автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование на крупномасштабных установках аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 с целью обоснования и обеспечения их безопасной эксплуатации

На правах рукописи

Елкин Илья Владимирович

МОДЕЛИРОВАНИЕ НА КРУПНОМАСШТАБНЫХ УСТАНОВКАХ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ РУ ВВЭР-1000 С ЦЕЛЬЮ ОБОСНОВАНИЯ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ИХ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва 2005

Работа выполнена в федеральном государственном унитарном предприятии Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций (ФГУП "ЭНИЦ").

Научный консультант:

доктор технических наук, Асмолов Владимир Григорьевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

Ефанов Александр Дмитриевич

доктор технических наук, Соловьев Сергей Леонидович

Ведущая организация:

доктор технических наук, Безлепкин Владимир Викторович

Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России

Защита состоится " ¿i " 2005 г. в /У часов, на заседании диссертационного Совета Д.212.157.07 при Московском энергетическом институте (Техническом университете) по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14 МАЗ

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)

Оазыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу: 113250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14, Ученый совет МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан 2005 г.

Ученый секретарь

диссертационного Совета Д.212.157.07

к.т.н., профессор Лавыгин В.М.

ЖЗОЯ9

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность работы. Программой развития атомной энергетики России до 2010 г. определены задачи по сохранению и наращиванию мощностей. В этой программе также запланировано замещение выработавших ресурс АЭС на новые модификации.

Сейчас понятно, что АЭС будут более востребованы через ~ 40 лет, когда станет, ощутим дефицит органического топлива. Действующие станции ~ к 2023 г. постепенно исчерпают свой ресурс. Единственное реальное, что можно предложить в настоящее время - это достройка и ввод в эксплуатацию АЭС, а также продление срока службы действующих АЭС. В настоящее время эта тенденция проявляется во всем мире, и стала наиболее актуальной задачей.

Для того чтобы Россия не утратила свое положение в этой области, необходимо сконцентрировать усилия на следующих направлениях: обеспечение безопасности действующих блоков; - продление срока службы действующих блоков; ввод энергоблоков третьего поколения.

В настоящее время основные проектные решения по энергоблокам в значительной степени отработаны и обоснованы. В то же время, ужесточение требований к повышению эффективности эксплуатации и достижению конкурентоспособности по экономическим показателям при безусловном обеспечении современных требований к безопасности АЭС формируют основные проблемы.

Решение этих проблем достигается: выполнением экспериментов для целей верификации расчетных кодов, используемых для обеспечения и обоснования безопасности АЭС. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная экспериментальная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между экспериментальной и реакторной установками должен быть как связующее звено посредник - математическая модель, реализованная в виде расчетного кода. Собственно обоснование безопасности выполняется расчетным путем, а экспериментальные установки служат для верификации расчетных кодов.

Необходимость выполнения верификации расчетных кодов с использованием данных, полученных на интегральных установках, обусловлена как объективными причинами, так и требованиями нормативных документов Госатомнадзора России, рекомендациями международных организаций (IAEA, OECD/NEA).

Для целей верификации расчетных кодов используются исследования, выполненные на реальных АЭС или экспериментальных установках двух типов - фрагментных и интегральных.

Фрагментные установки моделируют компоненты реакторных установок и предназначены для исследования отдельных теплогидравлических явлений. Эти исследования используются для верификации отдельных моделей кодов.

Интегральные установки моделируют циркуляционный контур реакторных установок и предназначены для комплексного исследования тегатогидрав-лических процессов в переходных и аварийных режимах. Эти исследования используются для верификации расчетного кода как интегральной математической модели АЭС.

Проблема верификации отечественных расчетных кодов является актуальной, так как ее решение обеспечивает стратегическую независимость проектов АЭС с РУ ВВЭР и их коммерческую конкурентоспособность. Верификация расчетных кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу.

Для её решения необходимо:

■ выполнить качественный анализ аварий и переходных режимов,

■ определить степень важности процессов и явлений с точки зрения обеспечения безопасности АЭС,

■ рассмотреть возможности стендовой базы и качество полученных экспериментальных данных,

■ выполнить отбор типов экспериментов и провести эти эксперименты,

■ выполнить расчеты и сопоставить результаты расчетов с экспериментальными данными (собственно верификация), подготовить верификационные отчеты.

К настоящему времени этот процесс уже достаточно формализован. Составлены матрицы верификации для РУ ВВЭР, в которых обобщена информация по явлениям и процессам, степени их изученности, важности для безопасности и наличию соответствующей экспериментальной базы. При выполнении работы выявилось практически полное отсутствие экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000.

Для выполнения экспериментальных исследований необходимо разработать программу исследований, которая учитывает имеющееся состояние базы экспериментальных данных, а также потребность в получении новых данных.

Использование экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, структурно подобных реальному объекту, значительно повышает верифицированность расчетных кодов. Это, в свою очередь, повышает качество обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.

Таким образом, требования к обеспечению и обоснованию безопасной эксплуатации АЭС определяют высокую актуальность проблем, связанных с верификацией кодов, используемых организациями Главного конструктора и Научного руководителя при разработке проектов, эксплуатирующей организацией - при выполнении условий действия лицензий, а надзорным органам - при экспертизе материалов, обосновывающих безопасность реакторных установок.

Цель работы - разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных решений при создании интегральных установок, а также последующего выполнения экспериментального моделирования режимов РУ ВВЭР-1000, формирования банка данных для верификации расчетных кодов. ^

> ♦.МЬ-*,.!*»,?

Для достижения указанных целей решались следующие задачи:

1. постановка задач экспериментальных исследований;

2. создание современных интегральных стендов как инструмента для исследования теплогидравлических процессов применительно к АЭС с ВВЭР-1000;

3. выполнение экспериментальных исследований;

4. формирование банка экспериментальных данных. В рамках первой задачи:

• сформулированы проблемы исследований,

• разработаны матрицы верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР,

• выполнена приоритезация явлений и процессов,

• разработана программа экспериментальных исследований.

В рамках второй задачи:

• выполнен анализ методов моделирования, применяемых при создании интегральных установок,

• разработаны технические задания на проектирование установок,

• проведены наладочные работы и выполнены характеристические опыты.

В рамках третьей задачи:

• разработаны сценарии экспериментов,

• подготовлены установки для выполнения экспериментов,

• выполнены экспериментальные исследования.

В рамках четвертой задачи:

• выполнена обработка и анализ экспериментальных данных,

• подготовлены и выпущены научно-технические отчеты по экспериментам,

• организовано пять стандартных проблем безопасности.

Научная новизна.

1. Впервые для АЭС с реакторами типа ВВЭР разработаны матрицы верификации расчетных кодов.

2. Выполнена идентификация наиболее важных с точки зрения безопасности явлений/процессов для аварийных и переходных режимов АЭС с РУ ВВЭР, а также приоритезация этих явлений/процессов по степени их важности с точки зрения обоснования и обеспечения безопасности.

3. Разработана "Программа экспериментальных работ на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР для верификации программ, используемых при обосновании безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).

4. Впервые в России для целей получения экспериментальной информации созданы две интегральные теплофизические установки разного масштаба с современной системой управления и измерения параметров, моделирующие один объект - первый контур РУ ВВЭР-1000.

5. Впервые применительно к условиям РУ ВВЭР-1000 выполнены крупномасштабные экспериментальные исследования: гильотинный разрыв "горячего" трубопровода, течь из первого во второй контур, а также исследованы новые инженерные решения, использованные в системе пассивной подачи воды второй ступени - ГЕ-2.

6. Впервые на интегральной теплофизической установке выполнены экспериментальные исследования по проверке эффективности процедур управления авариями для РУ ВВЭР-1000.

Достоверность. Разработанные матрицы верификации, идентификация и приоритезация явлений /процессов получили одобрение российских и международных организаций. Результаты получены на экспериментальных установках, построенных с использованием общепризнанных принципов моделирования и обоснованной программой исследования. Экспериментальные исследования базировались на применении: проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.

Практическая ценность выполненных исследований состоит в уникальности этих исследований и в применении полученных новых знаний при разработке матриц верификации, верификации расчетных кодов, проверке новых инженерных решений, используемых в системах обеспечения безопасности и проверке эффективности процедур управления авариями.

Основные этапы работы выполнялись по техническим заданиям и договорам с ведущими организациями в отечественной атомной энергетике: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", АЭП, Концерн "Росэнергоатом", а также по международным контрактам с Европейским сообществом.

Созданные интегральные установки включены в матрицы верификации и являются базовыми экспериментальными установками для исследования тепло-гидравлических процессов применительно к АЭС с реактором типа ВВЭР-10ОО.

Экспериментальные данные, полученные на интегральных теплофизиче-ских установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, используются при верификации расчетных кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP, при их экспертизе, проводимой НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России Полученные экспериментальные данные позволили организации-заявителю расширить область применения кода при аттестации в Госатомнадзоре России.

Положения, выносимые на защиту: результаты идентификации и приоритезации явлений/процессов, идеологию создания экспериментальных стендов и их представительность, S результаты экспериментальных исследований, S результаты анализа теплогидравлических процессов.

Личный вклад автора. На всех этапах работы автор непосредственно участвовал в разработке:

• матриц верификации (в составе международной рабочей группы под эгидой OECD),

• идентификации и приоритезации процессов и явлений (в составе рабочей группы МЦЯБ),

• программы экспериментальных исследований.

Автор непосредственно принимал участие и руководил работами по:

• разработке заданий на создание установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

• созданию экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,

• разработке сценариев экспериментальных исследований,

• выполнению экспериментов и обработке экспериментальных данных,

• анализу результатов экспериментов и подготовке отчетов.

На протяжении всей работы автор являлся представителем научного руководителя - РНЦ "Курчатовский Институт".

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах, в том числе на: отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС "Теплофизика-99" - Обнинск, 1999 г.; Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК - Обнинск, 1999 г., Отраслевой конференции "Теплогидравличе-ские коды для энергетических реакторов" Обнинск, 29-31 мая 2001 г., Второй и третьей научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", ноябрь 2001 г., 2003 г., Международном Информационном Форуме 7 по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК Пиестану (Словакия) 2003 г.; семинаре по динамике "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" 4-8 октября 2004 г., НИТИ, Сосновый Бор, отраслевом совещании "Базы знаний и экспериментальные исследования по те-плогидравлике ЯЭУ" 23-24 ноября 2004 г., ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, а также международных конференциях: ICONE (8, 9,10 и 11), NURETH 10, ЮАР 03.

По теме работы автором в соавторстве выпущено 43 научно-технических отчета и опубликовано 32 статьи.

Публикация. Основное содержание диссертационной работы изложено в 30 публикациях.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 125 наименований. Диссертация содержит 205 страницы текста, в том числе 42 рисунка и 33 таблицы.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность выполненных исследований, определены цели и задачи работы, показана актуальность, научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе приведена общая постановка задачи исследования, проанализированы современные требования по обеспечению безопасности атомных станций, показывается необходимость создания интегральных теплофизических установок структурно подобных АЭС с РУ ВВЭР. Показано, что для решения задачи верификации расчетных кодов необходимо: разработать матрицы верификации, иметь банк достоверных экспериментальных данных, определить степень важности процессов и явлений с точки зрения обеспечения безопасности АЭС. Показана необходимость выполнения дополнительных исследований и, в частности, на интегральных теплофизических установках.

При анализе безопасности АЭС применяется системный подход. Этот подход включает в себя классификацию и выбор спектра режимов, идентификацию и ранжировку теплофизических явлений и процессов, а также оценку эффективности способа моделирования. Необходимость системного подхода обусловливается ужесточением требований к обоснованию безопасности АЭС, а также огромным объёмом работ и условиями финансирования НИР. Анализ безопасности РУ с ВВЭР должен сочетать использование двух направлений:

• экстраполяция поведения экспериментальных установок на реальные реакторные установки;

• применение верифицированных расчётных кодов для моделирования переходных и аварийных режимов реакторных установок.

Системный подход, используемый при анализе безопасности АЭС с РУ ВВЭР, был реализован при разработке матриц верификации для АЭС с РУ ВВЭР. Предварительный анализ матриц верификации OECD выявил необходимость дополнительных исследований на интегральных установках и установках по отдельным процессам с учетом специфики РУ ВВЭР.

Экстраполяция результатов экспериментов, полученных на экспериментальных установках, на реакторную установку составляет фундаментальную проблему.

С одной стороны, неизбежные искажения геометрических и других факторов, характеризующих конструкцию и эксплуатацию экспериментальных установок. С другой стороны, расчетные коды, должны быть верифицированы на экспериментальных данных, полученных на этих установках.

Достоверность результатов анализа выполненного с использованием экспериментальных данных и расчетов по кодам применительно к реакторным установкам должна быть доказана для исключения вышеупомянутых искажений и неточностей моделей.

Анализ последствий переходных процессов и аварий можно осуществить двумя способами.

Первый способ - экспериментальный, в котором на экспериментальной установке или на реальной АЭС моделируется исследуемый режим. Этот способ требует создание специальных стендов, оборудованных соответствующей системой управления и измерения или дооснащения реальной АЭС дополнительной системой измерения и сбора данных.

Второй способ - аналитический. Он основан на применении расчетных кодов. Этот способ требует создание кодов адекватно моделирующих РУ, их валидации и верификации.

Повышенные требования к обоснованию и обеспечению безопасности АЭС вызвали быстрое развитие расчетных кодов, что потребовало использования систематизированного подхода к изучению теплогидравлических процессов в РУ. Развитие таких подходов оказалось невозможным без создания обобщенной базы данных по явлениям и процессам, а также систематизации экспериментальных данных необходимых для верификации кодов. Эти причины определили необходимость создания матриц верификации.

Основной целью создания матриц верификации является необходимость получения информации о:

• наличии экспериментальных данных,

• степени экспериментальной изученности рассматриваемых явлений и процессов,

• достоверности экспериментальных данных.

Подбор экспериментальных данных для включения в матрицы верификации основывался на двух критериях: выбор и полнота.

Первый критерий означает, что необходим выбор оптимального набора экспериментов (минимально-достаточное количество).

Второй критерий означает, что необходима полная проверка расчетного кода для всех областей его применения.

Концепция разработки матриц верификации была основана на этих критериях и использовании международного сотрудничества. Такое сочетание гарантировало полноту охвата имеющихся экспериментальных данных, обогащало взаимный обмен экспериментальными данными.

Основная деятельность по разработке матриц верификации была начата международной рабочей группой в 1983 году под эгидой OECD, в период распространения в России первых версий расчетных кодов улучшенной оценки. В это время оценка кодов стала ключевой задачей в процессе их развития, решение которой было необходимо для их практического применения. Предварительный анализ матриц верификации показал, что необходимы дополнительные исследования на интегральных установках и установках для отдельных явлений.

Матрицы верификации формировались путем включения в них явлений, учитывающих большое разнообразие конструктивных отличий АЭС. При формировании матриц было также учтено то, что для некоторых условий можно найти явления, не адекватно представленные в них. В этих случаях дополни-

¡■4>" ч*

тельную проверку расчетного кода необходимо выполнять с использованием экспериментов, исследующих эти явления.

При разработке матриц верификации Рабочая группа предполагала, что вопросы, возникающие при разработке кода (базовые модели, включая балансные уравнения, численные методы, способы подключения моделей), не должны включаться в матрицы.

Матрицы верификации охватывают следующие типы экспериментов:

• базовые, включая численные и эталонные эксперименты, или анализ одиночных теплогидравлических явлений;

• отдельные явления или часть от интегрального эксперимента;

• эксперименты, выполненные на интегральных установках, включая переходные процессы, имевшие место на АЭС.

Первая версия СБМ матриц (применительно к АЭС с реакторами типа Р\\П и была выпущена в 1987 году. С тех пор было еще несколько ре-

дакций матриц верификаций. Это связано как с решением небольших частных задач, так и с процессом непрерывного развития самих кодов, стендовой экспериментальной базы и совершенствования подходов, как к анализу аварий, так и управлению авариями.

Процесс оценки отечественных кодов ранее носил несколько иной характер. Общей стратегии оценки кодов не было. Анализ применимости отечественных кодов осуществлялся практически только их разработчиками, что снижало качество оценки кодов, несмотря на высокую квалификацию разработчиков.

Разработка матриц верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР была инициирована на симпозиуме по безопасности РУ ВВЭР. За основу матриц верификации для РУ ВВЭР были приняты матрицы верификации, разработанные под эгидой ОЕСД.

В 1993 г. была создана Рабочая группа по разработке матриц верификации расчетных кодов, в которую вошли ведущие специалисты из Госатомнадзора России, ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", ГНЦ ФЭИ, ЭНИЦ, АЭП и НИТИ, а также эксперты из Чехии, Финляндии, Франции, Германии, Венгрии, Латвии, Польши, Словакии и Украины.

Автор данной работы на протяжении всего периода работы входил в состав Рабочей группы от РНЦ "Курчатовский институт" и принимал активной участие в разработки матриц верификации для АЭС с РУ ВВЭР.

В результате деятельности Рабочей группы были разработаны три матрицы верификации:

Матрица I - явления и процессы при большой течи теплоносителя из первого контура;

Матрица II - явления и процессы при малой и средней течи теплоносителя из первого контура;

Матрица П1 - явления и процессы в переходных режимах.

При этом следует учитывать, что любое из явлений/ процессов, занимающее в матрицах верификации всего одну строчку, проявляет себя по-разному в разных режимах. Степень его проявления зависит от параметров теплоносителя (давления, температуры, расхода, паросодержания и т.д.) и геометрических характеристик оборудования.

Адекватную оценку описания расчетным кодом одного и того же явления/ процесса в разных режимах нельзя получить на основе результатов одного эксперимента или экспериментов выполненных на одной установке. Необходим широкий спектр установок, способных в разных масштабах и при разных параметрах теплоносителя воспроизводить это явление.

При разработке матриц для включения в них было проанализировано много экспериментальных установок и экспериментов. В процессе выбора экспериментов и установок учитывался ряд факторов, включая: ^ матрицы, которые связывают явления, стенды и типы экспериментов, ^ стенды и эксперименты, учитывающие реакторные условия,

качество и полнота экспериментальных данных (измерения и документация),

^ отношение явления/процесса к безопасности,

^ явление/процесс должно быть представлено экспериментами, выполненными на установках разного масштаба, ^ процесс верификации должен быть направлен на выявление недостатков кодов.

При наличии дубликатов экспериментов или подобных экспериментов, выполненных на двух или более стендах, эти эксперименты также включались в матрицы для их использования при возникновении вопросов, связанных с влиянием масштаба стендов.

Для определения степени влияния указанных в матрицах верификации явлений и процессов на безопасность АЭС с ВВЭР в Международном Центре по Ядерной Безопасности (МЦЯБ) была создана еще одна Рабочая группа. В ее работе участвовали специалисты России (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", НТЦ ЯРБ, ЭНИЦ, ГНЦ ФЭИ, АЭП) и США (АНЛ). Этой группой была выполнена идентификация и приоритезация процессов и явлений с точки зрения оценки их влияния на безопасность АЭС с ВВЭР.

Автор данной работы принимал активное участие в работе и этой Рабочей группы.

Работа по идентификации процессов и явлений состояла в том, чтобы на основе разработанных матриц верификации дать описание явлений и процессов, а также выполнить приоритезацию и ранжирование в соответствии с критериями важности. Благодаря этой работе деятельность по получению требуемых экспериментальных данных была организована более эффективно.

Существенным аспектом обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС с РУ ВВЭР является наличие экспериментальной базы. Эксперимен-

тальные данные, полученные на интегральных стендах, необходимы для проверки расчетных кодов, используемых при выполнении анализа безопасности, для проверки и разработки процедур управления авариями, для проверки инженерных решений предлагаемых для новых систем безопасности.

С учетом выше сказанного разрабатывалась Программа экспериментальных исследований. При разработке Программы был использован весь накопленный опыт разработки матриц верификации, а также документация по проектным и запроектным авариям, противоаварийным мероприятиям, зарубежный опыт выполнения работ на интегральных установках. В работе над Программой принимали участие специалисты ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России, Концерна "Росэнергоатом", ЭНИЦ.

Автор данной работы принимал непосредственное участие в разработке этой Программы.

Во второй главе приведен обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизических установок.

Исследование проектных и запроектных аварий на реальных реакторных установках выполнить практически невозможно, поэтому используется метод проведения исследований на экспериментальных интегральных установках. При анализе интегральных теплогидравлических процессов важны не только знания об отдельных явлениях/процессах, но также знания о влиянии на них разных компонент системы. Эти знания приобретаются в результате выполнения исследований на структурно-подобных экспериментальных интегральных установках. Для этих целей в разных странах были построены около двадцати интегральных стендов для различных типов РУ.

Подобие экспериментальных установок реальным объектам предполагает, что возможно корректное воспроизведение в них явлений/процессов, которые встречаются в реальном объекте. Важно быть уверенным не только в том, что все соответствующие явления/процессы реализуются в экспериментальной установке, но и в том, что относительная роль каждого явления/процесса правильно воспроизводится.

Методы масштабирования являются инструментом для достижения подобия. Они играют решающую роль при разработке концепции проектирования и выполнении экспериментальных исследований, а также при определении возможности экстраполяции полученных результатов на РУ. Эти методы определяют геометрические характеристики, расположение компонент и граничные условия эксперимента, необходимые для достижения подобия. Недостаточное геометрическое подобие, неполное выполнение требований методов масштабирования вызывают масштабные возмущения, которые необходимо учитывать при оценке поведения РУ в переходных и аварийных режимах.

Необходимо отметить, что все процессы и элементы системы не могут быть одновременно смоделированы одним масштабным преобразованием В связи с этим строгое моделирование применительно к интегральным системам в

полном объеме невозможно и отказ от него является неизбежным. В результате неизбежен переход к приближенному моделированию, то есть к детальному, связанному с варьированием параметров, изучению процессов и явлений в условиях близких к реальным.

Кроме того, следует заметить, что критерии масштабирования используются не только для создания экспериментальных установок, но и для того, чтобы определить условия проведения эксперимента.

Очень важным является тот факт, что масштабные искажения могут изменить или даже уничтожить некоторые важные явления/процессы, либо напротив породить процессы, не свойственные реальной установке. Успех экспериментальной программы зависит от опыта в идентификации важных процессов и правильном выборе критериев моделирования.

Для получения набора определяющих критериев в соответствии с теорией подобия используется анализ размерностей или безразмерная форма основных уравнений. Список критериев, определяющих развитие процесса во времени и пространстве и входящих в условия однозначности представлен в таблице 1. К таким условиям относятся геометрические свойства системы, граничные условия. свойства теплоносителя и конструкционных материалов.

При создании установки для изучения теплогидравлических процессов в РУ могут быть использованы разные методы моделирования. В работе Д.А. Ла-бунцова дан анализ теоретической базы масштабного моделирования, широко применявшейся при создании экспериментальных стендов в США, Японии, Франции, Италии. В ней показано, что методы моделирования можно разделить на три группы в зависимости от способа записи системы дифференциальных уравнений сохранения. В основу методологии моделирования в первой группе положена система дифференциальных уравнений сохранения в частных производных, во второй - система одномерных уравнений сохранения, в третьей - исходные уравнения имеют смешанный характер. Каждый метод имеет ограничения.

В работе представлен обзор и анализ разработанных ранее методов моделирования:

1. линейное моделирование (с изменением масштаба по времени);

2. объемно-мощностное моделирование (с сохранением масштаба по времени);

3. идеализированное моделирование (с сохранением масштаба по времени).

Анализ методов моделирования

Известно, что все числа подобия, полученные из условия тождественности описания подобных объектов, подразделяются на определяющие и определяемые. По теореме Кирпичева-Гухмана достаточным условием подобия является равенство лишь определяющих критериев подобия, которые получаются из параметров, входящих в условия однозначности и выделяющих детерминированный тип процесса.

Из работы Д.А. Лабунцова следует, что правил моделирования "вообще" не бывает. Правила моделирования формулируются именно для выделенного типа процесса. Пренебрежение условиями однозначности означает введение излишних связей в виде априорного равенства определяемых критериев. Это в общем случае приводит к неверным результатам.

В связи с этим экстраполяция результатов экспериментов, полученных на экспериментальных установках, на прототип составляет фундаментальную проблему. С одной стороны, неизбежны искажения геометрических и других факторов, характеризующих конструкцию и эксплуатацию экспериментальных установок. С другой стороны расчетные коды, должны быть верифицированы на экспериментальных данных, которые получены на этих установках.

Потенциальными источниками искажений являются неустранимые в принципе, особенности конструкции установки, которые невозможно корректно масштабировать.

Все экспериментальные установки разрабатываются с применением критериев, полученных для стационарных условий и, как правило, для однофазной среды. В тоже время при исследовании нестационарных режимов наблюдаются самые разнообразные гидродинамические процессы. В этих процессах могут существовать разные двухфазные режимы течения потока и колебательные процессы в горизонтальных и вертикальных каналах. Из общей теории моделирования следует, что эти процессы не могут быть одновременно смоделированы с помощью какого-либо одного масштабного преобразования.

При обсуждении вопросов моделирования постановка задачи будет правильной, если включает в себя только наиболее существенные для конкретного режима процессы.

Ниже приведены некоторые недостатки рассмотренных методов моделирования.

Линейное моделирование - ограниченность класса моделируемых явлений.

При применении этого метода последовательное уменьшение линейных размеров экспериментальной установки приводит к пропорциональному уменьшению масштаба времени. Такой подход применяется, например, для моделирования волн давления, когда силы гравитации малы по сравнению с локальным перепадом давления. Геометрическое подобие сохраняется, но возникают существенные нарушения подобия процессов теплопередачи и невозможно корректно моделировать явления/процессы, в которых силы гравитации играют существенную роль.

Объемное моделирование - невозможно сохранить гидравлическое сопротивление элементов для всех элементов.

При получении метода объемного моделирования не сделано этого вывода из-за того, что исходные уравнения использованы в общем виде.

Сохранение высотных отметок позволяет моделировать влияние гравитации, но при этом нарушается геометрическое подобие. Одной из основных проблем при использовании этого подхода является моделирование источников и стоков тепла (например, металлоконструкций, тепловых потерь).

Идеализированное моделирование - этот метод не применим для модельных исследований с помощью экспериментальных установок. Этот подход интересен лишь как сам факт существования такого способа, который демонстрирует широту подходов в вопросе моделирования.

При создании экспериментальных установок необходимо учитывать следующее:

1. Методы масштабирования сами по себе могут вносить возмущения. В большинстве случаев при проектировании экспериментальной установки невозможно выполнить все требования, вытекающие из этих методов. При этом неизбежно появление компромиссов. Они возникают при разработке конструкции элементов установки, их расположении, а также при моделировании способа подвода и стока энергии, при воспроизведении граничных условий (например, закон изменения мощности) и т.д. Все это вызывает дополнительные нарушения, которые необходимо учитывать при анализе полученных результатов.

2. Большое количество компромиссов, возникающих при создании интегральных установок и их элементов, а также сложность явлений возникающих при исследовании нестационарных теплогидравлических процессов, делают прямую количественную оценку нарушения масштабирования практически невозможной.

3. При моделировании имеет место сосуществование в одном процессе разных, не сводимых один к другому масштабов одной размерности. Так линейным масштабом может быть и диаметр отверстия, и высота слоя жидкости, и капиллярная постоянная, ответственная за структурные особенности среды. Масштабное преобразование должно быть тождественно для всех параметров одной размерности. Однако при наличии в одном явлении разномасштабных эффектов такое преобразование, воздействуя, например, на геометрию макросистемы, не может изменить структурную геометрию, определяемую физическими свойствами компонент фаз.

Выходом из этой ситуации является выполнение большого количества экспериментов, как на разных установках отдельных эффектов, так и на разных интегральных стендах, отобранных в процессе создания матриц верификации.

Такой подход во многом соответствует идеям приближенного и локального моделирования, неизбежного при большом числе определяющих параметров. При приближенном моделировании процесс воспроизводится с нарушением условий полного подобия, но в заранее известных пределах.

При наличии автомодельности относительно какого-либо эффекта, соответствующий определяющий критерий исключается из списка аргументов и ситуация значительно упрощается.

Возможно использование квази, или приближенной автомодельности, т.е. отсутствия заметной зависимости от какого-либо критерия, хотя природа квази-автомодельности не универсальна, поэтому каждый случай требует специального рассмотрения.

Важно также принять во внимание такие известные факты, как:

■ автомодельность одного из физических параметров не обязательно распространяется на другие параметры;

■ в многозвенной системе может существовать приближенная автомодельность суммарных характеристик при отсутствии ее для отдельных элементов.

Для того чтобы оценить качество моделирования экспериментальной установки необходимо:

• использовать критерии, позволяющие оценить возможность воспроизведения на этой установке требуемых явлений или

• сопоставить экспериментальные установки друг с другом.

Для экспериментальных установок сконструированных с использованием метода объемно-мощностного моделирования эти критерии даны в таблице 1 и показаны на рисунке 1.

Если при проектировании экспериментальной установки эти критерии и соотношения были максимально учтены, то это позволяло создать хорошую модель. Указанные выше искажения, заложенные в самих методах моделирования, к сожалению, при этом не могут быть устранены.

Основные принципы, использованные при создании ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР Для решения задач в рамках работ по обоснованию безопасности РУ с ВВЭР-1000 в 1985 г. в ИАЭ им. И.В. Курчатова было разработано техническое задание на создание интегральной установки ИСБ-ВВЭР.

В 1987 г. было принято решение о создании интегральной установки ПСБ-ВВЭР более крупного масштаба. Новая установка должна быть в десять раз крупнее интегральной установки ИСБ-ВВЭР.

Основным назначением создаваемых интегральных теплофизических установок являлось решение следующих фундаментальных задач:

• исследование теплогидравлических явлений/процессов в РУ ВВЭР при проектных и запроектных авариях, а также в переходных режимах;

• наполнение банка экспериментальных данных для верификации расчетных кодов;

• проверка эффективности процедур управления авариями;

• проверка новых инженерных решений, направленных на увеличение безопасности реакторной установки;

• оценка влияния масштабного фактора.

Таблица 1 Критерии ка

Наименование Крите}!

- учет изменения режима течения

- учет захвата пара в место течи и

- учет захвата жидкости в место течи 1 * II ь | Ч

- учет условия существования противотока

где Д О' - диаметр трубопровода модели и прототипа соответ £/,</- диаметр течи в модели и прототипе

у

р = — - коэффициент объемного масштабирования.

_1_

-1.

изменения режима тсчкШМ захват пара в мс-сто течи 1дхп»1 жидкости в место течи условия сушест воваиия противотока^

Т"

Т

Масштаб моделирований шендии (6)

Рисунок 1. Искажение некоторых процессов в разных уста»

При этом должны быть выполнены исследования следуюпцссов: теплообмен и гидродинамика при естественной циркуляци двухфазного теплоносителя;

теплообмен и гидродинамика при естественной циркулзонасы-щенного теплоносителя;

^ теплообмен и гидродинамика при резком всплеске мощвария с нарушением управления реактивностью);

^ переходные и аварийные режимы, включая аварии типа "малая" течь, а также некоторые виды аварий типа ATWS;

^ теплообмен и гидродинамика в активной зоне реактора при работе САОЗ; ^ эффективность систем и разных схем САОЗ.

При разработке технического задания на создание интегральной установки была использована (с учетом поставленных задач) следующая концепция моделирования:

■ равенство термодинамических параметров в модели и РУ,

■ натурная высота контура,

■ сохранение объемно-мощностного соотношения между элементами и их взаимного расположения.

При создании обеих установок использовался один и тот же метод - метод объемно-мощностного моделирования.

С учетом этого и принятой концепцией моделирования было обеспечено:

> получение термодинамических параметров в первом и втором контурах экспериментальной установки равными параметрам РУ ВВЭР-1000;

> равенство нивелирных отметок расположения основного оборудования экспериментальной установки и РУ ВВЭР-1000 (проект В-320);

> сохранение взаимного соотношения объемов основного оборудования экспериментальной установки и РУ;

> время транспорта теплоносителя в элементах первого контура установки в стационарных условиях такое же как в РУ;

> гидравлическое сопротивление основных элементов первого контура экспериментальной установки в стационарных условиях как в РУ.

Выполнение этих условий в полном объеме весьма затруднительно, да и не всегда оправдано. В частности, такие факторы как аккумулированное тепло в металлоконструкциях и тепловые потери с поверхности оборудования модели, не позволяют соблюсти такое требование как ТмЛГру=1 для всех элементов экспериментальной установки. Одним из наиболее важных параметров установки является ее масштаб.

Для выбора масштаба установки, а также изучения опыта моделирования отдельных узлов, был выполнен анализ существующих аналогов. В этот период западные страны имели целый ряд установок для исследования теплообмена и гидродинамики в переходных и аварийных режимах применительно к АЭС с реакторами типа Основным и самым главным отличием АЭС с РУ Р\\Т1 от АЭС с РУ ВВЭР является парогенератор. В тоже время давление и температура в этих реакторных установках практически совпадает с такими же параметрами АЭС с РУ ВВЭР.

Список наиболее представительных интегральных установок использованных для исследования процессов в реакторной установке типа ВВЭР и Р\УЯ представлен в таблице 2.

Анализ характеристик установок, представленных в таблице 2е имеющаяся информация позволили сделать следующие выводы:

> при создании большинства существующих установок использовк-но-мощностной метод моделирования;

> отсутствует общий подход в решении вопросов неизбежных ий теплогидравлических процессов. Выбор компромиссных решений мнф и является предметом дополнительных исследований;

> рабочее давление в большинстве случаев равно давлению в прот<

> во многих установках нет строгого соблюдения условия равенц-ностного масштаба - объемному масштабу. Это отклонение связано f-вием требуемой мощности либо с необходимостью иметь определеню имитаторов твэл для сохранения структуры активной зоны;

> основные элементы первого контура практически во всех устан<р-положены на тех же высотных отметках как в прототипе.

Из таблицы 2 следует, что установки ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР м)ь использованы в работах по оценке влияния масштабного фактора со« зарубежными интегральными установками.

В тоже время, установка ПСБ-ВВЭР по объемному масштабу, н-но, одному из самых главных факторов моделирования, уступает лишв-кам LSTF, LOFT, BETHSY, PKL и оставляет позади такие установки rf, LOBI, SEMISCALE и IIST.

На рисунке 2 представлены схематические виды основных Teni-ских интегральных стендов.

Таким образом, на момент разработки технического задания нар интегральных теплофизических установок для выполнения исследова-менительно к РУ с ВВЭР-1000 экспериментальных установок типа ИС'я ПСБ-ВВЭР в России не было (за исключением стенда СБ ОКБ "Гидрой Оценка качества установки ПСБ-ВВЭР

Как было отмечено выше, качество экспериментальной установо оценить по правильности моделирования теплофизических процессов

Это можно сделать, сравнив критерии, отвечающие за исследув-лофизические процессы, разных установок между собой и реальным об Анализ аналогичный тому, который был сделан для семи зарубе-тановок, был выполнен для экспериментальных установок ИСБ-ВВЭ1-ВВЭР. Результаты анализа приведены в таблице 3.

Таблица 2. Экспериментальные интегральные установки

Название установки Страна Метод моделирования РУ прототип Объемный масштаб Высотный масштаб Мощность, МВт Давление, МПа Число стержней в модели АЗ Число петель ГЦН

1.0ГГ США Объемно-мощностной PWR-W 1 60 1:3 50 17 1400 2 2-фазные

ЯЕМгеСАЬЕ США Объемно-мощностной 1:1700 2.0 17 25 2 2-фазные

ЬОВ1 Италия Объемно-мощностной РХУЯ-КАА/и 1 720 54 15 64 2 2-фазные

ьэтт Япония Объем но-мощностной РШИЛУ 1 48 10* 16 1170 2 2-фазные

РКХ ФРГ Объемно-мошностной РЧУЯ-КАУи 1.134 3.0* 4 340 3 2-фазные

ВЕТНБУ Франция Обьемно-мошностной Р\УЯ-Р 1 100 3.0* 15 420 3 2-фазные

БРЕв Италия Объемно-мощносгной PWR 1-427 9.0 15 97 3 2-фазные

1ШТ Тайвань Ишии 1:400 1 4 0 45 2.1 18 3 1-фазные

РАСТЕЬ Финляндия Объемно-мощносгной ВВЭР- 440 1:305 1 1 1 0 8.0 144 3 нет насосов

РМК-2 Венгрия Объемно-мощностной ВВЭР- 440 1 2070 0.664 15 19 1 1-фазный

СБ Россия - ВВЭР-1000 1 3000 1 0 17 7 2 1-фазный

ИСБ-ВВЭР Россия Объемно-мощностной ВВЭР-1000 1 3000 1 1 1 8 25 19 2 1-фазные

ПСБ-ВВЭР Россия Объемно-мощностиой ВВЭР-1000 1 300 1.1 10 20 168 4 2-фазные

БЕМКСАЬЕ МСШ2 1 1705

ШВ1 ЗРЕЙ

МСЮ2

I 712 1.427

ПСБ-ВВЭР 1 300

ВЕТШУ ЬЯТТ

1100 148

Рисунок 2. Схемы основных теплофизических интегральных установок

г

Таблица 3. Значения критериев для разных интегральных установок

Критерий Искажение масштаба ИСБ -ВВЭР 8ЕМ1 ЗСАЬЕ ШВ1 ЗРЕв ПСБ -ВВЭР РКЬ ВЕТШУ шкг ЬЭТР РШИ/ ВВЭР

объемный масштабный фактор V Р=Г 1/2915 1/1700 1/720 1/427 1/289 1/134 1/100 1/60 1/48 1

изменение режима течения Чз) 2.3 1.46 1.47 0.94 1.45 1.85 0.93 0.18 0.50 1

захват пара в течь о-ШГ 0.0117 0.014 0.023 0.026 0.039 0.067 0.061 0.041 0.074 1

захват жидкости в течь -шг 1.39 1.16 1.17 0.98 1.16 1.28 0.97 0.50 0.76 1

условия существования противотока 0.0087 0.039 0.048 0.19 0.065 0.041 0.300 37.4 2.2 1

диаметр "горячего" трубопровода о 25 34 46 67 76 81 120 280 207 737/ 850

диаметр, соответствующий 1% течи 1.63 2.0 2.9 3.7 5.0 6.6 7.6 9.5 11.0 76.2/ 85

Ниже даны комментарии к полученным результатам.

Критерий изменения режима течения в горизонтальных трубах. Этот критерий большинством установок выполняется удовлетворительно. Для установки ПСБ-ВВЭР рассматривалась возможность приблизить величину этого критерия к единице за счет увеличения диаметра трубопровода и, соответственно, уменьшения длины горизонтальных участков для сохранения объема. В этом случае внутренний диаметр трубопроводов должен был быть равен 0.087 м.

В тоже время, для сохранения гидравлического сопротивлению равного гидравлическому сопротивлению прототипа внутренний диаметр трубопроводов установки ПСБ-ВВЭР должен быть равен 0.049 м. С учетом сортамента труб был выбран трубопровод с внутренним диаметром равным 0.076 м. В этом случае по качеству воспроизведения этого явления установка ПСБ-ВВЭР уступает только установкам БРЕв и ВЕТШУ.

Критерий, учитывающий захват пара истекающим потоком жидкости (воронкой). Как видно из таблицы 3, этот процесс плохо моделируется во всех рассматриваемых установках. Тем не менее, установка ПСБ-ВВЭР по этому параметру уступает только установкам с большим объемным масштабом.

Критерий, характеризующий захват жидкости в место течи истекающим потоком пара. Этот процесс моделируется хорошо во всех установках. По качеству воспроизведения этого явления установка ПСБ-ВВЭР уступает только установкам БРЕБ и ВЕТШУ.

Критерий, характеризующий условия существования противотока. Диапазон изменения этого критерия по установкам очень большой. С увеличением диаметра трубопровода величина этого критерия возрастает как отношение диаметров в степени 7. По качеству воспроизведения этого явления установка ПСБ-ВВЭР уступает только трем установкам: БРЕБ, ВЕТШУ и ЬЯТИ.

Таким образом, из выполненного анализа видно, что установка ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, а по ряду параметров и своим возможностям их превосходит.

Третья глава содержит описание интегральных теплофизических установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, их систем управления и измерения параметров и оценку погрешности измерения.

Интегральная установка ИСБ-ВВЭР моделирует первый контур серийной АЭС с РУ ВВЭР-1000 (проект В-320). Второй контур АЭС на установке не моделируется. Объемно-мощностной масштаб: 1:3000; высотный масштаб 1:1.

Установка ИСБ-ВВЭР состоит из модели реактора, компенсатора давления, системы САОЗ и двух циркуляционных петель с соотношением объемов 1:3. Одиночная петля меньшего диаметра представляет одну аварийную в прототипе, тройная петля большего диаметра представляет три неаварийные петли реакторной установки. В состав каждой петли входят: модель парогенератора, циркуляционный насос и соединяющие их трубопроводы. Обе петли (аварийная

и неаварийная) замыкаются на модель реактора, которая состоит из опускного участка, модели активной зоны, выходной камеры и байпасного участка.

Для сбора, обработки отображения и архивизации информации, получаемой с первичных датчиков, установка ИСБ-ВВЭР оборудована автоматизированной системой научных исследований (АСНИ). Частота записи измерительных каналов до ~ 20 Гц. Система измерения содержит более 500 каналов. Опыт, полученный при проектировании, сооружении и эксплуатации установки ИСБ-ВВЭР, был использован при создании установки ПСБ-ВВЭР.

Интегральная установка ПСБ-ВВЭР моделирует первый контур серийной АЭС с РУ ВВЭР-1000. Существующий второй контур установки ПСБ-ВВЭР не моделируется второй контур АЭС. Объемно-мощностной масштаб: 1:300; высотный масштаб 1:1. Установка ПСБ-ВВЭР состоит из модели реактора, компенсатора давления, системы САОЗ и четырех циркуляционных петель с соотношением объемов 1:1. В состав каждой петли входят: модель парогенератора, циркуляционный насос и соединяющие их трубопроводы. Циркуляционные петли замыкаются на модель реактора, которая состоит из опускного участка, модели активной зоны, выходной камеры и байпасного участка. Для сбора, обработки отображения и архивизации информации, установка ПСБ-ВВЭР оборудована автоматизированной системой научных исследований (АСНИ). Частота записи большинства измерительных каналов до ~ 20 Гц, а изменение давления с частотой до 100 Гц. Система измерения содержит более 1000 каналов.

В настоящее время интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР является базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований. В ее состав включены модели практически всех систем реальной РУ, которые необходимы для проведения самого широкого спектра экспериментальных исследований переходных и аварийных режимов. Диапазон размера течей для аварий с разгерметизацией первого контура - от самого малого размера течи до гильотинного разрыва циркуляционного трубопровода, а второго контура - от разрыва одной трубки парогенератора до разрыва паропровода полным сечением.

Ввод в эксплуатацию интегральных теплофизических установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР предоставил реальную возможность пополнение банка экспериментальных данных экспериментами с учетом требований матриц верификации, проверки эффективности процедур управления авариями. Наличие двух установок с масштабом, отличающимся в 10 раз, позволяет выполнять научные исследования по оценке влияния масштабного фактора.

Обобщенные параметры установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР в сравнении с РУ ВВЭР-1000 представлены в таблице 4.

Из этой таблицы видно, что конструкция обеих интегральных установок хорошо удовлетворяет использованному закону моделирования.

В четвертой главе приведены результаты основных экспериментальных исследований.

Верификация расчетных кодов, используемых для обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС, является необходимым условием достоверности получаемых с их помощью результатов.

Теплогидравлические расчетные коды, применяющиеся для анализа безопасности АЭС с РУ ВВЭР-1000, такие как ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, а также зарубежные RELAP5, CATHARE, ATHLET ранее были верифицированы как на специально выполненных экспериментах по исследованию отдельных явлений, так и на данных некоторых режимов, имевших место на АЭС.

Однако при выполнении работы по верификации этих расчетных кодов имелся существенный недостаток - практически полное отсутствие их верификации на экспериментальных данных, полученных на крупномасштабных интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000. Только на таких установках можно воспроизвести (в основном) весь комплекс процессов и явлений, реализующихся на АЭС при авариях с разгерметизацией первого и второго контуров, и их взаимное влияние друг на друга.

Верификацию расчетных кодов необходимо выполнять для каждого типа исследуемого режима, включая режимы с элементами управления аварией. Именно такой путь прошли США, Франция и Германия при разработке расчетных кодов, выполнив на своих интегральных установках большое количество экспериментов, моделирующих разные типы переходных и аварийных режимов.

Существующее состояние работ по верификации расчетных кодов в России дало объективное основание для появления многочисленных замечаний в экспертных заключениях выпущенных для разных блоков АЭС с РУ ВВЭР-1000.

Все это привело к необходимости разработать Программу экспериментальных исследований, которая позволила бы закрыть "белые" пятна в матрицах верификации, выполнить исследования эффективности процедур управления авариями, а также проверить работоспособность новых систем, повышающих безопасность АЭС.

В разработке Программы приняли участие специалисты ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", НИТИ, НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России, концерна "Росэнергоатом", ДАЭ Минатом, ЭНИЦ. При этом был использован накопленный опыт разработки матриц верификации для РУ ВВЭР, документация по проектным и запроектным авариям, противоаварийным мероприятиям, зарубежный опыт создания интегральных установок и выполнения на них работ.

¿ь

Таблица 4. Обобщенные характеристики ИСБ-ВВЭР, ПСБ-ВВЭР и РУ ВВЭР-1000

Параметр ИСБ-ВВЭР ВВЭР/ИСБ ПСБ-ВВЭР ВВЭР/ПСБ ВВЭР

Масштаб

объемно-мощностной 1:3000 3000 1:300 300 1:1

по высотным от меткам 1:1 1 1:1 1 1:1

количество петель 2 4:2 4 4:4 4

тепловая мощность, МВт 1 10 3000

тепловые потери, % 3.6 2.0 0.063

Первый контур

давление, МПа 20 20 18

температура теплоносителя, °С 290/320 1 290/320 1 290/320

расход ТН через АЗ, кг/с до 6 до 60 17360

максимальная температура твэл, °С 1000 1000

диаметр трубопровода, мм: - горячий - холодный 25/51 25/41 76 76 850 850

длина обогреваемой части АЗ, м 3,53 1:1 3,53 1:1 3,53

число твэл, шт. 19 1:2677 168 1:301 50856

объем первого контура, м3 0.128 1.28 370

объем активной зоны, м 0,0059 1:2500 0,0497 1:298 14,8-

объем верхней камеры, м3 0,0187 1:3260 0,1962 1:312 61,2

объем опускного участка, м3 0,0119 1:2655 0,1168 1:291 34

объем горячего трубопровода, м3 0,006 1:2645 0,0764 1:301 22,9

объем холодного трубопровода, м3 0,0242 1:2491 0,2318 1:260 60,3

Планирование экспериментальных исследований выполнялось в соответствии с приоритетными задачами процесса верификации расчетных кодов, обоснования новых систем безопасности, проверки процедур по управлению авариями для АЭС с ВВЭР.

Перед выполнением программы научных исследований на установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР были выполнены серии характеристических экспериментов по определению их тепловых и гидравлических характеристик.

В период с 1993 по 1999 год на базе экспериментов, выполненных на интегральной теплофизической установке ИСБ-ВВЭР, было организовано и проведено пять Стандартных Проблем по верификации расчетных кодов: СПБ-1 (1993 г.), СПБ-2 (1995 г.), РСП-3 (1998 г.), международные Стандартные Проблемы - SP-1, SP-2 были выполнены в рамках проекта №6 МЦЯБ, а также один эксперимент в рамках проекта PHARE.

Модель системы пассивной подачи воды второй ступени - ГЕ-2 впервые была испытана на установке ИСБ-ВВЭР. Экспериментальное исследование этой системы в условиях большой течи выполнено по заказу АЭП. Результаты этого исследования показали принципиальную возможность использования системы ГЕ-2 в условиях полной потери источников переменного тока.

Результаты экспериментальных исследований, выполненных на установке ИСБ-ВВЭР, были использованы при выполнении работ по верификации отечественных расчетных кодов ТРАП, КОРСАР и БАГИРА.

За весь период работы интегральной установки ИСБ-ВВЭР выполнены исследования более 40 переходных и аварийных режимов.

После окончания строительства интегральной установки ПСБ-ВВЭР она стала базовой установкой для выполнения исследований применительно к РУ ВВЭР-1000.

За время работы установки ПСБ-ВВЭР (период 1999 - 2004 г.) исследованы следующие типы переходных и аварийных режимов.

• течь теплоносителя из первого во второй контур;

• течь теплоносителя 2.4,11 и 16 % из "холодного" трубопровода;

• течь теплоносителя 2.4, 11 и 16 % из выходной камеры модели реактора;

• разрыв паропровода между парогенератором и БЗОК;

• двусторонняя течь 2x25% из "горячего" трубопровода;

• остановка четырех ГЦН (имитация режима АЭС "Козлодуй");

• остановка одного ГЦН;

• естественная циркуляция при по шаговом дренировании теплоносителя;

• потеря питательной воды (имитация режима АЭС "Козлодуй");

• потеря всех источников переменного тока;

• обрыв "горячего" трубопровода (100%) со стороны реактора перед главной запорной задвижкой;

• течь 0.7% из "холодного" трубопровода с отказом САОЗ ВД и САОЗ НД (проверка эффективности процедуры управления аварией);

• течь 0.7% из "холодного" трубопровода с отказом САОЗ ВД (проверка эффективности процедуры управления аварией).

Полученные уникальные экспериментальные данные использованы для верификации расчетных кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, RELAP5, CATHARE, ATHLET.

Результаты некоторых экспериментальных исследований.

На установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР выполнены эксперименты, охватывающие все три матрицы верификации, а также эксперименты по исследованию новых систем безопасности и эффективности процедур управления авариями. Ниже кратко представлены результаты двух экспериментов.

Отключение двух турбопитательных насосов. Этот эксперимент является характеристическим, и он показал способность экспериментальной установки ПСБ-ВВЭР воспроизвести явления и процессы, которые имели место на реальном блоке АЭС "Козлодуй".

Сценарий эксперимента

Сценарий эксперимента основан на реальной последовательности событий, имевших место на АЭС "Козлодуй". Перед началом переходного процесса реакторная установка находилась в стационарном состоянии на мощности 38.6 %. Стопорные клапаны турбины закрыты. Давление во втором контуре поддерживалось с помощью БРУ-К. При этой мощности отключились оба турбопитательных насоса.

По факту отключения турбопитательных насосов регулятор ограничения мощности начал снижать мощность реактора. После прекращения подачи питательной воды уровни в ПГ начали уменьшаться. На 70 с был подал сигнал на закрытие БРУ-К.

Уменьшение подачи питательной воды привело к уменьшению уровня воды в парогенераторах и достижению уставки на отключение ГЦН, которые последовательно отключились. Первым на 85 секунде отключился ГЦН № 3. После окончания выбега последнего насоса (ГЦН № 4) движение теплоносителя в первом контуре происходило в режиме естественной циркуляции.

После закрытия БРУ-К на 225 с сброс пара из парогенераторов прекратился и уровни в них перестали снижаться. Не смотря на закрытие БРУ-К, давление во втором контуре продолжало уменьшаться. Максимальный расход питательной воды в ПГ-3 в 3.5 раза превышал расход воды в остальные napoi енераторы в период, когда наблюдалось увеличение уровней в парогенераторах. В связи с этим давление в ПГ-3 уменьшалось быстрее, чем в остальных парогенераторах и стало меньше, чем давление в ГПК. В результате на паропроводе ПГ-3 закрылся обратный клапан. Подача большого количества питательной воды в ПГ-3 привела к тому, что давление в этом парогенераторе снизилось до 4.9 МПа. Вследствие этого закрылся БЗОК.

Подача питательной воды продолжалась до тех пор, пока уровни в ПГ не достигли номинальных значений. После того, как уровни воды в парогенераторах восстановились, регулятор питательной воды перешел в режим подержания уровня. После стабилизации уровня давление во втором контуре начало увеличиваться, а первый контур разогреваться.

Повторное включение всех ГЦН было осуществлено оператором в период времени 1208 - 2092 с процесса.

Результаты

Выполненный эксперимент подтвердил правильность воспроизведения реальных процессов имевших место на АЭС "Козлодуй" и возможность использования установки ПСБ-ВВЭР для получения достоверных экспериментальных данных для целей верификации расчетных кодов.

Результаты выполненного эксперимента показали хорошее качественное совпадение развития процессов. Причина количественного расхождения результатов вызвана тем, что на АЭС "Козлодуй" переходной процесс начался при мощности равной 38.6%, в то время как максимальная располагаемая мощность установки ПСБ-ВВЭР составляла 15%. В начальной фазе эксперимента это повлияло на начальное значение температуры теплоносителя (рисунок 3) и скорость снижения уровня воды в парогенераторах установки ПСБ-ВВЭР Поэтому первая фаза переходного процесса длится в установке ПСБ-ВВЭР дольше, чем на АЭС "Козлодуй". После восстановления подачи воды температура теплоносителя и уровень соответствуют параметрам АЭС "Козлодуй".

т -с

Рисунок 3. Изменение температуры теплоносителя в первом контуре АЭС "Козлодуй" и в установке ПСБ-ВВЭР

Рисунок 4. Изменение весового уровня воды в ПГ АЭС "Козлодуй" и в установке ПСБ-ВВЭР

Сопоставительный эксперимент. На четырех западных установках LOBT, SPES, BETHSY, и LSTF моделирующих PWR был выполнен сопоставительный эксперимент по одному сценарию. Цель этих экспериментов - исследование влияния масштабного фактора и конструктивных отличий установок, а также получение экспериментальных данных для целей верификации расчетных кодов. На установке ПСБ-ВВЭР по сценарию, подобному сценарию экспериментов ранее выполненных на западных экспериментальных установках, был выполнен сопоставительный эксперимент в рамках проекта с ОЕСД.

Целью эксперимента выполненного на установке ПСБ-ВВЭР было сравнение протекания теплогидравлических процессов в установке, моделирующей РУ ВВЭР с результатами, полученными на установках моделирующих РУ PWR.

Сценарий эксперимента

Сценарий этого эксперимента был максимально приближен к сценарию, реализованному на установке LOBI.

Важным условием правильности проведения эксперимента было тщательное согласование условий, при которых его надо выполнить.

Эксперимент начинается открытием клапана в линии течи. Одновременно с сигналом на открытие клапана в линии течи был подан сигнал на отключение электронагревателя КД.

При снижении давления в ВКС до 13 МПа был подан сигнал на имитацию работы аварийной защиты реактора, что на установке ПСБ-ВВЭР свелось к следующим действиям:

■ подан сигнал на прекращение сброса пара из парогенераторов;

■ подан сигнал на прекращение подачи питательной воды в ПГ;

■ подан сигнал на отключение всех ГЦН (без моделирования выбега);

■ начала работать программа по снижению электрической нагрузки на модели активной зоны и байпасе зоны по закону.

В результате закрытия сброса пара во втором контуре начался быстрый рост давления. При достижении уставки давления 7.4 МПа открылась линия имитации БРУ-А. При снижении давления до уставки закрытия БРУ-А (7.2 МПа) эти линии закрылись.

Поступление воды из ГЕ САОЗ. Обе гидроемкости подавали воду во входную камеру. Срабатывание САОЗ НД произошло при температуре поверхности имитаторов твэл равной 500 °С. После начала работы САОЗ НД температура поверхности имитаторов твэл снизилась до температуры насыщения.

Результаты

На рисунках 5 и 6 приведены графики изменения давления теплоносителя в первом контуре и температуры оболочки имитаторов твэл в сравнении с результатами, полученными на установке ЬОВ1.

Как следует из поведения давления в установке ПСБ-ВВЭР (рисунок 4) критерий согласования начальных и граничных условий выбран правильно.

В тоже время можно отметить, что поведение такого важного параметра как температура оболочки имитатора твэл имеет отличия (рисунок 5).

Рисунок 5. Изменение давления в первом контуре

На этом рисунке изменение графика температуры полученное как на установке ПСБ-ВВЭР, так и установке ЬОВ1 имеет три пика. Первый подъем температуры был прерван очисткой гидрозатвора, второй подъем температуры был прерван началом работы гидроаккумуляторов, а последний третий разогрев имитаторов твэл был остановлен началом работы САОЗ НД. Из сравнения этих графиков видно, что время начала подъема температуры разное. Конечно же, это в первую очередь связано с разной конструкцией этих установок и в частности с разной конструкцией модели парогенераторов. К этому также можно добавить и разное количество (относительное) воды в первом и втором контурах

этих установок. Это вызвано тем, что РУ ВВЭР-1000 имеет больший запас воды по сравнению с РУ Р\¥11. Результатом этого и является более позднее наступление фазы разогрева имитаторов твэл. Тенденция поведения давления в экспериментальных установках, моделирующих разные прототипы, является одинаковой и характерной для прототипов этих установок и этого типа процес-

1 1

г -гев-ууЕя'! Л

1—« - 1Х)В 1 /

1-/1 /

/л /

№ /

/ , 1

1 4- 1 -1

1 1 I

0 900 1800 О 2700

Рисунок 6. Изменение температуры оболочки имитатора твэл

Эксперимент с потерей всех источников переменного тока. Важность с точки зрения безопасности. Важность выполнения этого эксперимента заключается в определении возможности длительное время отводить тепло от активной зоны за счет естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре во время планового останова РУ в условиях полной потери всех источников переменного тока.

Моделировалась работа РУ с ВВЭР-1000 (В-320) в режиме плановой остановки блока. Давление в первом контуре поддерживается работой нагревателей компенсатора давления. Циркуляция теплоносителя в первом контуре обеспечивается работой ГЦН.

Исходным событием, приведшим к нарушению условий нормальной эксплуатации, является потеря всех источников переменного тока. При этом происходит отключение ГЦН и нагревателей КД. Регулирование давления во втором осуществляет БРУ-А.

В момент начала эксперимента имитировалась потеря всех источников переменного тока. При этом выполнены следующие действия-

• прекращен сброс пара из парогенераторов;

• прекращена подача питательной воды в ПГ;

• отключен электронагреватель КД;

• включена программа имитации выбега всех ГЦН.

Давление во втором контуре поддерживается работой системы имитации БРУ-А. Давление в первом контуре поддерживается работой системы имитации ИПУКД.

Эксперимент прекращен при достижении температуры поверхности имитаторов твэл значения 600 °С.

Результаты

В исследуемом процессе зафиксировано пять основных фаз:

• увеличение давления во втором контуре;

• выпаривание воды второго контура (работа системы БРУ-А);

• разогрев теплоносителя первого контура и заполнение полностью КД;

• периодическое истечение теплоносителя первого контура через ИПУ КД;

• обезвоживание модели активной зоны и разогрев поверхности имитаторов

твэл.

На рисунке 7 представлено поведение давления в первом и втором контурах экспериментальной установки. Из рисунка следует, что нормальные условия отвода тепла от активной зоны сохраняются в течение всего промежутка времени выпаривания воды из парогенераторов.

После этого начинается интенсивный разогрев первого контура. Давление достигает уставки открытия клапана ИПУ КД. В результате этого начинается периодическое истечение теплоносителя из первого контура. Следствием потери теплоносителя является то, что в активной зоне происходит ухудшение условий отвода тепла и наступает разогрев имитаторов твэл. На рисунке 8 приведено изменение температуры оболочки имитаторов твэл по высоте активной зоны.

Выводы

Эксперимент показал, что давление в первом контуре не опускается до уставки срабатывания гидроемкостей САОЗ. Поэтому необходимо принять меры по обеспечению возможности подачи воды в первый контур из гидроемкостей САОЗ. Это можно сделать снизив давление в первом контуре, например, открытием еще одного клапана ИПУ КД.

База экспериментальных данных

За последние годы информация превратилась в один из самых ценных и дорогостоящих ресурсов, обеспечивающих научно-техническую деятельность.

В середине 2001 года в ЭНИЦ была создана рабочая группа по разработке базы опытных данных. Результатом ее деятельности стало создание в 2002 году первой версии Базы экспериментальных данных на основе информационной платформы ЗТЯЕЯА. Данная информационная платформа была передана в ЭНИЦ в рамках контракта между ЭНИЦ и Объединенным Исследовательским Центром Европейского Сообщества (ЖС).

Экспериментальные данные хранятся в виде электронных файлов разного формата в их оригинальном виде, то есть в том виде, в каком они получены на экспериментальных установках.

РОС НАЦИОНАЛЬНА). 1 «ИМ ПОТЕКА |

иЯОС^вур *

о» т иг ]

1 |

Автор работы руководил работой по подготовке и передаче экспериментальных данных в базу данных ЭНИЦ.

Рисунок 7. Изменение давления в первом и втором контурах

Рисунок 8. Изменение температуры поверхности имитаторов твэл

»ж

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнен анализ матриц верификации OECD и разработаны матрицы верификации для АЭС с РУ ВВЭР. Выполнена приоритезация явлений/процессов важных с точки зрения влияния на безопасность АЭС с РУ ВВЭР.

2. Разработана "Программа экспериментальных работ на интегральной установке ПСБ-ВВЭР для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).

3. Впервые для решения проблемы верификации отечественных расчетных кодов созданы и эксплуатируются две современные интегральные теплофизиче-ские установки разного масштаба, моделирующих один объект - первый контур РУ ВВЭР-1000.

4. Решение задачи наполнения банка данных для целей верификации, закрытия "белых" пятен в матрицах верификации, обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000 стало возможным в результате выполнения экспериментальных исследований на интегральных установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

5. Полученные результаты позволили: выполнить проверку инженерных решений, использованных в новых пассивных системах безопасности АЭС с РУ ВВЭР, проверить эффективность процедур управления авариями.

6. Полученные уникальные экспериментальные данные используются при выполнении работ по верификации расчетных кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИ-РА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAPS.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Состояние расчетных программ и экспериментальных исследований по обоснованию безопасности АЭС с ВВЭР / В.Г. Асмолов, Г.А. Волков, И.В. Ел-кин и др. препринт ИАЭ им. И.В. Курчатова, заказ 183, Москва, 1986. - С 15

2. Экспериментальный стенд для исследования теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с ВВЭР / М.П. Гашенко, А.П. Прошутинский, И.В. Елютн, А.Ю. Сконкин // Сб. научных трудов ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, Москва, 1988, - С.171-И84

3. Интегральный теплофизический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР) / В.Г. Асмолов, В.А. Вознесенский, И.В. Елкин и др. // препринт № 5044/14 ИАЭ им. И.В. Курчатова, Москва, 1990. - С.55

4 М.П. Гашенко, А.П. Прошутинский, И.В. Елкин, И.А. Липатов, Б И Ниг-матулин и др. Исследование аварийных режимов на интегральной установке // International Conference New Trends in Nuclear System Thermalhydraulics' Proceedings. - Pisa, Italy, May 30th-June 1994, Vol.1, - C.807-810. (на англ. яз.)

5. Experimental Investigations of Accidental Thermalhydraulic Processes Caused by Circuit Depressurization at the ISB-WER Integral Test Facility / А.П. Прошу-тинский, М.П. Гашенко, И.В. Елкин, И.А. Липатов, Б.И. Нигматулин, Х-М. Прассер, В. Циппе // The First International Symposium on Two-Phase Flow Modeling and Experimentation: Proceedings - Rome, Italy. 9-11 October, 1995, Vol.1, - C.537-544. (на англ. яз.)

6. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР. / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин, и др. // Труды отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС "Теплофизика-99" - Обнинск, 1999

7. Экспериментальное исследование аварии с течью 4.0% из верхней камеры на установке ПСБ-ВВЭР / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин и др. // the 8th International Conference On Nuclear Engineering, ICONE-8: Proceedings. - Baltimore, Maryland, USA April 2-6,2000. доклад 8184 (на англ. яз.)

8. Экспериментальное исследование аварии с малой течью 1.0% в реакторной установке ВВЭР-1000 на экспериментальной установке ПСБ-ВВЭР / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин и др. // The International Conference On Multiphase Systems ICMS'2000: Proceedings. - Ufa, Russia, June 15-17, 2000. (на англ. яз.)

9. Виденеев Е.Н., Елкин И.В., Липатов И.А. и др. Эксперимент с течью теплоносителя из выходной камеры смешения, выполненный на стенде // Теплоэнергетика. - 2001. - №12. - С.18-21.

10. Экспериментальное исследование аварии с 1% на установке ПСБ-ВВЭР / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин и др. // Annual Meeting on Nuclear Technology 2001: Proceedings. - Dresden, Germany, 15-17 May 2001. С. (на англ. яз.)

11. И.А.Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин и др. Экспериментальное исследование режима "Течь из первого контура во второй" // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник тезисов докладов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции, - Подольск, 19-23 ноябрь 2001. - С. 25

12. Результаты пост-тест расчета комплексом ТРАП эксперимента: Течь 1,0 % из гидрозатвора / И.В. Елкин, Г.И. Дремин, И.А. Липатов, С.И. Зайцев, Ю.В. Беляев // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник тезисов докладов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции, Подольск, 19-23 ноябрь 2001.-С.53

13. Пост-тест анализ эксперимента "Течь 17 % из входной камеры с работой гидроемкостей второй ступени" / И.В. Гашенко, М.П. Гашенко, А.В. Басов, И.В. Елкин // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник тезисов докладов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции, Подольск, 19-23 ноябрь 2001.-С. 72

14. Гашенко М.П., Липатов И.А., Елкин И.В. и др. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечиваю-

щие верификацию теплогидравлических кодов // Теплоэнергетика 2002. - № 11. - С.49-55

15. Исследование 11% из холодного трубопровода на экспериментальной установке ПСБ-ВВЭР / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин, С.И. Зайцев и др. // 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10). Proceedings: Arlington, VA USA. - April 14-18,2002. доклад 22401 (на англ. яз.)

16. Течь 1.4% из первого во второй контур. Проверка процедуры управления аварией на интегральной установке ПСБ-ВВЭР / В.Н. Блинков, О.И. Мелихов, И.В. Елкин и др. // 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10). Proceedings: - Arlington, Virginia USA. - April 14-18, 2002. доклад 22024 (на англ. яз.)

17. Анализ цикла экспериментов с течью из холодного трубопровода на установке ПСБ-ВВЭР / И.А. Липатов, Г.И. Дремин, И.В. Елкин, и др. // Annular Meeting on Nuclear Technology 2002: Proceedings. - Stuttgart, Germany. May 1416, 2002. (на англ. яз.)

18. Моделирование системы ГЕ-2 на стенде ПСБ-ВВЭР. / Липатов И.А., Дремин Г.И., И.В. Елкин и др. // Тезисы отраслевого научно-технического семинара "Пассивные системы и безопасность АЭС" - Обнинск, 10-11 октября. -2002.

19. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР в поддержку работ по верификации теплогидравлических кодов / Липатов И.А., Дремин Г.И., Елкин И.В. и др. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник трудов 3-ей Всероссийской научно-технической конференции, - Подольск, 26-30 мая 2003 - Т.4- С.101-110.

20. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР / Блинков В.Н., Гашен-ко М.П., Мелихов О.И., Ёлкин И.В. //Атомная энергия. 2003,- Т.95 - Вып.5 -С.354-359.

21. Исследование аварии с двухсторонним истечением (25%) из горячего трубопровода на установке ПСБ-ВВЭР / В.Н. Блинков, И.В. Елкин, И.А. Липатов, Г.И. Дремин, С.С. Пылев и др. //11 th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 11). Proceedings. - Tokyo, JAPAN. April 20-23, 2003. доклад 36174 (на англ. яз.).

22. Оценка адекватности моделирования естественной циркуляции ВВЭР-1000 на экспериментальной установке ПСБ-ВВЭР / В.Н Блинков, О.И. Мелихов, И.В. Елкин, И.А. Липатов, Г.И. Дремин и др. // ICAPP '03: Proceedings. -Cordoba, Spain. May 4-7, 2003. доклад 3019 (на англ. яз.).

23. Исследование аварии с разрывом паропровода на установке ПСБ-ВВЭР / В.Н. Блинков, О.И. Мелихов, И.В. Елкин, И.А. Липатов, Г.И. Дремин и др. // ICAPP '03: Proceedings. - Cordoba, Spain: May 4-7, 2003. доклад 3018 (на англ яз.).

24. Исследование аварии с течью теплоносителя из первого во второй контур на установке ПСБ-ВВЭР / В.Н. Блинков, И.В. Елкин, И. А. Липатов, Г.И. Дремин и др. // Annular Meeting on Nuclear Technology 2003: Proceedings. - Berlin, Germany 2003. - C.97-100. (на англ. яз.).

25. Исследование аварии с течью теплоносителя из верхней камеры на установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР / В.Н. Блинков, О.И. Мелихов, И.В. Елкин, И.А. Липатов и др.// The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10): Proceedings. - Seoul, Korea, October 5-9, 2003. доклад F00209 (на англ. яз.).

26. Влияние нодализации парогенератора при имитации аварии с потерей питательной воды / В.Н. Блинков, О.И. Мелихов, И.В. Елкин, И.А. Липатов, A.B. Капустин и др. // Seventh International Information Exchange Forum On safety analysis for nuclear power plants of WER and RBMK types: Proceedings. - Pi-estany, Slovakia. 27-31 October 2003. доклад R7 (на англ. яз.)

27. Верификация кода RELAP5/MOD3.2 на основе стандартной задачи МЦЯБ SP-PSBV1 / П. Бейлис, О.И. Мелихов, И.В. Елкин и др. // Seventh International Information Exchange Forum On safety analysis for nuclear power plants of WER and RBMK types: Proceedings. - Piestany, Slovakia. 27-31 October 2003. доклад RIO (на англ. яз.)

28. Гашенко М.П., A.B. Басов, Елкин И.В., и др. Влияние конструкции парогенератора на теплогидравлические процессы в первом контуре установки ИСБ-ВВЭР // Annual Meeting on Nuclear Technology 2004: Proceedings. - Düsseldorf, Germany, 2004.- C.l 13-116. (на англ. яз.)

29. Елкин И.В., Ровнов A.A., Гашенко М.П., Липатов И.А., Дремин Г.И. и др. Сравнение экспериментов с естественной циркуляцией на стендах ПСБ-ВВЭР и ИСБ-ВВЭР // Annual Meeting on Nuclear Technology 2004: Proceedings. -Düsseldorf, Germany. 2004,- C.l70-173. (на англ. яз.)

30. Моделирование переходного процесса с потерей питательной воды на АЭС Козлодуй / В.Н. Блинков, A.B. Капустин, И.В. Елкин и др. // ICONE12 12th International Conference on Nuclear Engineering: Proceedings. - Arlington, Virginia USA April 25-29,2004. доклад 49078 (на англ. яз.)

Пописано в печатьГЗак. 4 $ Тир. J0D П.л. 3>,f

Полиграфический центр МЭИ (ТУ) Красноказарменная ул., д. 13

»12635

РНБ Русский фонд

2006-4 10568

Введение

1 Общая постановка задачи

1.1 Матрицы верификации

1.2 Идентификация и приоритезация процессов и явлений

1.2.1 Важность для безопасности

1.2.2 Наличие и пригодность экспериментальных данных

1.2.3 Программа экспериментальных исследований 35 Идентификация явлений и процессов 37 Матрицы верификации

2 Обзор методов моделирования

2.1 Методы моделирования, используемые при создании инте- 49 тральных установок

2.1.1 Закон моделирования с изменением масштаба по времени

2.1.2 Объемно-мощностное моделирование

2.1.3 Идеализированный закон моделирования с сохранением 60 масштаба по времени

2.1.4 Закон моделирования однофазных течений

2.1.5 Закон моделирования двухфазных течений

2.1.6 Анализ законов моделирования

2.1.7 Оценка качества моделирования установки

2.2 Основные принципы, использованные при создании ИСБ- 74 ВВЭР и ПСБ-ВВЭР

2.3 Оценка качества установки ПСБ-ВВЭР

3 Интегральные теплофизические установки

3.1 Интегральная теплофизическая установка ИСБ-ВВЭР 86 3.1.1 Описание установки

3.1.1.1 Структура у стан овки

3.1.1.2 Система измерения

3.1.1.3 Погрешности измерений

3.1.1.4 Тепловые потери

3.2 Интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР 98 3.2.1 Описание установки

3.2.1.1 Структура установки

3.2.1.2 Система измерений

3.2.1.3 АСУТП установки ПСБ ВВЭР

3.2.1.4 Погрешности измерений

3.2.1.5 Тепловые потери

3.3 Обобщенная характеристика экспериментальных установок

4 Результаты экспериментальных исследований

4.1 Экспериментальные исследования на установке ИСБ-ВВЭР

4.2 Экспериментальные исследования на установке ПСБ-ВВЭР

4.2.1 Основные результаты выполненных опытов

4.2.2 Результаты экспериментальных исследований

4.2.2.1 Течь из первого во второй контур

4.2.2.2 Течь теплоносителя из "холодного" трубопровода

4.2.2.3 Течь теплоносителя из выходной камеры модели реактора

4.2.2.4 Разрыв паропровода между парогенератором и БЗОК

4.2.2.5 Большая течь из "горячего" трубопровода (2x25%)

4.2.2.6 Испытание новой системы безопасности ГЕ

4.2.2.7 Отключение четырех ГЦН

4.2.2.8 Отключение двух турбопитательных насосов

4.2.2.9 Сопоставительный эксперимент

4.2.2.10 Потеря всех источников переменного тока

4.2.2.11 Изучение эффективности процедуры управления аварией

4.2.2.12 База экспериментальных данных 183 4.2.3 Результаты верификации системных расчетных кодов

4.2.3.1 Верификация системного расчетного кода ТРАП

4.2.3.2 Верификация системного расчетного кода КОРСАР

4.2.3.3 Верификация системного расчетного кода БАГИРА

4.2.3.4 Верификация системного расчетного кода СATHARE

4.2.3.5 Верификация системного расчетного кода RELAP 190 4.3 Заключение

В настоящее время в России эксплуатируются 30 энергоблоков на десяти АЭС. Общая мощность АЭС - 22.2 ГВт. В их числе 14 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 блока с реакторами типа ЭГП и один блок на быстрых нейтронах БН-600. Доля АЭС в выработке энергии в настоящее время составляет 16 % / 46, 47, 48/.

Программой развития атомной энергетики России до 2010 г. определены задачи по сохранению и наращиванию мощностей.

В этой программе также запланировано замещение выработавших ресурс АЭС на новые модификации, при этом к 2010 г. доля выработки электроэнергии на АЭС должна быть доведена до 195 млрд. кВт-ч.

Кажущееся благополучие в энергетике России, возникшее в связи со снижением в последние годы электро- и теплопотребления (соответственно на 22 и 30%) и появление действительных и мнимых резервов уменьшило остроту проблемы ввода новых мощностей, но это положение имеет временный характер.

Для надежного обеспечения баланса России в целом необходимо сохранить выработку на действующих АЭС (при продлении срока эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков), а также замещать выбывающие АЭС. Для этого суммарный ввод мощности на АЭС до 2010 г. должен составить 6ч-9 млн. кВт (естественно на базе новых современных безопасных энергоблоков).

В настоящее время мировая и российская общественность осознает, что ядерная энергетика при обеспечении высокого уровня безопасности является экологически чистой и как базовая составляющая электроэнергетики имеет право на свое дальнейшее развитие. С учетом прогнозов на удорожание всех видов органического топлива и снижения уровня их добычи на долгосрочную перспективу, развитию атомной энергетики в России нет альтернативы.

Сейчас понятно, что АЭС будут более востребованы через ~ 40 лет, когда станет ощутим дефицит органического топлива. В то же время трудно ожидать, что в ближайшие годы в России будет закладываться необходимое количество новых энергоблоков АЭС. Действующие станции ~ к 2023 г. постепенно исчерпают свой ресурс. В результате этого может произойти потеря научного и инженерного потенциала целой отрасли.

Единственное реальное, что можно предложить в настоящее время -это достройка и ввод в эксплуатацию АЭС, а также продление срока службы действующих АЭС. Сейчас эта тенденция начала проявляться во всем мире и становиться наиболее актуальной задачей в настоящее время. Если эта задача будет решена, то удастся достичь периода 2030-г2040 г. К этому периоду АЭС снова будут востребованы обществом, и начнется новый этап развития ядерной энергетики.

В настоящий период требуется решить еще одну важную задачу: обоснование и обеспечение безопасности энергоблоков третьего поколения, которые Россия строит в Китае, Индии и Иране. Проекты этих энергоблоков имеют высокую степень готовности, но и для них еще надо выполнить большой объем НИР.

Такова картина состояния атомной энергетики в России. Для того чтобы страна не утратила свое положение в этой области, необходимо сконцентрировать усилия на следующих направлениях:

- обеспечение безопасности действующих блоков;

- продление срока службы действующих блоков;

- ввод энергоблоков третьего поколения.

В настоящее время основные проектные решения по эксплуатирующимся и строящимся энергоблокам в значительной степени отработаны и обоснованы. В тоже время, ужесточение требований к повышению эффективности эксплуатации и достижению конкурентоспособности по экономическим показателям при безусловном обеспечении современных требований к безопасности АЭС формируют основные проблемы, требующие экспериментального обоснования.

Решение этих проблем достигается двумя путями: верификацией расчетных кодов и прямыми экспериментами. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между стендом и РУ должен быть как связующее звено посредник - математическая модель, реализованная в виде программного средства. Собственно обоснования безопасности выполняются расчетным путем, а экспериментальные установки служат для верификации расчетных кодов. Лишь в отдельных случаях на стендах возможны прямые квалификационные или демонстрационные эксперименты.

Как и во всех других отраслях промышленности, за последние два-три десятилетия требования, предъявляемые к безопасности в области ядерной энергетики, постоянно повышались. Безопасность не является застывшим и окончательным понятием. Оно меняется благодаря углублению знаний, приобретаемых в результате ведущейся научно-исследовательской работы, новых исследований, выполняемых на экспериментальных установках, а также в результате опыта эксплуатации, накопленного в России и других странах.

Пересмотр требований безопасности АЭС является деятельностью, дополняющей этот процесс и выявляющий вопросы, которые до этого не изучались.

Анализ поведения параметров РУ позволяет определить последствия переходных процессов и аварий. Это в свою очередь позволит выполнить проверку возможности систем безопасности и без постороннего вмешательства перевести энергоблок в безопасное состояние. Такой анализ может быть выполнен двумя способами /42/.

Первый - экспериментальный. На специальном стенде (установке) или на реальной АЭС исследуется нужный режим, в котором изучается поведение параметров РУ. Если исследование выполняется на АЭС, то этот способ пригоден для узкого класса режимов. В противном случае требуется создание специальных стендов, оборудованных соответствующей системой управления и измерения.

Второй - аналитический. Он основан на анализе последствий переходных режимов или аварий с помощью системных программных средств (теп-логидравлических кодов). Этот способ требует соответствующей базы знаний для создания кодов и их последующей верификации. Важным элементом в создании такой базы являются экспериментальные исследования, необходимые для формирования верификационной базы данных.

Необходимость выполнения верификации расчетных кодов с использованием данных полученных на интегральных установках, обусловлена как объективными причинами, так и требованиями нормативных документов Госатомнадзора России, рекомендациями международных организаций (IAEA, OECD/NEA).

Объективно это связано со спецификой РУ, состоящей в невозможности воспроизведения непосредственно на блоке с целью изучения аварийных режимов, а также сложностью возникающих процессов и явлений, большой долей эмпиризма в моделях двухфазных потоков. Нормативные документы Госатомнадзора России требует выполнение верификации кода до подачи его на аттестацию.

Для целей верификации кодов используются исследования, выполненные на реальных АЭС или экспериментальных установках двух типов -фрагментных и интегральных.

Фрагментные установки моделируют компоненты реакторных установок или их узлы и предназначены для исследования отдельных теплогидрав-лических явлений. Эти исследования используются для верификации отдельных моделей кодов.

Интегральные установки моделируют циркуляционный контур реакторных установок с их ключевыми элементами и предназначены для комплексного исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах. Эти исследования используются для верификации расчетного кода как интегральной математической модели АЭС.

В то же время идет непрерывный процесс развития и усовершенствования расчетных кодов, позволяющий снижать завышенные коэффициенты запаса (консерватизм) путем более глубокого понимания, как самих явлений, так и способов их моделирования. Этот процесс так же базируется на использовании соответствующих экспериментальных данных.

Проблема верификации отечественных теплогидравлических кодов является актуальной, так как ее решение обеспечивает стратегическую независимость проектов АЭС с ВВЭР и их коммерческую конкурентоспособность. Верификация кода является так же необходимым этапом в процессе аттестации расчетного кода.

Недостаточность уровня верификации российских расчетных кодов отмечалась в материалах и рекомендациях МАГАТЭ, в докладе группы ОЕСД "Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования" (Париж, 1997 г.). При этом особенно очевидна необходимость в получении дополнительных экспериментальных данных на интегральных установках, где отставание от мирового уровня проявляется наиболее остро.

На необходимость верификации расчетных теплогидравлических кодов с использованием данных, полученных на интегральных установках, указывается в письме начальника Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности генеральному директору концерна "Росэнергоатом" (от 13.03.97 исх. № 5-08.201):

Госатомнадзор России придает большое значение проблеме аттестации кодов, которая в частности была рассмотрена 12.03.97 на коллегии Госатомнадзора России. Принято решение рекомендовать концерну "Росэнергоатом" поддержать НИОКР, направленные на адаптацию и верификацию отечественных и зарубежных кодов на базе упомянутых крупномасштабных установок".

Верификация расчетных теплогидравлических кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу. Для её решения необходимо: выполнить качественный анализ аварий и переходных режимов, определить степень важности процессов и явлений с точки зрения безопасности АЭС, рассмотреть возможности стендовой базы и качество полученных экспериментальных данных, выполнить отбор типов экспериментов для проведения верификационных расчетов и выполнить эти эксперименты, выполнить расчеты и сопоставить результаты расчетов и экспериментальных данных (собственно верификация), подготовить верификационные отчеты.

К настоящему времени этот процесс уже достаточно формализован. Составлены специальные матрицы верификации для РУ ВВЭР /34/, в которых обобщена информация по явлениям и процессам, степени их изученности, важности для безопасности и наличию соответствующей экспериментальной базы. Эти матрицы разработаны Международной рабочей группой под эгидой OECD, которая состояла из ведущих специалистов российских организаций (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", ФЭИ, НИТИ, ЭНИЦ и др.) и западных экспертов. При выполнении работы выявилось практически полное отсутствие данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000 /41/.

Можно также отметить, что полноценная проверка технических решений, заложенных в новых системах безопасности, может быть выполнена путем экспериментальных исследований.

Выполнение экспериментов на интегральных установках позволяет оперативно проводить исследования, необходимые для проверки не только технических решений, но и отладке и проверке процедур по управлению авариями.

Для выполнения экспериментальных исследований необходимо разработать программу исследований, которая учитывает имеющееся состояние базы данных, а также потребность в получении новых данных.

Применительно к РУ с реактором с водой под давлением такие программы есть у большинства стран, имеющих атомную энергетику. Программа экспериментов на стенде PKL (Германия) финансировалась совместно German Ministry of Education and Research/German Utilities/ Siemens KWU. Она выполнялась 18 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 120 аварийным и переходным режимам для немецкого PWR и составила основу для верификации расчетного кода ATHLET. Программа экспериментов на стенде BETHSY финансировалась совместно CEA/IPSN/EdF/Framatom. Она выполнялась 10 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 100 аварийным и переходным режимам для французского реактора PWR 900 и составила основу для верификации расчетного кода CATHARE.

Правильность такого пути подтверждает пример Южной Кореи, которая, поставив задачу стать страной независимой с точки зрения ядерно-энергетических технологий и экспортером энергоблоков, как одно из мероприятий разработала программу создания крупномасштабного теплогидрав-лического стенда ITL. Этот стенд в настоящее время строиться в KAERI.

Актуальность темы. Обоснование и обеспечение безопасности АЭС, а так же экспертиза проектов базируются на использовании системных расчетных теплогидравлических кодов. В связи с этим Госатомнадзор России выдвинул требование о верификации применяемых расчетных кодов. Процесс верификации состоит из нескольких этапов, ключевым из которых является получение экспериментальных данных на установках разного класса и типа.

Использование экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, структурно подобных реальному объекту, значительно повышает уровень верифицированности системных теплогидравлических кодов. Это, в свою очередь, повышает качество обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.

Актуальность выполненных работ определяется потребностями верификации программных средств, используемых организациями Главного конструктора и Научного руководителя при разработке проектов, эксплуатирующей организацией - при выполнении УДЛ, а надзорным органам - при экспертизе материалов, обосновывающих безопасность реакторных установок.

Цель работы: разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных решений при создании интегральных установок, а также последующего выполнения экспериментального моделирования режимов РУ ВВЭР-1000, формирования банка данных для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000.

В рамках этой работы решались следующие задачи:

1. постановка задач экспериментальных исследований;

2. создание современных интегральных теплофизических стендов как инструмента для исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах применительно к АЭС с РУ ВВЭР-1000;

3. выполнение экспериментальных исследований;

4. формирование банка экспериментальных данных. В рамках первой задачи:

• сформулированы проблемы исследований (разработаны матрицы верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР),

• выполнена приоритезация явлений и процессов,

• разработана программа экспериментальных исследований.

В рамках второй задачи:

• выполнен анализ методов моделирования и масштабирования, применяемых при создании интегральных установок,

• разработаны технические задания на проектирование интегральных установок, а также системы управления и измерения параметров,

• выполнено курирование проектных и строительно-монтажных работ,

• проведены пуско-наладочные работы и выполнены характеристические эксперименты.

В рамках третьей задачи:

• разработаны сценарии экспериментов,

• подготовлены установки для выполнения конкретных экспериментов,

• выполнены экспериментальные исследования.

В рамках четвертой задачи:

• выполнена обработка и анализ экспериментальных данных,

• подготовлены и выпущены научно-технические отчеты по экспериментам.

Методический подход Решение поставленных задач осуществлялось путем: разработки матриц верификации, приоритезации и ранжирования явлений/процессов, разработки Программы экспериментальных исследований, обобщения предыдущего опыта создания установок, создания экспериментальных установок, выполнения экспериментальных исследований и формирования банка данных.

Структурно это выглядит следующим образом.

Научная новизна обусловлена следующим:

1. Впервые для АЭС с реакторами типа ВВЭР разработаны матрицы верификации расчетных кодов.

2. Выполнена идентификация наиболее важных с точки зрения безопасности явлений/процессов для аварийных и переходных режимах АЭС с РУ ВВЭР, а также ранжирование этих явлений/процессов по степени их важности с точки зрения обоснования и обеспечения безопасности.

3. Впервые разработана "Программа экспериментальных работ на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР для верификации программ, используемых при обосновании безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).

4. Впервые для целей получения экспериментальной информации созданы две интегральные теплофизические установки разного масштаба с современной системой управления и измерения параметров, моделирующие один объект- первый контур РУ ВВЭР-1000.

5. Впервые применительно к условиям РУ ВВЭР-1000 выполнены экспериментальные исследования: гильотинный разрыв "горячего" трубопровода, течь из первого во второй контур, а также исследованы новые инженерные решения, использованные в системе пассивной подачи воды второй ступени -ГЕ-2.

6. Впервые на интегральной теплофизической установке выполнены экспериментальные исследования по проверке эффективности процедур управления авариями.

Достоверность результатов и выводов по работе.

Разработанные матрицы верификации, идентификация и ранжирование явлений /процессов получили одобрение российских и международных организаций. Программа экспериментальных исследований была поддержана организациями Главного конструктора и Научного руководителя. Результаты получены на современных экспериментальных установках, построенных с использованием общепризнанных принципов моделирования и обоснованной программой исследования. Экспериментальные исследования базировались на применении: проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.

На основе полученных новых данных выполнена верификация отечественных и зарубежных системных расчетных кодов. Экспериментальные данные, использованные при верификации расчетных кодов, позволили заявителю кода расширить область применения кода при аттестации в Госатомнадзоре России.

Практическая ценность и реализация результатов работы.

Практическая значимость выполненных исследований состоит в применении полученных новых знаний при разработке матриц верификации для определения области исследования, проведении экспериментальных исследований и верификации системных расчетных кодов, проверке новых инженерных решений, используемых в системах обеспечения безопасности и проверке эффективности процедур управления авариями.

Основные этапы работы выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с ведущими организациями в отечественной атомной энергетике: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", АЭП, Концерн "Росэнергоатом", а также по международным контрактам с Европейским сообществом.

Экспериментальные данные, полученные на интегральных теплофизи-ческих установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, использованы при верификации системных теплогидравлических кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP, при их экспертизе, проводимой НТЦ ЯРБ ГАН РФ, а также при изучении эффективности процедур управления авариями.

Созданные интегральные установки включены в матрицы верификации и являются базовыми экспериментальными установками для исследования внутриконтурных теплогидравлических процессов, проверке новых инженерных решений и эффективности процедур управления авариями применительно к АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.

Автор защищает совокупность научных результатов, имеющих внутреннее единство:

S результаты идентификации и приоритезации явлений/процессов, S идеологию создания экспериментальных стендов и их представительность,

S результаты экспериментальных исследований, S результаты анализа поведения теплогидравлических процессов. Автор непосредственно участвовал в разработке:

• матриц верификации,

• приоритезации процессов и явлений,

• программы экспериментальных исследований,

• технических заданий на создание интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Автор непосредственно руководил работами по:

• созданию экспериментальных интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,

• модернизации и реконструкции установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,

• разработке сценариев экспериментальных исследований,

• выполнению экспериментов и обработке полученных данных,

• анализу результатов экспериментальных исследований и подготовке отчетов.

На протяжении всей работы автор являлся представителем научного руководителя - РНЦ "Курчатовский Институт".

Апробация результатов работы. Основные результаты изложены в печатных статьях и научно-технических отчетах по НИР, а также представлены на международных конференциях и семинарах.

Результаты работы докладывались и обсуждались на: отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС "Теплофизика-99" - Обнинск, 1999 г.; Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК - Обнинск, 1999 г., Пиестану (Словакия) 2003 г.; Отраслевой конференции "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов" Обнинск, 29-31 мая 2001 г., Международной конференции 15-17 мая 2001 г. Дрезден, Германия; Второй научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", ноябрь 2001 г., Третьей научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", май 2003 г., семинаре по динамике "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" 4-8 октября 2004 г., НИТИ, Сосновый Бор, отраслевом совещании "Базы знаний и экспериментальные исследования по теплогидравлике ЯЭУ" 23-24 ноября 2004 г., ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, на научных семинарах в РНЦ "Курчатовский Институт", ФГУП "ЭНИЦ", а также международных конференциях: ICONE (8, 9, 10, 11), NURETH 10, ICAP 03.

По теме работы автором в соавторстве выпущено 43 научно-технических отчета и опубликовано 32 статьи.

Структура и объем диссертации

Работа состоит из Введения, 4-х глав, Заключения и Списка литературы.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 125 наименований. Диссертация содержит 205 страниц текста, в том числе 42 рисунка и 33 таблицы.

4.3. Заключение

1. Выполнен анализ матриц верификации ОЕСД и разработаны матрицы верификации для АЭС с РУ ВВЭР. Выполнена приоритезация явлений/процессов важных с точки зрения влияния на безопасность АЭС с РУ ВВЭР.

2. Разработана "Программа экспериментальных работ на интегральной установке ПСБ-ВВЭР для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).

3. Впервые для решения проблемы верификации отечественных расчетных кодов созданы и эксплуатируются две современные интегральные теплофизиче-ские установки разного масштаба, моделирующих один объект - первый контур РУ ВВЭР-1000.

4. Решение задачи наполнения банка данных для целей верификации, закрытия "белых" пятен в матрицах верификации, обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000 стало возможным в результате выполнения экспериментальных исследований на интегральных установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

5. Полученные результаты позволили: выполнить проверку инженерных решений, использованных в новых пассивных системах безопасности АЭС с РУ ВВЭР, проверить эффективность процедур управления авариями.

6. Полученные уникальные экспериментальные данные используются при выполнении работ по верификации расчетных кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИ-РА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP5.

1. Proposed SET of Criteria in Designing Nuclear Power Plant Experimental Simulators / F. D'Auria, P. Vigni // Proceedings of the Third International Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics 15-18 October, 1985. Newport, Rhode Island USA.

2. Scaling of the Accuracy of RELAP5/Mod2 Code / R. Bovalini, F. D'Auria // 6th ICAP Specialist Meeting 14-16 May, 1991. Stockholm. (S)

3. Summary of Papers on Current and Anticipated Uses of Thermal Hydraulic Codes, Presentation by Mr. Caruso, Proceedings of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, NUREG/CP-0159, November 5-8, 1996

4. Current and Anticipated Uses of the Thermal Hydraulics Codes at the NRC, Prepared by R. Caruso, Proceedings of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, NUREG/CP-0159, November 5-8, 1996

5. F. D'Auria, M. Frogheri, W. Giannotti. RELAP5/MOD3.2 Post Test Analysis and Accuracy Quantification of SPES Test SP-SB-04Pisa, Italy, February 1999, NUREG/IA-0155

6. Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования. Доклад Вспомогательной группы ОЭСР, Агентство по Ядерной Энергии, Париж, Октябрь, 1996 г.

7. Relevant Thermal Hydraulic Aspects of Advanced Reactor Design, Status Report, November 1996, NEA/CSNI, R (96)22

8. Статус интегрального стенда безопасности ПСБ-ВВЭР. ЭНИЦ, 1995

9. Yuh-Ming Ferng, Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP5/MOD3 Code, Nuclear Science and Engineering, 123, №2, pp190.205, 1996, /

10. F. D'Auria, P. Vigni, Proposed Set of Criteria in Designing Nuclear Power Plant Experimental Simulators, paper performed in the frame of ENEA LWR Safety Research Programme. 1986

11. SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research, A. An-nuunziato, L. Mazzocchi et al. 1986

12. N.Zuber, Problems in Modeling of Small Break LOCA, NUREG-0724, 1980

13. Semiscale MOD-3 test Program and System Description, L. Morris, Patton, pp. 78, 1978

14. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis, Experimental Facility Description (appendix A), NUREG-1230, 1988

15. В.Ф. Бай, и др. Опыт наладки питательной установки энергоблока с ВВЭР-1000, Энергетик, №7, стр. 9-11, 1987

16. Б.И. Нигматулин и др., Вопросы теплогидравлики парожидкостных потоков при анализе безопасности водо-охлаждаемых ядерных реакторов, ЭНИЦ, препринт 1/92, стр. 128, 1992

17. Стратегический план исследований по безопасности для российских АЭС. Министерство РФ по атомной энергии, Международный центр по ядерной безопасности Минатома России, проект, версия 1. 1998

18. В.Г. Асмолов, В.А. Вознесенский, И.В. Елкин и др., Интегральный те-плофизический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР), препринт № 5044/14 ИАЭ им. И.В. Курчатова, Москва, стр. 55, 1990

19. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Энергоатомиздат, Москва, стр. 411, 1992

20. CSNI Standard Problem Procedures, CSNI report N 17, revision 3, pp. 9, November 1989

21. Б.Г. Гордон, Экспериментальное обоснование безопасности ЯЭУ и верификация расчетных кодов. Семинар по динамике, г. Дмитровоград, май, 1993 г.

22. Lessons Learned from OECD/CSNI ISP on Small Break LOCA, Final report, July 1996, NEА/СSNI/R(96)20, pp. 45

23. CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients, July 1996, NEA/CSNI/R(96)17, pp.363

24. Б.И. Нигматулин, Современные методы обоснования теплогидравлических аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах, Теплоэнергетика №8, 1990, стр. 21-27

25. М.П. Гашенко, А.П. Прошутинский, И.В. Елкин, А.Ю. Сконкин, Экспериментальный стенд для исследования теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с ВВЭР, Сб. научных трудов ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, Москва, 1988, стр.171-И 84

26. В.Г. Асмолов, Г.А. Волков, И.В. Елкин и др., Состояние расчетных программ и экспериментальных исследований по обоснованию безопасности АЭС с ВВЭР, препринт ИАЭ им. И.В. Курчатова, заказ 183, Москва, стр. 15, 1986

27. Экспериментальная установка на сверхкритическое давление для исследования стационарных и переходных процессов применительно к АС с реактором ВВЭР, отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 2933, 1987, стр.61

28. V.G. Asmolov, М.Р. Gashenko, I.V. Elkin, Ergebnisse der experimentellen und theoretisehen Untersuehung eines Storfalles mit "kleinem' Leek, Kernener-gie 30 (1987) 8, рр.310ч-313

29. Physical Phenomena of s Small-Break Loss-of-Coolant Accident in a PWR, W. Burchill, Nuclear Safety, v.23, №5, Sept-Oct, 1982, pp.525-536

30. M. Ishii, Kataoka, Scaling Laws for Thermal-hydraulic System under Single-phase and Two-phase Natural circulation, Nucl. Eng. And Design, v.81, pp.41 R425, 1984

31. Б.И. Нигматулин, B.H. Блинков, и др. Обоснование процедуры оценки системных программных средств, ЭНИЦ, препринт L15/02-1996.05, Элек-трогорск, 1996, стр.24

32. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, April 2001. p. 249

33. Исходные данные по стенду ИСБ-ВВЭР для верификации расчетных программ. Отчет ЭНИЦ, инв. №2/05-95, 215 с., 1995

34. Исследование теплогидравлической обстановки в первом контуре модели ВВЭР при имитации аварии с "малой" течью из верхней камеры смешения и аварии с заклиниванием ГЦН, отчет ЭНИЦ, инв. №3.397, стр.70, 1992, Руководитель работ А.П. Прошутинский.

35. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности, отчет ЭНИН, им. Г.М. Кржижановского, инв. № 14, стр. 41, 1993, Руководитель работ Д.А. Лабунцов.

36. Morris L. Patton Semiscale Mod-3 Test Program and System Description, NUREG/CR-0239, July, 1978, pp. 74

37. Douglas L. Reeder LOFT System and Test Description, NUREG/CR-0247, July, 1978

38. Status and Needs of the PSB-VVER Experimental Project. Report of OECD Support Group on the PSB-VVER Project. - December 1993

39. Безопасность ядерной энергетики, под редакцией Дж. Раста и J1. Уие-верса. Пер. с англ. Москва, Атомиздат, 1980, 153 с.

40. К. Liesch (GRS) and М. Reocreux (IPSN), "Verification Matrix for Thermal-hydraulic System Codes Applied for VVER Analysis", Common Report IPSN/GRS No.25, July 1995.

41. В.Е. Трехов Полномасштабное моделирование: раскрытие потенциала. Атомная техника за рубежом, 1994, №11, стр. 3-ь8

42. Электроэнергетика России на рубеже XXI века и перспективы ее развития. Сб. докладов научной конференции, ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, Москва, 26-27 мая 1999 г., стр. 251

43. А.А. Абагян Состояние, развитие и перспективы атомной энергетики России. Сб. докладов научной конференции, ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, Москва, 26-г27 мая 1999 г., стр. 115-Я 20

44. Computer code validation for Transient analysis of VVER and RBMK reactors. Проект № 6, Фаза 2. МЦЯБ, WO No. 974066401, Москва, Россия, 1998

45. Гордон Б.Г., Ковалевич В.М. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках. Теплоэнергетика, 1992, 10, стр. 8-12

46. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. Теплоэнергетика, 1993, 6, стр. 56-60

47. S.J. Kline, Similitude and approximation theory, Springer Verlog, New York, NY 1986.

48. В.П. Исаченко, B.A. Осипова, А.С. Сукомел. Теплопередача. 4-е изд. переработанное и дополненное - М.: Энергоиздат, 1981. - стр.416

49. R.P. Rose, "Heat transfer problems associated with the LOFT (Loss of Fluid Test) Program", Proc. ASME-AICHE Heat Transfer Conf., Los Angeles, California, August 8-11, 1965, American Society of Mechanical Engineers.

50. L.J. Yabarrondo et al., "Examination of LOFT Scaling," contributed by the Heat Transfer Division of the American Society of Mechanical Engineers at the Annual Winter Mtg., New York, November, 1974. A.N.

51. Nahavandi, F.S. Castellana, E.N. Moradkhanian, "Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems", Nuclear Science and Engineering, 72, pp 75-83, 1979

52. R.L. Kiang, "Scaling criteria for nuclear reactor thermal hydraulic", Nuclear Science and Engineering, 89, № 3, pp 207-216, March 1985.

53. N. Zuber, "Problems in Modeling of Small Break LOCA", NRC NUREG- -0724 Report, 1980.

54. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. Исследование принципов моделирования аварийных ситуаций в элементах и системах ЯЭУ. Отчет о НИР ЭНИС. М., 1991, стр. 40

55. Д.А. Лабунцов, Т.М. Муратова. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности. Отчет о НИР ЭНИС. М., 1993, стр. 41.

56. М.Р. Heisler, R.M. Singer, "Facility Requirements for Natural Convection Shutdown Heat Removal System Testing", Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactors, Hemisphere, p. 113, 1981.

57. M.P. Heisler, "Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactors Shutdown Heat Removal Test Removal Test Facilities", Nucl. Sci. Eng. 80, p. 347, 1982.

58. M. Ishii, I. Kataoka "Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR's Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation", NUREG/CR-3267, ANL-38-82, Argonne National Laboratory Argon, Illinois, March, 1983.

59. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, "Reduced Pressure and Fluid to Fluid Scaling Lows for Two-Phase Flow Loop", NUREG/CR-4584, ANL-86-19, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, April, 1986.

60. N. Zuber, J.A. Findlay, "Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems", J. Heat Trans., Vol. 87, p. 453, 1965.

61. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. О моделировании аварий в системах ЯЭУ. Теплоэнергетика, 1992, 10, стр. 16-21.

62. R.P. Rose, "Heat transfer problems associated with the LOFT (Loss of Fluid Test) Program", Proc. ASME-AICHE Heat Transfer Conf., Los Angeles, California, August 8-11, 1965, American Society of Mechanical Engineers.

63. W.A. Carbiener, R.A. Cudnic, Trans. Am. Nucl. Soc., 12, 361, 1969.

64. M.P. Heisler, R.M. Singer, "Facility Requirements for Natural Convection Shutdown Heat Removal System Testing", Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactors, Hemisphere, p.l 13, 1981.

65. M.P. Heisler, "Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactors Shutdown Heat Removal Test Removal Test Facilities", Nucl. Sci. Eng. 80, p. 347, 1982.

66. M. Ishii, I. Kataoka "Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR's Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation", NUREG/CR-3267, ANL-38-82, Argonne National Laboratory Argonne, Illinois, March, 1983.

67. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, " Scaling Criteria for Two-Phase Flow Natural and Forced Convection Loop and Their Application to conceptual 2x4

68. Simulation loop design", NUREG/CR-3420, ANL-83-61, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, May, 1983.

69. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, "Reduced Pressure and Fluid to Fluid Scaling Lows for Two-Phase Flow Loop", NUREG/CR-4584, ANL-86-19, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, April, 1986.

70. JI.C. Эйгенсон. Моделирование. M., «Советская наука», 1952, стр.372

71. А.Е. Levin, G.D. McPherson. A Practical View of the Insights from Scaling Thermal-Hydraulic Tests. Proc. of the 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics NURETH-7, New York, September 10-15, 1995.

72. Б.Г. Гордон, A.T. Гуцалов. Верификация программных средств для расчета аварийных режимов АЭС. Теплоэнергетика, 1993, 8, стр. 25-28.

73. LOBI-MOD2 Research Programme a Small Break LOCA and Special Transients. Final Report. /JRC, C.Addabbo, B.Worth, 1990, Nr.4333.

74. Программа экспериментальных исследований на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, ВНИИАЭС ЭНИЦ, 2001, стр.77

75. F. D'Auria, Н. Karwat. OECD/CSNI state-of-the-art-report oh thermalhy-draulics of emergency core cooling systems. Experimental programs. Pisa University report NT 138(89), 1989.

76. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis, NUREG-1230R4, April 1987

77. T. Kervinen, H. Purhonen, T. Haapalehto, "REWET-II and REWET-III facilities for PWR LOCA experiments" VTT Technical Note 929, Espoo, January 1989.

78. H. Purhonen, J. Miettinen, "PACTEL-Parallel Channel Test Loop General Description for ISP", Technical Research Centre of Finland, Nuclear Engineering Laboratory Technical report № 9/91, Lappeenranta 1991.

79. Gy. Ezsol, L. Szabados, I. Trosztel, "PMK-2. Experimental Study on Steam Generator Behavior", Third International Seminar on Horizontal Steam Generators, Lappeenranta 1995.

80. A.Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, "SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research". Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66-87.

81. Верификация программных средств применительно к ВВЭР и РБМК. Данные по стандартной проблеме ВВЭР. МЦЯБ, отчет инв. № WO №974066401,. стр.139, Руководитель В.Н. Блинков, Москва, 1998 г.

82. Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности 320.00.00.00.000Д61. ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1987 г.

83. Е.Н. Виденеев, В.А. Волков, С.О. Кольцов, Вероятностный анализ безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000 в режимах течи первого контура//Теплоэнергетика. 1992. № 10. стр. 12-16.

84. Б.И. Нигматулин, Е.Н. Виденеев, В.В. Землянухин, Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР //Теплоэнергетика. 1988. №12. стр. 24-28.

85. Б.И. Нигматулин, Динь Чук Нам, Р.Х. Хасанов, Вопросы теплогидрав-лики парожидкостных потоков в анализе безопасности ядерных водоох-лаждаемых реакторов. Препринт ЭНИЦ №001/92. Электрогорск: ЭНИЦ, 1992.

86. Б.И. Нигматулин, Динь Чук Нам, Р.Х. Хасанов, Методологические аспекты теплогидравлического анализа безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Теплоэнергетика. 1993. №8. стр. 36-г41.

87. Д.А. Лабунцов Физические основы энергетики, Избранные труды, Издательство МЭИ, М. 2000, стр. 386

88. M. Ishii, I. Kataoka "Scaling laws for thermalhydraulic system under single phase and two-phase natural circulation" Nucl. Eng. Des. Vol. 81, p. 411-425, 1984

89. D'Auria "Conceptual design of a PWR experimental simulator". Int. Conf. On safety and advancements of nuclear power plant, Varna (BG), October 6-10, 1986

90. Автоматизированная система управления технологическими процессами полномасштабного стенда безопасности с реактором ВВЭР-1000. Описание системы классификации и кодирования (ИО П 7).

91. Геометрические характеристики элементов стенда ПСБ-ВВЭР, Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин; инв. № 2.430.- Электрогорск, 2002.- стр.217

92. I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin at all, 8-th International Conference on Nuclear Engineering ICONE8, April 2-6, 2000, Baltimore, USA, Track 7, paper 8184.

93. Российская стандартная проблема безопасности №1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2.4% из выходной камеры реактора (заключительный отчет. 3.433).

94. Российская стандартная проблема безопасности № 2 (СПБ-2) на стенде ИСБ-ВВЭР. Течь 11% из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов. Отчет инв. № 2.468, ВНИИАЭС ЭНИЦ, 2000 г.

95. Российская стандартная проблема безопасности №3 (СПБ-3) на стенде ИСБ-ВВЭР. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах, (заключительный отчет), 2002 г.

96. An Experimental investigation of 1% SBLOCA on PSB-VVER test facility. I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin at all. Annual meeting on Nuclear Technology 2001, 15-17 may 2001. Dresden, Germany, p. 121

97. V. Proklov, S. Pylev, A. Moskalev, A. Devkin, I. Elkin, RELAP Certification Plan for VVERs and RBMKs. Report, NSI RRC KI, 1998.

98. Оценка влияния масштабного фактора. Отчет ИПБИЯЭ РНЦ "Курчатовский Институт", инв. № инв. 90-12/1-13-00, Декабрь 2000 г., стр. 88

99. V.G. Asmolov, I.V. Yolkin, L.L. Kobzar. The effect of gas dissolved in the water on heat transfer coefficient in nuclear reactors. Heat Transfer Soviet Research 21, pp. 810-819, 1989

100. Виденеев E.H., Елкин И.В., Липатов И.А. и др. Эксперимент с течью теплоносителя из выходной камеры смешения, выполненный на стенде. Теплоэнергетика №12, 2001 г., стр. 18-21.

101. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР в поддержку работ по верификации теплогидравлических кодов. Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А., Гудков В.И., Никонов С.М., Ровнов А.А., Капустин

102. А.В., Чалых А.Ф., Антонова А.И. (ЭНИЦ ВНИИАС, Электрогорск), Елкин И.В. (РНЦ "Курчатовский институт", Москва). 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 26-30 мая 2003 г. стр. 101-110

103. Гашенко М.П., Прошутинский А.П., Столяров Е.В., Нигматулин Б.И. Первая российская Стандартная Проблема Безопасности (СПБ-1) на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР. // Теплофизика 95. Обнинск. 21-24 ноября 1995 г. Т. 3. стр. 80-87.

104. Gashenko I., Kouznetsov V. The Post-Test Calculation of 2,4 % Break Loca Test at the Integral Test Facility ISB-WWER using the Thermalhydraulic Code RELAP5. //"Jahrestagung Kerntechnik'99". Karlsruhe. 1999. p. 121-124.

105. Мигров Ю.А., Чернов И.В., Юдов Ю.В. Опыт и результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР в процессе выполнения стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2. // Теплофизика 98. Обнинск, 26-29 мая 1998 г. Т.2 стр. 233-242.

106. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В. и др. Верификация РК КОРСАР на интегральных теплогидравлических стендах и на АЭС с ВВЭР. // Теплофизика 2001. Обнинск, 29-31 мая 2001 г. стр. 137-139.

107. БАГИРА Теплогидравлический расчетный код. Верификация кода БА-ГИРА на интегральных стендах. Верификационный отчет ФГУДП ВНИИАЭС, том 4, 2002 г.

108. A. Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, "SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research". Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66-87.

109. Верификация кода КОРСАР на результатах экспериментов на стенде ПСБ-ВВЭР. Верификационный отчет ИПБ ЯЭ РНЦ КИ, инв. № 90-12/0106-03,2003 г. стр. 114

110. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечивающие верификацию теплогидравлических кодов / Гашенко М.П., Липатов И.А., Елкин И.В. и др. // Теплоэнергетика. 2002.-№ 11. С.49-55

111. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР / Блинков В.Н., Гашенко М.П., Мелихов О.И., Ёлкин И.В. //Атомная энергия. 2003.-Т.95 Вып.5 - С.354-359.

112. A. Annunziato, С. Addabbo, G. Briday, R. at all. "SMALL BREAK LOCA COUNTER TEST IN THE LSTF, BETHSY, LOBI and SPES TEST FACILITIES", NURETH 5, 1991. p. 1570.