автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование динамических процессов энергоблоков АЭС в режиме реального времени

На правах рукописи УДК 621 311 25 621 039 58

ЛЕВЧЕНКО ВАЛЕРИИ АЛЕКСЕЕВИЧ

МОДЕЛИРОВАНИЕ ДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС В РЕЖИМЕ РЕАЛЬНОГО ВРЕМЕНИ

Специальность 05 14 03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск - 2007

003071609

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обпинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ)

Научный руководитель

доктор физико-математических наук, профессор Казанский Юрий Алексеевич

Официальные оппоненты

доктор технических наук, профессор Волков Юрий Васильевич

доктор технических наук Ефанов Александр Дмитриевич

Ведущая организация

ФГУП «Атомтечэнерго»

Защита диссертации состоится « 29 « мая 2007 г в 15 час 00 мин

на заседании диссертационного совета Д 212 176 01 при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу 249040, Калужская обл, г Обнинск, Студгородок, 1, зал заседаний Ученого совета

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинскою государственного технического университета атомной энергетики

Автореферат разослан «_ _» апреля 2007 г

Ученый секретарь диссертаниошюго совета

доктор физ -мат наук, профессор

В Л Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. В соответствии с перечнем перспективных научпых исследований и критических технологий, сформулированных Министерством пауки и образования РФ, ядерные технологии в настоящий момепт имеют первостепенное значение

Крупные техногенные аварии на АЭС «Три-Майл-Айлендс» США (29 03 79) и на Чернобыльской АЭС (26 04 86) заставили пересмотреть уровень требований к безопасности АЭС, на которые должны ориентироваться ядерные энергетические установи! Современная техническая политика в области безопасности АЭС основывается на том, что дополнительные затраты на предотвращение крупных аварии более эффективны, чем экономические потери при ликвидации таких аварий Это означает, что атомная энергетика должна развиваться в условиях приемлемого риска, не превышающего по возможным последствиям риски, связанные с неядерными технологиями

Необходимый уровень безопасности эксплуатации АЭС на всех режимах работы обеспечивается как техническими средствами, так и высокими требованиями к организации работ и квалификации эксплутационного персонала Последнее обстоятельство ставит важнейшую проблему обеспечения безопасности эксплуатации АЭС - оптимизацию сочетания автоматизации и человеческого фактора Суть ее состоит в том, что даже при безупречно работающей автоматике отсутствие глубокого понимания оператором механизмов протекания реальных технологических процессов может привести к авариям из-за ошибочной оценки развитая событий, на которые могут быть не рассчитаны средства автоматики

В этой связи практически во всех странах, в которых используются ядерные технологии, был взят курс на разработку средств и методов анализа протекания технологических процессов энергоблока с ЯЭУ, для использования в проектных проработках и для тренажеров, которые позволяют улучшить теоретическую и практическую подготовку оперативного персонала

Поэтому тема диссертации, связанная с разработкой новых комплексов программ, моделирующих в режиме реального времени работу всех основных систем и оборудования энергоблока является актуальной

Цель работы - создание математических моделей основных процессов и оборудования энергоблока АЭС, построение программной среды моделирования динамических процессов, их контроля и управления в реальном масштабе времени, создание комплекса моделей и программ, позволяющих проводить анализ поведения энергоблока в реальном масштабе времени, в нормальных и аварийных режимах, а также использовать в имитаторах н тренажерах для поддержания квалификации оперативного персонала.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи

- разработала концепция построения среды моделирования,

- создан комплекс нейтронно-физических, теплогцдравличеекпх, электрических, логико-динамических моделей реального времени систем и оборудования АЭС,

- разработаны программные инструменты контроля и управления и представления технологической информацией энергоблока с ЯЭУ,

- разработаны программные инструменты для создания динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ,

Достоверность моделей подтверждена расчетами по прецизионным расчетным кодам, экспериментальными данными, результатами заводских испытаний и проектными расчетами установок

Личный вклад соискателя. Автором предложена концепция проектирования динамических моделей, востребованная при разработке комплекса взаимосвязанных динамических программ в режиме реального времени Автор разработал и реализовал метод быстрого расчета функционалов с использованием заранее рассчитанных теплофизических свойств, представленных в специальных таблицах, и выбора необходимых параметров путем использования интерполяционного метода. Это сократило время расчета почти в десять раз по сравнению с представлением свойств полиномами в итерациях внутри моделей Показано, что термодинамические производные также лучше представлять в таблицах с последующей интерполяцией Автором предложена и создана единая среда разработки моделей, отличительной особенностью созданной системы является ее независимость от единичной производительности вычислительного ресурса Единый программный комплекс может быть распределен (установлен) на то количество процессоров, которое доступно в сети ЭВМ Нет ограничений па количество моделей и язык программирования моделей

На защиту выносятся:

- концепция построения среды моделирования динамических процессов, систем и оборудования энергоблоков АЭС,

- набор важнейших моделей систем и оборудования АЭС, работающий в режиме реального времени и включающий следующие модели нейтронно-физические, теплогидравлические, электрические, логико-динамические,

- метод создания комплекса динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ

Научная новязпа выполненной работы заключается в следующем

- разработана концепция построения среды моделирования, полный набор важнейших динамических моделей энергоблока, программные инструменты контроля, управления и разработки моделей энергоблоков с ЯЭУ в реальном режиме времени,

разработаны инструменты и логически завершенная, регламентированная последовательность операций и процедур создания сложных динамических моделей энергоблоков с ЯЭУ

Практическая значимость и реализация результатов Разработанный комплекс математических моделей реального времени использован в нескольких поколениях тренажеров К первому поколению тренажеров (1988-1995 гг) относятся тренажеры, разработанные для Обнинского ИАТЭ (ВВЭР-1000), Кольской, Ровенской (ВВЭР-440) и Калининской, Южноукраипской АЭС (ВВЭР-1000) Для Южноукраинской АЭС тренажер модернизирован в 2001 году

В тренажерах второго поколения (1996-1999гг) разработаны и внедрены модели для блоков ВВЭР-440 в рамках проекта программы TACIS для АЭС Армении, Болгарии, Словакии, Украины, Чехии и России, а также тренажер для АЭС БН-600 (Белоярская АЭС)

С использованием современной версии комплекса динамических моделей, в 2006 году завершены работы по созданию тренажеров для Кольской АЭС (ВВЭР-440), а также ведутся работы по созданию имитатора проектируемой реакторной установки будущего Европейского энергетического реактора (EPR) и тренажера реактора БН-600 Белоярской АЭС

Апробация работы Основные результаты диссертации докладывались на следующих конференциях

- IV Всесоюзном семинаре по проблемам физики реакторов - М 1984г

- 2-nd Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykoping, Sweden, October 1618, 1990

- Meeting «Training simulator for safe operation m nuclear power plants», Hungary, September 1991

- Второй международной конференции «Научно-технические проблемы безопасности АЭС и проблемы подготовки специалистов для нужд ядерной энергетики», Обнинск, 1991 г

- VII Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2001 г

Публикации Основное содержание диссертации изтожено в 14 печатных работах

Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и приложения Содержит 156 страниц, 45 рисунков, 16 табтиц Список литературы 69 наименований

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, ее научная и практическая значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту, обозначен личный вклад автора Дано краткое содержание работы и ее место в данном направлении исследований

В главе 1 сформулированы требования к комплексу математических моделей реального времени для описания динамггческих процессов энергобтока АЭС К модетям предъявляются следующие требования

- динамические модели должны обеспечивать реальное время - используются упрощения на уровне, адекватном поставленной задаче,

- всережимность — модель создается не только для номинального режима, как в моделях проектных расчетов, но также для работы во всех переходных и аварийных режимах,

- устойчивость при любых изменениях параметров связанных систем и входных параметрах обеспечивается применением двух методов линеаризации 1 и 2 порядка, и бтоков сглаживания возмущений от соседних технологических систем,

- наличие двух шагов по времени - автоматический выбор внутреннего шага для обеспечения счета от числа Куранта и большой шаг выдачи параметров на имиджи и другие модели,

- высокая точность моделирования, удовлетворяющая стандартам - не хуже, чем 1% от точности измерения технологического канала для параметров, важных для безопасности и 2 % - для остальных параметров

Приведен перечень систем и оборудования энергоблока, для которого разработаны динамические моде™

В главе 2 последовательно описаны наиболее важные модели реального времени, разработанные и внедренные автором в тренажеры, имитаторы установок или использованные для анализа безопасности

Нейтроино-физическая модель активной зоны реакторной установки. Трехмерный расчет активной зоны является неотъемлемой частью всех современных тренажерных систем, имитаторов, аналшаторов и т п

Программный комплекс моделирует физические процессы и учитывает следующие обратные связи трехмерный нейтронный поток, трехмерное изменение параметров теплоносителя (включая изменение фазы), трехмерное изменение температур топлива, изменение пйложения органов управления, трехмерное изменение полей по шести группам запаздывающих нейтронов и ядрам предшественников, трехмерное распределение в трех группах остаточного энерговыделения, трехмерное отравление, включая моделирование трансмутации ядер J, Хе, Рш и Sm, концентрацию бора в теплоносителе Ядро модели состоит из модуля решения уравнения диффузии

Д (8)

у а м (=1

где 6 = 2 у2/)ф'"' источник нейтронов деления ы

Уравнение решается методом неполной факторизации на 9-точечном шаблоне для реакторов типа ВВЭР и на 7 точечном - для реакторов типа Используется квазистатическое приближение с разделением переменных т^Хг,!) = Р(1) * ц№\г,?),

где Р(() — быстро меняющийся амплитудный фактор,

- слабо зависящая от времени групповая форм-функпия Этот прием позволяет применить 2 различные временные сетки

«мелкую» для расчета кинетики, - «грубую» для расчета относительно медленных процессов Соответственно, для расчета форм-функции получим £1 __1

Р{ О

8чу") I 1 dp(t\">

dt P(t) dt

где Ö = —

и m

I \С,

* еГ- л ^''ШГ

ИХ I" 1 I 1-1

Статическая часть соединена с моделью нейтронной кинетики, базирующейся на алгоритме Гира

-X v-t1

dt

p«)4ß ГаГ-ФГ-ЕХ^ГФ:

1 . г-1 I L'-jr+i

-дг: vj/ ф0 dv-

Изменение любых характеристик активной зоны, включая движение ОР СУЗ, моделируется соответствующим изменением нейтронно-физических констант

Групповые константы состоят из следующих величин

- коэффициенты диффузии D, и Dz, отличающиеся в различных направлениях,

- сечения увода из группы ,

- сечение размножения VLf,

- сечение перехода го группы в группу 2/"

Ограничения на максимальное число групп не существует, но на практике использовались 2-х и 4-х групповые расчеты

Для обеспечения максимальной скорости расчета, константы готовятся на основе предварительно насчитанной библиотеки, в которой варьируются следующие параметры

- материал (TBC без ОР СУЗ и с введенным ОР СУЗ считаются разными материалами),

- средняя температура топливной композиции,

- средняя плотность теплоносителя,

- выгорание топлива,

- конпептрация борной кислоты

Дополнительно вводятся поправки на отравление основными нуклидами (Хе и Sm), которые рассчитываются на основе решения дифференциальных уравнений для концентрации соответствующих нуклидов в каждой точке расчетной сетки

Верификация используемых в тренажерах моделей проводилась путем сравнения результатов расчетов по программе с расчетами по эксплуатационным программам, а также с прецизиошшми расчетами по программе MCNP (метод Моте-Карло) Погрешность расчета КЭфф составляет

- О 3% при 7 точках на TBC,

- 1% при 1 точке на TBC

Точность расчета дифференциальных параметров ниже, однако, их поведение согласуется с расчетом по эксплуатационным программам Сравнение отклонения значений в К,фф между программой Альбом и представленной моделью для ряда температур теплоносителя показано на рис 1

Концэнтрация борной кислэты (г/кг _ Рис 1 Сравнение отклонения в К,фф для реактора ВВЭР-1000

Верификация динамики проводилось путем расчета международного бенчмарка AER-1 Он заключается в моделировании «выстреливания» из активной зоны одного стержня СУЗ с последующим срабатыванием аварийной защиты, рис 2 Значения нешронно-физических констант для TBC различного обогащения и стержней СУЗ заранее заданы

Приведены расчеты с различным высотным разбиением активной зоны 15 (PI 5) и 105 (PI 05) расчетных точек Поскольку моделирование ОР СУЗ происходит через нейтронно-физичсские KOHcrainbi, шаг расчетной сетки имеет большое значение для обеспечения гладкости поведения реактивности, но не является определяющим

ООО 1 00 2 00 ЗЮ 400 5 00 6С0 Время, с

Рис 2 Поведение реактивности при расчете бенчмарка AER-1

Расчетные данные программы являются основой для дополнительных моделей, таких как детекторы прямого заряда (ДПЗ), ионизационные камеры, термопары, обеспечивающие им информайию о состоянии нейтронного потока в различных местах активной зоны и вне ее

Главными критериями при разработке программного комплекса являлись обеспечение максимально полного воспроизведет« процессов в активной зоне и расчет их с максимальной точностью при обеспечении моделирования в реальном времени

Моделирование двухфазных систем

Для моделирования технологических систем, имеющих двухфазный теплоноситель (первый контур ВВЭР, прямоточный парогенератор БН и т д), разработан программный код КАНАЛ Это двухфазная, полностью неравновесная двухжидкостная модель с расширенным диапазоном термодинамических свойств воды и водяного пара Каждая фаза имеет собстве1шук> температуру и скорость, а также учитывается наличие неконденсирусмого газа и нерастворимой примеси В коде КАНАЛ, для описания теплогидравлических процессов, испотьзусгся нестационарная трехмерная негомогенная и неравновесная математическая мотель двухфазного потока из 6 уравнений для основных переменных Коц испочьзует быструю численную схему, разработанную для кода TRAC

На основе тестирования на ряде задач доказана пригодность системы замыкающих соотношений и тешюфизических свойств кода к расчету отечественных установок Проведена модификация кода в нем использованы более точные замыкающие соотношения вместо устаревших зарубежных корреляций Специально создана часть кода, относящаяся к расчету равновесных и неравновесных теплофизических свойств, с целью охватить диапазон свойств, требующийся для расчета турбинного отделения реактора БН-600

Модель для расчета однофазных трубопроводных сетей Математическая модечь Исходная система дифференциал!,ных уравнений записана для гомогенной равновесной модели двухфазного потока, в которой скорости давления и температуры фаз равны 8р„ до1 dS

—C_2L j--ÍZ_E—2L — -----

--Гт = _р w--f

д% дх S dx

(1)

др„е„ | 8pme„wm Sp <h дх ёх

Здесь

р„ - плотность двухфазной смеси р,„ = J] tp^p,. ,

= Z<P*P /2Х P» = £<Р*РЛ /P»

m

k í k k

em - полная энергия двухфазной смеси ет = ^Гф^РЛ /р,

к

8 - площадь сечения потока г-время

г* - импульс от касательных напряжений на боковой грашше потока

здесь г,,; - касательное напряжение, Пв; — периметр боковой границы

- проекция вектора гравитационных сил на ось г Вг — проекция на ось г вектора массовых сил, не связанных с гравитацией (¡1^ - тепловой ноток через боковую границу двухфазного потока

чСг = 2Ж*>

к

здесь <7„¿- плотность теплового потока

Принимая допущение о постояшюй площади сечения 5 и отсутствие других массовых сил, кроме гравитационной, систему (1) можно упростить Для обычных потоков со скоростью, существенно меньшей скорости звука, можно считать, что ею = кт После описанных упрощений получим

дт дх др

5т дх

Ф Á» dpj¡w

+ -t^f-*- = -g„s + p„,gzw„

ст с«

Система уравнений (2), описывающих сеть трубопроводов, аппроксимируется на сетке из узлов и соединяющих их топологических ветвей

Данная система уравнений, имеющая блок термодинамических и транспортных свойств воды, турбинного масла, смеси идеальных газов, воздуха, азота и т п, обеспечивает расчет вспомогательных и однофазных систем реакторного и турбинного отделений, в которых не требуется моделировать фазовые переходы теплоносителя

Модель турбины. Модель выполнена в гомогенном приближении на базе системы из трех законов сохранения массы (с учетом отборов и сепарации влага), энергии с учетом технической работы турбины, получаемой из планов скоростей и лопаточного КПД, импульса Для поиска и задапия параметров используется предварительный теплогидравлический расчет проточной части турбины, служащей для проверки и настройки модели Для каждой ступени турбины расчитываются все параметры, представ ченные на рис 3, где показаны планы скоростей соплового аппарата и рабочего колеса Модель требует знания установочных углов соплового аппарата (СА) и рабочего колеса (РК)

Рис 3 Планы скоростей соплового аппарата и рабочего колеса турбины

Здесь применены стандартные обозначения с, = флД1-р)*2*Л() - абсолютная скорость выхода потока из соплового аппарата (СА) и

угол ее направления ai, и - окружная скорость (обозначается ниже также как ur), <р -коэффициент скорости СА при известном располагаемом теппоперепаде Но, с\и = а * cos(ai) - окружная составляющая входной скорости, со i - относительная скорость входа потока в рабочую решетку и угол ее направления Pi (в системе координат связанной с ротором турбины), которые определяются из входного треугольника скоростей геометрически, по

скоростям и, ci и углу «i, аг = Wyjeof +р*2*Н„ - относительная скорость выхода потока ш рабочей решетки и угол ее направления Рг (в системе координат, связанной с ротором турбины), \j' - коэффициент скорости рабочей решетки, сг - абсолютная скорость выхода потока из рабочей решетки (из рабочего колеса или ступени) и угол ее направления аг определяются из выходного треугольника скоростей геометрически, по скоростям и, Oí и углу р2, С2„ = сг * cos{a.2) - окружная составляющая выходной скорости Индексами 1 и 2 обозначены соответственно входной и выходной треугольники скоростей

При расчете плана скоростей считаем известной и, - окружную скорость вращения па среднем диаметре d для каждой ступени при заданном числе оборотов п

x*d*n

и =-

60

При переменных режимах работы турбины эта скорость меняется при изменении параметра п - числа оборотов турбины в час, определяемом из решения уравнения динамики ротора

Мощность ступени Ри (равная произведению силы на скорость) равна произведению окружного усилия Ru на окружную скорость иг Удельная мощность равна отношению

полной мощности, детенной на массовый расход р

Ни =Ru*ur = — = иг * (с, *cos«1 +с, * coser,) = и, »(ю, *со$Д +<у, * cos/Л) G

Относительный лопаточный КПД ступени при известном располагаемом теплоперепаде Но (дая шобьге состояний турбины) определяется но формуле и, * (с, * eos a¡+c2* cosa,) _ иг *(сь, + съ,) Я0 Яс

Все скорости определяются динамически по приведенным выше формулам, либо геометрическим соотношениям, которые следуют из треугольников скоростей при любом режиме работы ступени

Работоспособность во всех режимах является важным свойством моделей реального времени, при этом каждая из ступеней, в зависимости от установочных углов, располагаемого перепада и расхода будет иметь свой индивидуальный лопаточный КПД Такой расчет КПД учитывает автоматически потери в сопловом аппарате, рабочем колесе и потери для каждой ступени Это обеспечивает достаточно широкий диапазон применимости математической модели турбины

Модель тестировалась на данных по турбинам ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (сравнивались заводские данные планов скоростей и расчеты модели при переменных режимах работы) Для поиска и задания параметров использовался предварительный теплогидравлический расчет проточной части турбины

Динамическая модель конденсатора

Турбинное отделение является сложным для моделирования, прежде всего, из-за наличия оборудования, работающего в двухфазной области, особенно при низких давлениях Модель конденсатора основана на термодинамическом неравновесном представлении процессов генерации и конденсации пара, га представлении конденсатора в виде двух объемов с парогазовой смесью и каплями над зеркалом испарения, конденсатом с пузырями пара под зеркалом испарения

В модели учитываются следующие процессы

- конденсация пара на теплообменных трубках рассчитывается с учетом «отравления» конденсатора неконденсирующимся газом (воздухом)

- объемная конденсация/испарение при распылении капель воды в паровой объем или резком повышении давления учитывается в неравновесном приближении и упрощенно рассматривается процесс осаждения взвешенных капель жидкости на поверхность конденсата в приближении апериодического звена,

- вскипание жидкости (конденсата) при понижении давления в неравновесном приближении и всплытие паровых пузырей к поверхности раздела конденсата и парогазового объема в приближении апериодического звена

Модель всережимная и обеспечивает описание процессов вплоть до полного залива или заполнения всего объема корпуса конденсатом или парогазовой смесыо, или чистым паром

Расчетная система дифференциальных уравнений, описывающая изменение параметров в конденсаторе турбоустановки, включает в себя уравнение Дальтона, уравнение сохранения объема, уравнение сохранения энергии парового объема конденсатора (объем над зеркалом испарения, объем 1), уравнение сохранения энергии водяного объема конденсатора (объем под зеркалом испарения, объем 2)

Уравнение сохранения объема

^ ("!,Лм (Р„ 1 Л.) + «У (Р<^))+^ {тпУп (Р^ Л2)+т»У О»)) = 0 (4)

Где

тп, тл1 - соответственно, массы водяной и паровой фазы (паровые пузыри) в объеме 2, тп, т„, - соответственно массы водяной (капли) и паровой фазы в объеме 1, V,,, у" -удельные объемы воды и водяного пара (сухой насыщенный пар при давлении рГа,) в объеме 2,

у', - удельные объемы воды (вода на линии насыщения при давлении р^) и водяного пара в объеме 1

Принималось во внимание, что каждая из составляющих смеси воздуха и водяного пара над зеркалом испарения занимает полностью объем

Дифференциальное уравнение сохранения энергии для паровой и газовой смеси в объеме 1 для открытой системы имеет следующий вид

=¿я <•> - ^ (5)

I 1"«т ¡к к

Здесь и далее фигурная скобка введена для обозначения функции выбора одной из двух величин энтальпии или внутри объема или энтальпии, приносимой в о&ьем Выбор либо величины в «числителе», либо величины в «знаменателе» производится в зависимости от направления потока, поскольку направление всегда известно до начала расчета модели Здесь ¿<2^ - количество тепла, подводимое или огводимое к объему за счет процессов теплопередачи и фазовых переходов на границе среды в объем 1 за время <1т, сШа> -изменение энтальпии среды в объеме 1 за время с/т, слагаемое описывает приток энтальпии в объем 1 из турбоустановки и атмосферы или упос энтальпии в обратном направлении,

слагаемое описывает унос энтальпии из объема 1 в объем 2 или приток

к к

энтальпии в обратном направлении, 01 - массовый расход г-го потока из турбоустановки или атмосферы в объем 1, С"'"''""* - массовый расход паровой или жидкой фазы из объема 1 в объем 2

Таким образом, дифференциальные уравнения (3), (4) и полученные из (5) уравнения для двух объемов составляют систему основных уравнении для расчета термодинамических параметров в конденсаторе турбоустановки

Тестовые расчеты давления пара для стационарных режимов работы конденсатора проводились для следующих значений температуры охлаждающей воды г*, [°С] 5, 10, 15, 20, 25 Сравнение полученных результатов с данными, приведенными в технической документации конденсатора турбины, показало хорошее совпадение данных

Разработашия динамическая двухтемпературная неравновесная модель двухфазного теплообменника и реализованный на ее основе алгоритм доказали свою работоспособность при сравнении расчетных данных модели с характеристиками конденсатора Результаты расчетов, в пределах допустимых погрешностей, совпали с опытными данными конденсатора

Выбор неравновесной модели, вместо равновесной, повышает точность расчета и одновременно скорость расчёта модели Повышение скорости расчета в неравновесной модели происходит потому, что из исходного состояния неравновесная модель делает как бы один шаг в направлении равновесия В то время как равновесная модель, на каждом временном шаге тренажёра, должна пройти весь путь, от текущего состояния до установившеюся состояния

Особенностью рассматриваемой неравновесной модели, по сравнению с известными неравновесными моделями баков, в которых рассчитывается дополнительная конденсация и генерация пара в каждом из 2 объёмов на каждом временном цше, является учет в конденсаторе турбоустановки влияния неконденсирующихся газов на теплообмен по приведенным методикам, а также учет движения капель и пузырей при низких давлениях

5 10 15 20 25

т1вга

—в— Модгль (Ж - ЮУАЭС заводской расчет Рис 4 Зависимость давления в конденсаторе турбины от температуры охлаждающей воды

Моделирование аварий с течью в коптейпмепт АЭС Для моделирования герметичных помещений или гермозоны АЭС с ВВЭР используется код 81МСО Код Б1МС0 предназначен для расчета термодинамических параметров среды в объеме защитных обочочек (ЗО) полного давления для АЭС с ВВЭР при авариях с разрывом трубопроводов и течыо теплоносителя под ЗО Согласпо пришлым стандартам на расчет аварий с течью в коитейнмент, необходимо рассчитывать не менее 2 объемов контейнмента для получения реалистичных данных в расчетах максимальной проектной аварии или аварий с гильотинным разрывом, учитывать скорость прогрева бетона и металлоконструкций установки и газообмен между помещениями контейнмента

Рассчитываются следующие основные величины

- изменение во времени температуры и давления газа в помещениях ЗО,

- нестационарное распределение температуры в степах и оборудовании,

- временные зависимости плотности азота, кислорода и пара в помещениях ЗО, -интенсивность конденсации пара и температура образующегося конденсат а в каждом

помещении 30,

- температура сливающейся воды в нижние помещения,

- расходы газовой смеси в проходках между помещениями

При расчеге учитываются эффекты нестационарного тепло - массопереноса газовой смеси, объемной и поверхностной конденсации пара, естественной конвекции газовой смеси, учитывается функционирование спринклерной системы Ограничения на применение

1 Применение программы ограничено областью термодинамических параметров атмосферы в объеме 30 при авариях с течыо геплоноситечя на АЭС с реакторами ВВЭР

2 Программа требует задания следующих граничных условий

- расход и энтальпия пароводяной смеси, поступающей под оболочку из течи,

- расходы и температура азота, кислорода и пара, поступающего в помещения из вентиляционной системы,

- расход вытяжной вентиляции,

- расход и энтальпия воды, подаваемой в енринклерное устройство

Допустимые значения параметров газовой смеси

- давление от 0 07 до 1 5 МПа,

- температура от 275 до 1200 К

Численное решение полученной системы уравнений проводится на базе модифицированной полу - неявной процедуры SIMPLER На первом этапе определяются давлеш1е в помещениях и расходы смеси в проходах между ними Далее решаются уравнения переноса энергии и компонент смеси На последнем этапе решаются локальные задачи объемной и поверхностной конденсации пара и определяются температурные поля в стенках и металле оборудования

Для тестирования кода была рассмотрена течь в бокс ВВЭР-^О Моде ib состоит из двух помещений разного объема, связанных между собой Объем большего помещения 10000 м3, а меньшего 3000 м3 Давление па выходе предохранительного устройства ашосфсрпое (1 бар) Начальное состояние определяется заданием давления в помещениях 98500 Па и температуры 40 °С

Результаты расчета данного теста. На рис 5-8 приведены результаты расчета выхода на стационарный режим (расчет физического времени до 600с проведен за ~ 30с) Па графиках термодинамические параметры для бокса №1 представлены сплошной линией, для бокса №2 - пунктирной

; ' , ; ; ■ 1 .

! 1 ! . ! í 1 !

Г ! : . ¡ ! ! i

4--Ч-- -ГГ :

.AC.L.L-LA.. ...RU-LA..

: \ гС" : i i. L L

—i—i—h—i—i —t—i—

200 400 600 800 1000 Время с

Рис 5 Измените давления газа в боксах

¡ ¡ ' ! I ! ! ! i '

L L i. ' L—

' ■ L^45" ' ' ' '

X-tX'i"

.Ll-í-l-i-i .!„■-■ -

4-4-4-4-

•-Г-Г-Т-Г--Г —1—1—1—1—t- i i i—i—

О 200 »00 600 800 1000 Время с

Рис 6 Изменение температуры газа в боксах

0 200 400 600 800 Время с

Рис 7 Массовые расходы газа в связях

—i—i—.—i—i—i—i—i—i—i 200 400 600 800 1000 Время с

Рис 8 Изменение плотности азота в боксах

Модель эжектора

Физические процессы в эжекторах, являющихся струнными насосами, качественно отличаются от процессов в центробежных насосах и требуют специально разработанной

модели Эжекторы имеют специфические характеристики, например, для них существуют эксплуатационные режимы захлебывания Все это потребовало разработки модели многоступенчатого эжектора, применяемого в турбинных отделениях энергоблоков

Модель эжектора разработана для моделирования изменения во времени тепло-гидравлических параметров рабочей среды одно- или трехступенчатого эжектора

Расчет ступени эжектора

Предельное значение давления сжатой паровоздушной среды па входе в холодильник ступе™ эжектора, при котором скорость потока на выходе из цилиндрического участка камеры смешения достигает критического значения

, к. /7.

а,• К П.. р. 1 | и

кг 17 р' Рр Яр» "

Коэффициент инжекции определяется как и-—- Для рабочего участка характеристики ступени эжектора и-и„р, где Gu - массовый расход инжектируемого потока, Gp - массовый расход потока рабочего пара, = где А- площадь поперечного сечения

Л

цилиндрического участка камеры смешения, fs- площадь поперечного сечения камеры смешения, в котором скорость потока достшает критического значения при втором предельном режиме работы ступени эжектора, к„, кр, кс - показатели адиабаты соответственно инжектируемой паровоздушной среды, рабочего пара и сжатой паровоз душной среды, рн, рр рс- давчения соответственно инжектируемой паровоздушной среды, рабочего пара и сжатой паровоздушной среды, Я,,, Пр,, 11с. - безразмерные давления соответственно инжектируемой паровоздушной среды, рабочего пара и сжатой паровоздушной среды, движущихся с критической скоростью штоков,о„,, ар., ас. -критические скорости (скорости звука) инжектируемой паровоздушной среды, рабочего пара и сжатой паровоздушной среды

Приведенная массовая скорость рабочего пара в выходном сечении сопла q = ,

p.a.

где рw — массовая скорость изоэнтропно движущегося потока рабочего пара в выходном сечении сопла, p.a. - массовая скорость этого потока в критическом сечении

Н'

Приведенная скорость рабочего пара в выходном сечении сопла X = —— ,

а.

где w - скорость рабочего пара в выходном сечении сопла при изоэ1ггрошюм (адиабатном) течении пара, а. -критическая скорость пара

Массовый расход потока рабочего пара определяется по формуле Gp = VpJpJvpl, где fpl — площадь выходного сечения сопла

Скорость рабочею пара во входном сечении камеры смешения

к„+1

К-Л

1-

Р„ 2 Р,

а,..

где Хр1 - приведенная скорость рабочего пара во входном сечешш камеры смешения, рг1 — давление отсасьшаемой среды во входном сечешш камеры смешения

Удельный объем рабочего пара во входном сечении камеры смешения

V.

к,-1 , 1—г_з

*.+1 "

Рассмотрению систему уравнений можно использовать для расчета ступени эжектора при ее работе в режиме, соответствующем рабочему участку характеристики ступени

Совместная работа промежуточного холодильника и второй (третьей) ступени эжектора должна обеспечить при расходе воздуха, содержащеюся в отсасываемой смеси, давление в промежуточном холодилыпгке не выше, чем предельное противодавление предыдущей ступеш (рс)пр при этом же расходе воздуха

Тестирование рассматриваемой модели проводилось на имеющихся данных промышленных испытаний трехступенчатого пароструйного эжектора типа ЭП-3-600 Зависимость давления всасывания первой ступени эжектора рн от расхода воздуха Сти, представленная на рис 9, показывает, что рабочие точки характеристики первой ступени эжектора по опытным данным и результатам расчета практически совпадают в практически важном диапазоне значений рц =001 — 0 03 атм

Рис 9 Характеристика первой ступени эжекгора ЭП-3-600 при отсасывании сухого воздуха 1 - данные промышленных испытаний ЛМЗ, 2 - результаты расчета

Результаты тестирования модели показывают, что модель правильно отражает процесс на рабочем участке характеристики эжектора

Представ 1ен новый экономный алгоритм расчета параметров в одно или трехступенчатом эжекторе

Тепло-гидравлическая модель эжектора разработана на основе алгоритма проектировочного расчета эжекторов В разработанном модети, при известных геометрических параметрах эжектора и заданных режимных параметрах, рассчитываются расходы паро - воздушной смеси по ступеням и другие режимные параметры Лтгоритм модели предназначен для расчета неременных режимов работы эжектора

Выше изтоженные моле iи дополняются динамическими моделями расчета электрического оборудования и систем а так же уравнениями логики КИПиЛ

В главе 3 описаны программные nncrpyven гы для разработки динамических моделей энергоблоков и требования к полноте исходных данных

Создание сложных программно-технических комплексов для моделирования динамических процессов энергоблока за разумный промежуток времени невозможно без специальных инструментов Создана интегрированная среда разработки моделей, которая работает под управлением ОС семейства Windows и позволяет создавать динамические модели технологических систем различной степени сложности Использование

интегрированной среды разработки моделей позволяет автоматизировать процесс разрабогки моделей технологических систем, что не только ускоряет и упрощает разработку, но и снижает риск ошибок, совершаемых при выполнении рутинных операций

При создании программного комплекса для разработки моделей технологических систем энергоблока удалось решить следующие задачи

- создавать модели технологических систем любой конфигурации и степени сложности, автоматизировать процесс разработки и интеграции моделей,

- создавать комплексы моделей реализующие распреде генные вычисления, кластерные системы,

- использовать единую реляционной базу данных для хранения всей информации по моделям,

- иметь удобный для создания моделей интерфейс,

использовать средства отладки и мониторинга работы моделируемого технолошческого комплекса,

-вести разработку моделей технологических систем нескольким пользователям одновременно,

- работать в наиболее распространенной ОС Windows

Разработка моделей технологических систем при помощи программных инструментов выполняется методом «визуального программирования», когда разработчик с помощью манипулятора мышь размещает на рабочем поле графические изображения базовых элементов схемы, связывает их между собой и задает их внутренние параметры, при этом все необходимые связи между моделями отдельных объектов устанавливаются автоматически Затем, созданная модель технологической схемы тестируется в автономном и комплексном режимах В ходе тестирования разработчик может контролировать все параметры работы схемы

При помощи программных инструментов можно создавать динамические модели дтя следующих технологических тинов систем реального энергоблока геплогидравлические системы, этектроэнергетические системы, системы КИПиА, человеко-машинный интерфейс

В главе 4 описаны гримеры практического применения динамических моделей реального времени при проектировании имитатора энергоблока с PWR. Пример анализа режима нормальной и аварийной ситуаций в системе смазки и уплотнения турбогенератора энергоблока БН-600 Особенности моделирования динамических процессов энергоустановок различного назначения

Модель активной зоны P\VR. Оценка критического состояния реактора PWR-1500 была выполнена по следующим расчетным программам пейтронно-физическая модель, WIMS+CITATION (диффузионная программа) и KENO-Va (Монте-Карло) Результаты расчетов приводятся в Таблице 1

Таблица 1 Значения К,фф для реактора PWR-1500, рассчитанные по различным кодам

Состояние реактора Модель WIMS+CITATION KENO-Va

Горячее (Р=0 %) 1 0499 1 0460 1 0462 ± 0 0004

Горячее (Р=100 %) 1 0359 1 0294 1 0282 ± 0 0004

Расхождения в Кэфф, рассчитанных нейтронно-физической моделью не превышают 2% по сравнению со значениями, рассчитанных по коду КЕМОЛ'а Полученные незначительные различия объясняются 2-х грушювым диффузионным приближением, использованным для решения уравнения переноса нейтронов в нейтрошю-физической модели

В качестве примера приведена модель вспомогательной технологической системы турбогенератора 4 петли 4ТГ установки БН600 В состав моделируемой системы входят

система смазки турбины и система маслоснабжения уплотнений вала оператора,Обычно моделированию динамики вспомогательных систем энергоблока незаслуженно уделяется существешю меньшее внимание по отношению к основным Однако отказ или авария во вспомогательной системе (что и случается чаще всего) приводит к частичному или полному останову энергоблока (рис 10)

Основной особенностью разработки динамических моделей реального времени для атомных электростанций является наличие жестких требований к объему и точности моделирования, а также необходимость моделирования широкого перечня неисправностей и аварийных ситуаций, включая аварии с потерей теплоносителя Именно такие модели позволяют оперативно определять последствия выхода из строя того или иного оборудования и не только проектировать необходимые защитные меры (мероприятия), но и проводить эффективное обучите оперативного персонала Кроме моделирования нейгронно-физических и тепло-гидравлических процессов, зачастую требуется моделировать процессы, связанные с радиационной обстановкой (перенос радиоактивности)

Быэдц т дгие-гтл по огтаыоск* чэсэгса ДМГ

13 4?-« И И 37 И Г И СЧ-И V 04 15 22 иг 1?

1 ___ СА&2004 уЫ_»е«мг* Мг. ОГГОСЕ.ОО Н«с5ЯЮСЕ«С1 М*Ь«г ¿5107Х*С1 <«ст

2 ХВШЮ1 «Ы.ммаае Мг ООГСП'»ЛП м«сзхаж*ст НвТ

3---- иг аоооос^оо Мак 1 400С£*03 МаЛег 7 2Э027Е >С2 Не

4 -.- ХЯРР001 уа!_*мвпа« йг аооооЕ*оо Нес 25СаЕ*00 МаЬ«г712185С1 РРк

1 Ч- ХЯГгПЛ уаЦмпига мг: астх*оо М»се®0СЕ*СП Рм 1

Б ХЯР2002.1гаОве«*1же Мг< йОЭООЕЮО Мае Б 0С0СЕ-Л0 Маке- 5 922010 Рм 1

7 ХЯР2Ю4 уа!_мшиге мгг ааюос*оо Мах 1 5050С*00 М»к«г9 Рмк

а ХВР70С8 уаЦпезмге мгг а<шг*оо Нас 4 ООЭСЕ-ЧЛ Млгкег 1 Э4Р30Е »С1 Рчь

ХНТ^ГЮЭ мп аихсЕ'00 мж4пгосЕ«да МегЧег ОСШЯЕЦЛ Р*гс

1а - ХКНЛП1 *0>сапа« Мг 0600С£»00 1 оихЕ-ш И 1 89?12£«С0 Рм 1

п —■- хитгоет »ы м-1 аскшиг 1 сс*х-сг Г к I

12 -•- ХПТ70С2 мг асоссе^о Мж 1 ОСХЕ-02 М«К«г ЗЭ3133Е-С1 Ти.1

Рис 10 Останов 4ТГ и систем смазки и уплощений вала ТГ по отключению АМГ и отказу АКР

Модели для атомных электростанций Модели АЭС с реакторами ВВЭР (Р\УЯ) включают в себя пространственную нейтронно-физическую модель активной зоны реактора, двухфазную модель первого контура, модель гермооболочки или герметичных помещений, полную модель турбинного цикла, модели вспомогательных систем и модель электроцеха Наряду с моделированием физических процессов эмулируется работа систем защит и автоматики, повторяются алгоритмы всех защит, блокировок, автоматического регулирования и сигнализации

При создании модели энергоблока с ВВЭР 440 трехмерная модель активной зоны на базе кода нейтронно-физического комплекса, кроме обмена данных с моделями первого

контура и пгшвых систем АКНП и СУЗ предоставляет необходимую информацию для эмулятора используемой на блоке системы внутрирешсторного контроля ПТК «Круиз» (см. рис. 1 ]).

Модель гермегачных помещений 81МСО включает в себя установленный после очередной реконструкции струйно-иихревой конденсатор (СВК), позволяющее уменьшить максимальное повышение давление в гермозоне в случае течей первого контура и уменьшить вероятность, либо исключить выход радиоактивности за пределы герметичных помещений.

Модель первого контура на базе кода КАНАЛ, моделирует и позволяет задавать течи различной величины, расположенные в различных местах контура (как отключаемые, пак и не отключаемые).

Модель электрической части, кроме моделей основных генераторов и генераторов собственного расхода, включает к себя модели потребителей, основные из которых, такие как ПДН, ПЭН и ЦП, представлены моделями синхронных машин. Кроме штатной системы синхронизации генераторов, моделируется возможность синхронизации блока с энергосистемой но стороне 330 кВ с центрального щита управления, позволяющая вводить зол в работу после а&ари.в, прны>ляиуп я переход) собственные нужды. Мод&тру&гся реализованная после модернизации грехканаяьная система надежного питания, а также резервный дизель — генератор. Для каждого падала моделируется алгоритм ступенчатого пуска оборудования.

РисЛ I Фрагмент эмулятора ПТК «Круиз»

Имеется особенность в применении модели энергоблока ВВЭР-440. В составе динамической модели эмулируются информационные системы установленные на блоке, такие как ИБС и СГТПД {5РК>). Фрагменты ИВС отображают значения основных измеряемых параметров и сигнализируют, изменением цвета, об отклонении этих величин от нормальных значений и достижении устпвок предупредительной сигнализации. Система КРО$ получает основные параметры технологического процесса, вычисляет и определяет по этой информации состояние Функций Безопасности. Таким образом, целью $РО!> является оказание дополнительного, представления информации персоналу БЩУ о текущем состоянии уровня безопасности 1 энергоблока Кольской АЭС (рис. 12).

Рис, 12. Фрагмент ЭРОЗ

Комплексная динамическая модель для энергоблока с реактором ВВЭР-1 (ХЮ (проект 338) принципиально не отличаете* от приведенного примера, чего нельзя сказать о модели для ЬН-600. Различия в выборе моделей реактора, первого контура и парогенераторов определяются иринщщиальиыи различием технологии и физики процессов. Малые размеры активной зоны реактора и жесткий энергетический спектр нейтронов, использование натрия в качестве теплоносителя и трехконтурная схема ЯННУ, прямоточные парогенераторы и турбины высоких параметров — это основные факторы, определяющие отличие теплофизичесхого и неЙтрО!шо-физнческого моделирования данных типов реакторов.

Модели реактора, первого и второго контуров были разработаны специально для БН-600. Модель активной зоны однояериая, с эмпирическими характеристиками обратных связей. Сетевые модели натриевых контуров рассчитывают все возможные рабочие и аварийные режимы работы, включая дренированне второго контура в с;гучае лечи парогенераторов.

Основное преимущество парогенераторов БН-600 - их модульность. При возникновении течи в каком либо модуле, он может быть изолирован и дрсшфсван без остановки работы остальных. Для исследования таких ситуаций необходимо сохранение в модели парогенератора полного количества модулей. Таким образом, модель каждого парогенератора представляет собой двухфазную (код КАНАЛ) сеть, объединяющую: восемь испарительных модулей, коллектор слабо перегретого пара и восемь модулей основных пароперегревателей

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Работа направлена на решение задачи повышения надежности и безопасности энергоблоков АЭС при их управлении в режимах нормальной эксплуатации, режимах с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных режимах, на анализ технических решений при проектировании новых установок, на создание имитаторов, инженерных и учебных тренажеров энергоблоков

1 Разработана концепция моделирования, которая позволила при достаточной полноте представления важнейших динамических процессов, происходящих на энерюблокс, реализовать режим реального времени, используя персональные компьютеры Такая идеология моделирования обладает экономическими преимуществами при сопоставлешш с полномасштабными тренажерами, не уступая им в полноте описания динамических процессов энергоблоков Реализация концепции оказалась возможной за счет использования предложенной автором идеологии распределешюй сети персональных компьютеров, графического представления технологической информации и органов управления, предварительных данных прецизионных расчетов и интерполяционной методологии

2 Создан набор неитрошю-физических, важнейших теплогидравлических, электрических, логико-динамических моделей реального времени процессов и оборудования АЭС Все модели объединяет один общий подход - это всережимные модели, работающие в реальном времени, с повышенной устойчивостью к отклонению входных параметров Модели работают на больших временных шагах Точность моделей подтверждена результатами прецизионных расчетов, экспериментальными данными, результатами заводских испытаний и проектными расчетами установок

3 Предложена технология интеграции моделей в единый комплекс, представляющий динамическую модель всего энергоблока или (по выбору) отдельных его частей (например, главный циркуляционный контур реакторного отделения или реакторное отделение вцелом) Такая технология позволяет увязать параметры всех моделей, синхронизировать работу моделей, сохранить целостность динамического комплекса при замене одной или нескольких моделей Это обеспечивает гибкость системы и удобство при исследовании динамики процессов или принятых технических решений

4 Разработаны инструменты для создания интегрированных моделей энергоблоков АЭС и продемонстрировано их применение при проектировашш, создании аналитических тренажеров и имитаторов В частности, это дало возможность создать модель прогнозирования динамики активной зоны разрабатываемою европейского реактора Р\"у'К-1500, разработать фрагменты информационно- вычислительной системы блочного щита управления БН-600, проанализировать динамику поведения важных техночогических систем и оборудования установки БН-600, используемых при проектировании реакторов БН нового поколения

5 Модели и программные инструменты бычи использованы при разработке и внедрении пятнадцати аналитических тренажеров на атомных станциях России и ряда станции в Армении, Бол1арии, Украине, Словакии, Чехии

Основные публикациа по теме работы

1 Левченко В А, Подорога В Н, Агриянц В В Система отображения информации на цветных телевизионных мониторах для тренажеров АЭС // Вопросы атомной науки и техники, серия Физика и техника ядерных реакторов - 1985 - № 3 - С 49-53

2 Ипатов В В , Левченко В А, Подорога В Н Использование цветных графических систем для обработки и визуализации информации // Труды института экспериментальной метеорологии - Обнинск ИЭМ,1985 -№8(117)-С 97-104

3 Бурков О В, Дорошенко В А, Кулапш Б П, Левченко В А, Худаско В В Математические модели основного технологического оборудования АЭС с реактором ВВЭР-IOÜO // Всесоюзная научно-техническая конференция, 16-21 сентября 1989 г тез докл -М ВНИИАЭС, 1989 - С 38-39

4 Гурьянов А Ф, Гуменюк В Д , Левченко В А Подготовка оперативного персонала АЭС и функциональные тренажеры // Всесоюзная научно-техническая конференция, 16-21 сентября 1989г тез докл-М ВНИИАЭС, 1989 -С 12-14

5 Levtchenko VA functional simulator of WER-1000 MWe reactor plant using personal computers И Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykopmg, Sweden, Octoberl6-18,1990

6 Левченко В A, Гуменюк В Д, Кофтан Ю Р, Дорошенко В А, Исаков А С , Доровскцх В И Функциональный тренажер АЭС с реактором ВВЭР-1000 // Научно-технические проблемы безопасности АЭС и проблемы подготовки специалистов для нужд ядерной энергетики сб докладов Второй международной конференции, Обшшск, 8-11 октября, 1991г-Обнинск ИАТЭ, 1991 -С 304-319

7 Gumenuk V D, Levchenko V А , Ко ft an Ju R Functional simulator of NPP with VVbR-1000 reactor // Meeting Training simulator for safe operation in nuclear power plants, Hungary, September 1991 - P 265-278

8 Казанцев A A , Левченко В А Динамическая модель конденсатора АЭС для тренажера // Известия вузов Ядерная энергетика -2001 - №1 - С 46-56

9 Худаско В В , Казанцев А А, Левченко В А, Анализ Получение расчетных соотношений для динамических моделей при конденсации и росте паровых пузырей // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл УП Международной конференции, Обнинск, 8-11 октября 2001г - Обшшск ИАТЭ, 2001 - С 59-60

10 Худаско В В , Казанцев А А, Левченко В А, Сергеев В В , Разработка математической модели неравновесного двухфазного потока для анализа безопзсносш АЭС // Известия вузов Ядерная энергетика -2001-№2-С 41-53

11 Казанский Ю А, Левченко В А, Юрьев Ю С, Ввод в эксплуатацию и останов реактора сверхмалой мощности // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл УП Международной конференции, 8-11 октября 2001г - Обнинск ИАТЭ, 2001 —С 3-4

12 Казанцев А А, Левченко В А, Динамическая модель двухфазного теплообменника для тренажера // Известия вузов Ядерная энергетика -2001 - №2 -С 89-98

13 Худаско В В, Казанцев А А, Левченко В А, Сергеев В В Анализ замыкающих соотношении по скольжению фаз в подъемном и опускном течении // Безопасность АЭС и подготовка кадров тез докл УП Международной конференции, 8-11 октября 2001г -Обнинск ИАТЭ, 2001 -С 74-75

14 Авдеев Е Ф, Чу сов И А, Левченко В А, Левченко Ю Д, Юрьев Ю С Экспериментальное исследование гидравлического сопротивления модели корпусного реактора // Известия вузов Ядерная эпергетика - 2005 - №4 - С 77-84

Компьютерная верстка В А Левченко

ЛР№ 020713 от 27 04 1998

Подписано к печати 20.04.0 7r. Формат бумаги 60x84/16

Печать ризограф Заказ № Бумага МВ Тираж 100 экз Печ л 1,5 Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ 249035, г Обнинск, Сгуд городок. 1

ВВЕДЕНИЕ.

1 ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ МОДЕЛЕЙ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ, СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ ЭНЕРГОБЛОКА АЭС.

1.1 Общие требования к динамическим моделям.

1.2 Комплекс моделей энергоблока с ЯЭУ.

1.3 Особенности математических моделей теплового оборудования энергоблока.

2 МОДЕЛИ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ.

2.1 Нейтронно-физическая модель активной зоны реакторной установки.

2.2 Моделирование двухфазных систем.

2.3 Модель для расчета однофазных трубопроводных сетей.

2.4 Модель турбины.

2.5 Динамическая модель конденсатора.

2.6 Моделирование аварий с течью в контейнмент АЭС.

2.7 Модель эжектора.

2.8 Моделирование динамики синхронных машин.

2.9 Моделирование энергетической системы.

3 ПРОГРАММНЫЕ ИНСТРУМЕНТЫ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ ДИНАМИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ ЭНЕРГОБЛОКОВ.

3.1 Интегрированной среды разработки моделей.

3.2 Описание программной архитектуры среды разработки моделей.

3.3 Программные инструменты для создания моделей технологических систем энергоблока.

3.4 Исходные данные, требования к полноте и достаточности данных.

4. ПРИМЕНЕНИЕ МОДЕЛЕЙ ДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ, СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ ОПИСАНИЯ ПОВЕДЕНИЯ

ЭНЕРГОБЛОКОВ РАЗНЫХ ТИПОВ.

4.1 Моделирование активной зоны реактора типа PWR.

4.2 Моделирование динамики технологических систем.

4.3 Особенности моделирования энергоблоков различных типов. Энергоблоки АЭС.

4.4 Другие применения динамических моделей.

В соответствии с перечнем перспективных научных исследований и критических технологий, сформулированных Министерством науки и образования РФ, ядерные технологии в настоящий момент имеют первостепенное значение.

Крупные техногенные аварии на АЭС «Три-Майл-Айлендс» США (29.03.79) и на Чернобыльской АЭС (26.04.86) заставили пересмотреть уровень требований к безопасности АЭС, на которые должны ориентироваться ядерные энергетические установки. Современная техническая политика в области безопасности АЭС основывается на том, что дополнительные затраты на предотвращение крупных аварий более эффективны, чем экономические потери при ликвидации таких аварий. Это означает, что атомная энергетика должна развиваться в условиях приемлемого риска, не превышающего по возможным последствиям риски, связанные с неядерными технологиями.

Необходимый уровень безопасности эксплуатации АЭС на всех режимах работы обеспечивается как техническими средствами, так и высокими требованиями к организации работ и квалификации эксплутационного персонала. Последнее обстоятельство ставит важнейшую проблему обеспечения безопасности эксплуатации АЭС - оптимизацию сочетания автоматизации и человеческого фактора. Суть ее состоит в том, что даже при безупречно работающей автоматике отсутствие глубокого понимания оператором механизмов протекания реальных технологических процессов может привести к авариям из-за ошибочной оценки развития событий, на которые могут быть не рассчитаны средства автоматики [1].

В этой связи практически во всех странах, в которых используются ядерные технологии, был взят курс на разработку средств и методов анализа протекания технологических процессов энергоблока ЯЭУ, для использования в проектных проработках и для тренажеров, которые позволяют улучшить теоретическую и практическую подготовку оперативного персонала [2].

Поэтому тема диссертации, связанная с разработкой новых вычислительных комплексов программ, моделирующих в режиме реального времени работу всех основных систем и оборудования энергоблока, тесно связана с обеспечением безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС и, исходя из вышесказанного, является весьма актуальной.

Цель работы состоит в создании комплекса моделей и программ, позволяющих проводить анализ поведения существующих и проектируемых энергоблоков в реальном масштабе времени в нормальных и аварийных режимах для обеспечения безопасного регламента эксплуатации, а также использовать в имитаторах и тренажерах для поддержания квалификации оперативного персонала действующих энергоблоков.

Для достижения этих целей решены следующие задачи:

- разработана концепция построения среды моделирования;

- создан комплекс нейтронно-физических, теплогидравлических, электрических, логико-динамических моделей реального времени систем и оборудования АЭС;

- разработаны программные инструменты контроля и управления и представления технологической информацией модели энергоблока с ЯЭУ;

- разработаны программные инструменты для создания динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ;

- выполнено тестирование моделей путем сравнения с расчетными кодами, экспериментальными данными и проектными расчетами.

Содержание диссертации представлено в четырех главах и заключении. В первой главе рассмотрен комплекс моделей и концепция их построения. Автором предложена концепция построения программной среды моделирования динамических процессов их контроля и управления, комплекса программных инструментов, включающего математические модели реального времени, программные средства контроля и управления моделями, инструменты разработки моделей их применение при проектировании энергоблоков, в аналитических тренажерах и имитаторах [3-8].

Концепция основана на изучении реальных потребностей анализа безопасности, потребностей при проектировании энергоблоков, действий оперативного персонала АЭС [9,10] и содержит требования к комплексу взаимосвязанных динамических моделей:

- режим реального времени;

- моделирование всего спектра технологических систем, их взаимосвязей и влияния друг на друга;

- полное моделирование систем контрольно-измерительных приборов и аппаратуры;

- моделирование режимов нормальной эксплуатации, режимов с нарушением нормальной эксплуатации, аварийных режимов, максимальной проектной аварии;

- модель удобного графического интерфейса для управления.

В концепции представлены также требования к математическим моделям. Автором или с участием автора разработаны адекватные математические модели основных процессов и оборудования, в которых были учтены следующие требования:

- математические модели должны обеспечивать реальное время -используются упрощения на уровне, адекватном поставленной задаче;

- всережимность - модель создается не только для номинального режима, как в моделях проектных расчетов, но также для работы во всех переходных и аварийных режимах;

- устойчивость при любых изменениях параметров связанных систем и входных параметрах - обеспечивается применением двух методов линеаризацией 1 и 2 порядка, и блоков сглаживания возмущений от соседних систем;

- наличие двух шагов по времени - автоматический выбор внутреннего шага для обеспечения счета от числа Куранта и большой шаг выдачи параметров на другие модели;

- точность моделирования, удовлетворяющая стандартам и не хуже, чем - 1% от точности измерения технологического канала для параметров, важных для безопасности и 2 % для остальных параметров.

Эти противоречивые требования удалось реализовать за счет создания специального комплекса моделей, способных точно описывать поведение моделируемого объекта и работать в реальном масштабе времени. При этом всегда существует компромисс между возможностями вычислительной техники и желанием повышать точность расчетов и учитывать все большее количество факторов, влияющих на поведение объекта моделирования. Новые возможности вычислительной техники вели за собой создание новых моделей и расчетных кодов.

В большинстве случаев неисправность или авария на энергоблоке проявляется в отклонениях теплофизических параметров. Поэтому возможности динамических моделей энергетических установок ограничены моделями прежде всего теплофизического оборудования. Рост производительности ЭВМ позволил ослабить эти ограничения за счет применения более точных моделей, близких к прецизионным расчетным, но учитывающих специфику динамических моделей - расчет в реальном времени.

Во второй главе дано описание моделей важнейших физических процессов, а также методов моделирования. Здесь представлены нейтронно-физическая модель активной зоны реактора, одно и двухфазные модели теплоносителя, динамические модели турбины, конденсатора, эжектора, гермозоны, модели динамики синхронных машин, модель энергосистемы на которую работает энергоблок.

Автором предложен и реализован метод быстрого расчета свойств с использованием заранее рассчитанных теплофизических характеристик, представленных в специальных таблицах, и выбора необходимых параметров путем интерполяции. Это сократило время расчета почти в десять раз по сравнению с расчетом характеристик полиномами в итерациях внутри моделей. Термодинамические производные также оказалось лучше представлять в виде таблиц и при необходимости интерполировать, так как численный расчет правыми или левыми разностями приводит к ошибкам иногда к существенным или даже к смене знака в области линии насыщения.

Такой же интерполяционный метод с заранее подготовленными таблицами макросечений позволил быстро и с необходимой точностью рассчитывать изменения эффективного коэффициента реактивности, что позволило реализовать режим реального времени.

В главе представлены данные по созданию комплекса моделей, включающих модели процессов, систем и оборудования. Технологические системы АЭС моделируются при помощи сетевых моделей на основе уравнений сохранения, используя в качестве переменных давление, расход и энтальпию.

Разработаны математические модели из 3 уравнений для проточной части турбины, проводящие расчет планов скоростей ступеней турбины в динамике [51]. Разработана универсальная нестационарная двухфазная модель теплообменника для подогревателей высокого и низкого давления [49,52], модель конденсатора [25], несколько моделей разной степени сложности для баков с водой и водой и неконденсирующимся газом, модель компенсатора давления, основанная на термодинамическом неравновесном представлении процессов, модель градирни и другие.

Вариант сетевой модели для анализа переходных процессов рассчитывает двумерные нестационарные температурные поля в стенках трубопроводов с применением современных быстрых численных методов. Версия сетевой теплогидравлической модели активной зоны включает модель двумерного нестационарного расчета температурного поля в твэле, на основе полей энерговыделения из трехмерного нестационарного нейтронно -физического расчета.

Трудным для моделирования, по причине физической неустойчивости, является теплообмен в условиях вакуума, в присутствии неконденсирующегося газа. Проведенный анализ позволил преодолеть причину неустойчивости моделей и получить в переменных давление - энтальпия устойчивую модель конденсатора, в том числе рассчитать режим срыва вакуума [25].

Для моделирования реакторов создана комплексная нейтронно-физическая и тепло-гидравлическая модель активной зоны [18]. Пространственное распределение нейтронного потока, как правило, в двух энергетических групп находится решением динамических уравнений переноса в рамках диффузионного приближения. Все обратные связи учитываются перерасчетом макросечений, используя подход предложенный автором, создать заранее насчитанную библиотеку макроконстант. Тепло-гидравлическая часть рассчитывает распределение температур топлива и теплоносителя по высоте в каждой кассете.

Моделируются физические процессы и учитывается следующее: трехмерный нейтронный поток; трехмерное изменение параметров теплоносителя (включая изменение фазы); трехмерное изменение температур топлива; изменение положения органов управления; трехмерное поведение полей шести групп запаздывающих нейтронов и ядер предшественников; трехмерное распределение в трех группах остаточного энерговыделения; трехмерное отравление, включая моделирование изменения концентрации ядер J, Хе, Ргп и Sm; пространственное распределение выгорания; концентрацию бора в теплоносителе.

Все модели объединяет один общий подход - это преимущественно всережимные модели, работающие в реальном времени, с повышенной устойчивостью к отклонению входных параметров. Модели работают на больших временных шагах - от 0,5 до 2 и более секунд, поэтому некоторые из моделей, для обеспечения устойчивости, делают несколько внутренних итераций или малых шагов.

В главе 3 описаны программные инструменты для разработки динамических моделей энергоблоков и требования к полноте исходных данных.

Создание сложных программно-технических комплексов для моделирования динамических процессов энергоблока за разумный промежуток времени невозможно без специальных инструментов. Создана интегрированная среда разработки моделей, которая работает под управлением ОС семейства Windows и позволяет создавать динамические модели технологических систем различной степени сложности [6,11,62]. Использование интегрированной среды разработки моделей позволяет автоматизировать процесс разработки моделей технологических систем, что не только ускоряет и упрощает разработку, но и снижает риск ошибок, совершаемых разработчиком при выполнении рутинных операций.

При создании программного комплекса для разработки моделей технологических систем энергоблока удалось решить следующие задачи:

- создать модели технологических систем любой конфигурации и степени сложности;

- автоматизировать процесс разработки и интеграции моделей в единый комплекс;

- создать комплексы моделей реализующие распределенные вычисления, кластерные системы;

- использовать единую реляционной базу данных для хранения всей информации по моделям;

- иметь удобный для создания моделей интерфейс;

- использовать средства отладки и мониторинга работы моделируемого технологического комплекса;

- вести разработку моделей технологических систем нескольким пользователям одновременно;

- работать в наиболее распространенной ОС Windows.

Разработка моделей технологических систем при помощи программных инструментов выполняется методом "визуального программирования", когда разработчик с помощью манипулятора мышь размещает на рабочем поле графические изображения базовых элементов схемы, связывает их между собой и задает их внутренние параметры, при этом все необходимые связи между моделями отдельных объектов устанавливаются автоматически. Затем, созданная технологическая схема тестируется в автономном и комплексном режимах. В ходе тестирования разработчик может контролировать все параметры работы схемы.

При помощи программных инструментов можно создавать динамические модели для следующих технологических типов систем реального энергоблока: теплогидравлические системы; электроэнергетические системы; системы КИПиА; человеко-машинный интерфейс.

В главе 4 описаны примеры практического применения динамических моделей реального времени при проектировании имитатора энергоблока с PWR и пример анализа режима нормальной и аварийной ситуаций в системе смазки и уплотнения турбогенератора энергоблока БН-600.

Оценка критического состояния реактора PWR-1500 была выполнена по следующим расчетным программам: нейтронно-физическая модель, WIMS+CITATION (диффузионная программа) и KENO-Va (Монте-Карло).

Расхождения в КЭфф, рассчитанных нейтронно-физической моделью не превышают 2% по сравнению со значениями, рассчитанных по коду KENO-Va. Полученные незначительные различия объясняются 2-х групповым диффузионным приближением, использованным для решения уравнения переноса нейтронов в нейтронно-физической модели.

В качестве примера приведена модель вспомогательной технологической системы турбогенератора 4 петли 4ТГ установки БН600. В состав моделируемой системы входят система смазки турбины и система маслоснабжения уплотнений вала генератора Обычно моделированию динамики вспомогательных систем энергоблока незаслуженно уделяется существенно меньшее внимание по отношению к основным. Однако отказ или авария во вспомогательной системе (что и случается чаще всего) приводит к частичному или полному останову энергоблока.

Дано краткое описание построенных комплексных моделей для нескольких энергоблоков АЭС и для проектируемых установок [65]. Приведены примеры использования комплексных моделей в построенных аналитических тренажерах.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- разработана концепция построения среды моделирования, полный набор важнейших динамических моделей энергоблока, программные инструменты контроля, управления и разработки моделей энергоблоков с ЯЭУ в реальном режиме времени;

- разработаны инструменты и логически завершенная, регламентированная последовательность операций и процедур создания сложных динамических моделей энергоблоков с ЯЭУ.

На защиту выносится:

- концепция построения среды моделирования динамических процессов, систем и оборудовании энергоблоков АЭС;

- набор важнейших моделей систем и оборудования АЭС, работающий в режиме реального времени и включающий следующие модели: нейтронно-физические, теплогидравлические, электрические, логико-динамические;

- метод создания комплекса динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ;

Практическая значимость.

Разработанный автором и с участием автора комплекс математических моделей реального времени использован на нескольких поколениях тренажеров. К первому поколению тренажеров (1988-1995 гг.) относятся тренажеры, разработанные для Обнинского ИАТЭ (ВВЭР-1000), Кольской, Ровенской (ВВЭР-440) и Калининской, Южноукраинской АЭС (ВВЭР-1000). Для Южноукраинской АЭС тренажер модернизирован в 2001 году.

В тренажерах второго поколения (1996-1999гг.) разработаны и внедрены модели для блоков ВВЭР-440 в рамках проекта программы TACIS для АЭС Армении, Болгарии, Словакии, Украины, Чехии и России, а также тренажер для АЭС БН-600 (Белоярская АЭС).

С использованием современной версии комплекса динамических моделей в 2006 году завершены работы по созданию тренажеров для Кольской АЭС (ВВЭР-440).

Ведутся работы по созданию имитатора проектируемой реакторной установки будущего Европейского энергетического реактора (EPR) и тренажера реактора БН-600 Белоярской АЭС.

Апробация работы. Ниже перечислены Международные, Всероссийские и Отраслевые конференции и семинары, на которых представлялись материалы диссертационной работы.

- Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов,- М.: 1984г.

- Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykoping, Sweden, 0ctoberl6-18,1990.

- Meeting "Training simulator for safe operation in nuclear power plants", Hungary, September 1991.

- Вторая международная конференция Научно-технические проблемы безопасности АЭС и проблемы подготовки специалистов для нужд ядерной энергетики. Обнинск, 1991г.

- Отраслевой конференции Минатома "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)", Обнинск, 2001г.

- VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров, Обнинск, 2001г.

- Отраслевой научно - технический семинар «Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения» ГНРЦ ФЭИ, Обнинск, 2002г.

- Отраслевая научно-техническая конференция, Десногорск, 2003г.

- Отраслевой научный семинар Минатома "Разработка многомерных теплогидравлических кодов", Обнинск, 14-16 мая 2003 г., ГНЦ ФЭИ Обнинск.

Основное содержание диссертации изложено в 19 печатных работах [3,4,69,11,18,25,49,51-56,58,60,69].

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и приложения. Содержит 156 страниц, 45 рисунков, 16 таблиц. Список литературы 69 наименований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Работа направлена на решение важнейшей задачи повышения надежности и безопасности энергоблоков АЭС при их управлении в режимах нормальной эксплуатации, режимах с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных режимах, и на анализ технических решений при проектировании новых установок, создания имитаторов, инженерных и учебных тренажеров энергоблоков. Для чего сделано следующее.

1. Разработана концепция моделирования, которая позволила при достаточной полноте представления важнейших динамических процессов, происходящих на энергоблоке, реализовать режим реального времени, используя персональные компьютеры. Так ая идеология моделирования обладает экономическими преимуществами при сопоставлении с полномасштабными тренажерами, не уступая им в полноте описания динамических процессов энергоблоков. Реализация концепции оказалась возможной за счет использования предложенной автором идеологии распределенной сети персональных компьютеров, за счет графического представления технологической информации и органов управления, за счет широкого использования предварительных данных прецизионных расчетов и интерполяционной методологии.

2. Создан набор нейтронно-физических, важнейших теплогидравлических, электрических, логико-динамических моделей реального времени процессов и оборудования АЭС. Все модели объединяет один общий подход - это всережимные модели, работающие в реальном времени, с повышенной устойчивостью к отклонению входных параметров. Модели работают на больших временных шагах. Точность моделей подтверждена результатами прецизионных расчетов, экспериментальными данными, результатами заводских испытаний и проектными расчетами установок.

3. Предложена технология интеграции моделей в единый комплекс,. представляющий динамическую модель всего энергоблока или (по выбору) отдельных его частей (например, главный циркуляционный контур реакторного отделения или реакторное отделение вцелом). Задача такой технологии увязать параметры всех моделей, синхронизировать работу моделей, сохранить целостность динамического комплекса при замене одной или нескольких моделей. Это обеспечивает гибкость системы и удобство при исследовании динамики процессов или принятых технических решений.

4. Разработаны инструменты для создания интегрированных моделей энергоблоков АЭС и продемонстрировано их применение при проектировании, при создании аналитических тренажеров и имитаторов. В частности, это дало возможность создать модель прогнозирования динамики активной зоны разрабатываемого европейского реактора PWR-1500, разработать фрагменты информационно- вычислительной системы блочного щита управления БН-600, проанализировать динамику поведения важных технологических систем и оборудования установки БН-600, используемых при проектировании реакторов БН нового поколения.

5. Модели и программные инструменты были использованы при разработке и внедрении пятнадцати аналитических тренажеров на атомных станциях России и ряда станций в Армении, Болгарии, Украине, Словакии, Чехии.

1. Unterweger P. The Lessons of Cernobyl. Bhopal and Three Mile 1.land. CIM Rev. 1990. 6. N2. P. 60-63.

2. Малашинин И.И., Сидорова И.И. Тренажеры для операторов АЭС. М. : Атомиздат, 1979. |-С. 152.

3. Левченко В.А., Подорога В.Н., Агриянц В.В. Система отображения информации на цветных телевизионных мониторах для тренажеров АЭС. // Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1985. - № 3. - С. 49-53.

4. Бурков О.В., Дорошенко В.А., Кулагин Б.П., Левченко В.А., Худаско В.В. Математические модели основного технологического оборудования АЭС с реактором ВВЭР-1000. // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989.-С. 38.

5. Кофтан Ю.Р. Сетевая операционная система малого тренажера АЭС // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989. С. 37.

6. Levtchenko V.A. Functional simulator of VVER-1000 MWe reactor plant using personal computers. // 2-nd Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykoping, Sweden, October 16-18,1990.

7. Gumenuk V.D., Levchenko V.A., Koftan Ju.R. Functional simulator of NPP with VVER-1000 reactor. // Specialist's Meeting "Training simulator for safe operation in nuclear power plants", Hungary, September 1991, P. 265-278.

8. Гурьянов А.Ф., Гуменюк В.Д. , Левченко В.А. Подготовка оперативного персонала АЭС и функциональные тренажеры. // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989.

9. Калашников Д.А., Доровских В.И. Левченко В.А. Интегрированная среда разработки тренажеров InSiDE. // Отраслевая конференция, Десногорск, 2003.

10. Иванов В.В., Осетров К.В. О возможности применения концепции риска для оценки уровня подготовки операторов ядерных энергетических установок (статья). Тренажеры для операторов ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат. - 1989.

11. H.JI. Сальников, И.О. Козин, В.А. Острейковский Выбор оптимальных аварийных установок на основе метода статических решений // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. — 1988.-вып. 1.-С. 96-100.

12. СТО 1.1.1.01.004.0680-2006 «Стандарт организации. Технические средства обучения».

13. Recruitment, Qualification and Training of Personnel for Nuclear Power Plants. Safety guide. IAEA Safety Standards Series. Vienna, 2006.

14. Guidelines for upgrade and modernization of nuclear power plant training simulators. Vienna, 2006.

15. РД ЭО 0549 2004. «Требования к учебно-методическим материалам для подготовки/поддержания квалификации персонала атомных станций»

16. Балакин И.П., Левченко В.А. Нейтронно-физическая модель активной зоны для аналитических тренажеров. // Материалы конференции. Десногорск. -2003.

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

18. Гольба B.C. Казанцев А.А. Тепловой расчет тихоходной влажнопаровой турбины на ЭВМ МВССО СССР, Обнинский филиал МИФИ, Обнинск, 1985. (в 2 частях). - Учеб. Пособие по курсу «Паровые и газовые турбины».

19. Паровые и газовые турбины: Сборник задач: Учеб. пособие для вузов / Трояновский Б.М., Самойлович Г.С., Нитусов В.В., Занин А.И. /Под ред. Трояновского, Г.С. Самойловича. 3-е изд., перераб. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 240.

20. Трояновский Б.М. Турбины для атомных электростанций, 2-е изд., М. : Энергия, 1978.

21. Технический отчёт по теме: Тепловые испытания турбоустановки К-1000-60/1500-2 ПОАТ ХТГЗ и энергоблока 1000 МВт ст. N1 Запорожской АЭС. / Том I, II Южтехэнерго. 1987.

22. А.А. Казанцев, В.А. Левченко; Динамическая модель конденсатора АЭС для тренажера // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика Обнинск, №1, 2001, С. 46-56.

23. Технический отчёт по теме: Тепловые испытания турбоустановки К-1000-60/1500-2 ПО AT ХТГЗ и энергоблока 1000 МВт ст. N1 Запорожской АЭС. /Том I, II Южтехэнерго. 1987.

24. Берман С.С. Теплообменные аппараты и конденсационные устройства турбоустановок, М., Машгиз, 1959, С. 420.

25. Шкловер Г.Г., Мильман О.О. Исследование и расчет конденсационных устройств паровых турбин. М. 1985.

26. Теоретические основы теплотехники . Теплотехнический эксперимент.: Справочник / Под. Общ. Ред. Чл. корр. АН СССР В.А. Григорьева, В.М. Зорина. - 2-е изд. Перераб. - М.: Энергоатомиздат. - 1988. - С. 650.

27. Лабунцов Д.А., Ягов В.В., Крюков А.П. Основы механики двухфазных систем / Под ред. О. А. Синкевича. М.: Моск. Энерг. Институт. - 1988. -С. 77.

28. Соколов Е.Я., Зингер Н.М. Струйные аппараты. Изд. 2-е. М.: Энергия, 1970.

29. Веников В.А. Переходные электромеханические процессы в электрических системах. М.: «Энергия». - 1964.

30. Петров Г.Н. Электрические машины. М.: «Госэнергоиздат», 1963.

31. Электрические системы (В семи томах). / Под редакцией Веникова В.А. -М.: Высшая школа. 1970.

32. РД ЭО 0528 2004 «Методические указания по применению системного подхода к обучению персонала атомных станций»

33. Каляев И.А., Коробкин В.В., Кухаренко А.П., Макеев В.В., Поваров В.П., Румянцев К.Е., Инновационные разработки Южного научного центра РАН в области создания систем управления для атомной энергетики // Инновации. №10. - 2006. - С. 65-68.

34. Форуги Ф., Балакин И. П., Волков Ю. В. Модель безинерционного детектора прямого заряда для измерений нейтронного потока в переходных процессах энергетических реакторов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. №4. - 1997.

35. ГОСТ Р ИСО 9001-2001 «Система менеджмента качества. Требования».

36. ИСО 19011 «Руководящие указания по аудиту систем менеджмента качества и/или систем экологического менеджмента», Госстандарт России. -2002.

37. ГОСТ Р ИСО 9004-2001 «Системы менеджмента качества. Рекомендации по улучшению деятельности».43. «Методология функционального моделирования IDEF0», Госстандарт России. 2000.

38. Балакин И. П., Украинцев В. Ф. Методика и программа компьютерного моделирования переходных процессов в активных зонах реакторов ВВЭР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. №3. - 1997.

39. H.JI. Сальников, Р.П. Баклушин, А.В. Васяшин, В.М. Поплавский, Н.Г. Типикин Математическая модель и программный комплекс оптимизации секционного парогенератора типа «натрий-вода» // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1993. - №1. - С.54-58.

40. Методы и средства моделирования физических процессов в ядерно-энергетических установках. Сборник научных трудов №1 кафедры «Расчет и конструирование реакторов АЭС» /Под общей ред. проф. д.ф.-м.н. Ю.А. Казанского. Обнинск, ИАТЭ. - 1990. - С. 138.

41. Казанцев А.А., Левченко В.А., Динамическая модель двухфазного теплообменника для тренажера // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №3. - 2001.

42. Rouhanifard S.A., Kazantsev A.A., Sergeev V.V.; RELAP5 Modeling of the NPP VVER-1000 Steam Generator //"Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика" Обнинск. - №4. - 2001. С. 41-53. (англ.).

43. Казанцев А.А., Левченко В.А. Динамические модели для тренажеров АЭС // Тезисы доклада на отраслевой конференции Минатома "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)". Обнинск. - 2001.

44. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Сергеев В.В., Разработка математической модели неравновесного двухфазного потока для анализа безопасности АЭС // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №2. - 2001. - С. 41-53.

45. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Анализ Получение расчетных соотношений для динамических моделей при конденсации и росте паровых пузырей // VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров. Тезисы докладов. Обнинск. - 2001.

46. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Сергеев В.В. Анализ замыкающих соотношений по скольжению фаз в подъемном и опускном течении. // VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров. Тезисы докладов. Обнинск. - 2001.

47. Левченко В.А., Миронович В.Л., Лукьянов А.А., Перспективы использования СМЭВМ в задачах эксплуатации АЭС с ВВЭР. // Работы IV Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов. М.: - 1984.

48. Ипатов В.В., Левченко В.А., Подорога В.Н. Использование цветных графических систем для обработки и визуализации информации. //Труды института экспериментальной метеорологии. Вып. №8 (117). М.: -Гидрометеоиздат. - 1985.

49. Иванов В.В., Осетров К.В. О возможности применения концепции риска для оценки уровня подготовки операторов ядерных энергетических установок (статья). Тренажеры для операторов ядерных энергетических установок. М.: - Энергоатомиздат. - 1989.

50. Левченко В. А. Концепция малого тренажера АЭС. / В сб.: «Расчетные исследования экспериментальных и энергетических установок». -Обнинск.-ИАТЭ.- 1989.

51. Соловьев С.П. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие. ИАТЭ. - Обнинск. - 1992. - С. 300.

52. The EVVEREST challenger: developing compact simulators for VVER-440s / Nuclear Engineering International, August 1997.

53. Rakitin I. D., Danilov V.A., Zenkov A. D., Malkin S. D., Masanov A.O., Yanushevich D.I. The SimPort™ Simulation Technology the Development Experience / 2003 Western Multiconference, Orlando, Florida, January 19-23, 2003.

54. Каляев И.А., Коробкин B.B., Кухаренко А.П., Макеев В.В., Поваров В.П., Румянцев К.Е., Инновационные разработки Южного научного центра РАН в области создания систем управления для атомной энергетики // Инновации. №10. - 2006. - С. 65-68.

55. Иванов В.В., Иванова Т.В., Разработка метода рисковых характеристик для системного подхода в исследовании безопасности ЯЭУ (препринт). М.: МИФИ.-1991.

56. Авдеев Е.Ф., Чусов И.А., Левченко В.А., Левченко Ю.Д., Юрьев Ю.С. Экспериментальное исследование гидравлического сопротивления модели корпусного реактора. / Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №4. - 2005.