семидоцкий И.И. и др. Разработка базы данных экспериментальных режимов исследовательского реактора ВК-50 // Там же. С.63-68.

52. Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Моделирование по коду RELAP5/MOD3 статических характеристик корпусного кипящего реактора ВК-50 // Сб. тез. докл. отраслевой конф. "Теплофизика-99". Обнинск: ФЭИ, 1999. С.79-81.

53. Тихонова С.П., Хватов В.А., Семидоцкий И.И. Оптимизация параметров аварийной защиты реактора ВК-50 // Там же. С. 165-167.

54. Махин В.М., Бунаков A.B., Семидоцкий И.И. и др. Верификация и аттестация теплогидравлических кодов, применяемых для обоснования безопасности исследовательских реакторов//Там же. С.210-212.

55. Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. Моделирование по коду RELAP5/MOD3.2 переходных процессов с возмущением отбора пара и подачи питательной воды в реакторе ВК-50//Там же. С. 216-218.

56. Семидоцкий И.И., Кошкина С.П. Особенности моделирования по коду RELAP5/MOD3.2 пассивных систем ввода в реактор ВК-50 раствора борной кислоты//Там же. С.52-53.

57. Махин В.М., Семидоцкий И.И. Применение кодов КОРСАР и RELAP для расчетного анализа реакторных экспериментов «Малая течь» // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Математическое моделирование физических процессов, 2004. Вып.4. С.88-93.

58. Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1996. Вып.5. С.17-39.

59. Емельяненко В.В., Жукавин А.П., Именин В.В. и др .Опыт создания комплексных математических моделей для анализа нестационарных режимов работы АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.З. С.20-41.

60. Козлов Д.И., Киселев А.Е., Проклов В.Б., Томащик и др. Моделирование протекания аварий на АЭС с ВВЭР с использованием расчетного комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/АНГАР // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2003. Вып.З. С.34-43.

61. Семидоцкий И.И. Опыт применения теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.2 для моделирования статических и динамических режимов корпусного кипящего реактора ВК-50 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. С. 28-38.

62. Кирилов П.Л. Усовершенствованный канадский ядерный реактор ACR-700 с охлаждением водой сверхкритических параметров//Атомная техника за рубежом, 2004. №1. С. 11-16.

63. Перера Дж. Разработка пассивного тяжеловодного реактора//Атомная техника за рубежом, 2005. №5. С.26-32.

64. Andersson S. ; Waaranpera Y. BWR stability testing: reaching the limit-cycle threshold at natural circulation// Trans. Am. Nucl. Soc., 1981. V.39. P. 868870.

65. Manera A., Hagen Т.Н. Stability of natural circulation-coolled boiling water reactors during startup experimental results//Nuclear technology, 2003. V.143, №1. P.77-88.

66. Zbora R., Dekruijf W. Investigating the stability characteristics of natural-circulation boiling water reactors using root loci of a reduced-order model // Nuclear technology, 2001. V.136, №3. P.301-314.

67. Van Bragt D.D.B., Van der Hagen T.H.J.J. Stability of Natural Circulation Boiling Water Reactors: Part I—Description Stability Model and

68. Theoretical Analysis in Terms ofDimensionless Groups //Nuclear technology, 1998. V.121, №1. P.40-51.

69. Кириллов П.JT. Опыт эксплуатации реакторов указывает на необходимость новых теплогидравлических исследований // Атомная техника за рубежом, 2003. № 9. С.3-9.

70. Кириллов П.Л. Основные направления научных исследований в области теплогидравлики атомных энергетических установок Часть I // Теплоэнергетика, 2005. №3. С.15-19.

71. Кириллов П.Л. Основные направления научных исследований в области теплогидравлики атомных энергетических установок. Часть 2// Теплоэнергетика, 2005. №5. С.47-51.

72. Suguri S., Susaki S. Operation experience of JPDR (Japan Power Demonstration Reactor)// Genshiryoku Kogyo, 1973. V. 19, n 1. P. 30-34.

73. Van der Hagen T.H.J.J., Stekelenburg A.J.C., Van Bragt. Reactor experiments on type-I and type-II BWR stability // Nuclear engineering and design, 2000. V200. P.177-185.

74. Huang Z., Edwards R.M. Hybrid reactor simulation of boiling water reactor power oscillations //Nuclear technology, 2003. V.143, №2. P. 132-142.

75. Букринский A.M. Развитие концепции безопасности AC России // Атомная энергия. 1994. Т. 76, вып. 4. С. 273—281.

76. Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Мохов В.А. Совершенствование проектов реакторных установок // Теплоэнергетика, 2006. №1. С.43-47.

77. Общие положения обеспечения безопасности АС при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). М:. Энергоатомиздат, 1984.

78. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973.

79. Правила ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ-04-74. М.: Атомиздат, 1976

80. Гордон Б.Г., Истомина Н.Н., Чулкова Т.Ю. Об актуальных методологических проблемах в области использования атомной энергии // Вестник Госатомнадзора России. № 6(19)-2001. С.5-11.

81. Гордон Б.Г. В тени юбилея атомной энергетики // Вестник Госатомнадзора России №2(30)-2004. С.3-6.

82. Перечень основных нормативных документов, используемых Госатомнадзором России для государственного регулирования безопасности в области использования атомной энергии (П 01 - 01 - 2003). М. 2003.

83. Гордон Б.Г. Предложения по идеологии технического регулирования в области использования атомной энергии // Вестник Госатомнадзора России № 1 (29)-2004. С.3-18.

84. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП-033-01. М. 2002 г.

85. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Леонтьев Ю.П. и др. Концепция преодоления тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика, 2004. №2. С.28-35.

86. Клименко А.В. Компьютерный комплекс оптимизационных программ (код) «TOBAS» // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.З. С.51-56.

87. Бабенко С. Новое топливо новые возможности //Ежемесячный журнал атомной энергетики России "Росэнергоатом". №9. 2003//Internet reference http://www.rosenergoatom.rU/magazine/9.2003/

88. Безлепкин В.В., Сидоров В.Г., Лукин А.В. и др. Разработка компьютерных кодов для моделирования тяжелых аварий на АЭС // Теплоэнергетика, 2004. №2. С.5-11.

89. Wolfert К., Brittain I. CSNI validation matrix for PWR and BWR thermal-hydraulic system codes // Nuclear engineering and design, 1988. VI08. P.107-119.

90. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г. Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР.-М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. -225 с.

91. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Суслов А.И. и др. Матрицы верификации теплогидравлических кодов улучшенной оценки применительно к реакторам ВВЭР // Теплоэнергетика, 2002. №11. С.42 -48.

92. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок. НП-049-03. М. 2003.

93. Егоров В.В.,Ковалевич О.М.,Кууль B.C. и др. Вопросы обеспечения безопасности атомных станций теплоснабжения // Атомная энергия, 1980. Т.48, вып.4. С.228-232.

94. Архангельский Н.В., Дикарев B.C., Егоренко П.М., Рязанцев Е.П. Повышение безопасности исследовательских реакторов // Атомная энергия. 1988. Т. 64, вып. 5. С. 331—338.

95. Колесов В.Ф., Леппик П.А., Павлов С.П. и др. Динамика ядерных реакторов / Под ред. Я.В. Шевелева. -М.: Энергоатомиздат 1990.

96. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

97. Самарский А. А., Михайлов А. П. Компьютеры и жизнь. -М.: Педагогика, 1987.

98. Калиберда И.В. Качество и надежность программных средств, используемых для обоснований безопасности в области прочности и устойчивости к внешним воздействиям // Вестник Госатомнадзора России № 1(25)-2003.

99. Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии. РД-03-34-2000. М. 2000 г.

100. Быков М.А., Зайцев С.И., Алехин Г.В. и др. Развитие программного комплекса ТРАП-97. Анализ чувствительности // Теплоэнергетика, 2006. №1. С.53-61.

101. Гордон Б.Г., Уголева И.Р. Верификация и аттестация ПС (основные задачи, актуальные проблемы) // Там же. С.3-4.

102. RELAP5/MOD3 CODE MANUAL. Volume I VII. NUREG/CR-5 535. INEL-95/0174. June 1995.

103. Mahaffy J. Brief History of Reactor Simulation // Internet reference: www.personal.psu.edu/faculty/j/h/jhm/470/lectures/l.html

104. Margolis S.G., Redfield J.A. FLASH: a program for digutal Simulation of the loss of coolant accident // WAPD-TM-534, Bettis atomic power laboratory. 1965.

105. Moore K.V., Retting W.H. RELAP2- a digital program for reactor blowdown and Power excursion analysis. IDO-17283. 1968.

106. Hotta A., Zhang M., Ninokata H. BWR regional instability analysis by TRAC/BF1 -entree II: application to Ringhals unit-1 stability test // Nuclear technology, 2001. V. 135, №1. P. 17-38.

107. Garret E.M, Samuel L.F., Key T.A. et. al. Qualification of a RETRAN-02 model for BWR transient analysis // Nuclear technology, 1983. V.61, №2. P.276-295

108. Hornyik K. Boiling water reactor stability analysis with RETRAN // Там же. P.296-312.

109. Naser J.A. Evoluation of RETRAN-02 options with Peach-Bottom data // Там же. Р.313-328.

110. Lagenbuch S., Schmidt K.D. Analysis of the pressurized water reactor main steam line break by the coupled code system ATHLET-QUBOX/CUBBOX // Nuclear technology, 2003. V.142, №2. P. 124-136.

111. Troshko A., Hassan T. VVER1000/320 operational transient simulation with the CATHARE computer program//Nuclear technology, 2000. V.131, №2. P.228-238.

112. The School of Nuclear Engineering's History // Internet reference: Purdue homepage./ https://engineering.purdue.edu/NE/AboutUs/History

113. Чуянов В.А. Кузнецов E.C. 10 лет в ОПМ - ИПМ АН СССР (19551965 г.г.) // Internet reference: www.keldysh.ru/memory/kuznecov /chujanov.htm

114. Памяти Шевелева Я.В. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1994. Вып.1. С.56-59.

115. Памяти Валентина Ивановича Спасскова // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2004. Вып.2. С.3-9.

116. Памяти Льва Николаевича Подлазова // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2003. Вып.З. С.3-5.

117. Purvis Е., Rosen S., Heymotin L. WWER accident analyses: a literature study // Proc. of the Internet. Conf. on severe accidents in nuclear power plants, Sorrento, 21-25 march, 1988. IAEA, Vienna, 1988. P.237-243.

118. Быков М.А., Зайцев С.И., Беляев Ю.В. и др. Совершенствование программно расчетного комплекса ТРАП-97. Учет пространственных эффектов в реакторе // Теплоэнергетика, 2006. №1. С.48-52.

119. Адамовский JI.A., Маркин С.А., Осипова З.Я. Математическая модель для исследования мощностной резонансной нестабильности кипящего реактора: Препринт НИИАРа. П-44(559).-М.: ЦНИИатоминформ, 1982.- 29 с.

120. Леппик П.А., Суслов A.A., Павлов С.П. РУККРЕЦ-1 —программа расчета устойчивости корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ-3667/5. М., 1982.

121. Леппик П.А., Плютинский В.И., Павлов С.П. Методика расчета частотных характеристик и анализа устойчивости кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ 3576/5. М., 1982.

122. Peng S.J.; Becker М. ; Lahey R.T. ; Podowski M.A. NUFREQ-NP: a computer code for the stability analysis of boiling water nuclear reactors // Nuclear science and engineering, 1984. V.88, №3. P. 404-411.

123. Семидоцкий И.И., Антонов C.H., Садулин В.П. Нелинейная математическая модель корпусного кипящего реактора ВК-50: Препринт НИИАРа. П-3(766).-М.: ЦНИИатоминформ, 1985.- 22 с.

124. Мигров Ю.А., Волков С.Н., Юдов Ю.В. и др. КОРСАР -теплогидравлический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика, 2001. №9. С.36-43.

125. Зенков А.Д., Янушевич Д.И., Малкин С.Д. Универсальная модель динамики РБМК для анализа безопасности и использования в полномасштабных тренажерах // Там же. /Sl.pdf.

126. Нигматулин Б.И., Мелихов О.И., Соловьев С.Л. Состояние и развитие отечественных системных теплогидравлических кодов для моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика, 2001. №3. С. 17-20.

127. Lyczkowski R.W. Characteristics and stability analysis of transient one-dimensional two-phase equations and their finite-difference approximation // Nuclear science and engineering, 1978. V.66, №3. P.378-396.

128. Беркович В. M., Малышев А. Б., Швыряев Ю. В. Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения // Теплоэнергетика. -2003. -№11.-С. 2-9

129. Скворцов С.А., Сидоренко В.А. Об атомном теплоснабжении // Атомная энергия, 1980. Т.48, вып.4. С.224-228.

130. Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. Атомиздат 1967.

131. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т.1. Элементарная теория реакторов. -М.: Атомиздат 1978.

132. Мараказов А. А., Стырин Ю.А., Суслов А. А. Расчет поля энерговыделения в активной зоне кипящего водо-водяного реактора // Атомная энергия, 1985. Т. 59, вып.1. С.9.

133. Сидоренко В. Д. Применение 4-х группового подхода к расчету решеток водо-водяных реакторов: Доклад пятого симпозиума ВМК по физике ВВЭР. Будапешт, 1976.

134. Аннотации программ, аттестованных Госатомнадзором РФ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2001. Вып.З. С.50-55.

135. Ragheb М., Uluyol О., Jones B.G. et all. Station blackout simulation model for a BWR plant // Trans. Am. Nucl. Soc., 1990. V.62. P. 362-364.

136. Благовещенский А.Я., Бор С.М., Конович М.Н. и др. Энергетические режимы работы реакторной установки с ВВЭР-1000 на естественной циркуляции теплоносителя // Теплоэнергетика, 2004. №2. С.36-42.

137. Емельянов И. Я., Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

138. Ложкин В.В., Колмаков А.П., Куликов Б.И. и др. Эксперименты по повторному заливу на модели TBC ВВЭР// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1998. Вып.1. С. 94-104.

139. Ефанов А.Д., Виноградов В.Н., Гальченко Э.Ф. и др. Верификация теплогидравлических кодов на стандартной задаче нижнего повторного залива // Теплоэнергетика. 2003. № 11. С. 16-20.

140. Махин В.М., Шулимов В.Н. Экспериментальное изучение поведения многоэлементных TBC и твэлов ВВЭР в аварийных режимах эксплуатации с потерей теплоносителя // Тр. международной конф. "Теплофизика-98". Обнинск: ФЭИ, 1998, Т.2 С.27-36.

141. Куприенко В.А., Махин В.М., Шулимов В.Н. и др. Реакторные испытания сборки твэлов с интерметаллидным топливом в режиме «Малая течь» на петле ПВП-2 реактора МИР // Там же. Т.1 С.7-13.

142. Горячев A.B., Киселева И.В., Махин В.М. и др. Результаты исследования поведения высоковыгоревших и «свежих» твэлов ВВЭР-440 в условиях аварии с осушением активной зоны // Там же. Т. 1 С.338-335.

143. Бабыкин A.C., Балунов Б.Ф., Живицкая Т.С. и др. Комплекс экспериментальных исследований в обоснование надежности охлаждения142активной зоны водоохлаждаемых реакторов при авариях типа малой и средней течи // Там же. С. 14-23.

144. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89. М.: Атомиздат, 1990.

145. Analysis of differences in fuel safety criteria for WWER and western PWR nuclear power plants. IAEA-TECDOC-1381. ISBN 92-0-112903-3. IAEA, VIENNA, 2003.

146. Nuclear Fuel Safety Criteria Technical Review (PDF) ISBN 92-6419687 // Internet reference:wwwl.oecd.org/publications/e-book/6601171e.pdf

147. Miller R.W., Sola A., McCardell R.K. et all. Report on SPERT 1 destructive test results // Trans. Am. Nucl. Soc., 1963. V.6. P. 137-141.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания.
В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.

Автореферат
200 руб.
Диссертация
500 руб.
Артикул: 334512