автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов

На правах рукописи

Долганов Кирилл Сергеевич

ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВ ПРИ ОСУШЕНИИ КАНАЛОВ

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

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 2005

Работа выполнена в Московском энергетическом институте (техническом университете).

Научный руководитель:

кандидат технических наук Василий Дмитриевич Кузнецов

Официальные оппоненты:

доктор технических наук Сергей Леонидович Буторин кандидат технических наук Марк Валерьевич Кузнецов

Ведущая организация:

Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций (ФГУП «ЭНИЦ»)

Защита состоится « /6 » _ 200 ^г. в *6 часов на заседании

диссертационного Совета Д 212.157.07 при Московском энергетическом институте, 111250, г. Москва, Красноказарменная ул., д. 14} Ж ~ 113

С диссертацией можно ознакомиться в библиогеке Московского энергетического института (технического университета).

Отзыв на автореферат диссертации, заверенный гербовой печатью учреждения, просьба направлять по адресу: II1250, Москва, Красноказарменная ул., д. 14, Ученый совет МЭИ.

Автореферат разослан « » 4_200 5>~"г.

Ученый секретарь диссертационного Совета

В.М. Лавыгии

Список условных обозначений

АЗ Аварийная защита

АПН Аварийный питательный насос

БД САОР Быстродействующая часть САОР

БРУ-Б Быстродействующее редуцирующее устройство со сбросом .

в барботёр

БРУ-К Быстродействующее редуцирующее устройство со сбросом ]

в конденсатор

БС Барабан-сепаратор

ВВЭР Водо-водяной энергетический реактор

ГЦН Главный циркуляционный насос

ЗА Запроектная авария

КМПЦ Контур многократной принудительной циркуляции

КО СУЗ Контур охлаждения системы управления и защиты реактора

ОК РГК Обратный клапан РГК

от Опускной трубопровод

РБМК Реактор большой мощности, кипящий

РГК Раздаточный групповой коллектор

РНЦ «ки» Российский научный центр «Курчатовский институт»

САОР Система аварийного охлаждения реактора

СДР САОР Система длительного расхолаживания САОР

ТА Тяжёлая авария

твэл Тепловыделяющий элемент

тк Топливный (технологический) канал

. РОС НАЦИОНАЛЬНА». | БИБЛИОТЕКА !

! «даз

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Канальные уран-графитовые реакторы являются важной частью атомной энергетики России. На их долю приходится более 50 % электроэнергии, вырабатываемой на отечественных АЭС. Основу канального направления составляют энергоблоки с реакторами РБМК-1000.

Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ. Отчёты по УОБ должны содержать анализ запроектных аварий (ЗА), выполняемый с целью разработки мероприятий по управлению ЗА (РБ Г-12-42-97) Управление ЗА относится, согласно ОПБ-88'97, к четвёртному уровню глубоко эшелонированной защиты и предусматривает «предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий».

При анализе ЗА РБМК необходимо учитывать проектные особенности этого реактора. В частности, существенным отличием канальных уран-графитовых реакторов от корпусных является значительно большая (в 15-20 раз) теплоёмкость активной зоны. Это снижает скорость разогрева осушенной активной зоны и позволяет говорить о более длительном периоде развития аварии до начала тяжёлых повреждений активной зоны, чем в корпусных реакторах. Кроме того, на ряде энергоблоков отсутствует система локализации аварии, и на всех энергоблоках нет локализации разрывов паропроводов То есть при авариях с потерей теплоносителя отсутствует эффективный барьер на пути распространения радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Учитывая эти особенности РБМК, поиск стратегии управления ЗА с целью предотвращения тяжелых повреждений активной зоны является очень важным и актуальным направлением исследований.

Существенным процессом при моделировании ЗА РБМК является теплообмен между каналами через графитовую кладку. В ряде аварий тепловое взаимодействие каналов оказывает значительное влияние на уровень достигаемой температуры элементов активной зоны (топлива, оболочек твэлов, труб каналов), а также определяет динамику их разогрева. Так, в случае осушения нескольких или всех топливных каналов (ТК) с проектным срабатыванием аварийной защиты в канальных реакторах существует возможность отвода части тепловой энергии, выделяющейся в топливе, из осушенных каналов в неосушенные или в каналы контура СУЗ, что ограничивает степень разогрева труб аварийных каналов.

Необходимость учёта этого механизма отмечалась отечественными специалистами, однако проводивщиеся исследования носили качественно-оценочный характер. Это, в,частности, связано с отсутствием адекватного расчётного инструмента, который бы учитывал все особенности исследуемого объекта. Основные коды, (/¿пользуемые при анализе аварийных процессов, разработаны за рубежом и рассчитаны на зарубежные аппараты Если

для АЭС с реакторами типа ВВЭР это не так существенно из-за сходства технических и физических решений, то для установок с канальными реакторами требуются расчётные инструменты, более адаптированные к их конструктивным особенностям. Использование кодов улучшенной оценки (RELAP5, ATHLET) вносит значительный консерватизм в расчёты поздних стадий аварий с осушением каналов, так как не позволяет моделировать ряд теплооб-менных процессов в активной зоне РБМК. В то же время, при исследовании ЗА особое значение имеет использование неконсервативных расчётных моделей.

Таким образом, актуальность работы обусловлена проведением в настоящее время Углублённой оценки безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, включающей разработку мер по управлению ЗА, а также необходимостью создания специфических кодов и методов анализа запроект-ных аварий.

Цель работы заключается в оценке теплообменных процессов в графитовом замедлителе и последующем определении области параметров (время, тип авари и т.п.), где эти процессы вносят существенный или даже определяющий вклад в развитие аварии. В этой области возможен поиск способов использования процессов теплообмена в графитовой кладке для предотвращения и смягчения тяжёлых последствий ЗА, разработки и оптимизации стратегии управления ЗА. Выполнение данных исследований также предполагает разработку расчётной методики и программного кода, ориентированных на решение тепловых задач в специфической геометрии графитовой кладки канальных реакторов.

Научная новизна работы заключается в том, что:

• Разработана расчётная методика и компьютерная программа HTGS, адаптированные к реальной геометрии графитовой кладки РБМК и позволяющие учитывать положительные свойства канальных уран-графитовых реакторов: при этом численно показан консерватизм применяемых кодов улучшенной оценки;

• На основе детального анализа температурного режима кладки при длительном осушении двух рядов ТК одного РГК впервые показано, что благодаря отводу тепла через графитовый замедлитель от аварийных каналов к неаварийным существует область параметров (время с начала аварии до полного осушения, высотная неравномерность энерговыделения, давление в КМПЦ), в которой гарантированно сохраняется целостность труб каналов. Вне этой области определены и расчётно обоснованы временные критерии, позволяющие обеспечить целостность труб ТК, а также запасы времени для принятия мер по восстановлению охлаждения

• Впервые показано, что при полном осушении всех каналов ТК или всей активной зоны тепловое взаимодействие каналов различной мощности при-

водит к групповому характеру разогрева труб каналов, причём разброс тем-перагуры труб каналов в группе составляет 50-100 "С.

• Впервые проведено расчётное исследование разогрева модернизированной графитовой кладки (5-ый энергоблок КуАЭС), на поздних стадиях ЗА с длительным осушением каналов с учётом теплового взаимодействия каналов; показано, что учет трёхмерных теплообменных процессов приводит к снижению максимальной температуры труб ТК.

Практическая ценность результатов заключается в том, что:

Результаты проведённых исследований показывают, что в случае разрыва трубопроводов большого диаметра с наложением отказов подачи воды от СДР САОР, приводящих к длительному осушению ТК одного РГК, существует возможность избежать тяжёлых повреждений активной зоны.

Для аварий с осушением всех ТК показано, что средств контроля температуры графита, имеющихся в распоряжении оперативного персонала, достаточно для оценки теплового состояния кладки на поздних стадиях аварии в широком интервале времени развития аварийного процесса.

Показано, что при использовании кодов типа RELAP для оценки развития аварий с полным осушением активной зоны возможно использование моделей с ограниченным числом каналов или одноканальных моделей с рассмотрением только канала средней мощности.

Предложены меры по смягчению последствий рассмотренных ЗА с учётом особенностей канальных реакторов. Для аварии типа BLACKOUT предложены меры по восстановлению охлаждения осушенной активной зоны.

Использование разработанного программного кода позволяет учитывать важные проектные особенности канальных реакторов, что снижает консерватизм расчётов аварийных процессов и даёт возможность разрабатывать оптимальные меры управления авариями с осушением групп каналов на поздних стадиях развития.

Достоверность и обоснованность результатов работы

В ходе выполнения работы был проведён сравнительный анализ достоверности результатов расчёта по программе HTGS с использованием аналитических и численных решений. При сравнении с аналитическими решениями погрешность составила (2-5)%. что меньше погрешностей, вызванных неопределённостями исходных данных. Также результаты решения модельных задач сравнивались с численными решениями, полученными по программам RELAP5 и ANS YS. Сравнение показало хорошее совпадение результатов (порядка 1%). Для режима расхолаживания реактора АДЭ-4 выполнено сравнение расчётной температуры в углах графитовых блоков с показаниями термопар, получено хорошее согласие.

На защиту выносится

• Анализ проблематики ЗА РБМК и существующих методик расчёта ЗА;

• расчётная методика оценки температурных полей в графитовой кладке;

• выводы из результатов расчётных исследований ЗА с длительным осушением групп каналов, выполненных с использованием разработанной программы и кодов улучшенной оценки.

Личный вклад автора состоит в следующем:

• разработана расчётная методика, математическая модель и программа расчёта температурного режима графитовой кладки, выполнено сравнение результатов расчётов с численными и аналитическими решениями, а также проведено сравнение расчётных и экспериментальных данных:

• выполнены расчётные исследования поздних стадий запроектных аварий, приводящих к длительному осушению каналов;

• выполнена адаптация программы к геометрии модернизированной графитовой кладки 5-го энергоблока КуАЭС с учётом особенностей теплообмена излучением на срезах колонн;

• выявлены временные критерии, позволяющие избежать множественный разрыв труб каналов на дальних фазах аварии.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и семинарах:

1) Международная студенческая научная конференция «Полярное Сияние»: Санкт-Петербург: ГРОЦ МИНАТОМ, 2002 г.

2) 8-ая, 9-ая, 10-ая и 11-ая международные научно-технические конференции студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика». Москва: МЭИ, 2002-2005 гг.

3) У1-ая международная молодёжная научно-техническая конференция «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики», Санкт-Петербург: СПбАЭП, 2003 г.

4) 1-ая и П-ая Курчатовские молодёжные научные школы, Москва: РНЦ «КИ», 2004-2005 гг.

5) ХШ-ый семинар по проблемам физики реакторов «Топливные циклы АЭС: экономичность, безопасность, нераспространение. ВОЛГА-2004», МИФИ: 2004 г.

Результаты работы многократно докладывались на заседаниях научно-технического совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт».

Результаты выполненных исследований были использованы при разработке Руководств по управлению запроектными авариями для I и II энергоблоков ЛАЭС и КуАЭС, а также Технического обоснования безопасности V энергоблока КуАЭС и Отчёта по углублённой оценке безопасности III энергоблока КуАЭС.

Публикации

Основные результаты диссертационной работы изложены в 8 докладах, опубликованных в материалах конференций.

Структура и объём работы

Диссертация состоит из введения, четырёх глав, выводов и списка литературы. Объём диссертации составляет 137 страниц, включая 43 рисунка, 7 таблиц. Список литературы содержит 78 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приводится обоснование важности и актуальности исследования, сформулирована его цель, определены научная новизна и практическая ценность результатов работы.

В первой главе приведён анализ состояния проблемы и определены задачи исследования.

Парк отечественных канальных уран-графитовых реакторов насчитывает более 15 энергоблоков различной конструкции, на его долю приходится примерно половина вырабатываемой на АЭС России электроэнергии. Основу канального направления составляют реакторы РБМК. Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ. Со1ласно '"Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)", такая оценка должна содержать анализ запроектных аварий. Важной целью исследования ЗА РБМК является изучение возможнос1и управления ЗА, и, в конечном итоге, разработка Руководств по управлению ЗА.

Благодаря специфическим проектным свойствам (высокая интегральная теплоёмкость графитового замедлителя, наличие независимых контуров охлаждения) на канальных реакторах возможно эффективное управление ЗА с осушением части или всех каналов активной зоны. Эти свойства снижают скорость разогрева осушенной активной зоны и позволяют говорить о длительном периоде развития аварии до начала тяжелого повреждения активной зоны. Это, в свою очередь, делает возможным принятие мер по управлению аварийным процессом и предотвращение тяжелых повреждений активной зоны.

В 1 лаве выполнен анализ ЗА РБМК, приведена их феноменология и выделены типы и стадии аварий, когда управление принципиально возможно При развитии некоторых аварий существуют временные стадии, когда проявляется важное положительное свойство РБМК, ограничивающее тяжёлые последствия, возможность отвода части остаточного энерговыделения топ-

лива из осушенных каналов в неосушенные или в каналы КО СУЗ. При потере теплоносителя теряется основной механизм охлаждения каналов, и разогрев элементов активной зоны происходит за счёт остаточного энерговыделения и аккумулированного в графитовой кладке тепла. При этом последствия аварии полностью определяются динамикой процесса разогрева. Поэтому крайне важно адекватное описание теплообменных процессов, сопровождающих разогрев активной зоны. Значительное влияние на разогрев оказывает тепловое взаимодействие каналов. При условии штатного срабатывания A3 (в противном случае эти аварии рассматривать не было бы смысла) тепловая энергия, выделяемая в элементах активной зоны, определяется остаточным энерговыделением. Уже через 10 минут энерговыделение в ТК составляет 2 % номинальной мощности, а через час - 1,2 %. При этом теплоот-вод от осушенных сборок через графит в соседние неосушенные каналы начинает превалировать над конвективным теплоотводом к пару. Таким образом, влияние теплоотвода в соседние каналы на процесс разогрева аварийных каналов становится определяющим. В РНЦ «Курчатовский институт» было показано, что взаимное тепловое влияние каналов на дальних фазах ряда за-проектных аварий РБМК является фактором, существенно ограничивающим как скорость разогрева труб каналов и твэлов, так и уровень достигаемых температур.

Проводившиеся расчёты по данной проблематике носили качественно-оценочный характер. Это, в частности, связано с отсутствием адекватного расчётного инструмента, который бы учитывал все особенности исследуемого объекта.

В главе выполнен анализ существующих программ и методик, использующихся при исследованиях ЗА РБМК. Показано, что основные коды улучшенной оценки, используемые в нашей стране (RELAP, ATHLET), не позволяют учесть важные специфические свойства РБМК, что вносит значительный консерватизм в расчёты. Отечественные программы также обладают рядом недостатков и рассчитаны в основном на решение локальных ограниченных задач. Поэтому адекватный анализ протекания ЗА предпола1ает также разработку расчётного инструмента, учитывающего особенности РБМК: реальную геометрию, возможные эксцентриситеты труб каналов и графитовых колец, решётку каналов КО СУЗ, влияние неаварийных ТК, высотную неравномерность энерговыделения и др.

Глава заканчивается выводами и постановкой задач исследования.

Во второй главе приведено описание расчётной методики и математической модели разработанного автором кода HTGS (Heai transfer m graphite stack), обоснование выбора расчётной сетки, оценка точности и сравнение с экспериментальными данными.

Программа HTGS реализует метод конечных элементов с аппроксимацией по Галёркину линейными функциями. При этом отдельно для каждой колонны решается нестационарная задача теплопроводности с граничными условиями третьего рода (нормальные условия) или второго рода (аварийный режим) на внутренней границе, а теплообмен с соседними колоннами задаёт-

ся граничными условиями второго рода на внешней границе (при этом учитывается теплообмен теплопроводностью через газовый зазор и переизлучение между поверхностями соседних графитовых блоков). На рис. 1 показаны примеры использовавшейся расчётной сетки для графитовых блоков традиционной и модернизированной (5-ый энергоблок КуАЭС) кладок РБМК.

Рис. 1. Варианты расчётной сетки для поперечного сечения графитовых блоков

Код позволяет проводить двумерные расчёты температурных полей в фрагменте графитовой кладки из теоретически любого числа каналов В практических расчётах использовались полиячейки из 4 (2x2), 9, 25 (рис. 2) и 36 каналов. Учёт трёхмерных эффектов выполнен в рамках одной и четырёх графитовых колонн (с графитовыми кольцами и трубой канала). Имеется возможность учёта деформации графитовых блоков, возможных эксцентриситетов труб каналов и графитовых втулок. Отдельный модуль позволяет выполнять расчёты в геометрии модернизированной кладки КуАЭС-5 (с обрезанными углами).

На примере модельных задач проведено сравнение результатов, полученных по коду, с аналитическими решениями, а также с расчётами по другим программам и кодам (11е1ар5/то<13.2 в кольцевой геометрии, АШУБ). Погрешность расчётного метода в целом не превышает (2-5)%.

Также в данной главе приведены результаты расчёта температуры в углах графитовых блоков в центре активной зоны для режима расхолаживания реактора АДЭ-4. Сравнение расчётных данных с показаниями термопар показало хорошее согласие. Практически во всех случаях расчетные и экспериментальные кривые эквидистанты, что говорит о хорошем расчётном моделировании процессов теплопередачи и о правильном определении теп юёмкости графитовой кладки

Третья глава посвящена расчётному исследованию проектных аварий с непроектным протеканием При отказах систем безопасности сверх единичного проектные аварии (ПА) переходят в запроектные В настоящее время, согласно п 1 2 16 ОПБ-88/97, в нормативных документах определены при-

.....

Рис. 2. Расчётная область из 25 каналов

мерные перечни исходных событий ПА и перечень ЗА РБМК. В результате исследований исходных событий, путей развития и последствий аварийных процессов перечень ЗА может уточняться. Поскольку рассматриваемые в данной главе аварии по своим признакам относятся к ЗА, но формально не включены в список ЗА, для их обозначения используется термин проектные аварии с непроектным протеканием.

С использованием разработанных методики и кода НТСЭ проведено расчётное исследование задачи длительного осушения ТК одного раздаточного группового коллектора (РГК). Такой сценарий может быть следствием различных исходных событий: разрыва напорного коллектора главного циркуляционного насоса с наложением незакрытия обратного клапана (ОК) одного из РГК; частичного разрыва РГК; разрыва опускного трубопровода (ОТ) с наложением незакрытия обратного клапана одного из РГК; разрыва напорного коллектора. В данной главе рассмотрены последствия этих разрывных аварий с учётом теплового взаимодействия ТК аварийного РГК и соседних, нормально охлаждаемых ТК. При этом во всех вариантах накладывается отказ элементов системы длительного расхолаживания (СДР САОР), приводящий к отсутствию подпитки аварийного РГК. Подобный отказ нарушает принцип единичного отказа, и может быть вызван, в частности, несрабатыванием или неправильным срабатыванием арматуры (обратного клапана, задвижки) на одном канале подачи воды САОР в аварийный РГК и засорением ограничителя течи на другом канале.

Независимо от исходного события в некоторый момент времени каналы аварийного РГК полностью обезвоживаются, и в них прекращается циркуляция пара. В дальнейшем мы будем называть этот момент полным осушением канала. Неопределённость длительности охлаждения каналов до полного осушения достаточно велика. Так, результаты расчётов по коду КЕЬАР показывают, что при разрыве РГК после ОК стагнация расхода в аварийных каналах наступает примерно через 320 с после исходного события, а при разрыве ОТ - через 950 с после исходного события.

После полного осушения происходит рост температуры элементов аварийных блоков (оболочек твэлов, труб каналов, графитовых блоков) Подробный анализ взаимодействия каналов различной мощности, а также осушенных и неосушенных каналов после полного осушения позволяет сделать вывод о существенной роли механизма межканальных перетоков тепла. Данный механизм ограничивает рост температуры груб осушенных каналов Отвод тепла из осушенных в неосушенные каналы начинает влиять на динамику разогрева аварийных ТК через 15-20 минут после полного осушения.

В результате вариантного расчёта задачи для различных времён до полного осушения (с момента инициирующего события) получена кривая зависимости максимальной температуры трубы канала от времени охлаждения каналов аварийного РГК пароводяной смесью (рис. 3). Обеспечение охлаждения аварийных ТК пароводяной смесью в течение 1400-2500 с (в зависимости от высотной неравномерности энерговыделения К7) до момента полного осушения позволяв! гарантированно сохранить целое жость груб ТК Та-

ким образом, задача обеспечения целостности аварийных ТК заключается в увеличении времени осушения до 25-40 минут. Этого можно достичь восстановлением функции БД САОР. В случае, если каналы РГК осушаются раньше, целостность труб каналов не гарантируется без принятия мер по снижению давления в КМПЦ. Необходимый темп снижения давления определяется полученной зависимостью максимально достигаемой температуры трубы канала от времени до полного осушения и экспериментально определённой областью параметров разрушения труб (давление, температура).

800 1

% \ % Время до полного осушения, с

Рис. 3. Время достижения температуры разрыва канала в зависимости от К2

Кроме того, оперативный персонал обладает определённым запасом времени для принятия необходимых мер воздействия на аварийный процесс с целью восстановления охлаждения каналов аварийного РГК даже для наиболее быстрого процесса осушения. Так, при полном осушении каналов за 15 минут температура разрыва труб ТК достигается только через час (рис 4).

Полученные результаты подчёркивают положительные свойства реакторов РБМК, связанные с возможностью управления аварийным процессом. Необходимо отметить, что при использовании в аналогичных расчётных исследованиях кодов улучшенной оценки типа ИЕЬАР, не учитывающих теплообмен между каналами, разогрев аварийных ТК происходил бы адиабатически, и температуры разрыва были бы достигнуты гораздо раньше. Учёт специфики РБМК, таким образом, позволяет оптимизировать меры по управлению аварийным процессом.

к

' g I ° t £

с Ч о

Р I i

¡15

ill

I о

о л

s 11 & i I м i §

>>

о о

7000 6500 6000 5500 5000 4500 4000 3500 -3000 1 2500 \ 2000 J 1500 1 1000 -| 500 -I

о I

Kz = 1.27

200

400

600

800

1000 1200

Время осушения, с

- Контрольная температура 650 С (разрыв ТК) ■

-620 -«—600

Рис. 4. Временная характеристика разогрева трубы канала в зависимости от различных контрольных температур

В четвёртой главе выполнено расчётное исследование ЗА, сопровождающихся осушением всех ТК или всей активной зоны

В условиях задачи осушения всей активной зоны (авария типа blackout) эффект теплового взаимодействия блоков оказывается достаточно существенным. Учёт теплообмена с соседними блоками по сравнению с адиабатическим разогревом графитовой колонны дает снижение температуры трубы канала на 200 °С к 10 часам после заглушения реактора. Кроме того, разница температур канала при адиабатическом разогреве и с учётом теплообмена с соседними блоками имеет тенденцию к увеличению с течением времени. Ещё более заметно влияние теплообмена с блоками окружения при разогреве каналов СУЗ. Неучёт теплообмена этих каналов с окружающими ТК приводит к оценке температуры трубы, на 800 °С меньшей, чем значение, полученное при учёте теплообмена с блоками окружения. На участке же от 1 до 5 часов после начала аварии эта оценка оказывается, напротив, завышенной. Таким образом, использование в расчётных исследованиях тепловых структур с адиабатическими внешними границами приводит к значительному консерватизму получаемых результатов.

В случае осушения всех каналов активной зоны температуры каналов различной мощности со временем выравниваются (рис. 5), стремясь к значению температуры канала средней мощности (разброс температур труб ТК дтя каналов разной мощности в облает температур выше 600 - 800 'С не превышает 70 °С). Это показывает, что при оценке развития данного класса аварий по коду RELAP возможно использование одноканалытых моделей с рассмотрением только канала средней мощности

Более того, факт выравнивания температуры каналов различной мощности говорит о том. что для получения информации о степени разогрева активной зоны (особенно оболочек твэлов и труб каналов) достаточно даже косвенных показаний ограниченного числа (12) термометрических датчиков, расположенных в зоне угловых стыков графитовых колонн. Оперативный персонал обладает сведениями о температуре труб каналов различной мощности в течение примерно 13-14 часов, что очень важно с точки зрения управления аварийным процессом. Определение объёма, средств и методов получения информации, необходимой для выполнения действий по защите и восстановлению критических функций безопасности, является одним из этапов разработки мер по управлению ЗА.

В целом, получен масштаб длительности характерных фаз аварийного процесса спустя часы после инициирующего события Возможность разрыва труб каналов наступает не раньше, чем через 6 часов после потери СН энергоблока при давлении в КМПЦ 0,5 МПа. При этом использован консерватив- > ный критерий разрыва, реально разрыв груб каналов может наступить и позже.

Ячейка из 25 каналэв осушение СУЗ на 600-й с, ТК - на 7200 -ой с

1600 т

1500 1 1400 | 1300 -1200 1

110С 1

> I

1000 I

* 900 1

» 800 -в 700 | 600 J 500 J 400 1 300 200 100

«i***1 il*1

11"

Корто*рамыз мощностей

СУЗ Л»1 1 б7 №2 1 16 N»J 1 7 №4 СУЗ №3

2 5 Mti 2 23 2 63 N»8 2.23 №9 192

253 1 99 №12 р Ol 2 70 №14 226 №15

232 Л16 2 19 №17 2 7? .№18 2 27 №1? 2 44 №20

СУЗ №21 2 03 №22 151 №23 2 57 №24 СУЗ №23

Пер в в к ффр«—мощ/вств TBC (MB*); Вторая - порядковый номер блика везде К2 = 1 27

- ТК №2 (традиц кладка) ТК №2 (модерниз кладка)

-ТК №18 (традицкладка) ТК №18 (модерниз кладка)

—ТК №22 (традиц кладка) - - ТК №22 (модерниз кладка)

Время, с

Рис. 5. Изменения температур труб ТК для каналов различной мощности. Традиционная и модернизированная кладки.

Также был рассмотрен сценарий аварии с потерей функции подпитки КМПЦ от всех источников. Эта авария подобна аварии с полным обесточивавшем, однако в данном случае сохраняегся функция охлаждения контура СУЗ. что ограничивает максимальные температуры труб ТК (рис. 6). Тем не менее, эти температуры превышают критерии разгерметизации при перепаде

давления на них 0,5 МПа. Для того, чтобы избежать разрыва труб ТК, необходимо ещё более снизить давление в КМПЦ - до величины, близкой к атмосферному давлению, или стремиться к тому, чтобы давление в КМПЦ было ниже 0.3 МПа (абс), когда опасность подъема схемы «Е» исключена при любом количестве разорвавшихся каналов Так как в активной зоне генерации пара нет, эту операцию можно выполнить, воздействуя на БРУ-Б или БРУ-К. Максимальные температуры каналов разной мощности составляют 880-930 °С, а время их достижения находится в интервале от 27 часов до 31 часа.

Ячейка из 25 блоков, разогрев ТК при нормально охлаждаемом КО СУЗ

СУ* №1 1 67 №2 1*6 №3 1 76 ¡СУЗ )*4 К»5

2 'Л Мб 2 25 N»7 2 63 М 223 №5 №10

2 58 №П 1 99 №12 СУЗ М'З ¿70 №14 2.26 №15

2 32 >616 2 19 №17 ¿79 №18 2 27 №19 2 44 №20

СУЗ №21 2 03 №22 1Р1 №23 2 57 №24 СУЗ №25

перце цикл - новость ТВС (дат) Вторая - порядковый помер блом ОвзИ К1 -1 27

50 " ~

0

20000 ТК №2 1 67МВт

40000 60000

-ТК №15 2 26МВт

80000

ТК №22 2 03МВт

120000 140000

Время, с

Рис. 6 Зависимость температуры труб ГК и каналов СУЗ от времени при аварии с потерей подпитки КМПЦ. Традиционная кладка.

Протекание рассмотренных аварий несколько иное в случае модернизированной кладки РБМК. Её графитовые блоки имеют в поперечном сечении форму правильного восьмиугольника. За счёт изменения формы графитовых блоков число соседних блоков удваивается, в местах их угловых срезов образуются полости, стенками которых являются боковые грани блоков На этих гранях происходит сложный механизм теплообмена излучением, роль которого велика по сравнению с конвективным теплообменом Каждая грань из-тучает на три грани соседних блоков С одной стороны, суммарная поверхность блока, участвующая в поперечном теплообмене, уменьшается, а с другой, появляется новая поверхность теплообмена. Согласно проведённым расчётам оказывается, что теплообмен между блоками модернизированной кладки происходит эффективнее. Действительно, разброс температуры труб ТК на 10 часе аварии с полным осушением активной зоны составил всего 30

градусов, а с учётом каналов СУЗ 55 градусов (в случае традиционной кладки 50 и 84 градуса соответственно).

При сохранении охлаждения в каналах СУЗ максимумы температур труб ТК в модернизированной и традиционной кладках практически одинаковы, однако в случае модернизированной кладки время их достижения меньше на 4,4 часа. Кроме того, в районе максимума семейство температурных кривых ведёт себя менее полого. Это также говорит о том, что усечённые блоки модернизированной кладки обмениваются теплом более эффективно, чем традиционные. Более быстрый разогрев труб каналов модернизированной кладки по сравнению с традиционной объясняется меньшей массой графита при неизменной тепловой мощности активной зоны.

Прогноз по времени достижения тяжёлых последствий оказывается оптимистичнее, если учесть трёхмерные эффекты: осевые перетоки тепла в графитовых колоннах и дополнительно - теплообмен излучением по высоте колонн в случае модернизированной кладки. При полном осушении всех ка- i

налов через 2,5 часа после начала аварии (то есть с учётом срабатывания БД САОР) учёт трёхмерных эффектов даёт снижение максимальной температуры трубы канала на 70 градусов к 20-ому часу по сравнению с двумерным расчётом, причём эта разница имеет тенденцию к росту с течением времени.

Наконец, в данной главе предложены меры по смягчению последствий рассмотренных в этой главе аварий с учётом особенностей канальных реакторов. После срабатывания A3 важно увеличение длительности стадии аварии до полного осушения каналов. Для увеличения длительности данной стадии можно использовать запасы воды БД САОР, а также замену азотно-гелиевой среды в реакторном пространстве (РП) на азо! (увеличивая таким образом термическое сопротивление в зазоре между каналом и графитовым блоком, что может снизить тепловой поток от графитовой кладки и несколько увеличить длительность обезвоживания каналов) На следующей стадии аварии, после полного осушения каналов, необходимо принимать меры по недопущению разрушения разогревающихся труб ТК при высоком давлении. Предотвращение разрушения РП из-за повышения давления в нём выше 0,31 МПа при разрыве большого количества труб ТК може! быть обеспечено за счёт снижения давления в КМПЦ до уровния 0,3-0,5 МПа, безопасного для прочности РП. Снижение давления необходимо начинать заблаговременно на предыдущей стадии аварии. На следующей стадии предлагается замена азот- '

ной продувки РП на гелиевую (если удалось избежать разрыва ТК и в РП не попал пар) с целью снижения термического сопротивления газовых зазоров кладки и увеличения теплоотвода от труб ТК к графитовым блокам.

Подпитка реактора за счёт использования запасов воды БД САОР увеличивает время наступления потенциально опасных изменений в активной зоне на 4 часа. Для аварии типа BLACKOUT предложены меры по восстановлению охлаждения осушенной активной зоны. С целыо предотвращения массового разрушения труб ТК при заливе перегретой активной зоны выполнена опенка необходимого расхода подпитки и количества открытых паросброс-ных устройств в зависимости от степени разогрева активной зоны. Безопас-

ное для труб ТК восстановление охлаждения активной зоны возможно в пределах 4-х часов после потери СН энергоблока. При восстановлении охлаждения позднее, чем через 5 часов (т.е при разогреве в течении 3 часов), необходимо снизить расход подаваемой в реактор воды до половины производительности АПН и открыть БРУ-К, независимо от наличия вакуума в конденсаторе (это приведет к выбросу активного пара через предохранительные мембраны конденсатора в атмосферу, но позволит предотвратить дальнейшее развитие аварии с выходом продуктов деления из топливной матрицы).

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Рассмотрен класс запроектных аварий РБМК, приводящих к длительному осушению групп каналов, и описана их феноменология. Определены временные фазы при развитии этих аварий, когда реализация управляющих воздействий возможна и эффективна для отдаления или даже исключения тяжёлых последствий.

2. Показана неадекватность теплот идравлических расчётных методик и кодов, используемых в настоящее время для исследования аварийных процессов РБМК, с точки зрения моделирования тепловых процессов в активной зоне на дальних фазах аварий с осушением каналов.

3. Разработана расчётная методика и на её основе программный код, позволяющие определять способы управления аварийным процессом, а также оптимизировать принимаемые меры по управлению: выполнена валидация разработанного кода на ряде модельных задач с использованием аналитических и численных решений; с использованием экспериментальных данных, полученных на промышленном реакторе АДЭ-4, выполнены верификационные исследования.

4. Выполнено расчётное исследование ряда запроектных аварий, которые могут привести к тяжёлым повреждениям активной зоны, в результате чего найдены и расчётно обоснованы критерии, позволяющие обеспечить целостность каналов и металлоконструкций реактора на дальних фазах аварий с длительным осушением групп каналов; выполнена оценка консерватизма кодов улучшенной оценки, используемых для анализа выделенного класса аварий.

5 Выполнен анализ влияния модернизации графитовой кладки V энергоблока Курской АЭС на протекание аварий с осушением каналов.

6 Предложены варианты управляющих воздействий на аварийные процессы с целью предотвращения или смягчения тяжёлых повреждений активной зоны. Показана возможность использования штатных измерительных средств для контроля аварийного процесса.

7 Резутьтаты данной работы были использованы при разработке эксплуатационной документации и обосновании безопасности действующих энергоблоков РБМК.

ПУБЛИКАЦИИ ПО РАБОТЕ

1. Долганов К.С. Исследование процессов аварийного разогрева графитовой кладки РБМК //1 Курчатовская молод, науч. шк.: Сб. тр.- М., 2004- С. 18-23.

2. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Анализ изменения параметров в канале СУЗ РБМК при осушении // V Межд. студ. науч.-тех. конф. Полярное Сияние: Тез. докл.. - М., 2002. - С. 47-48.

3. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Анализ температурных режимов канала СУЗ РБМК при аварийном осушении // VIII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. - М., 2002. - Т.З -С. 156.

4. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Исследование возможности стабильного охлаждения осушенных каналов РБМК при аварии с разрывом // X Межд. науч-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.- М., 2004. - Т.З - С. 37.

5. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Оценка неопределённостей максимальной температуры трубы канала для аварий РБМК со стагнацией расхода // IX Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. - М., 2003. - Т.З - С. 46.

6. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Программа расчёта температурного поля графитовой кладки РБМК в аварийных условиях // XI Межд. науч.-гех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.- М., 2005-Т.З- С. 84.

7. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Расчёт температуры элементов облучатель-ных устройств при эксцентриситете таблетки // XII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. - М., 2005.-т.З-С. 85.

8. Долганов К.С., Кузнецов В.Д., Михайлов Д.А. Особенности протекания аварии в кладке РБМК при полном осушении // XIII семинар по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004: Сб. докл.- М, 2004. - С. 182-184.

Подписано в печать IС5- ¿':А~Зак. Тир. (П Пл. ' Полиграфический центр МЭИ (ТУ) Красноказарменная ул., д. 13

'i

i

»-78 2 4

РНБ Русский фонд

2006-4 7572

Список условных обозначений.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ФЕНОМЕНОЛОГИЯ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ РБМК.

1.1. Отечественные реакторы канального направления.

1.2. Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК.

1.3. Существующие методики расчёта температурных полей в кладке РБМК.

1.4. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования.

ГЛАВА 2. ОПИСАНИЕ РАСЧЁТНОЙ МЕТОДИКИ ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ ТЕПЛООБМЕНА В ГРАФИТОВОЙ КЛАДКЕ.

2.1. Математическая модель.

2.1.1. Особенность теплообмена излучением между колоннами модернизированной графитовой кладки.

2.1.2. Численная реализация разработанной модели.

2.2. Оценка точности и валидация.

2.2.1. Сравнение с аналитическим решением.

2.2.2. Сравнение с расчётами по современным кодам.

2.3. Верификация.

2.4. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. НЕПРОЕКТНОЕ ПРОТЕКАНИЕ ПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ.

3.1. Осушение каналов одного РГК.

3.1.1. Полное осушение на 300-ой секунде.

3.1.2. Полное осушение на 800-ой секунде.

3.1.3. Время до полного осушения не менее

3.2. Время достижения температуры разрыва канала.

3.3. Стратегия управления.

3.4. Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ.

4.1. Полное обесточивание энергоблока.

4.2. Потеря функции подпитки КМПЦ от всех источников.

4.3. Учёт трёхмерных эффектов.

4.3.1. Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн.

4.3.2. Роль теплообмена излучением при разогреве модернизированной кладки.

4.3.3. Учёт изменения свойств кладки при эксплуатации.

4.4. Стратегия управления.

4.5. Выводы к главе 4.

ВЫВОДЫ.

Канальные уран-графитовые реакторы являются важной частью атомной энергетики России. На их долю приходится более 50 % электроэнергии, вырабатываемой на отечественных АЭС /59/. Основу канального направления составляют энергоблоки с реакторами РБМК-1000.

Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ /19/. Согласно "Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)" /54/, такая оценка должна содержать анализ запро-ектных аварий (ЗА). Исследование ЗА проводится с использованием специализированных расчётных компьютерных программ (кодов), позволяющих определить ход развития аварии, предупредить возможные выходы за безопасные границы и разработать стратегию управления аварией /4/. Разработка стратегии управления ЗА относится, согласно ОПБ-88/97 /42/, к четвёртному уровню глубоко эшелонированной защиты и предусматривает «предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий». Таким образом, исследование запроектных аварий РБМК является важной и актуальной задачей, имеющей чёткую практическую направленность.

Расчётное моделирование ЗА РБМК связано с двумя проектными особенностями этого реактора. Во-первых, существенным отличием канальных уран-графитовых реакторов от корпусных является значительно большая (в 15-20 раз) теплоёмкость активной зоны. Это снижает скорость разогрева осушенной активной зоны и позволяет говорить о более длительном периоде развития аварии до начала тяжёлых повреждений активной зоны, чем в корпусных реакторах. Во-вторых, на ряде энергоблоков отсутствует система локализации аварии, и на всех энергоблоках нет локализации разрывов паропроводов /37/. То есть при разрывных авариях с потерей теплоносителя отсутствует эффективный барьер на пути распространения радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Поэтому основное внимание в исследовании ЗА РБМК уделяется не использованию локализующих систем безопасности, а разработке мер, предотвращающих развитие аварийного процесса до стадии тяжёлых повреждений активной зоны.

Таким образом, акценты исследований ЗА РБМК смещаются с изучения поведения расплавленных фрагментов активной зоны и обоснования стратегий противоаварийных действий персонала по смягчению тяжёлых последствий на поиск стратегий управления ЗА с целью предотвращения тяжелых повреждений активной зоны реактора. Тяжёлые повреждения, в частности, могут быть вызваны разгерметизацией нескольких (более девяти) технологических каналов при высоком давлении в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Множественный разрыв ТК может приводить к разрушению реакторного пространства (РП), что влечёт за собой попадание радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

Важным аспектом при анализе ЗА РБМК является теплообмен между каналами. В ряде аварий процесс теплового взаимодействия каналов оказывает значительное влияние на уровень достигаемой температуры элементов кладки (топлива, оболочек твэлов, труб каналов, стержней аварийной защиты, графитовых блоков), а также определяет динамику разогрева элементов активной зоны. В случае осушения нескольких или всех топливных каналов активной зоны с проектным срабатыванием аварийной защиты в канальных реакторах существует возможность отвода части тепловой энергии, выделяющейся в топливе, из осушенных каналов в неосушенные или в каналы контура охлаждения системы управления и защиты реактора (КО СУЗ), что ограничивает степень разогрева аварийных каналов. Для эффективного использования механизма межканальных перетоков тепла в проекте реактора МКЭР каналы, относящиеся к разным петлям охлаждения, размещены в шахматном порядке.

Необходимость учёта этого механизма была отмечена в РНЦ «Курчатовский институт» несколько лет назад, однако проводившиеся исследования носили качественно-оценочный характер. Это, в частности, связано с отсутствием адекватного расчётного инструмента, который бы учитывал все особенности исследуемого объекта. В то же время, при исследовании запроектных аварий особое значение имеет использование неконсервативных расчётных моделей, поскольку в процессе разработки мер по управлению авариями выполняются оценки функционирования энергоблока исходя из реальных условий, а не консервативно /6/. Основные коды, используемые при анализе аварийных процессов, разработаны за рубежом и рассчитаны на зарубежные аппараты. Если для АЭС с реакторами типа ВВЭР это не так существенно из-за сходства технических и физических решений, то для установок с канальными реакторами требуются расчётные инструменты, более адаптированные к их особенностям. Использование кодов улучшенной оценки (RELAP5, ATHLET) вносит значительный консерватизм в расчёты поздних стадий аварий с осушением каналов и не позволяет моделировать ряд теплообменных процессов в активной зоне РБМК. Разработка новых и адаптация современных методов и программ анализа состояния реакторной установки (РУ) с учётом специфики РБМК, в первую очередь, анализа аварийных режимов, - одно из важных направлений исследований по повышению безопасности /14/.

Таким образом, актуальность работы обусловлена проведением в настоящее время Углублённой оценки безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также необходимостью разработки специфических кодов и методов анализа ЗА. Цель данной работы заключается в расчётной оценке теплообменных процессов в графитовом замедлителе и последующем определении области параметров (время, тип аварии), где эти процессы вносят существенный или даже определяющий вклад в развитие аварии. В этой области возможен поиск способов использования процессов теплообмена в графитовой кладке для предотвращения и смягчения тяжёлых последствий ЗА, разработки и оптимизации стратегии управления ЗА. Выполнение данных исследований также предполагает разработку расчётной методики и программного кода, ориентированных на решение специфических тепловых задач в геометрии графитовой кладки канальных реакторов с учётом присущих канальному направлению положительных проектных особенностей.

ВЫВОДЫ

1. Рассмотрен класс запроектных аварий РБМК, приводящих к длительному осушению групп каналов, и описана их феноменология. Определены временные фазы при развитии этих аварий, когда реализация управляющих воздействий возможна и эффективна для отдаления или даже исключения тяжёлых последствий.

2. Показана неадекватность теплогидравлических расчётных методик и кодов, используемых в настоящее время для исследования аварийных процессов РБМК, с точки зрения моделирования тепловых процессов в активной зоне на дальних фазах аварий с осушением каналов.

3. Разработана расчётная методика и на её основе программный код, позволяющие определять способы управления аварийным процессом, а также оптимизировать принимаемые меры по управлению; выполнена валидация разработанного кода на ряде модельных задач с использованием аналитических и численных решений; с использованием экспериментальных данных, полученных на промышленном реакторе АДЭ-4, выполнены верификационные исследования.

4. Выполнено расчётное исследование ряда запроектных аварий, которые могут привести к тяжёлым повреждениям активной зоны, в результате чего найдены и расчётно обоснованы критерии, позволяющие обеспечить целостность каналов и металлоконструкций реактора на дальних фазах аварий с длительным осушением групп каналов; выполнена оценка консерватизма кодов улучшенной оценки, используемых для анализа выделенного класса аварий.

5. Выполнен анализ влияния модернизации графитовой кладки V энергоблока Курской АЭС на протекание аварий с осушением каналов.

6. Предложены варианты управляющих воздействий на аварийные процессы с целью предотвращения или смягчения тяжёлых повреждений активной зоны. Показана возможность использования штатных измерительных средств для контроля аварийного процесса.

7. Результаты данной работы были использованы при разработке эксплуатационной документации и обосновании безопасности действующих энергоблоков РБМК.

1. Анализ путей развития запроектных аварий и обоснование перечня запро-ектных аварий для V энергоблока Курской АЭС: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ» Инв. № 33-16/48. - М., 1999.- 43 с.

2. Анализ режимов нормальной эксплуатации и аварийных режимов на повышенной мощности: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ» Инв. № 33-05/06. М., 2005.-241 с.

3. Афремов Д.А. Разработка и применение расчётно-теоретических методов анализа запроектных аварий реактора РБМК: Автореф. дис. . канд. техн. наук.- М., 2003. 23 с.

4. Байбаков В.Д., Воробьёв Ю.Б., Кузнецов В.Д. Коды для расчёта ядерных реакторов. М.: МЭИ, 2003. - 163 с.

5. Басов К. А. ANS YS в примерах и задачах. М.: Компьютер Пресс, 2002. -224 с.

6. Безопасность атомных станций — Париж: EDF-Росэнергоатом, 1995.- 255 с.

7. Барьеры безопасности на АЭС с канальными реакторами / Белянин JI.A., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В. и др. М.: Энергоатомиздат, 1997 - 192 с.

8. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Белянин Л.А., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В. и др. М.: Энергоатомиз-дат, 1997.-256 с.

9. Букринский A.M. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС // Теплоэнергетика. 1998. - № 5. - С. 22-25.

10. Бурлаков Е.В., Крамеров А.Я., Михайлов Д.А. Проблемы теплофизики и механики тяжёлых аварий канальных графитовых реакторов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. — 1998.- Вып. 1.-С. 29-43.

11. Васильченко В.Н., Крамеров А.Я., Михайлов Д.А. Авария на 2-ом блоке ЧАЭС 11 октября 1991 г. и возможные последствия длительного отсуствияподпитки КМГТЦ // Конференция ядерного общества Украины: Тез. докл,-Киев, 1995.-С. 35-37.

12. Габараев Б.А., Бурлаков Е.В., Гроздов И.И. и др. Развитие канального направления в отечественном реакторостроении // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. -2004.

13. Габараев Б.А., Стенбок И.А., Черкашов Ю.М. Безопасность АЭС с реакторами РБМК. Соответствие современным требованиям // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл.— М.: НИКИЭТ. 2004.

14. Галлагер Р. Метод конечных элементов. Основы: Пер. с англ. М.: Мир, 1984.-428 с.

15. Годовой отчёт РНЦ «Курчатовский институт» за 2002 год. М.: РНЦ «КИ», 2002. - 51 с.

16. Гордон Б.Г. К выработке концепции перспективного развития энергетики // Ведомости Международной топливно-энергетической ассоциации. Первый московский международный форум «Энергетика и общество».-1998-№22.-С. 227-233.

17. Гордон Б.Г. О стратегии России в исследованиях по безопасности отечественных реакторов // Атомная энергия. 2000.- Т. 89, вып. 5.

18. Гордон Б.Г. О тьме истин: Уч. пос. по курсу «Повышение квалификации при подготовке к аттестации руководителей федеральных государственных унитарных предприятий». М.: НТЦ ЯРБ, 2003. — 301 с.

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

20. Долганов К.С. Исследование процессов аварийного разогрева графитовой кладки РБМК // I Курчатовская молод, науч. шк.: Сб. тр.- М., 2004 С. 1823.

21. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Анализ изменения параметров в канале СУЗ РБМК при осушении // V Межд. студ. науч.-тех. конф. Полярное Сияние: Тез. докл. М., 2002. - С. 47-48.

22. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Анализ температурных режимов канала СУЗ РБМК при аварийном осушении // VIII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2002. - Т.З - С. 156.

23. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Исследование возможности стабильного охлаждения осушенных каналов РБМК при аварии с разрывом // X Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.- М., 2004. Т.З - С. 37.

24. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Оценка неопределённостей максимальной температуры трубы канала для аварий РБМК со стагнацией расхода // IX Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2003. - Т.З - С. 46.

25. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Программа расчёта температурного поля графитовой кладки РБМК в аварийных условиях // XI Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл.— М., 2005.-Т.З- С. 84.

26. Долганов К.С., Кузнецов В.Д. Расчёт температуры элементов облучатель-ных устройств при эксцентриситете таблетки // XII Межд. науч.-тех. конф. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. М., 2005. -т.З-С. 85.

27. Долганов К.С., Кузнецов В.Д., Михайлов Д.А. Особенности протекания аварии в кладке РБМК при полном осушении // XIII семинар по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004: Сб. докл.- М., 2004. С. 182-184.

28. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.- 208 с.

29. Зенкевич О. Метод конечных элементов в технике.- М.: Мир.-1975.-541 с.

30. Зенкевич О., Морган К. Конечные элементы и аппроксимация: Пер. с англ. -М.: Мир, 1986.-318 с.

31. Исследование в горячих камерах кернов, высверленных из кладки I энергоблока ЛАЭС в период СПР 2002 г.: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ».-Инв. № 62-IS9S-М., 2003 62 с.

32. Исследование формы блоков графитовой колонны, извлечённой из ячейки 12-36 III энергоблока ЛАЭС: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ», ЛАЭС.-Инв. № 62-1752.- М., 1999.- 50 с.

33. Каплун А.Б., Морозов Е.М., Олферьева М.А. ANSYS в руках инженера: практическое руководство. М.: УРСС, 2003. - 272 с.

34. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравли-ческим расчётам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). — М.: Энергоатомиздат, 1984. 296 с.

35. Концепция повышения безопасности РБМК-1000: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 98\59\1341.- М., 2000.- 35 с.

36. Концепция безопасности МКЭР-1500: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 33-02/08/1.-М.: 2002.

37. Методика расчёта лучистого теплообмена в рядных решётках тепловыделяющих цилиндров: Отчёт о НИР / ОКР ИЯР ИАЭ- Инв. № 15.-М., 1992.- 20 с.

38. Методические указания по разработке мер и руководства по управлению авариями на АС : Проект НД НТЦ ЯРБ Инв. № 120-19/288. - М., 1994.

39. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)/ПНАЭГ-01-01-97.-М., 1997.-41 с.

40. Основные положения проекта АЭС с РУ МКЭР-800: Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- Инв. № К821.- М., 1996. Т.З.

41. Остаточное энерговыделение для топлива 2.8 %: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ».- Инв. № 33-03/25 R2 М., 2003.- 32 с.

42. Остаточное энерговыделение эрбиевого топлива 2.6% и 2.8%: Отчёт о НИР / РНЦ «КИ».- Инв. № 33-03/23-R1.- М., 2003- 36 с.

43. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций: Уч. для вузов. — М.: Энергоатомиздат, 1999. 928 с.

44. Отвод тепла через контур охлаждения СУЗ при обезвоженной активной зоне: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ». ISA-LNPP2-RT-0818-r2; Инв. № 33-01/42.-М., 2001.

45. Патанкар C.B. Численное решение задач теплопроводности и конвективного теплообмена при течении в каналах: Пер. с англ. Е.В. Калабина; под ред. Г.Г. Янькова. М.: МЭИ, 2003. - 312 с.

46. Теплообмен в ядерных энергетических установках / Б.С. Петухов, Л.Г. Гении, С.А. Ковалёв, С.Л. Соловьёв. М.: МЭИ, 2003. - 548 с.

47. Программа МАКЕТ-2 расчёта температурных полей в элементах конструкций реактора: Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- Инв. №040-104-2830 М., 1984.

48. Распределение энерговыделения в графите реактора: Отчёт о НИР / ИЯР РНЦ «КИ».- Инв. № 33-03/15 R1.- М., 2003.- 28 с.

49. Расследование причин возникновения нарушения на втором блоке Чернобыльской АЭС 11.10.91г.: Отчёт о НИР / ЧАЭС. Инв. № Чер-П02-10-10-91.- ЧАЭС, 1991.

50. Результаты комплексного обследования графитовой кладки Г энергоблока Л АЭС: Отчёт о НИР / ИРТМ РНЦ «КИ», НИКИЭТ Инв. № 4.574 От.-М., 2003.- 108 с.

51. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков АС с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ТС ОУОБ).- РБ Г-12-42-97

52. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоке №1 Курской АЭС. Архив ПТО инв. № 6415-ОЯБиН. 2004 - 125 с.

53. Руководство по управлению запроектными авариями на энергоблоке №1 Ленинградской АЭС. Архив ПТО инв. № 0-5312 2004. - 111 с.

54. Румянцев A.B. Метод конечных элементов в задачах теплопроводности: Уч. пос. Калининград: 1995. - 169 с.

55. Румянцев A.B. Метод конечных элементов в задачах теплопроводности: Учеб. пос. для студентов вузов по спец. Теплофизика. 2-е изд., перераб. -Калининград, 1997. - 99 с.

56. Сорокин Н.М., Черкашов Ю.М., Черников О.Г. Опыт эксплуатации АЭС с реакторами РБМК // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. - 2004.

57. Справочник по теплообменникам: в 2 т. Т. 1 / Пер. с англ., под ред. Пету-хова Б. С., Шикова В. К. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 560 с.

58. Тепло- и массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник / Аметистов Е.В., под общ. ред. Григорьева В.А. и Зорина В.М. М.: Энергоиз-дат, 1982. - 512 е., ил. - (Теплоэнергетика и теплотехника).

59. Техническое задание на разработку проектной документации РУ с многопетлевым кипящим энергетическим реактором электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800): Отчёт о НИР / НИКИЭТ.- 4.590 ТЗ; Инв. № ТЗ 0400336.- М., 1990.

60. Успурас Э. Ключевые процессы при тяжёлых авариях на реакторах РБМК // Мат-лы per. сем. МАГАТЭ «Анализ конкретных управленческих стратегий превентивного ослабления аварий». Волгодонск: Волгодонская АЭС. - 2004.

61. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Справочник. М.: Атомиздат, 1968. - 484 с.

62. Шидловский В.В. Повышение эксплуатационной безопасности и продление срока службы промышленных уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 // Межд. науч.-тех. конф. Канальные реакторы: проблемы и решения: Сб. докл. М.: НИКИЭТ. - 2004.

63. Шимкович Д.Г. Расчёт конструкций в MSC/NASTRAN for Windows. — М.: ДМК Пресс, 2003. 448 с.

64. Экспертное заключение ОИАЭ: Энергоблок №2 ЛАЭС. Отвод тепла через контур охлаждения СУЗ при обезвоженной активной зоне: Отчёт о НИР / ОИАЭ. IS A-LNPP2-RT-0818-R3.- М., 2000.

65. Якоб М. Вопросы теплопередачи: Пер. с англ. М.: Иностранная литература, 1960 г. - 516 с.

66. Accident analysis of and training programme for the RBMK 1000 Kursk 1 NPP: Draft technical report. Chapter 3.3 RELAP5-3D CODE, Working group meeting, Vienna: 2000.

67. Almenas К., Kaliatka A., Uspuras E. Ignalina RBMK-1500. A Source Book: Extended and updated version. Kaunas.: Lithuanian Energy Institute, 1998. -200 p.

68. Carlson K.E. et. al. RELAP5/mod3: Code Manual.- INEL, 1995. -NUREG/CR-5535-V1-5. Vol. 1, 2, 4, 5.

69. Knoglinger E. Radial Heat Transfer in the Core Structures of RBMK Nuclear Power Plants. Vienna: IAEA, 2003. - 38 p.

70. Knoglinger E., Fisher J. E. Analitical validation of the RELAP5-3D conduction enclosure model for RBMK 1000 core graphite heat transfer. Vienna: IAEA, INEEL, 2003 - 24 p.

71. Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.1 Cycle С Users Manual. GRS-P-1, 1995-Vol.1.

72. Sukho Lee. IAEA activities and guidance documents for severe accident and accident management // Per. сем. МАГАТЭ Анализ конкретных управленческих стратегий превентивно го ослабления аварий: Мат-лы сем. Волгодонск: Волгодонская АЭС, 2004.

73. Yogesh Jaluria, Kenneth Е. Torrance. Computational heat transfer. Washington D.C.: Hemisphere Pub. Corp., 1986 - 366 p.