Разработка и расчетно-экспериментальные исследования пассивной системы аварийного отвода тепла из защитной оболочки ЯЭУ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Хизбуллин, Ахмир Мугинович

• Хизбуллин, Ахмир Мугинович
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Хизбуллин, Ахмир Мугинович

Оглавление

Условные обозначения

Введение

1 Анализ схемно-конструктивных решений систем теплоотвода от защитной оболочки применительно к судовым технологиям РУ

1.1 Требования нормативной документации

1.2 Обзор существующих решений систем теплоотвода от защитной оболочки в проектах судовых РУ

1.3 Особенности различных способов отвода тепла

из защитной оболочки ЯЭУ

1.4 Разработка предложений по конструкции системы снижения аварийного давления в защитной оболочке реакторной установки КЛТ-40С. Описание проекта системы

1.5 Выводы по главе

2 Описание крупномасштабного экспериментального стенда СПОТ ЗО

РУ КЛТ-40С

2.1 Объект испытаний

2.2 Описание испытательного оборудования

2.3 Параметры стенда

2.4 Система получения и подачи пара

2.5 Модель теплообменника - конденсатора

2.6 Емкость - модель ЗО

2.7 Трасса отвода конденсата из емкости

2.8 Подводящий и отводящий трубопроводы контура охлаждения

с арматурой

2.9 Бак-испаритель

2.10 Работа стенда

2.11 Информационно - измерительная система стенда СПОТ 30

2.12 Программный комплекс

2.13 Исследование вибрации оборудования стенда СПОТ ЗО

2.14 Хранение результатов измерений и обработки экспериментальных данных. Информационно-поисковая система «СТЭК»

2.15 Методика измерений и обработки экспериментальных данных. Оценка погрешности измеряемых и определяемых параметров

2.16 Выводы по главе

3 Результаты экспериментальных исследований на стенде СПОТ ЗО

3.1 Объем испытаний

3.2 Представительность испытаний

3.3 Обоснование проектных характеристик системы

3.4 Исследования гидродинамической неустойчивости течений

в контуре охлаждения

3.5 Выводы по главе

4 Результаты экспериментальных исследований теплоотдачи от паровоздушной смеси на поверхности 8-образных труб ТК ССАД 30

4.1 Аналитический обзор по расчетным зависимостям конденсации парогазовой смеси на теплопередающих поверхностях

4.2 Результаты обобщения опытных данных по конденсации пара из ПГСвЗО

4.3 Анализ полученных результатов

4.4 Уточнение параметров моделей по теплообмену на внешней поверхности ТК в ПС КУПОЛ-МТ

4.5 Разработка дополнительной эмпирической модели по теплообмену на внешней поверхности ТК

4.6 Выводы по главе

5 Верификация ПС КУПОЛ-МТ на базе экспериментальных исследований на стенде СПОТ ЗО

5.1 Назначение ПС КУПОЛ-МТ

5.2 Краткие сведения о методиках расчета, используемых в ПС

5.3 Краткое описание экспериментальных верификационных

режимов

5.4 Описание расчетных моделей

5.5 Результаты сравнительного анализа расчетов и экспериментов

на стенде СПОТ ЗО

5.6 Анализ чувствительности рассчитанных параметров в ЗО

к изменению исходных данных

5.7 Выводы по верификации ПС КУПОЛ-МТ

6 Расчетное обоснование безопасности РУ КЛТ-40С и РИТМ-200

с использованием ПС КУПОЛ-МТ в определяющих проектных и запроектных авариях с разгерметизацией первого контура

6.1 Описание расчетных моделей

6.2 Описание сценария максимальной проектной аварии

РУ КЛТ-40С и результаты расчета

6.3 Описание сценария запроектной аварии РУ КЛТ-40С

и результаты расчета

6.4 Описание сценария максимальной проектной аварии

РУ РИТМ-200 и результаты расчета

6.5 Описание сценария запроектной аварии РУ РИТМ-200

и результаты расчета

6.6 Выводы по главе

Заключение

Список используемых источников

Условные обозначения

АЗ аварийная защита;

БИ бак-испаритель;

ГВД газ высокого давления;

ЕЦ естественная циркуляция;

ЖРО жидкие радиоактивные отходы;

30 защитная оболочка;

ИВК измерительно-вычислительный комплекс;

ИИС информационно-измерительная система;

ИПС информационно-поисковая система;

КД компенсатор давления;

ЛВС локальная вычислительная сеть;

МВЗ металловодная защита;

МПА максимальная проектная авария;

ОЗУ оперативное запоминающее устройство;

ОТ отводящий трубопровод;

ПАЭС плавучая атомная электростанция;

ПВС паровоздушная смесь;

ПГ парогенератор;

ПГБ парогенерирующий блок;

ПГС парогазовая среда;

ППУ паропроизводящая установка;

ПС программное средство;

ПСУ паросбросное устройство;

ПТ подводящий трубопровод;

РБ радиационная безопасность;

РУ реакторная установка;

САОЗ система аварийного охлаждения активной зоны;

САР система аварийного расхолаживания;

СОЗО система орошения защитной оболочки;

СПОТ 30 система пассивного отвода тепла от защитной оболочки;

ССАД 30 система снижения аварийного давления в защитной оболочке;

СУ сужающее устройство;

тк теплообменник-конденсатор;

ЦАР цистерна аварийного расхолаживания;

ЦПУ центральный пульт управления;

эпг электропарогенератор;

ЯЭУ ядерная энергетическая установка.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и расчетно-экспериментальные исследования пассивной системы аварийного отвода тепла из защитной оболочки ЯЭУ»

Введение

Актуальность темы. Развитие и безопасная эксплуатация реакторных установок атомного ледокольного флота и плавучих энергоблоков, основанных на применении судовых технологий, связаны с разработкой и применением систем, надежно выполняющих функции безопасности в любых аварийных условиях и внешних воздействиях. При этом приоритет отдаётся пассивным системам, не требующим функционирования обеспечивающих, управляющих систем и эксплуатирующего персонала. Особенно это актуально для атомных станций малой мощности, которые, являясь единственными источниками энергии (электрической, тепловой) в регионах с децентрализованным энергоснабжением, должны иметь повышенный уровень безопасности. Подобными системами оснащается большинство современных проектов АЭС, в частности АЭС-2006 (ЛАЭС-2) и АЭС региональной энергетики, что повышает устойчивость их ядерной установки не только к отказу систем электроснабжения, но и к возможным внешним экстремальным воздействиям (падения воздушных транспортных средств, землетрясения и цунами, акты террористического характера и т.д.).

В обеспечении высокого уровня безопасности в проекте атомной теплоэлектростанции на базе плавучего энергоблока с РУ КЛТ-40С специалистами ОАО «ОКБМ Африкантов» разработана пассивная система снижения аварийного давления в защитной оболочке (ССАД 30). Функционирование системы основывается на естественной циркуляции (ЕЦ) и не требует дополнительных источников энергии.

Анализ существующих подобных систем и расчетные исследования определили ряд проблемных позиций, связанных с гидродинамической неустойчивостью ЕЦ теплоносителя в контуре охлаждения при низких давлениях и обеспечением эффективного теплоотвода при различных состояниях системы. Они обусловлены, в первую очередь, общеконтурной неустойчивостью ЕЦ при близком к нулю балансном паросодержании в

подъёмной ветви контура циркуляции, когда незначительное изменение выходной энтальпии вызывает существенное изменение плотности пароводяной смеси в тяговом участке, который, в основном, и определяет движущий напор ЕЦ. При давлении, близком к атмосферному, этот вид неустойчивости, предсказанный д.т.н. Б.И. Моторовым, усугубляется значительным градиентом гидростатического давления и энтальпии насыщения воды, определяющим при незначительном падении давления бурное вскипание и гейзерный выброс воды из тягового участка контура ЕЦ, расположенного над участком с теплоподводом. Гейзер всегда связан с перегревом воды в нижней части тягового участка и в верхней части ТК относительно температуры насыщения в баке, расположенном над контуром ЕЦ.

Существенную опасность также представляют конденсационные гидроудары в трубопроводах контура охлаждения системы при контакте паровых включений с водой, имеющей температуру существенно ниже линии насыщения

Со стороны охлаждаемой парогазовой смеси в 30 ухудшение теплоотвода вызывается наличием неконденсирующихся газов, препятствующих эффективному току пара к поверхности трубной системы ТК. В связи с этим, в ряду актуальных стояла задача экспериментального обоснования эффективности работы рассматриваемой системы, разработка решений, устраняющих негативные проявления и получение экспериментального материала для верификации программных средств, используемых при обосновании проектов рассматриваемой системы. Актуальным являлось и создание на базе кода КУПОЛ-М кода КУПОЛ-МТ, адаптированного к проектам судовых РУ.

Целью работы является обеспечение и обоснование безопасности ядерных энергетических установок в авариях с потерей теплоносителя первого контура за счет применения в проектах пассивной системы снижения аварийного давления в защитной оболочке, а также модернизация и

усовершенствование адаптированного к проектам транспортных РУ кода КУПОЛ-МТ, его верификация на основе экспериментальных данных, полученных в настоящей работе.

Исходя из общей цели, в работе решались следующие задачи:

- разработка основных технических решений пассивной системы отвода тепла из защитной оболочки;

-разработка экспериментального стенда и экспериментальной модели системы;

- исследования гидродинамической неустойчивости течений в контуре охлаждения, отработка предложенных технических решений по повышению эффективности системы и исключения возникновения конденсационных гидроударов;

- разработка функциональных зависимостей по теплоотдаче при конденсации пара из паровоздушной смеси на внешней поверхности теплообменных труб, уточнение параметров моделей по теплообмену в ПС КУПОЛ-МТ;

- верификация расчетных кодов (КУПОЛ-МТ, РАСНАР-2);

- обоснование безопасности реакторных установок в авариях с потерей теплоносителя применительно к плавучей АТЭС и универсальному атомному ледоколу.

Научная новизна:

- впервые предложена и обоснована пассивная система снижения аварийного давления в 30 применительно к транспортабельным реакторным установкам;

- получены экспериментальные данные по устойчивости работы контура охлаждения;

- впервые предложена конструкция паросбросного устройства, исключающего возникновение конденсационных гидроударов;

- на основе экспериментальных исследований разработаны новые функциональные зависимости по теплообмену.

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации. основывается на следующем:

- эксперименты выполнены на крупномасштабной полновысотной модели ССАД 30. Диапазон изменения параметров существенно перекрывал диапазон параметров для моделируемой системы;

- предлагаемые выводы и соотношения базируются на результатах экспериментов, проведенных как автором, так и другими исследователями на разных установках. В экспериментальных исследованиях использованы современные апробированные средства измерения;

- предложенные физические модели и соотношения согласуются с современными представлениями о процессах теплообмена и гидродинамики;

- верификация расчетного кода КУПОЛ-МТ проведена на большом объёме локальных и интегральных экспериментов и аналитических тестов.

Практическая ценность и реализация результатов работы. Полученные автором результаты позволили внедрить в проекты ПАТЭС с РУ КЛТ-40С и универсального атомного ледокола с РУ РИТМ-200 пассивную систему ССАД 30.

Результаты расчетно-экспериментальных исследований использованы при техническом обосновании безопасности проектов РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200 в авариях с потерей теплоносителя первого контура.

Усовершенствованное и верифицированное автором ПС КУПОЛ-МТ находит широкое практическое применение при обосновании проектов судовых и стационарных АЭС с водо-водяными РУ, использующих системы, подобные ССАД ЗО.

Личный вклад автора. В процессе выполнения диссертационной работы автором было сделано следующее:

-разработан контур охлаждения ССАД 30 РУ КЛТ-40С и основные

компоненты данной системы (теплообменник-конденсатор, трубопроводы контура охлаждения, паросбросное устройство);

- разработаны основные требования к крупномасштабному стенду СПОТ 30 и программа проведения испытаний на данном стенде;

- выполнена обработка и анализ результатов экспериментов с обоснованием проектных характеристик системы;

- разработаны функциональные зависимости, описывающие интенсивность рассматриваемых процессов теплообмена;

- уточнены параметры моделей по теплообмену на внешней поверхности Б-образных труб теплообменника-конденсатора в ПС кода КУПОЛ-МТ, и выполнена его верификация;

- выполнено расчетное обоснование безопасности РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200 по параметрам в 30 в максимальной проектной аварии с потерей теплоносителя первого контура.

Положения, выносимые на защиту:

• конструктивное решение контура охлаждения пассивной системы снижения аварийного давления в защитной оболочке;

• экспериментальные данные по тепловым характеристикам теплообменника-конденсатора, работающего в режиме конденсации пара из парогазовой смеси при ЕЦ теплоносителей как охлаждаемой, так и нагреваемой сред;

• экспериментальные данные по теплогидравлическим характеристикам и устойчивости контура охлаждения модели ССАД ЗО;

• функциональные зависимости по расчёту теплоотдачи при конденсации пара в присутствии воздуха;

• результаты верификации программного средства КУПОЛ-МТ;

• результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200 в авариях с потерей теплоносителя первого контура.

Апробация результатов работы. Основные результаты работы представлялись автором на 5-й, 6-й и 7-й международных научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», соответственно, 29.5-1.6.2007, Подольск; 26-29.5.2009, Москва; 17-20.5.2011, Подольск; на международной конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан» ЯЭ-2008», Курчатов, 11-13.06.2008; на III международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация» 1.12.2009., Москва; на семинаре «Пассивные системы и водородная безопасность АЭС с ВВЭР» 23-24.11 2010, Обниск, 5-ой РНКТ, 25-29.10.2010, МЭИ (ТУ), Москва.

Публикации. По теме диссертации опубликовано двадцать отчетов о НИР и 11 печатных работ, в том числе 4 статьи в журналах из перечня ВАК, 2 патента на изобретение.

1 Анализ схемно-конструктивных решений систем теплоотвода от защитной оболочки применительно к судовым технологиям РУ

1.1 Требования нормативной документации

Опасное воздействие судов с ЯЭУ на окружающую среду и население реально возможно только в случае возникновения радиационно-опасных аварийных ситуаций. Снижение аварийных воздействий до уровней, регламентированных действующими документами [1-4], может быть достигнуто путем создания высокоэффективных противоаварийных систем, основу которых составляет защитная оболочка ЯЭУ.

Необходимость размещения судовых РУ в 30 предусматривается требованиями Российского морского Регистра судоходства [2] и Кодекса ИМО по безопасности ядерных торговых судов [3].

Противоаварийные судовые барьеры существовали и до того, как в Кодексе ИМО и Регистре СССР [5] было сформулировано понятие "защитная оболочка". Примерами таких барьеров являются:

- контейнмент («Саванна», «Муцу», «Отто Ган» [6-12]);

- защитное ограждение реакторного отсека, не рассчитанное на избыточное давление (а/л "Ленин") [6, 11];

- защитное ограждение реакторного отсека, рассчитанное на повышенное давление, имеющее стравливающий клапан в атмосферу (а/л проекта, ОК-900А) [6, 11-12].

Следует признать, что эффективность перечисленных противоаварийных барьеров, в том числе и контейнмента, недостаточна для обеспечения приемлемого в современных условиях уровня безопасности атомного судна.

Концепция защитных барьеров Кодекса ИМО и Российского морского Регистра позволяет удовлетворить высокие критерии безопасности атомных судов, основными положениями которой является следующее:

- судовая РУ размещается внутри 30;

- 30 является прочноплотным защитным барьером;

- 30 не только конструктивный барьер (несущая конструкция), но и противоаварийная система, включающая активные и пассивные подсистемы;

- 30 не имеет стравливающих, предохранительных и иных клапанов, допускающих неконтролируемый выброс в атмосферу;

- 30 должна иметь надежные средства отсечения (изоляции) при возникновении аварийной ситуации;

- 30 должна быть заключена внутри защитного ограждения. Частичное совмещение этих конструкций допускается там, где не имеется проходок через 30;

- 30 и защитное ограждение должны иметь автономную специальную систему вентиляции и выброса в атмосферу;

- 30 должна быть рассчитана на внутреннее давление, обусловленное аварийным выбросом теплоносителя при разрыве первого контура с учетом работы систем снижения давления и единичного отказа ее элемента.

1.2 Обзор существующих решений систем теплоотвода от защитной оболочки в проектах судовых РУ

1.2.1 Системы орошения защитной оболочки атомных ледоколов с реакторными установками ОК-900А [11, 13].

Система орошения защитной оболочки (спринклерная система) является системой активного принципа действия. Данная система обеспечивает надежную защиту 30 от переопрессовки за счет конденсации и охлаждения парогазовой смеси посредством подачи распыленной воды в аппаратное помещение при авариях разгерметизации 1 контура и спроектирована с учетом принципа единичного отказа.

Схема системы орошения защитной оболочки атомного ледокола «Советский Союз» с РУ ОК-900А представлена на рис. 1.1.

При возникновении аварии, связанной с разгерметизацией системы 1 контура, с разрешения главного инженера-механика персонал подключает систему орошения защитной оболочки для снижения аварийного давления и локализации продуктов деления, поступающих в 30 из 1 контура с теплоносителем и газом. Для этого запускаются насосы СОЗО и открываются поворотные затворы СОЗО. После снижения давления в аппаратном помещении до 0,075 МПа (0,765 кгс/см ) (изб.) персонал отключает систему орошения защитной оболочки, для этого дистанционно из ЦПУ закрываются два затвора, насосы остаются в работе. При необходимости СОЗО включается повторно.

В грот-мачту

Рисунок 1.1 - Принципиальная схема системы орошения защитной оболочки РУ ОК-900А

Выбранный диапазон давлений для работы СОЗО позволяет сконденсировать большую часть паровой составляющей парогазовой смеси,

эффективно расходовать воду системы орошения защитной оболочки и уменьшить количество ЖРО. В случае прекращения роста давления внутри аппаратного помещения после очередного подключения СОЗО насосы СОЗО останавливают.

После ликвидации аварии, через время, определенное службой РБ, оставшаяся вода из аппаратной спускается в цистерну осушения, и производится осушение помещения цистерн с выдачей воды на плавсредство или берег.

1.2.2 Системы орошения защитной оболочки атомных ледоколов с реакторными установками KJIT-40M (а/л «Таймыр» и «Вайгач»). Принципиальные отличия системы орошения защитной оболочки установок KJIT-40M от СОЗО РУ ОК-900А отсутствуют. Исключение составляет лишь расположение цистерны СОЗО и насосов (на втором дне), уменьшенный запас

О о

воды в цистерне до 100 м (в РУ ОК-900А порядка 120 м ) и принцип осушения аппаратного помещения после прекращения работы системы.

1.2.3 Система снижения аварийного давления, используемая на атомном лихтеровозе «Севморпуть» с РУ KJTT-40, является системой пассивного принципа действия и обеспечивает надежную защиту 30 от переопрессовки за счет истечения паровоздушной смеси, образующейся при аварии разгерметизации 1 контура, через столб воды в барботажной цистерне и последующего расширения в свободном пространстве аппаратного, реакторного помещений и спецкоффердама.

Схема системы снижения аварийного давления атомного лихтеровоза «Севморпуть» представлена на рис. 1.2.

В состав системы снижения аварийного давления входят:

- цистерна с пресной водой со встроенной барботажной трубой DN400 с перфорацией;

- четыре канала для отвода паровоздушной смеси в цистерну (DN600);

- две предохранительные заглушки с биологической защитой БЫбОО (давление срабатывания - от 0,046 до 0,056 МПа), соединяющие аппаратное помещение 30 с барботажной цистерной;

- две предохранительные заглушки с биологической защитой БЫбОО (давление срабатывания - от 0,137 до 0,164 МПа), соединяющие спецкоффердам с аппаратным помещением 30;

-две предохранительные заглушки без биологической защиты ОИбОО (давление срабатывания - от 0,046 до 0,056 МПа), соединяющие реакторное помещение 30 с барботажной цистерной;

- две специальные заглушки ВИбОО;

- контрольно-измерительные приборы.

Система снижения аварийного давления находится в постоянной готовности к действию и автоматически включается в работу при повышении давления в ЗО выше установленных пределов.

Система снижения аварийного давления позволяет снизить давление в ЗО в случае МПА до 0,18 МПа.

Падение давления происходит в процессе истечения образующейся при аварии разгерметизации 1 контура паровоздушной смеси через столб воды в барботажной цистерне и расширения паровоздушной смеси в свободном объеме аппаратного, реакторного помещений ЗО и спецкоффердама.

Отвод паровоздушной смеси осуществляется по двум каналам из реакторного помещения и по двум каналам из аппаратного помещения. Предохранительные заглушки БЫбОО, установленные на этих каналах, срабатывают при избыточном давлении 0,05 МПа.

В верхней части аппаратного помещения имеются две предохранительные заглушки БЫбОО, срабатывающие при повышении давления ПВС в спецкоффердаме свыше 0,15 МПа. Тем самым сообщаются объемы спецкоффердама и аппаратного помещения, что позволяет увеличить

объем расширения ПВС, и давление в 30 и спецкоффердаме не будет превышать 0,37 МПа.

В процессе перепуска паровоздушной смеси через барботажную цистерну из нее выводится значительная часть радиоактивного йода и других радиоактивных изотопов, что снижает уровень радиоактивных загрязнений в спецкоффердаме. Суммарный объем защитной оболочки РУ КЛТ-40 составляет ок.1000 м3.

цистерна

Рисунок 1.2 - Принципиальная схема системы снижения аварийного давления РУ КЛТ-40

1.3 Особенности различных способов отвода тепла из защитной оболочки ЯЭУ

1.3.1 Для обеспечения отвода тепла из 30 судовых реакторных установок, как правило, используются спринклерные, барботажные системы и системы, использующие специальные теплообменники или охлаждаемую теплообменную поверхность стальной оболочки 30, на которых осуществляется конденсация пара из парогазовой среды ЗО и прогрев и испарение охлаждающего теплоносителя {конденсационные системы).

Широкое применение спринклерных систем снижения давления в 30 обусловлено в первую очередь простотой схемных решений и высокой эффективностью теплоотвода, связанной с большой поверхностью теплообмена капель жидкости, душируемой в аварийное помещение 30. Это свойство особенно важно для ограничения роста давления на первых минутах при первоначальном «залповом» выбросе горячего теплоносителя из реактора. Кроме того, душирование помещения 30 позволяет снизить в объеме 30 концентрацию радиоактивных веществ, выбрасываемых из реактора, улучшая радиационную обстановку на судне в целом.

Серьезным недостатком спринклерных систем является низкая теплоаккумулирующая эффективность теплоносителя, используемого для душирования объема ЗО. Практически - это нагрев капель воды на 80-120°С, да и это не всегда реализуемо, так как часть капель выпадает из объема в 30, не успев нагреться до линии насыщения (особенно в присутствии неконденсирующихся газов, которые дополнительно к воздуху в 30 выбрасываются из реактора при разрыве трубопровода первого контура). Это приводит к необходимости использования больших объемов воды, что не всегда приемлемо в условиях судна. Кроме того, система требует электроэнергии для обеспечения работы насоса, с помощью которого обеспечивается подача необходимого количества воды и эффективное ее разбрызгивание через специальные сопловые насадки для обеспечения

мелкодисперсной влаги в объеме 30. А создание пассивной спринклерной системы потребует поддержания значительной массы воды, предназначенной для душирования помещения 30, под достаточно высоким давлением (на 0.51.0 МПа превышающим максимальное давление в 30), что существенно усложнит систему и сделает неоправданным создание такой системы на судне. Указанные недостатки спринклерной системы заставляют отказаться от ее использования в качестве системы безопасности в перспективных проектах судовых РУ.

Другой системой снижения аварийного давления, используемой в современных проектах, является барботажная система. Основным преимуществом барботажной системы является простота конструкции, пассивный принцип включения и работы. Однако, как и в спринклерной системе, теплоноситель барботажной системы имеет низкие теплоаккумулирующие свойства, и система эффективна лишь на начальном этапе аварии. Кроме того, для обеспечения работы барботажной системы требуются большие объемы помещений 30, необходимые для обеспечения перетечки парогазовой среды из одного объема в другой через объем с запасом нагреваемой воды.

Конденсационные системы обладают высокой эффективностью при относительно небольших массогабаритных характеристиках системы. Эффективность системы обусловлена наличием фазовых переходов как со стороны греющей, так и охлаждаемой сред. Использование скрытой теплоты парообразования позволяет увеличить длительность работы системы (при одинаковом запасе воды) почти на порядок по сравнению со спринклерной и барботажной системами. Расчеты показывают, что это свойство системы позволяет обеспечить безопасность РУ не только в проектных авариях, но и в значительном спектре запроектных аварий, и большинство перспективных отечественных и зарубежных проектов используют системы такого рода как средство повышения их уровня безопасности.

1.3.2 Ниже представлен краткий обзор схемных решений отвода тепла из 30 на основе работы теплообменников-конденсаторов или охлаждающих поверхностей стальной стенки 30 (там, где она есть) современных отечественных и зарубежных проектов РУ. Согласно материалам [4, 19-25], пассивные системы - аналоги рассматриваемой в данной работе ССАД 30 -используются в следующих отечественных и зарубежных проектах:

- усовершенствованный кипящий реактор ABWR-II (ТЕРСО, GE, Hitachi Ltd., Toshiba Corp., Япония);

- реакторная установка ВВЭР-640/407 (СПбАЭП, Гидропресс, Россия);

- усовершенствованный тяжеловодный реактор AHWR (ВARC, Индия);

-усовершенствованный кипящий реактор SWR 1000 (Areva, Франция);

- упрощенный кипящий реактор SBWR (GE, США);

- модернизированный упрощенный кипящий реактор ESBWR (GE, США);

- интегральный реактор для тепло-электроснабжения и опреснения морской воды PSRD (JAEA, Япония);

- легководный реактор АР-1000 (Westinghouse Electric, США);

- реакторная установка IRIS (Westinghouse Electric, США);

- реакторная установка ВБЭР-640/407(СПбАЭП, Гидропресс, Россия);

- реакторная установка АЭС-2006 (ЛАЭС-2, СПбАЭП, ОКБ Гидропресс);

-реакторная установка ВБЭР-300 для АЭС средней мощности (ОКБМ

Африкантов);

- реакторная установка для универсального атомного ледокола РИТМ-200 (ОКБМ Африкантов).

1.3.2.1 На рисунке 1.3 изображена схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента реакторной установки ABWR-II.

Принцип работы систем данного типа основан на явлении конденсации пара, поступающего из течи в объем контейнмента. В процессе работы системы ПГС по специальному каналу поступает в теплообменник-конденсатор,

расположенный в водяном объеме за пределами контейнмента. Пар конденсируется на внутренней поверхности трубчатки теплообменника-конденсатора, обеспечивая снижение давления в защитной оболочке и её охлаждение. Конденсат, образующийся на выходе из теплообменника, по отдельному каналу под действием силы тяжести попадает в специальный резервуар, расположенный в нижней части контейнмента.

Резерв воды в баках-приемниках тепла позволяет использовать эту систему в качестве системы вентиляции при нормальной эксплуатации, а так же для отвода остаточных тепловыделений.

Конечный поглотитель / тепла (бак с водой)

Теплообменник-конденсатор

Основной контейнмент

z

пгс

Реакторное помещение

Реакторная / установка

\

Резервуар

Рисунок 1.3 - Схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента

РУ Авта-и

1.3.2.2 На рисунке 1.4 представлена схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента РУ ВБЭР-640/407(СПбАЭП, Гидропресс, Россия).

При аварийных ситуациях, связанных с потерей теплоносителя, происходит прогрев стенок стальной ЗО, в которую встроены охладители, представляющие собой емкости, заполненные охлаждающей средой. При нагреве возникает естественная циркуляция охлаждающей среды, происходит прогрев и последующее выпаривание воды в баках аварийного отвода тепла.

Рисунок 1.4 - Схема пассивных системы теплоотвода от контейнмента РУ ВВЭР-640/407

1.3.2.3 На рисунке 1.5 изображена схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента установки АН\УТ1.

Принцип работы пассивных систем данного типа основан на явлении конденсации пара. Бассейн с водой является поглотителем тепла и расположен в верхней части контейнмента. Пассивный конденсатор крепится к нижней части корпуса бассейна. Пар, образовавшийся в контейнменте, конденсируется на внешней поверхности трубчатки конденсатора. Вода в конденсаторе воспринимает тепло от ПГС, подогревается и за счет естественной циркуляции охлаждающей среды тепло отводится в водяной объем бассейна.

В подкупольное пространство

Рисунок 1.5 - Схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента

РУ АН\¥Я

Важным аспектом является присутствие неконденсирующихся газов в ПГС, что значительно сказывается на эффективности теплопередачи и конденсации. В проекте конструктивно предусматривается отвод неконденсирющихся газов в подкупольное пространство контейнмента.

1.3.2.4 На рисунке 1.6 представлена схема пассивной системы безопасности реакторной установки АР-1000, где снижение давления в

стальном контейнменте происходит путем отвода теплоты из внутреннего объема через поверхность стальной оболочки за счет ее охлаждения с внешней стороны.

Охлаждение стальной оболочки обеспечивается постоянной естественной циркуляцией воздуха и испарением воды с поверхности оболочки. Воздух забирается из окружающей среды через заборные отверстия, расположенные вверху по периметру стен защитного здания, и опускается вниз по каналу. Затем воздух направляется вверх по специальному зазору, где омывает наружную поверхность контейнмента и охлаждает ее. Удаление паровоздушной смеси происходит через вытяжную трубу, расположенную на крыше защитного здания.

Бассейн с водой

Рисунок 1.6- Схема пассивной системы теплоотвода от контейнмента РУ АР-1000

Основным механизмом теплоотвода во время аварий является испарение воды с поверхности контейнмента. Вода поступает под действием силы тяжести из резервуара запаса, который расположен вверху защитного здания. По трубопроводу через два параллельных клапана вода подается на купол контейнмента. Стекая по поверхности контейнмента, вода испаряется. Пар вместе с воздухом удаляется через вытяжную трубу.

1.3.2.5 На рисунке 1.7 представлена схема пассивной системы СПОТ 30 АЭС-2006 (на площадке ЛАЭС-2), где снижение давления в защитной оболочке происходит путем отвода теплоты из внутреннего объема через теплообменник-конденсатор и контур охлаждения с выпариванием воды из бака аварийного отвода тепла с запасом воды [21-22].

И

! '

¡Н

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Хизбуллин, Ахмир Мугинович

6.6 Выводы по главе

Верифицировано программное средство КУПОЛ-МТ, позволяющее рассчитывать теплогидравлические параметры в защитной оболочке и в системе отвода тепла от защитной оболочки для РУ КЛТ-40С и других разрабатываемых проектов с водо-водяными реакторами, использующих подобные системы аварийного отвода тепла из защитной оболочки.

Выполнен расчетный анализ параметров парогазовой среды в 30 РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200 для максимальных проектных аварий, при которых достигаются максимальные значения давления и температуры ПГС в ЗО в авариях с разгерметизацией трубопровода первого контура в аппаратном помещении и в запроектных авариях с отказами локализующей арматуры с выбросом в аппаратное помещение запасов газа высокого давления. Расчеты были выполнены с использованием ПС КУПОЛ-МТ и показали что, максимальные значения параметров ПГС не превышают: в проектных авариях -по давлению 0.35 МПа (абс.), по температуре - не более 120 °С; в запроектных авариях - по давлению не более 0.47 МПа, а по температуре не более 130 °С.

Таким образом, пассивная система снижения давления в ЗО РУ КЛТ-40С и РУ РИТМ-200 обеспечивает безопасность рассматриваемых РУ в части сохранения целостности ЗО, как последнего защитного барьера на пути распространения радиоактивности в авариях с разгерметизацией трубопроводов первого контура.

177

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Разработана пассивная система аварийного отвода тепла из защитной оболочки РУ КЛТ-40С, обеспечивающая эффективный отвод тепла в окружающую среду в авариях с разгерметизацией полным сечением трубопроводов первого контура.

2. Разработан уникальный экспериментальный стенд с крупномасштабной полновысотной моделью аппаратного помещения защитной оболочки и натурной моделью контура охлаждения системы снижения аварийного давления в защитной оболочке РУ КЛТ-40С.

3. Экспериментально обоснованы проектные характеристики системы снижения аварийного давления в защитной оболочке РУ КЛТ40С.

4. Разработаны функциональные зависимости по расчёту теплоотдачи при конденсации пара из парогазовой среды на поверхности 8-образных труб теплообменника-конденсатора системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки.

5. Получен обширный экспериментальный материал для развития и верификации расчетных кодов, предназначенных для расчетного обоснования проектов с ядерными энергетическими установками.

6. Усовершенствовано и верифицировано программное средство КУПОЛ-МТ, позволяющее рассчитывать теплогидравлические параметры в защитной оболочке и в системе отвода тепла от нее для РУ КЛТ-40С, а также других разрабатываемых проектов с водо-водяными реакторами.

7. В результате выполненных исследований получены научно обоснованные технические решения для обеспечения безопасности разрабатываемых ядерных энергетических установок.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Хизбуллин, Ахмир Мугинович, 2012 год

Список используемых источников

1. Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов. НП-022-2000, Госатомнадзор России.

2. Российский морской регистр судоходства. Правила классификации и постройки атомных судов и плавучих сооружений. НД № 2-020101-041, утв. 14.12.2004.

3. Кодекс по безопасности ядерных торговых судов. Резолюция А.491(ХИ).

4. Passive Safety Systems and natural circulation in water cooled Nuclear Power Plants. IAEATECDOC-1624. ISBN978-92-0111309-2, ISSN 1011-4289. IAEA. Viena, 2009.

5. Регистр СССР. Правила классификации и постройки морских судов. Т. II.-М., 1974.

6. Ракицкий Б.В. Судовые ядерные энергетические установки. Ленинград: Судостроение, 1976.

7. Судовые ядерные энергетические установки. - М.: Атомиздат, 1976.

8. Wiebe W., Ulken D.,Salander C.,Henning К. Safety-design aspects of nuclear powered ship «Otto Hahn». «Nuclear Safety», 1968, v.9,N6.

9. Корабельные ядерные энергетические установки зарубежных стран. -М.: Судостроение, 1994.

10. Galli R.B., Lord B.G. Calculation of maximum equilibrium pressure and temperature inside the containment of a pressurized water reactor following rupture of the primary coolant circuit. - «Nuclear Engineering and design», 1966, N4.

11. Атомная энергетика на море. Экология и безопасность. - М,: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1991.

12. Машиностроение. Энциклопедия. Т. IV-3. Раздел 4.- М.: Машиностроение, 1998.

13. Митенков Ф.М., Мовшевич З.М., Мельников Э. М. и др. «Атомная установка ледокола «Арктика» // Судостроение, № 1, 1977, с32-34.

14. Митенков Ф.М., Ардабьевский А.А., Васюков В.И.и др. Ядерная паропроизводящая установка повышенной безопасности типа КЛТ-40 // Энергетическое строительство, 1993 г., №5, с 16-21.

15. Митенков Ф.М., Ардабьевский A.A., Васюков В.И.и др. Перспективы применения РУ повышенной безопасности типа KJ1T-40 в качестве автономных источников энергоснабжения // Новые промышленные технологии, 1994 г., №6, с 35-45.

16. Митенков Ф.М., Панов Ю.К., Полуничев В.И. и др. Установка реакторная KJTT-40 для плавучего блока атомной теплоцентрали // Российско-индонезийский семинар по атомным технологиям, 1997.

17. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками KJIT-40C в г. Северодвинске. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ аварий. Книга 1. Часть 2., 2003 г. Инв.№ 842290 по учету ОАО «ОКБМ Африкантов».

18. Бахметьев A.M., Большухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Пассивные системы безопасности инновационных , проектов АЭС // Тезисы III Международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация», 1 декабря 2009 г. Москва.

19. Бахметьев A.M., Большухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Задачи расчетно-экспериментального обоснования СПОТ 30 для АЭС нового поколения.// 5-я международная научно-техническая конференция: «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия, 29 мая-1 июня 2007 г.

20. Петрунин В.В., Самойлов О.Б., Большухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Пассивные системы аварийного теплоотвода для АЭС малой и средней мощности // 6-я международная научно-техническая конференция: «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики - МНТК-2008» 21-23 мая 2008 г. в г. Москва.

21. Безлепкин В.В., Бахметьев A.M., Большухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Экспериментальное обоснование контура охлаждения системы пассивного отвода тепла из защитной оболочки проекта АЭС-2006 на площадке Ленинградской АЭС. Журнал "Атомная энергия", Т-106, вып. 3, март 2009.

22. Безлепкин В.В., Бахметьев A.M., Большухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Патент на полезную модель №85029. Система пассивного отвода тепла из

внутреннего объема защитной оболочки / Заявл. 26.02.2009 г. 2009108307/22 опубл. 20.07.2009 г.

23. Годовой научно-технический отчет ОКБМ за 2010 год/ ред. Д.Л.Зверев. - Н.Новгород: ОАО «ОКБМ Африкантов», 2011.-284с.-Б.ц. Инв.№ 21965/дсп.

24. Годовой научно-технический отчет ОКБМ за 2008 год. Н.Новгород: ОАО «ОКБМ Африкантов», 2009.-279с.-Б.ц. Инв.№ 21773/дсп.

25. Годовой научно-технический отчет ОКБМ за 2009 год. Н.Новгород: ОАО «ОКБМ Африкантов», 20Ю.-286с.-Б.ц. Инв.№ 21867/дсп.

26. Бабин В.А., Зверев Д.Л., Камнев М.А., Хизбуллин A.M. Патент на полезную модель. №114512/ Пароприемное устройство / Решение о выдаче патента от 25.01.2012 по заявке №2011148209 от 25.11.2011.

27. Отчет о НИР «Описание информационно - поисковой системы «СТЭК» для накопления, систематизации и хранения данных по экспериментальным стендам», 2008 г. Инв.№ 11299/08от по учету ОАО «ОКБМ Африкантов».

28. Ривкин С.Л., Александров A.A. Теплофизические свойства воды и водяного пара. - М.: «Машиностроение», 1975.

29. Михеев М.А. Основы теплопередачи - М.: Госэнергоиздат, 1956.

30. Кириллов П.Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). - М.: Энергоатомиздат, 1990 - 360 с.

31. Тепло- и массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник// Под ред. Григорьева В. А.и Зорина В. М.. - М. : Энергоиздат, 1982 -512 с.

32. Петухов Б.С. [и др.]. Турбулентное течение и теплообмен в трубах при существенно влиянии термогравитации // В кн. Труды международного семинара по турбулентной свободной конвекции. Дубровник: СФРЮ, 1976 - С. - 701.

33. Алферов Н. С., Балунов Б. Ф., Рыбин Р. А. О влиянии естественной конвекции на теплоотдачу однофазного потока при докритическом и сверхкритическом давлениях // Теплофизика высоких температур, 1976 - т. 14. -№6.-с. 1215-1221.

34. Жуковский А. В., Карева JI. В. Теплоотдача при течении воды сверхкритического давления в трубе диаметром 30мм /«Труды ЦКТИ», J1.: -1973. - вып. 119.

35. Валунов Б.Ф., Болыпухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Экспериментальное обоснование проекта системы аварийного расхолаживания реакторной установки KJ1T-40C плавучей атомной теплофикационной электростанции // Теплоэнергетика, 2011, №5, с.55-60.

36. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. - М.: «Энергия»,

1977.

37. МИ 2083-90. Рекомендация. Измерения косвенные. Определение результатов измерений и оценивание их погрешностей. - Москва, 1991 // В.Д.Фрумкин, H.A. Рубичев. Теория вероятностей и статистика в метрологии и измерительной технике, - Москва, «Машиностроение», 1987.

38. МИ 2083-90. Рекомендация., Измерения косвенные. Определение результатов измерений и оценивание их погрешностей. - Москва, 1991.

39. Методика расчета допустимого разбаланса мощностей I и II очереди. Инв.№ 63891л (по учету ОАО «ОКБМ Африкантов»), 1988.

40. Отчет о научно-исследовательской работе. Исследование системы снижения аварийного давления в защитной оболочке для аварий LOCA РУ КЛТ-40С. Часть 1-3, Инв.№ № 11454/09, 11455/09 (по учету ОАО «ОКБМ Африкантов»).

41. Стенд экспериментальный СПОТ ЗО. Экспериментальные исследования (продолжение). Инв. № 11162/08 (по учету ОАО «ОКБМ Африкантов»).

42. Стенд экспериментальный СПОТ ЗО. Экспериментальные исследования (заключительный). Инв.№ 11176/08 (по учету ОАО «ОКБМ Африкантов»).

43. Бахметьев A.M., Болыпухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Экспериментальное исследование пассивной системы снижения давления в защитной оболочке РУ КЛТ-40С // Атомная энергия, 2009, т.106., вып. 3, с.148-152.

44. Митенков Ф. М., Моторов Б. И. Механизмы неустойчивых процессов в тепловой и ядерной энергетике., - М., Атомиздат, 1981, 88 с.

45. Митенков Ф. М., Кутьин JI. Н., Моторов Б. И., Самойлов О. Б. О гидравлической устойчивости естественной циркуляции в ЯЭУ с подкипанием теплоносителя. Атомная энергия, 1982, т. 52, вып. 4, 227-230 с.

46. Панов Ю.К., Бахметьев A.M., Болыпухин М.А., Вахрушев В.В., Хизбуллин A.M. и др. Обоснования систем безопасности атомных станций нового поколения. Бюллетень по атомной энергии, №5-6, 2008.

47. Завальский В. П., Кобзарь JI. Л., Леппик П. А., Маймистов В. В., Исследование устойчивости циркуляции теплоносителя в модели реактора АСТ-500. Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 4, 205-208 с.

48. Бабыкин A.C. [и др.]. Экспериментальное исследование гидродинамики и теплообмена при авариях с потерей теплоносителя на полномасштабной модели TBC реактора блочной компоновки // Труды международной конференции Теплофизика-98. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, т. 2, с. 5-13.

49. Балунов Б.Ф. Разработка нормативных рекомендаций по обеспечению надежности ЕЦ в контурах низкого давления (0,3-1 МПа) котлов-утилизаторов (Отчет) 106702 / АООТ НПО ЦКТИ. С-П.:1997 - 50с.

50. Балунов Б.Ф., Танчук В.Н., Щеглов A.A. и др. Полновысотная модель контура естественной циркуляции системы охлаждения вакуумной камеры ITER и результаты экспериментов на ней // Тезисы доклада на семинаре по динамике "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" (Сосновый Бор, 4-8 октября 2004). Сосновый Бор: НИТИ. с. 67-71, -0,32/0,16 п.л.

51. Балунов Б.Ф., Григорьев С.А., Щеглов А..А. и др. Циркуляционно-пульсационные характеристики полновысотной модели контура естественной циркуляции низкого давления при вскипании воды в тяговом участке // Там же, с. 35-38,-0,25/0,17 п.л.

52. Балунов Б.Ф., Болыпухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Экспериментальное обоснование проекта системы аварийного расхолаживания реакторной установки КЛТ-40С плавучей атомной теплофикационной электростанции // Теплоэнергетика, 2011, № 5, с.55-60.

53. Sajith P.P., Vedula R.P., Mitra Sashunta K., An investigation of flashing-driven natural circulation. International Journal of Green Energy, 3: 369-379, 2006.

54. Christophe Demaziere, Cristian Marcel, Martin Rohde, Tim van der Hagen. Multifractal Analysis of Chaotic Flashing-Induced Instabilities in Boiling Channels in the Natural-Circulation CIRCUS Facility. Nuclear Science and Engineering, 158, 164-193 (2008).

55. Jiang S.Y., Wu X.X., and Zhang Y.J. Experimental stady of Two-Phase Flow Oscillation in Natural Circulation. Nuclear Science and Engineering, 135, 177-189 (2000).

56. Завальский В. П., Кобзарь JI. Л., Леппик П. А., Маймистов В. В., Исследование устойчивости циркуляции теплоносителя в модели реактора АСТ-500. Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 4, 205-208 с.

57. Селиванов В. М., Шарыпин В. И., Пометько Р. С. Болтенко Э. А., Зисман А. С. Предельные мощности каналов с естественной циркуляцией теплоносителя в нормальных и аварийных условиях. Препринт ФЭИ. Обнинск, 1988, 13 с.

58. Бабыкин А.С., Балунов Б.Ф., Вахрушев В. В., Кууль В. С. Пульсационные характеристики двухкассетной модели водяного кипящего реактора. Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 2, с. 87-92.

59. Экспериментальное исследование границ области устойчивых теплогидравлических режимов топливного канала реактора ЭГП- -6. Отчет № l-05-l 1-00-1265. ФЭИ. Долгов В. В., 1977, 39 с.

60. Masanori Aritomi, Jing Hsien Chahg, Tohru Nakahashi. Fundamental Sdudy on Thermo-Hydraylics during Start-Up in Natural Circulation Boiling Water Reactors. Journal of Nuclear Science and Technology, 29 (7), pp. 631-641 (July 1992).

61. Вербицкий Ю.Г, Ефимов B.K., Мигров Ю.А. Экспериментальное исследование устойчивости барботажа пара в длинной вертикальной трубе. Теплоэнергетика, 2005, №3, с.56-61.

62. Вербицкий Ю.Г. Моделирование теплогидравлических процессов в элементах оборудования реакторных установок при низких параметрах

теплоносителя. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук, С-П, 2011.

63. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Теплообмен в ядерных энергетических установках.- М.: Энергоатомиздат. 2000.

64. Кутателадзе С.С. Теплопередача при конденсации и кипени. - М-Л.: Машгиз. 1952.

65. Михеев М.А. Основы теплопередачи. М-Л.: Государственное энергетическое издание. 1949.

66. Брдлик Л.М., Кожинов И.А., Петров Н.Г. Экспериментальное исследование тепло- и массообмена при конденсации водяного пара из влажного воздуха на вертикальной поверхности в условиях естественной конвекции. Тепло- и массоперенос, т.З, с.265-270, Наука и техника, Минск, 1965.

67. Н.К. Al. Diwany, J.W. Rose, Free Convection Film Condensation of Steam in the Presence of Non-condensing Gases. Vol. 16 p. 1359-1369, Journal of Heat and Mass Transfer, 1972.

68. H. Araki, Y. Kataoka, M. Murase, Measurement of Condensation Heat Transfer Coefficient inside a Vertical Tube in the Presence of Noncondensable Gas. Vol.6, p.517-526, International Journal of Nuclear Science and Technology, 1995.

69. S. J. Kim, H.C. No, Turbulent Film Condensation of High Pressure Steam in a Vertical Tube, Vol. 43, p. 4031-4042, International Journal of Heat and Mass Transfer, 2000.

70. J. Karl, T. Weiss, Measurement Of Condensation Heat Transfer Coefficients At Stratified Flow Using Linear Raman Spectroscopy, The 1st Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing, Honolulu, February 23-26, 1997.

71. E. Porcheron, P. Lemaitre, J. Malet, A. Nuboer, L. Bouilloux, J. Vendel, Water Interaction With Air-Steam Mixture Under Containment Spray Conditions: Experimental Study In The TOSQAN Facility, The 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor THermal-Hydraulics (NURETH-11), Popes' Palace Conference Center, Avignon, France, October 2-6, 2005.

72. Кириллин B.A., Сычев B.B., Шейндлин A.E. Техническая термодинамика. Учебник для вузов. Изд. 2-е. М., Энергия, 1974, 448с.

73. N. К. Maheshwari et al. Tracking of non-condensable. 3th RCM on the IAEA CRP on Natural Circulation Phenomena, Modelling and Reliability of Passive Safety Systems that Utilize Natural Circulation. Cadarashe. France. September 11-15. 2006.

74. N. K. Maheshwari et al. Effects of non-condensable gases on condensation heat transfer. 4th RCM on the IAEA CRP on Natural Circulation Phenomena, Modelling and Reliability of Passive Safety Systems that Utilize Natural Circulation. Vienna. Austria. September 10-13. 2007.

75. H.K. Al. Diwany, J.W. Rose, Free Convection Film Condensation of Steam in the Presence of Non-condensing Gases. Vol. 16 p. 1359-1369, Journal of Heat and Mass Transfer, 1972.

76. Фальков A.A. Теплогидравлические характеристики, тепломассообмен и вопросы безопасности интегральных реакторов с парогазовым компенсатором давления. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. 1992. Инв.№20924/дсп.

77. Исаченко В.П. и др. Теплопередача. М.: «Энергоиздат», 1981.- 416с

78. Uchida Н., Oyama A and Togo Y. Evaluation of Post-Incident cooling System of LWR . Proc. Int. Conf. Peaceful Uses of Atomic Energy, IAEA, 1965, vl3, p.93-104.

79. Herranz, L.E., Anderson, M.H., Corradini, M.L., 1998, A Diffusion Layer Model for Steam Condensation Within the AP600 Containment, Nucl. Eng. and Design 183, 133-150.

80. A. Dehby. The Effect of Noncondensable Gases on Steam Condensation under Turbulent Natural Convection Conditions. Ph. D. Thesis, MIT, 1991.

81 Liu H. Todreas and Driscoll M.J.,"An Experimental Investigation of a Passive Cooling Unit for Nuclear Plant Containment", Nuclear Eng. and Design, 199, 243-255, 2000.

82. LorenzL. Ann.Phys., 13, 582 (1881).

83. Schmidt E., Beckmann W., with E. Pohlhausen, Tech. Mech. Thermodyn., 1,341—391 (1930).

84. Fand R. M., Morris E. W., Lum M., Int. J. Heat Mass Transfer, 20, 1173 1 (1977).

85. Шервуд Т., Пикфорд Р., Уилки Ч. Массопередача. М.: Химия, 1982. -

696с.

86. Берд Р., Стюарт В., Лайтфут Е. Явления переноса - М.: Химия, 1974.

87. Siow Е.С., Ormiston S.J., Soliman Н.М. A two-phase model for laminar film condensation from steam-air mixtures in vertical parallel-plate channels. Heat and Mass Transfer. 40 (2004), 365-375.

88. Тепло- массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник/ Под ред. В.А. Григорьева, В.М. Зорина. -М. : Энергоиздат, 1982. - 512с.

89. Гебхарт Б., Джалурия Й., Махаджан Р., Саммакия Б. Кн.1, «Свободноконвективные течения, тепло- и массообмен». Москва: «Мир», 1991.

90. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. -М.: Физматгиз. 1963, -708с.

91. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П. Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В. П. Бобков. - М.: Энергоиздат, 1984, - 296 с.

92. Stephan. Ann. Phys, 17, 550 (1882); 41, 725 (1890).

93. Франк-Каменецкий Д.А. Диффузия и теплопередача в химической кинетике. Третье издание, Москва: "Наука", 1987.

94. Лыков A.B. Тепломассообмен: Справочник. - М.: Энергия, 1971 -

560с.

95. Справочник по теплообменникам: 2 т. т.1 /перевод с англ. по ред. Петухова Б.С., Шикова B.K. -М. : Энергоиздат, 1987, 560 с.

96. Бахметьев A.M., Болыпухин М.А., Хизбуллин A.M. и др. Экспериментальные исследования теплоотдачи при конденсации пара из паровоздушной смеси на теплообменной поверхности системы снижения аварийного давления в защитной оболочке // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика - Обнинск, 2011, №4, с. 64-71.

97. Программное средсдство КУПОЛ-М, версия 1.10. Методика расчета. Инв.№82022/2 по учету ГНЦРФ ФЭИ. 0бнинск-2001, 142с

98. КУПОЛ-М. Аттестационный паспорт программного средства №199 от 23.06.2005. НТЦЯРБ.

99. РАСНАР-2. Аттестационный паспорт программного средства №157 от 28.03.2003. НТЦЯРБ.

100. Лукьянов A.A., Зайцев A.A., Хизбуллин A.M. Результаты верификации программного средства КУПОЛ-МТ на базе экспериментальных исследований пассивной системы снижения аварийного давления в защитной оболочке КЛТ-40С // 7-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 17-20 мая 2011 г.

101. Сравнительный анализ вариантов пассивных систем для использования в проекте АЭС-2006. Отчет / ОКБМ, исполн.: Костин В.И., Бахметьев A.M., Панов Ю.К., Лепехин А.Н., Хизбуллин A.M. [и др.]. -г.Н. Новгород, 2006. -Инв. № 21376дсп.

102. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Северодвинске. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ аварий. Книга 1. Часть 1., инв.№ 842283 по учету ОКБМ, 2003 г.

103. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Северодвинске. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Глава 12. Системы безопасности. Книги 1-4, инв.№№ 841467, 841468 по учету ОКБМ, 2003 г.

104. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Северодвинске. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ аварий. Книга 2. Часть 1., инв.№842281 по учету ОКБМ, 2003 г.

105. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Северодвинске. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ аварий. Книга 2. Часть 2., инв.№ 842283 по учету ОКБМ, 2003 г.

106. Анализ аварии с тяжелым повреждением активной зоны РУ КЛТ-40С для ПЭБ проекта 20870: отчет / ОКБМ, исполн.: Лепехин А.Н., Гусев A.C., Хизбуллин A.M. [и др.]. - г.Н. Новгород, 2008. - 268с. - Инв №1652К.

107. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. Отчет по обоснованию безопасности. Глава 12. Системы безопасности. Книга 1., инв.№ 11516/09от по учету ОКБМ, 2009 г.

108. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. Отчет по обоснованию безопасности. Глава 12. Системы безопасности. Книга 2., инв.№ 11517/09от по учету ОКБМ, 2009 г.

109. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. Отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ проектных аварий. Книга 1., инв.№ 11509/09от по учету ОКБМ, 2009 г.

110. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. Отчет по обоснованию безопасности. Глава 15. Анализ проектных аварий. Книга 2., инв.№ 11510/09ОТ по учету ОКБМ, 2009 г.

111. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. Отчет по обоснованию безопасности. Глава 16. Пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатационные пределы. Инв.№ 11518/09от по учету ОКБМ, 2009 г.

112. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. ВАБ первого уровня для внутренних исходных событий при работе установки на мощности. Основной отчет. Книга 2. Выбор и группирование исходных событий. Моделирование аварийных последовательностей. Инв.№ 11504/09от по учету ОКБМ, 2009 г.

113. ЯЭУ универсального атомного ледокола проекта 22220. ВАБ первого уровня для внутренних исходных событий при работе установки на мощности. Основной отчет. Книга 2. Анализ надежности персонала. Анализ данных. Количественный анализ. Представление и анализ результатов. Инв.№ 11506/09от по учету ОКБМ, 2009 г.