автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Повышение эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя

На правах рукописи

Антонов Станислав Николаевич

ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТОПЛИВА В КОРПУСНЫХ КИПЯЩИХ РЕАКТОРАХ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ (НА ПРИМЕРЕ РЕАКТОРА ВК-50)

О03 172810

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

Автореферат

диссертации на соискание ученой степепи

кандидат технических наук

и/

/

2 6 МЮН 2003

Подольск

— 2008

003172810

'Я

Работа выполнена в ФГУ11 'Государственный научный центр Российской Федерации -

Научно-исследовательский институт атомных реакторов' (ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР")

Научный руководитель доктор технических наук Махин Валентин Михайлович

Официальные оппоненты доктор технических наук Кавун Олег Юрьевич

кандидат технических наук Алексеев Павел Николаевич

Ведущая организация

Московский инженерно-физический институт (1 осударственный университет)

Защита состоится 23 июля 2008 г в 13-00 часов на заседании диссертационного совета Д 418 001 01 в ОКБ «Гидропресс» по адресу 142103, г Подольск, ул Орджоникидзе,21

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОКБ «Гидропресс»

Автореферат разослан 'ЧС " шсия 2008 г

Ученый секретарь диссертационного совета

К тн

НВ Шарый

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ Актуальность работы Обеспечение населения и промышленности тепловой и электрической энергией является важнейшей государственной задачей Более половины топливно-энергетических ресурсов страны расходуется на теплоснабжение Подавляющая доля тепла в промышленных масштабах производится теплоцентралями, работающими на органическом топливе, при комбинированной выработке тепла и электроэнергии Преимущества атомных энергоисточников, позволяющие им успешно конкурировать в секторе электроэнергии, могут быть сохранены при их применении для централизованного теплоснабжения с замещением в топливно-энергетическом балансе страны высококачественного органического топлива ядерным топливом, особенно в энергодефнцитных регионах Актуальность использования атомных энергоисточников подтверждается подписанной по инициативе администрации Архангельской области «Декларацией о намерениях по проектированию, сооружению и вводу в эксплуатацию атомной станции по производству тепловой и электрической энергии АТЭЦ в Архангельской области»

Использование атомных энергоисточников для централизованного теплоснабжения и теплофикации требует их максимально близкого расположения к нотребитетям, а это накладывает наряду с экономичностью и особые требования к установкам по надежности и безопасности Одной из наиболее адаптированных атомных реакторных ^тановок для этой цели является установка с корпусным кипящим реактором с естественной циркуляцией теплоносителя Реактор ВК-50 может рассматриваться как прототип такой теплоэнергетической установки, который успешно эксплуатируется в ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» с 1965 года

Длительный опыт эксплуатации установки ВК-50 подтвердил такие важные характеристики, как безопасность вследствие физических особенностей активной зоны (кипение замедлителя-теплоносителя и его естественная циркуляция), малая материалоемкость установки, что снижает капитальные удельные затраты на 1 МВт тепловой энергии

В данной квалификационной работе изложены научно обоснованные технические и технологические результаты, которые позволили повысить экономические показатели установок данного типа в части улучшения топливоиспользования с обеспечением безопасности Таким образом, актуальность научно-квалификационной работы обусловлена

1 Необходимостью улучшения топливоиспользования в корпусных кипящих реакторах

2 Применимостью экспериментальных данных по характеристикам активных зон корпусных кипящих реакторов с различным водно-топливным отношением (ВТО) для вновь создаваемых подобных реакторов

3 Возможностью использования верифицированных программных средств для обоснования ряда проектов

4 Применением рекомендаций по повышению выгорания подобных активных зон

Цель работы

Разработать и продемонстрировать на примере ВК-50 способы повышения экономичности установок с корпусным кипящим реактором путем выбора ВТО с обеспечением требований по безопасности

Для достижения поставленной цели были решены задачи

1 Сделан анализ характеристик активной зоны реактора ВК-50 с ВТО, равным 2,2 (проектное решение)

2 Выбраны программные средства для расчетного исследования Проведено их тестирование и проведены расчетные исследования топливной решетки активной зоны с различным ВТО

3 На основе анализа результатов расчетов создана новая конструкция TBC реактора ВК-50 с ВТО, равным 3,0

4 Проведены расчетно-экспериментальные исследования характеристик активной зоны реактора ВК-50 с новыми TBC, его экономической эффективности и безопасности

5 Показаны способы улучшения топливоиспользования для проектируемых реакторов подобного типа

Научная повизна

1 Развиты теоретические представления о влиянии ВТО применительно к проектной (исходной) конструкции TBC корпусного реактора с естественной циркуляцией кипящего теплоносителя, а именно - показана эффективность повышения ВТО активной зоны реактора ВК-50 с 2,2 до 3,0

2 Предложена и обоснована новая конструкция TBC активной зоны реактора ВК-50 с ВТО 3,0 с подобранным расположением в ней водяных полостей, обеспечивающая улучшение экономических и эксплуатационных характеристик установки с сохранением свойств самозащищенности данного типа ядерных реакторов Новизна технического решения защищена авторским свидетельством №1031348 от 12 июня 1981 г

3 Получены расчетно-экспериментальные данные по характеристикам активной зоны водяного кипящего реактора с ВТО, равным 3,0, и выявлены основные закономерности влияния этого параметра на нейтронно-физические характеристики реакторной установки

4 Выполнена верификация выбранного комплекса программных средств для ней-тронно-физических расчетов характеристик активной зоны корпусного кипящего реактора ВК-50 , который рекомендуется для расчетного сопровождения эксплуатации реактора

Практическая значимость работы

1 Внедрена в практику эксплуатации РУ ВК-50 предложенная TBC с ВТО, равным

3,0

2 Опытом эксплуатации активной зоны реактора ВК-50 на основе TBC с В ТО, равным 3,0, показано существенное улучшение экономических и эксплуатационные характеристик реакторной установки Количество «свежих» подпиточных новых TBC для годичной кампании реактора уменьшено с 30-36 до 18-24 штук Выработка электроэнергии за кампанию повышена на ~20 % Длительность эксплуатации TBC в активной зоне реактора увеличена с трех до пяти лет с возрастанием выгорания выгружаемого топлива на ~25 %

3 Внедрен комплекс программных средств для расчетного сопровождения эксплуатации на основе аттестованных и проверенных длительной практикой программных средств MCU и САПФИР-95

4 Результаты выбора ВТО и полученные экспериментальным путем характеристики активной зоны рекомендованы для проектирования активной зоны корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя ВК-300 Разработаны предложения по дальнейшему совершенствованию нейтрокно-физических характеристик реактора с использованием освоенных промышленностью и проверенных на практике твэгов Выполнены обосновывающие нейтропно-физические расчеты стационарных режимов 1-й категории Эга предложения подлежат дальнейшей проработке (расчеты режимов 2, 3 и 4 категорий) и экспериментальной проверке

5 Экономический эффект в год по топливу составляет не менее 24 млн рублей, по дополнительной выработке электроэнергии не менее 20 млн рублей (в ценах 2007 г)

Достоверность научных результатов

Результаты научных исследований основаны на использовании аттестованных и проверенных на практике расчетных программных средств и подтверждены как экспериментальными исследованиями, так и длительным (с 1985 года) опытом эксплуатации активной зоны РУ ВК-50 с водно-топливным отношением 3,0 в стационарных и переходных режимах

Личный вклад автора заключается

- в расчетном обосновании активной зоны с ВТО 3,0 и в разработке технического решения на основе этих расчетов по конструкции новой TBC, защищенной авторским свидетельством,

- в непосредственном участии во внедрении TBC с ВТО 3,0 на всех этапах от проектирования и изготовления до эксплуатации в активной зоне РУ ВК-50,

- в непосредственном участии в разработке, организации и проведении экспериментальных программ по исследованию физических характеристик активной зоной с ВТО 3,0 как в стационарных и динамических режимах работы РУ ВК-50, так и вблизи границы резонансной неустойчивости,

- в систематизации и анализе полученных экспериментальных данных и последующей их расчетной обработке,

во внедрении, освоении и тестировании программ FTORF, БИПР-К&РОР, БИПР-К&САПФИР-95, MCU RFFI/A и MCU RR для проведения оптимизационных расчетов и сопровождения реактора ВК-50,

- в организации и личном участии в предложениях по дальнейшему улучшению юпливо-использования, что выразилось в проведении расчетов физических характеристик активной зоны корпусных кипящих реакторов с применением TBC с переменным аксиальным ВТО и выгорающих поглотителей на основе гадолиния (твэг ов)

В работе приведены результаты расчетных и экспериментальных исследований, в получении которых автор принимал непосредственное участие Автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследований в рамках программ совершенствования реакторов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», выполнял расчеты, совместно с персоналом реактора и сотрудниками научных отделов проводил измерения характеристик реактора, анализировал результаты Является соавтором изобретения на тепловыделяющую сборку с водно-топливным отношением 3,0

Основные положения, выносимые на защиту

1 Результаты расчетных нейтронно-физических исследовании по выбору ВТО топливной решетки TBC активной зоны реактора ВК-50

2 Результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогид-равлических характеристик активной зоны реактора ВК-50 с повышенным ВТО, равным 3,0, подтверждающие результаты расчетов и показывающие, что в сравнении с ВТО, равным 2,2 , значительно повышается выгорание топлива

3 Результаты экспериментальных исследований переходных (нестационарных) режимов реактора, показывающие, что повышение экономических параметров установки не повлияло на внутренние свойства сачозащшценности

4 Результаты верификации программных средств для сопровождения эксплуатации корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя (на примере реактора ВК-50)

Апробация работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях и семинарах

-на юбилейном семинаре специалистов, посвященном 30-летию эксплуатации корпусного кипящего реактора с кипящей водой ВК-50, г Димитровград, 1995, -на семинаре «Нейтроника 2002», г Обнинск, 2002,

-на отраслевом совещании «Испочьзование и эксплуатация исследовательских реакторов», г Димитровград, 2004,

-на научно-техническом семинаре по динамике ЯЭУ «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов», г Сосновый Бор, 2004,

-на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г Подольск, 2005,

-па отраслевом семинаре по динамике ЯЭУ «Водяной кипящий реактор опыт эксплуатации, динамика и безопасность» г Димитровград, 2005 Публикации

По теме диссертации опубликовано 14 работ 1 изобретение, 4 статьи в научно-технических журналах, входящих в Перечень ВАК изданий, в которых должны быть опубликованы материалы диссертаций, 1 препринт, 8 публикаций в сборниках трудов ГНЦ РФ НИИАР, конференций и семинаров

Структура и объем работы Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и одного приложения Работа изложена на 130 лиаах, включая 20 рисунков, 15 таблиц, список литературы из 135 наименований

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ В первой главе приведен обзор основных направлений совершенствования физических характеристик активных зон водо-водяных реакторов в зависимости от тех задач, которые ставились перед разработчиками Показано, что в 50-ые годы вопрос о ВТО впервые исследовался Флеровым Г Н, Фейнбергом С М, Курчатовым И В и др применительно к ВВЭР этот вопрос рассмотрен в монографии Р 3 Аминова, В А Хрусталева, А С Духовен-

ского и А И Осадчего «АЭС с ВВЭР режимы, характеристики, эффективность», 1990 г Применительно к корпусным кипящим реакторам этот вопрос в отечественной литературе недостаточно изучен

На примере BWR продемонстрировано, что развитие корпусных кипящих реакторов идет по следующим направлениям

1 Улучшение гидравлических характеристик TBC и, как следствие, увеличение скорости теплоносителя, что повышает теплотехническую надежность активной зоны и позволяет повысить ее энергонапряженность

2 Уменьшение диаме гра твэлов, что также повышает теплотехническую надежность активной зоны и позволяет повысить ее энергонапряженность

3 Увеличение ВТО топливной решетки, что позволяет значительно увеличить выгорание топлива (улучшение показателя, который у реакторов BWR ниже, чем у PWR)

4 Использование выгорающих поглотителей для компенсации избыточной реактивности я выравнивание энерговыделения за счет создания уран-гадолиниевых топливных композиций (твэгов) и увеличение обогащения топлива, что позволяет повысить выгорание топлива, снижает максимальные тепловые нагрузки и улучшает параметры ядерной безопасности

Например, в результате модернизации TBC активной зоны BWR/6 ВТО было повышено с 2,4 до 2,7, что привело к существенному снижению затрат на топливо по сравнению с первоначальным проектом

На основе анализа литературных источников (постановочные работы 50-х годов, опыт ВВЭР, P\VR и BWR, японская программа модернизации водоохлаждаечых реакторов) установлено существенное влияние ВТО на характеристики активных зон водоохлаждаемых реакторов Применительно к корпусному кипящему реактору с естественной циркуляцией теплоносителя важно повышение выгорания, что не является тривиальной задачей Необходимым является решение комплекса научных и технических вопросов по ор!анизации топливного цикла и обеспечению безопасности установки

В диссертации рассмотрен способ повышения выгорания топлива путем увеличения ВТО применительно к активной зоне корпусного кипящего реактора

Таким образом, на основе анализа опыта эксплуатации корпусных кипящих реакторов BWR для решения поставленной задачи - повышения эффективности топливоиспользо-вания водяного кипящего реактора ВК-50 - определены следующие требования

- обеспечение экономически эффективной, устойчивой и надежной работы установки с усовершенствованными TBC во всех проектных режимах эксплуатации,

- реализация максимального выгорания с сохранением отрицательного мощностного эффекта реактивности во всех режимах работы,

- обеспечение ядерной безопасности (компенсация запаса реактивности на выгорание в любой момент кампании),

- снижение неравномерности энерговыделения для повышения надежности топлива Показано, что указанная задача существенно сложнее, чем решаемая задача по выбору ВТО применительно к реакторам ВВЭР Ее решение для ВК-50 осложняется тем, что реактор труден для математического моделирования, так как имеет место значительное изменение плотности теплоносителя по высоте канала и его естественная циркуляция Необходимо обеспечить повышение экономических показателей экономии топлива, увеличения энерговыработки и др без ухудшения принципов самозащищенности установки При математическом моделировании необходимо решать связанные нейтронно-физическую и тепло-гидравлическую задачи с глубокими обратными связями по отдельным параметрам Целесообразен обоснованный выбор программных средств и их верификация

На основе изложенного сформулированы задачи расчетных и экспериментальных исследовании, выбраны критерии по повышению экономических показателей экономия топлива и уветичение энерговыработеи, а также сохранение самозащищенности установки и определены способы решения поставленных задач

Вторая глава В этой главе проанализированы характеристики действующего в России корпусного кипящего реактора ВК-50

Активная зона реактора ВК-50 размещается в нижней части реактора в выемной корзине (рис 1) Она состоит из 72-х рабочих тепловыделяющих сборок (TBC), 16 рабочих органов с ручным регулированием (PO РР) и 3-х рабочих органов быстродействующей аварийной защиты (РО A3) Рабочие TBC дистанционируются в шестигранной решетке с шагом 185 мм Органы СУЗ (PO РР и РО A3) подвешены на штангах механизмов СУЗ и могут перемещаться с их помощью относительно рабочих TBC

Изложены направления поэтапной модернизации TBC активной зоны этого реактора, нацеленной на улучшение гидравлических характеристик путем изменения конструкции дистанционирующих решеток, конструкции верхней и нижней части TBC, изменения диаметра твэлов и оснащения TBC выгорающими поглотителями Приведены характеристики активной зоны на каждом из этапов модернизации TBC (табл 1)

Pik t Реактор BK Kopif> i реактора (л) активная эоиэ (б)

( Küpnjc 2- гшр>ш,и по iJ4n питательной вош ) - nipt'iHBHbit окна 4- июный \4jLioh 5 «шивлая зона 6- теиюпы ie [йютая шорка 7 - кии eia l р\'чмым pei v шрованием (PO РР), У - каихта аварийной защиты [14) \3)

Снижение гидравлического сопротивления TBC привело к увеличению скорости циркуляции теплоносителя в активной зоне, позволило снизить паросодержание и уменьшить потери реактивности при выходе на номинальные режимы работы установки, что повысило выгорание выгружаемого топлива реактора ВК-50 Но, несмотря на это, выгорание топлива реактора ВК-50 оставалось все же значительно ниже, чем в BWR и ВВЭР Следовательно, было необходимо решать задачу по повышению выгорания топлива В таблице 2 приведены характеристики реактора до и после внедрения новых TBC, то есть в результате изменения ВТО с 2,2 до 3,0 Изменение ВТО реализовано извлечением твэлов из решетки

В третьей главе приведены результаты тестирования программ POP и MCU-RR2 с помощью аттестованных программных средств MCU-RFF1/A и САПФИР-95 Выявлена согласованность результатов расчета коэффициента размножения нейтронов посредством колов MCU-RFF1/A MCU-RR2 и САПФИР-95 и значитечьное расхождение этих результатов с данными по коду POP Показано существенное занижение Кх в расчете по POP (отклонение более 10 %), которое отмечается для низких значений плотности замедлителя и высоких выгораний топливных композиций в твэлах TBC

и

Таблица 1 Характ еристики топливных сборок реактора ВК-50

№ типа TBC Обозначение TBC Количество и тип твэл Количество и тип СВП Количество и тип решеток Обогащение, % Водн о- тошшвное отиошепие

1 ОК-2 Кол-126 010,2 мм Кол-7 планочная 2,0 2,2

2 ОК-2Р Кол -126 010 2 мм Кол -5 сотовая 2,0 2,2

3 ЭК-5 Кол-162 09,1 мм Кол-6 09,1 мм Кол-5 сотовая 3,0 2,2

4 ОК-2ХС Кол-120 010 2 мм Кол-6 010 2 мм Кол-4 сотовая 2,0 2,2

5 ОК-ЗХС ОК-2 4ХС Кол -162 09,1 мм Кол -6 09,1 мм Кол-4 сотовая 3,0 2,4 2,2

6 ТВС-138 Кол-138 09,1 мм Кол-4 сотовая 2,4 3,0 3,0

7 ТВС-138с Кол-138 09,1 мм Кол-6 09,1 мм Кол-4 сотовая 3,0 3,0

В результате анализа расчетных данных для активной зоны со «свежим» и «выгоревшим» топтивом в диапазоне температур замедлителя от 40 до 215 °С без кипения и концентраций борной кислоты от 0 до 3,71 i/кг автором определены области применения расчетных моделей и ограничения программных средств Сделан вывод о возможности с достаточной для практики точностью корректного модепирования критических состояний с помощью ПС MCU-RFFI/A, БИПР-К, САПФИР-95, а также решать следующие задачи

1 Рассчитывать интегральные и дифференциальные характеристики одиночных органов СУЗ

2 Моделировать критические состояния активной зоны с раствором борной кислоты в замедлителе и определять эффективность борной кислоты

3 Моделировать рабочие режимы реактора для «свежего» топлива Показано, что программные средства MCU-RFFI/A, MCU-RR2 и САПФИР-95 позволяют с приемлемой для практики точностью рассчитывать критические состояния реактора с переменной плотностью замедлителя по объему активной зоны

Расчеты активной зоны в процессе разогрева ее элементов и теплоносителя от режима без кипения до режимов с развитым кипением показали, что использование указанных программных средств позволяет с хорошей достоверностью получать значения температурного

и парового эффектов реактивности в широком диапазоне значений температуры теплоносителя и концентрации борной кислоты

Таким образом, на основе анализа возможностей кодов и их верификации был определен и верифицирован набор программных средств САПФИР-95&БИПР-К, MCU-RFFI/A, MCU-RR и БИПР-К для решения поставленной задачи - выбора конструкции TBC активной зоны и для расчетного сопровождения эксплуатации реактора ВК-50 Этот вопрос имеет и самостоятельное значение как вопрос о качестве кодов, и он важен для обоснований других легководных реакторов

Четвертая глава посвящена расчетным исследованиям активной зоны реактора ВК-50, в результате которых были сформулированы требования к TBC и разработана оригинальная конструкция TBC с водно-топливным отношением 3,0 Приведены результаты экспериментальных исследований активной зоны с ВТО, равным 3,0, полученных на стационарных и переходных режимах работы реактора Характер поведения реакторной установки в отдельных исследуемых переходных процессах моделировался с помощью кода RELAP 5/MOD3 (совместная работа с Семидоцким ИИ)

В разделе 4 1 расчетом показано, что тепловыделяющие сборки реахтора ВК-50 по первоначальному проекту с ВТО, равных! 2,2, имели дефицит замедлителя в топливной решетке

Повысить соотношение между количеством ядер замедлителя и топлива для TBC активной зоны можно как за счет увеличения плотности водяного теплоносителя или шага размещения твэлов, так и за счет уменьшения количества твэлов в тепловыделяющей сборке (извлечение части твэлов из решетки) Последний вариант реализован в данной работе, защищен авторским свидетельством и успешно внедрен на реакторной установке ВК-50

Расчеты выполнены для активной зоны реактора ВК-50 с шестигранными TBC размером «под ключ» 176 мм и водяным зазором между ними 9 мм Рассмотрены TBC с твэла-ми, имеющими обогащение 2 и 3 % по U-235, с циркониевой оболочкой диаметром 9,1x0,65 мм диметром топливной таблетки 7,6 мм и центральным отверстием 1,4 мм Влияние органов СУЗ на характеристики активной зоны не учитывалось Изменение отношения объема замедлителя и топлива осуществлялось варьированием числа твэлов в TBC Расчеты проводились по программе FTORF Нейтронно-физические характеристики подготавливались с помощью программы ROR-F Перепад давления на активной зоне рассчитывался по программе ГРОК с учетом коэффициентов гидравлического сопротивления для TBC реактора ВК-50

На рис 2 представлены основные характеристики активной зоны, полученпые в результате расчетных исследовании при средней удельной мощности 40 МВт/м3, что соответствует тепловой мощности реактора ~200 МВт, подогреву теплоносителя на входе в активную зону 5 °С и условию, что перепад давления на активной зоне остается постоянным и

равным тому, какой устанавливается в TBC со 169-ю заполненными узлами в треугольной топливной решетке при скорости циркуляции 1 м/с Из полученных зависимостей видно, что с уменьшением количества твэлов в TBC (относительно базового значения 168) нейтронно-физические и геплогид-равтические характеристики существенно изменяются Гидравличе-

Рис 2 Зависимость Кэф, выгорания (0, скорости теплоноси-

,,rr\ - nr \ ское сопротивление во-

теля (W), аксиальнои неравномерности (Kz), запаса до кризиса г

теплоотдачи (Кзап) от количества твэлов в TBC вых TBC из-за уменьше-

ния количества твэлов снижается, что приводит

к увеличению скорости циркуляции Благодаря увеличению количества замедлителя и смягчению спектра нейтронов выгорание топлива (f) увеличивается и при 138-ми твэтах достигает максимума Коэффициент запаса до кризиса теплообмена, благодаря увеличению скорости циркуляции и выравниванию поля энерговыделения при уменьшении количества твэлов от 168 до 138, практически не изменяется и, начиная со 130 твэлов в TBC, становится меньше исходного значения Таким образом, область требуемых максимумов основных характеристик TBC постигается при числе твэлов от 115 до 145 (см рис 2) В этом интервале необходимо выбрать число твэлов в TBC

Итак, на основе анализа результатов вариантных расчетов основных нейтронно-физических характеристик активной зоны показано, что топливная решетка реактора ВК-50 является излишне «тесной», с жестким спектром, приводящим к неоправданно повышенным

топливным загрузкам и, в конечном итоге, к снижению выгорания выгружаемого топлива Если решать задачу повышения выгорания, то число твэлов в TBC должно быть 138

В результате проведения вариантных расчетов установлено также, что абсолютные значения парового (Ар/Аф) и температурного (Др/ДТ) коэффициентов реактивности уменьшаются с увеличением ВТО (рис 3), оставаясь отрицательными даже при ВТО 3,5 (<120 твэлов)

Таким образом, на основе расчетных исследований для реактора ВК-50 предложена TBC с такими же конструктивными размерами, как и у штатной, но содержащая 13В твэлов диаметром 9,1 мм Для этой TBC (ВТО 3,0) в сравнении с 168-ми твэльной TBC (ВТО 2,2) получены следующие результаты реактивности от водно-уранового отношения 1-<р=0-10 %, 2-9=10-20 %, 3 -ср=20~30 %, 4-ср=30-40 %, 5 -Др/ДТ

1 Масса топлива в TBC уменьшилась на ~15 %

2 Скорость циркуляции повысилась на 8-14 %

3 Температурный и паровой коэффициенты реактивности остаются отрицательными на всех режимах работы установки (сохранение самозащищенности)

4 Коэффициент запаса до кризиса теплообмена при фиксированном перепаде давления на активной зоне практически остается неизменным

Таким образом, расчетами установлена эффективность повышения ВТО от 2,2 до 3,0 В разделе 4 2 приведены эксперименты по определению на стационарных режимах работы нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны реактора ВК-50 с водно-топливным отношением 3,0 с целью подтверждения безопасности активной зоны с новыми TBC Эта часть работы выполнена с участием эксплуатационного

др/мр.Ю V* ip/iT 10 7°с

Рис 3 Зависимости парового (Др/Д<р) и температурного (Др/ДТ) коэффициентов

персонала реактора и научных сотрудников института и важна для экспериментального подтверждения правильности решения по новой TBC сложного для расчетного моделирования реактора

В результате экспериментальных исследований и математической обработки данных показано, что температурный эффект реактивности для активной зоны с ВТО, равным 3,0 во всем диапазоне температур без борной кислоты в теплоносителе остается отрицательным и по своей абсолютной величине в ~2 раза ниже, чем для активной зоны с ВТО, равным 2,2 (рис 4)

Эффективность наиболее «тяжетых» органов СУЗ, скорость ввода положительной реактивности и величина реактивности на один шаг перемещения PO РР существенно не изменились и соответствуют требованиям ПБЯ дчя исследовательских

Рис 4 Зависимость температурного эффекта реактив- реакторов

ности от температуры воды 1- ВТО 3 О, 2-ВТО 2 2 „

также в этом разделе приведены результаты расчетно-экспериментальных исследований нейтронно-физических и те-плогидравлических характеристик активной зоны в энергетических режимах работы реактора, т е с выработкой пара на турбину

Абсолютное значение парового эффекта реактивности для активной зоны с ВТО, равным 3,0, уменьшилось по сравнению с ВТО, равным 2,2, в ~ 1,5 раза (рис 5)

Основные результаты измерении полей энерговыделения активной зоны приведены в табл 2 Применен активацион-ный метод (активация монитора - медного провода - в «сухих» каналах)

Коэффициент неравномерности по радиусу активной зоны одинаков как для ВТО 2,2, так и для ВТО 3,0 Он зависит от конкретной загрузки активной зоны реактора и находится в пределах 1,3-1,6 Коэффициент неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны в основном определяется положением органов СУЗ,

0 50 I» 1« 250

Температура

±5

J

м> i:n

MnturHCTb МПг

Рис 5 Зависимость парового эффекта реактивности от мощности реактора 1- ВТО 3,0,2-ВТО 2,2

искривляющих высотное поле энерговыделения В начале кампании аксиальный коэффициент неравномерности может достигать значений -2,3 как для ВТО 3,0, так и для ВТО 2,2 Аксиальный коэффициент неравномерности в TBC, когда PO РР находятся в крайнем верхнем положении (извлечены из активной зоны), определяется выгоранием топлива и наличием СВП в TBC

Таблица 2. Сравнительные характеристики активных зон с ВТО 2,2 и 3,0

при мощности 200 МВт и давлении 5 МПа

Параметр Водпо-топливн ое отношение

2,2 3,0*)

Общая масса топливной загрузки, т 10,5 9,1

Скорость теплоносителя на входе в TBC, м/с 0,9-1,0 1,0-1,1

Температурный эффект реактивности при разогреве от 20 до 220° С, %Ak/k -3,0 -1,5

Паровой эффект реактивности при увеличении мощности до 200 МВт, %Ak/k -10 -5

Неравномерность энерговыделения по поперечному сечению TBC 1,25 1,08

Неравномерность энерговыделения по радиусу активной зоны 1,3-1,6 1,3-1,6

Неравномерность энерговыделения по высоте TBC для полностью извлеченных РР 1.5-1,7 1,3-1,7

Выгорание выгружаемого топлива для обогащения по 235U 3%, МВт сут/кг урана 20-22 25-26

Количество «свежих» подпиточных TBC 30-36 18-22

Примечание *) характеристики активной зоны с водно-топливным отношением 3,0 получены в настоящей работе для активной зоггы с новыми ТВС,

В процессе эксплуатации активной зоны с ВТО 3,0 было показано, что выгорание топлива повысилось на 20-25 %, что позволило продаить кампанию топлива с трех лет (эксплуатация TBC с ВТО 2,2) до пяти Повышение выгорания топлива обусловлено, прежде

всего, снижением абсолютных значений температурного и парового эффектов реактивности

В подразделе 4 31 рассмотрены процессы, происходящие в реакторе при перемещении вверх рабочих

Рис 6 Ввод положительной реактивности органов СУЗ На рис 6 пока-

1 -изменение мощности при вводе 2,5 %Ак/к, заны изменения основных па-

2- изменение мощности при вводе 1,2 %Ak/k,

, ic о/»in раметров реактора при вводе

3- изменение давления при вводе ?,5 %Лк/к, г г г г г

4- изменение давления при вводе 1,2 %Дк/к

B[VU> ..

положительной реактивности с помощью трех центральных органов СУЗ В исходном стационарном состоянии реактора три центральных регулятора непрерывно извлекались из активной зоны В первом случае была введена реактивность -2,5 %ДК/К, а во втором -1,2 %АК/К После нанесенных возмущений реактор в течение первых 6-7 мин не подвергался оперативному вмешательству персонала В первом случае мощность реактора после ввода положительной реактивности стала плавно повышаться и увеличилась на 38-40 % за -180 с Во втором случае мощность увеличилась на -19 % за -90 с Свойства саморегулирования можно считать приемлемыми для управления реактором

В подразделе 4 3 2 приведено экспериментальное исследование такого важного режима с точки зрения безопасности корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя, как быстрое уменьшение отбора пара из него (событие типа «стоп-пар»), которая моделировалась с помощью уменьшения отбора пара из реактора Переходные процессы в реакторе при уменьшении расхода пара представлены на рис 7 В стационарном исходном состоянии с помощью одного из регулирующих клапанов на главных паропроводах наносилось возмущение по расходу пара и записывался переходный режим На этом рисунке представлены переходные процессы при резком уменьшении расхода пара из реактора по одному из паропроводов (на рисунке представлено изменение не общего расхода пара, а только по одному паропроводу, на котором наносилось возмущение) Уменьшение расхода пара на -12 кг/с вызвало в течение ~50 с повышение мощности на -35 %, причем наиболее интенсивный рост мощности отмечен в течение первых -30 с В интервале 30-60 с мощность практически стабилизировалась, а затем стала медленно повышаться в связи с продолжающимся повышением давления

Давление непрерывно повышалось в течение -270 с с 2,8 до 3,8 МПа, после чего начало снижаться в связи с оперативным вмешательством по увеличению расхода пара Это вмешательство вызвано тем, что давление в реакторе могло выйти за установленные пределы (т е выше 4,0 МПа) Через -270 с эти меры привели к понижению мощности и давления

1-расход пара, 2-мощность, 3-давление

Интенсивный рост давления в реакторе вызвал уменьшение перепада давления между напором питательного насоса и реактором, что, естественно, привело к значительному снижению расхода питательной воды

По мере стабилизации процесса изменение мощности начинает приближаться к статической характеристике «давление - мощность»

Таким образом, получено, что резкое уменьшение расхода пара вызывает значительный рост мощности и давления, что в условиях нормальной эксплуатации ограничено срабатыванием аварийной защиты (по уровню мощности и давленая) Однако и в этом случае очевидны свойства саморегулирования активной зоны с ВТО, равным 3,0, , ограничивающие повышение мощности (интервал 50-280 с), если не срабатывают защитные средства

В этом же разделе также приведены результаты эксперимента на активной зоне с ВТО, равным 3,0, при резком увеличении расхода пара из реактора

В эксперименте (рис 8) при резком увеличении расхода пара из реактора (представлен

расход пара по одному паропроводу) мощность реактора в первые 12-13 с, резко снизилась на -12 %, а затем, через 25-30 с с начала процесса, восстановилась до уровня ~9б % от исходного значения В дальнейшем процессе мощность постепенно понижалась в связи с понижением давления

Резкое снижение мощности на первом этапе процесса обусловлено интенсивным вскипанием теплоносителя, что вызвало повышение объемного паросо-держания в активной зоне Частичная стабилизация расхода пара привела к некоторому восстановлению мощности, что обусловлено соответствующей динамикой паросо-держания

о «) i;o i»o зон 3<>o

Время с

Рис 8 Увеличение расхода пара 1 -расход пара, 2- мощность, 3- давление, 4- уровень воды

Давление в реакторе с начала процесса непрерывно снижалось и практически стало стабильным через -240 с перед восстановлением расхода пара Изменение мощности до минимального значения согласуется на первом этапе (снижение мощности) со снижением давления Ее дальнейшее снижение согласуется со снижением уровня теплоносителя в реакторе

Анализ переходных процессов в данном эксперименте показывает, что имеет место плавный характер изменения основных параметров реактора, не приводящий к нарушению пределов его безопасной эксплуатации Темп изменения параметров обеспечивает управляемость процессов персоналом

В подразделе 4 3.3 показано поведение реактора ВК-50 при увеличении и уменьшении подачи питательной воды

На уровне мощности -80 МВт и давлении ~3,1 Мпа, исходя из возможностей установки резко, увеличивали расход питательной воды на -32 т/ч После нанесения возмущения мощность реактора за ~270 с плавно повысилась на -16 %, а давление за 360 с на -0,275 МПа (рис 9)

При уменьшении расхода питательной воды на -19,5 кг/с мощность реактора плавно в течение 96 с снизилась на 16-17 % от исходного значения, а давление монотонно снижалось в течение -420 с (на -0,07 МПа, рис 10) Уровень воды за ~150 с снизился с 62 до 38%

110' * о. ¡10»

190-

\

\ г!

т

Ь-Н 1 J

1 ■ 1 1

' 1

120 180 240 100 360 -120 Бремя с

Рис 9 Увеличение расхода питательной воды

I- расход питательной воды, 2- мощность, 3- давление, 4 уровень воды

Рис 10 Уменьшение расхода питательной воды

1-расход питательной воды, 2-мощность, 3-давление, 4- уровень воды

Анализ данных экспериментальных режимов свидетельствует как о высоких свойствах саморегулирования реактора при рассмотренных возмущениях, так и об управляемости РУ

Раздел 4 4 посвящен экспериментальным исследованиям резонансной неустойчивости, которая при определенных условиях эксплуатации и характеристиках активной зоны способна существенно ограничивать мощность реактора Устойчивость режима - важная характеристика реактора, реализация которой требуется ПБЯ РУ Граница устойчивой работы реактора и эффект резонансной неустойчивости определялись по известной методике на основании статистического анализа шумов нейтронного потока Давление теплоносителя в экспериментах находилось в интервале 2,1-4,0 МПа

Вблизи границы неустойчивости корпусного кипящего реактора автокорреляционная функция шума нейтронного потока имеет вид {{.(т^Ахе^созщриТ Показатель затухания экспоненты у в уравнении позволяет судить о приближении реактора к границе неустойчивости Граница неустойчивости кипящего реактора в общем случае зависит от удельного энерговыделения в активной зоне, рабочего давления, скорости циркуляции теплоносителя, парового эффекта реактивности, геометрических характеристик активной зоны и недогрева воды на входе в активную зону Как принято, одна из основных причин неустойчивости -сильная отрицательная обратная связь по паровому эффекту реактивности С учетом снижения при ВТО, равном 3,0, парового эффекта реактивности и увеличения скорости теплоносителя следует ожидать повышения границы резонансной неустойчивости

Цель экспериментов - экспериментальное подтверждение того, что перевод активной зоны на ВТО, равного 3,0, не ухудшило этой характеристики реактора

Исследования проводились в начале кампании и показали, что граница резонансной неустойчивости повысилась по сравнешпо с активной зоной с ВТО, равном 2,2, на 20-30 МВт Повышение границы, по-видимому, обусловлено, прежде всего, уменьшением парового эффекта реактивности в -1,5 раза и увеличением скорости циркуляции теплоносителя на ~10 % вследствие расширения проходного сечения в верхней части TBC

Эксперименты, проведенные в течение кампании, показали, что с увеличением выгорания юнлива граница неустойчивости снижается Ранее на этот факт не было обращено достаточного внимания, так как реактор работал на давлении 6-7 МПа и был устойчив, т к Y=~I Эксперименты с ВТО, равным 2,2, при низком давлении теплоносителя проводились только в начале кампании, поэтому указанное снижение границы в течение кампании не было ранее выявлено Снижение границы неустойчивости по мере эксплуатации TBC, тс в течение кампании, вероятно, связано с уменьшением расхода теплоносителя через TBC Это

подтверждается прямыми экспериментами по исследованию гидродинамических характеристик активной зоны с ВТО 2,2 и 3,0, проведенные сотрудником НИИАР Садулиным В П в 1987-1990 юды (16-18-ые кампании реактора ВК-50) Не противоречит экспериментально определенному факту снижения скорости предположение об увеличении гидравлического сопротивления TBC в процессе кампании из-за образования накипи на поверхности твэлов В рамках данной работы можно отметить, что переход с ВТО, равного 2,2, на ВТО, равное 3,0, не привел к ухудшению самозащищенности установки Рекомендуется для устойчивости работы установки повышение давления в реакторе до 7 МПа

Ре^узьтаты экспериментальных исследований, полученные с участием автора, ис-почьзованы в данной работе только для демонстрации управляемости реактора, и его самозащищенности Вопрос их применения для верификации динамических программных средств рассмотрен в кандидатской диссертации Семидоцкого ИИ Данные являклея уникальными и их применение возможно не только для подтверждения характеристик ВК-50, но и для верификации динамических программных средств, решающих связанные пейтрон-но-физические и теплогидравлические задачи, и для выбора режимов и разработки технических решений в новых проектах корпусных кипящих реакторах

В главе 5 сформулированы рекомендации, которые являются логическим продолжением работ диссертации по улучшению тонливоиспользования в корпусных кипящих реакторах

На примере активной зоны реактора ВК-50 показано, что применением выгорающих поглотителей на основе гадолиния (твэгов) и путем повышения ВТО в верхней части TBC активной зоны за счет укорочения нескольких тъэлов (в приведенном примере твэгов) можно достичь значительного улучшения топливоиспользования При этом показано, что требования по ядерной безопасности будут соблюдаться

Основные результаты в сравнении с современным состоянием активной зоны (топливная загрузка TBC обогащением 3 % и ВТО, равное 3,0) приведены в табл 3

Расчетные исследования показали, что, повышая ВТО в верхней части активной зоны корпусного кипящего реактора, можно повысить выгорание выгружаемого топлива на -15 % Комбинированное применение переменного ВТО и профилированного по высоте активной зоны содержания выгорающего поглотителя улучшает ядерную безопасность (надежно обеспечивает подкритичность в стояночных режимах и снижает скорость введения положительной реактивности) Также за счет выравнивания аксиального поля энерговыделения на ~30 % снижаются максимальные тепловые нагрузки на твэчы Эти исследования изложены в диссертации с целью дальнейшего развития предложенного автором способа по выбору ВТО для топливной решетки кипяще! о реактора Очевидно, что их внедрение воз-

можно после расчетно-эксперимептальных исследований, аналогичных выполненным при переходе с ВТО, равного 2,2, на ВТО, равное 3,0, и подтверждения в условиях опытной эксплуатации

Табчнца 3. Характеристики реакторной установки ВК-50

№ Параметры Активная зона с твэ-гами и переменным ВТО Современное состояние активной зоны

1 Номинальная мощность реактора, МВт 200 200

2 Давление, МПа 5 5

3 3 1 Среднее выгорание топлива, МВт*сут/кги Начало кампании 13,1 8-9

32 Конец кампании 18,3 12-14

33 Выгорание выгружаемого топлива 28-29 24-25

4 Максимальный запас реактивности, р,фф 23 29

5 Суммарная эффективность органов СУЗ, Рэфф 25 33

6 Максимальная эффективность РО РР, рэфф 11 13

7 Подкритичность активной зоны при взведенных РО АЗ, Дк/к >2,4 >1

8 Максимальная скорость введения реактивности, 0,04 0,065

9 Максимальная реактивность при перемещении РО РР на 1 шаг, ¡Ъм 0,22 0,3

10 Температурный эффект реактивности, рэфф -3,8 -4,2

11 Паровой эффект реактивности, -7,8 -9,2

12 Линейные максимальные тепловые нагрузки, Вт/см 250 330

13 Выработка тепловой энергии, ГВт*час 1400 <1300

14 Выработка этектрической энергии (КПД=0 22), ГВт*час 310 <286

В приложении приведено описание программных средств (ПС) FTORF, MCU-RFFI/A, MCU-RR, САПФИР-95, POP и БИПР-К которые применялись при оптимизации топливной решетки корпусного кипящего реактора ВК-50

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1 В работе решена задача по повышению эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя (на примере реактора ВК-50) Определены основные требования к экономике и безопасности реактора Расчетам показана возможность улучшения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВК-50 путем выбора ВТО топливной решетки Экспериментами на реакторе показана безопасность новой активной зоны и улучшение экономических характеристик

2 На основе проведенных вариантных расчетов была спроектирована и изготовлена TBC с ВТО, равным 3,0, новизна которой защищена авторским свидетельством После проведения расчетного обоснования о возможности ее эксплуатации в активной зоне TBC была внедрена на реакторе ВК-50

3 В процессе эксплуатации активной зоны с ВТО, равным 3,0, проведены исследования характеристик, определяющих безопасность и экономическую эффективность внедрения новых TBC Характеристики активной зоны с ВТО, равным 3,0 , сравнивались с характеристиками активной зоны с ВТО, равным 2,2 Результаты расчетпо-экспериментальных исследований показали

- переход на активную зону с водно-урановым отношением 3,0 привел к уменьшению температурного эффекта реактивности по абсолютной величине в ~2, а парового в ~1,5 раза,

- уменьшение по значению температурного и парового эффектов реактивности позволило повысить выгорание, что выразилось в снижении количества «свежих» подпи-точных TBC, в переходе на пятилетнюю кампанию топлива и в увеличении энерговыработки,

- требуемая самозащищенность установки сохранилась

4 Увеличение скорости теплоносителя в TBC и снижение парового эффекта реактивности повысило границу устойчивой работы реактора по мощности на 20-30 МВт (для начала кампании и давления - 2,1-4,0 МПа) Экспериментальные исследования по определению границы неустойчивости показали, что по мере выгорания топлива в активной зоне граница снижается, что возможно, обусловлено снижением скорости из-за увеличения гидравлического сопротивления в результате образования накипи на поверхности твэлов Целесообразно для устойчивости работы установки повышение давления в реакторе до 7 МПа

5 Применение переменного водно-топливного отношения по высоте TBC и твэгов в активной зоне корпусного кипящего реактора позволяет увеличить выгорание топлива с одновременным улучшением параметров ядерной безопасности и сохранением требуемых свойств самозащищеннлости

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах

1 Федякин Р Е, Антонов С Н Тепловыделяющая сборка ядернот о реактора Авторское свидетельство СССР №1031348 от 12 июня 1981 г

В журналах из списка ВАК

2 Антонов С Н, Садулин В П, Семидоцкий И И Исследования неитронно-физических характеристик корпусного кипящею реактора с естественной циркуляцией// Во-

просы атомной науки и техники Сер Физика и техника ядерных реакторов - 1988 -С 5660

3 Антонов С Н , Семидоцкий И И, Шмелев В Е и др Характеристики активной зоны реактора ВК-50 с повышенным водно-топливным отношением // Вопросы атомной науки и техники Сер Физика ядерных реакторов, 2005 Вып 1 -С 3-11

4 Антонов С Н Ещеркин В М, Шмелев В Е и др Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проекгирования АТЭЦ с корпусным кипящим реактором // Вопросы атомной науки и техники сер Физика ядерных реакторов, 2005 г, С 46-57

5 Антонов С Н, Махин В М, Семидоцкий И И и др Разработка базы данных экспериментальных режимов исследовательского реактора ВК-50// Вопросы атомной науки и техники Сер Физика ядерных реакторов, 2005 Вып 1 - С 28-38

В других публикациях

6 Антонов С Н , Федякин Р Е Выбор оптимальной топливной решетки для активной зоны реактора ВК-50, работающего в режиме ACT НИИАР Проблемы атомной энергетики Семинар №3 проблемы ядерных реакторов для целей теплофикации (сборник рефератов) Димитровград, 1978, стр 13-15

7 Федякин Р Е, Антонов С Н , Жарков А В Активная зона корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией при низком давлении Препринт НИИАР-27(592), Димитровград , 983 г

8 Антонов С Н, Семидоцкий И И, Шмелев В Е и др Нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность корпусного кипящего реактора (по результатам исследований реакторной установки ВК-50) Сб трудов ГНЦ НИИАР, вып 3, Димитровград, 1996, с 29 -46

9 Антонов СН, Махин ВМ, Святкина НА и др Оптимизация топливной решетки корпусного кипящего реактора (на примере ВК-50) ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» Доклад на отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград, 8-10 июня 2004 г, сб тезисов, НИИАР, Димитровград, 2004, стр 72-73

10 Семидоцкий И И, Шмелев В Е, Антонов С Н Расчетные исследования некоторых аварийных режимов реакторной установки ВК-50 по коду RELAP5/MOD3// Сб тр Димитровград ГНЦ РФ НИИАР, 1996 ВыпЗ С 56-75

11 Ещеркин В М, Туртаев Н П , Шмелев В Е , Антонов С Н и др Некоторые итоги эксплуатации реакторной установки ВК-50 Сб трудов ГНЦ НИИАР, вып 3, Димитровград, 1996, С 3-12

12. Ещеркин В М, Шмелев В Е, Антонов С Н и др Реакторная установка ВК-50 как прототип перспективных энергоблоков на основе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя Сб трудов ГНЦ НИИАР, вып 3, Димитровград, 1996, С 1318

13 Семидоцкий ИИ, Шмелев ВЕ, Антонов СН Моделирование по коду ЛЕ1,АР5/МСЮЗ 2 переходных процессов с возмущением отбора пара и подачи питательной воды в реакторе ВК-50// Сб тез докл отраслевой конф "Теплофизика-2001" Обнинск ФЭИ, 2001 С 216-218

14 Антонов С Н, Антонов О С, Ванеев Ю Е и др Применение кодов для расчетного сопровождения эксплуатации реактора ВК-50, сб тез Докл 5-й международной н -т Конференцию! «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, 2007, стр 73-74.

Перечень сокращений

ВК-50 - водяной, кипящий - корпусной реактор в НИИАР разработки ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ( Главный Конструктор) и РКЦ «Курчатовский институт» (Научный Руководитель)

ВТО- водно-топливное отношение КПД- коэффициент полезного действия ПС- программное средство

РО АЗ- регулирующий орган в системе аварийной защиты (кассета аварийной защиты)

РО РР- рабочий орган регулирования реактивности ( кассета с ручным регулированием)

РУ - реакторная установка СУЗ- система управления защитой ТВС- тепловыделяющая сборка

Подписано в печать 27 11 2007 г Формат 60x84/1/8 Печ л -3,0 Тираж 100 экз Заказ №635

Отпечатано в Федеральном государственном унитарном предприятии "Государственный научный центр Российской Федерации -Научно-исследовательскии институт атомных реакторов" 433510, г Димитровград - 10, Ульяновская обл

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОСОБЕННОСТИ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ

РЕАКТОРОВ С КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.

1.1 Влияние параметров урап-водной решетки на характеристики водоохлаждаемых энергетических реакторов.

1.2.0собенности выбора топливных решеток корпусных кипящих реакторов

1.3 Актуальность физических исследований активной зоны. реактора ВК-50.

1.4. Решаемая научно-техническая задача.

ГЛАВА 2. ЭТАПЫ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.

2.1. Краткое описание технологической схемы. реакторной установки ВК-50.

2.2. Описание конструкции реактора и элементов активной зоны.

2.2.1. Активная зона.

2.2.2. Рабочие TBC.

2.2.3. Рабочие и аварийные органы СУЗ.

2.2.4. Конструкция твэла.

2.3. Основные этапы модернизации топливных сборок.

2.3.1. Улучшение гидравлических и теплотехнических характеристик TBC.

2.3.2. Улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны (внедрение TBC с ВТО 3,0).

ГЛАВА 3. ТЕСТИРОВАНИЕ ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ.

3.1. Тестирование программы POP.

3.2. Тестирование программ MCU-RFFI/A, MCU-RR и САПФИР-95 на критических экспериментах.

3.3. Подход к расчетам для выбора конструкции TBC. и расчетное сопровождение эксплуатации реактора ВК-50.

ГЛАВА 4. УЛУЧШЕНИЕ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ

ЗОНЫ ЗА СЧЕТ ПОВЫШЕНИЯ ВОДНО-ТОПЛИВНОГО ОТНОШЕНИЯ.

4.1. Расчетное и экспериментальное обоснование новой уран-водной решетки TBC.

4.2. Расчетно-эксиериментальные исследования на стационарных. режимах работы реактора.

4.3. Расчетно-экспериментальные исследования на динамических. режимах работы реактора.

4.3.1. Ввод положительной реактивности PO РР.

4.3.2. Переходные процессы при изменении расхода пара.

4.3.3. Изменение расхода питательной воды.

ГЛАВА 5. НАПРАВЛЕНИЕ УЛУЧШЕНИЯ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СОВРЕМЕННЫХ КОНСТРУКЦИЙ TBC LWR.

5.1. Основные подходы и решения.

5.1.1. Предпосылки для проведения модернизации TBC.

5.1.2. Основные критерии и положения, принятые при проведении расчётов.

5.2. Результаты расчетов и предложения по. модернизации TBC.935.3. Расчетная схема, принятая для проведения расчетов.

5.4. Конструкция TBC.

5.5. Результаты расчетов.

5.6. Режим перегрузок и эксплуатационные характеристики активной зоны.

ГЛАВА 1. ОСОБЕННОСТИ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ

РЕАКТОРОВ С КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.14

1.1 Влияние параметров уран-водной решетки на характеристики водоохлаждаемых энергетических реакторов.14

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В работе решена задача по повышению эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя (на примере реактора ВК-50). Определены основные требования к экономике и безопасности реактора. Расчетом показана возможность улучшения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВК-50 путем выбора ВТО топливной решетки. Экспериментами на реакторе показана безопасность новой активной зоны и улучшение экономических характеристик.

2. На основе проведенных вариантных расчетов была спроектирована и изготовлена TBC с ВТО, равным 3,0, новизна которой защищена авторским свидетельством. После проведения расчетного обоснования о возможности ее эксплуатации в активной зоне TBC была внедрена на реакторе ВК-50.

3. В процессе эксплуатации активной зоны с ВТО, равным 3,0, проведены исследования характеристик, определяющих безопасность и экономическую эффективность внедрения новых TBC. Характеристики активной зоны с ВТО, равным 3,0 , сравнивались с характеристиками активной зоны с ВТО, равным 2,2. Результаты расчетно-экспериментальных исследований показали:

- переход на активную зону с водно-урановым отношением 3,0 привел к уменьшению температурного эффекта реактивности по абсолютной величине в ~2, а парового в ~1,5 раза;

- уменьшение по значению температурного и парового эффектов реактивности позволило повысить выгорание, что выразилось в снижении количества «свежих» подпиточных TBC, в переходе на пятилетнюю кампанию топлива и в увеличении энерговыработки;

- требуемая самозащищенность установки сохранилась.

4. Увеличение скорости теплоносителя в TBC и снижение парового эффекта реактивности повысило границу устойчивой работы реактора по мощности на 20-К30 МВт (для начала кампании и давления - 2,1+4,0 МПа). Экспериментальные исследования по определению границы неустойчивости показали, что по мере выгорания топлива в активной зоне граница снижается, что возможно, обусловлено снижением скорости из-за увеличения гидравлического сопротивления в результате образования накипи на поверхности твэлов. Целесообразно для устойчивости работы установки повышение давления в реакторе до 7 МПа.

5. Применение переменного водно-топливного отношения по высоте TBC и твэгов в активной зоне корпусного кипящего реактора позволяет увеличить выгорание топлива с одновременным улучшением параметров ядерной безопасности и сохранением требуемых свойств самозащищеннлости.

1. Адамов Е.О., Габараев, Б.А. Орлов В.В. Роль ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике России XX1.века // Атомная энергия, 2004. Т.91, вып.2. С.83-91.

2. Кузнецов Ю.Н., Митяев Ю.И., Глазков О.М. и др. Технический проект реакторной установки ВК-300. Годовой отчет НИКИЭТ 2004 г. под редакцией Адамова O.E. изд. ГУП М., 2005 С. 25-28.

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

4. Федеральная целевая программа "Энергоэффективная экономика" на 20022005 годы и на перспективу до 2010 года. М., 2001, 72 с.

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

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

7. Соколов И.Н., Скворцов С.А., Филатьев H.A. и др. Опытный реактор корпусного типа для изучения вопросов кипения и перегрева пара; докл. СССР №306 на 3-ей Международной конференции по мирному использованию атомной энергии; (1964 г.).

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

9. Антонов С.Н. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е. и др. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проектирования АТЭЦ с корпусным кипящим реактором // Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика ядерных реакторов, 2005 г., С. 46-57.

10. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Некоторые итоги эксплуатации реакторной установки ВК-50 Сб. трудов ГНЦ НИИАР, вып. 3, Ди-митровград, 1996, С. 3-12.

11. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Реакторная установка ВК-50 как прототип перспективных энергоблоков на основе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя Сб. трудов ГНЦ НИИАР, вып. 3, Димитровград, 1996, С. 13-18

12. Соколов И.Н. Обзор основных результатов исследований установки ВК-50// Труды семинара стран-членов СЭВ «ВВЭР-68». М., 1968. Т. 1. С. 367-394.

13. Фейнберг С.М. Некоторые вопросы теории уран-водной решетки, Сессия АН СССР по мирному использованию атомной энергии, 1-5 июля 1955г., Изд-во АН СССР, М., 1955, 185-216.

14. Курчатов И.В. Ядерная энергетика и ее роль в техническом прогрессе. Доклад в Харуэлле (Англия), апрель , 1956, в книге «История атомной энергетики Советского Союза и России», т.1,.М., ИздАТ, 2001, стр. 71-82.

15. Флеров Г.Н. Работы Академии наук СССР по реакторам с ураном-235, плу-тонием-239 и водородным замедлителем, Сессия АН СССР по мирному использованию атомной энергии, 1-5 июля 1955г., Изд-во АН СССР, М., 1955, 170-184.

16. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский A.C. и др. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность. М,:ЭАИ, 1990, 264с. Раздел 3.2 Совершенствование топливоиспользования в новых поколениях ВВЭР.

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

18. Алещенков П.И. Энергетические блоки с ядерными реакторами на докрити-ческие и сверхкритические параметры / В сб.: Опыт эксплуатации АЭС и пути развития атомной энергетики. Обнинск: ФЭИ, 1974, с. 99-100.

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

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

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

22. Комплекс программ HOST-1M для оптимального управления топливным циклом ВВЭР-440: отчет ВТИ, №13222, ОСПЭ / В.И. Павлов. В.А. Печикин и др. 1987.

23. Орлов В.И., Павловичев A.M. Программа оптимизации режима перегрузок реактора ВВЭР ПРОРОК-2М: Отчет НПО «Энергия», инв. №03-2712/89. М., 1989.

24. Комплекс программ эксплуатационных расчетов ВВЭР / В.А. Капелюш и др.// Материалы 15-го симпозиума специалистов ВМК по физике ВВЭР (ГДР, октябрь 1986).

25. Семенов В.В. Основные физико-технические характеристики реакторной установки ВВЭР// Препринт ИАЭ № 3104. 1979.

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

27. Антонов С.Н., Барышев A.B. Неравномерность энерговыделения и запас до кризиса теплообмена в ACT на базе реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-1811, Димитровград, 1980 г.

28. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в НИИАР в 1986 г./под ред. В.А. Цыканова Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1987 - с. 143.

29. Антонов С.Н., Ещеркин В.М., Шмелёв В.Е. и др. Сравнительные характеристики активной зоны реактора ВК-50 с ВТО 2,2 и 3,0. Отчёт НИИАР, 0-4712, г. Димитровград, 1998 г.

30. Соколов И.Н., Соловьев Ю.А., Цимбалов С.А. и др. Измерение полей энерговыделения в объеме активной зоны реактора ВК-50, доклад на конференцию по физике реакторов, (1966), Мелекесс.

31. Цимбалов С.А., Соколов И.Н. Энерговыделение в объеме активной зоны реактора ВК-50, отчет ИАЭ №9/1249, (1969).

32. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. Москва: Энергоатомиздат, 1988 г.

33. Кириллов ГТ.Л. Сверхкритические параметры — будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС. Обзор Атомная техника за рубежом, 2001, №6, с.З. .8.

34. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // Атомная энергия, 2002, т. 92, вып. 4, с. 277-280.

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

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

37. Крамер Э.У. Ядерные реакторы с кипящей водой, ИЛ, 1960.38. .Wite G. Developments in Boiling Water Reactors, 3 UNIC of AE, USA P/205, (1964).

38. Sani L. Analysis of Design Criteria for Boiling Water Reactors, Atomic Energy Review, Vol. 1, №3 IAEA, Vienna (1963).

39. Williamson H.E., Ditmore D.S. Reactore Techn., Vol. 14, № 1 (1970).

40. Богданович П.Н Пути повышения мощности корпусных кипящих реакторов на естественной циркуляции// Труды семинара стран-членов СЭВ «ВВЭР-68». М., 1968. Т. 1.С. 367-394.

41. Джудж Ф. Усовершенствованная конструкция реактора BWR/6. Атомная техника за рубежом, №6, С. 32-38, (1981).

42. Работы по усовершенствованию реакторов LWR в США// Атомная техника за рубежом, №10, С. 2-23, (1987).

43. Scarborough J. Fostering international interest in the EPR1 advanced LWR programme. — Nucl. Engng Intern., 1987, v. 32, N 392, p.54.

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

45. ЕВ WR, Elk River, Hambolt Boy), в ФРГ (Kahl)

46. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов . Атомиздат. М. 1979 г.

47. D. Hening, "A Study on Boiling Water Reactor Stability Behaviour", Nuclear Technology, 126, pp. 10-31 (1999). Yario W.-Trans. ANS, 1981, v.39, p.407-409.

48. Orr W., McClinton D. — Nucl. Engng Int., 1985. v. 30. N 374, p.53-55.

49. Заявка EP № 0147182. Опубл. 03.07.85.

50. Bailey W., Crowther R. — Trans. AXS, 1985, v.50, p.552-553.

51. Горский B.B. Применение гадолиния в легководных реакторах. Атомная техника за рубежом, №3, С. 3-11, (1987).

52. Lill G., Lettau H., Kraemer W. KWU's New 9><9 Design Employs a Central Water Channel.- Nuclear Engineering International, 1988, vol. 33, N 403, p 37-42.

53. Симонов K.B. Оптимизация топливоиспользования в реакторах LWR. Атомная техника за рубежом, №11, С. 12-16, (1989).

54. Исследование надежности TBC реакторов PWR и BWR при большой глубине выгорания. Атомная техника за рубежом, №10, С. 30-31, (1988).

55. Федякин P.E., Антонов С.Н. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Авторское свидетельство СССР №1031348 от 12 июня 1981 г.

56. Брик А.Н. Программа FTORF. Отчет ИАЭ,Инв. №9/2909, Москва, 1977 г.

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

58. Программа БИПР-К. Отчет ВНИИАЭС, инв. №ЩЭ-0883/80. М., 1980 г.

59. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0. Аттестационный паспорт программного средства №61, выдан НТЦЯРБ ГАН России 17.10.96г.

60. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных данных DLC/MCUDAT-2.1. Отчет РНЦ КИ, инв.№36/16-2000. М., 2000г.

61. Верификация и проверка качества программы MCU-RR применительно к решению задач с выгоранием. Отчет РНЦ КИ, инв.№36/17-2000. М., 2000г.

62. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А. и др. Обоснование точности программы БИПР-К. Этап I. Обработка холодных критических экспериментов на сборках с кассетами реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/211138, Москва, 1981 г.

63. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А.и др. Сопоставление экспериментальных и расчетных характеристик стационарных и квазистационарных состояний активной зоны XII загрузки реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/661185, Москва, 1985 г.

64. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А. и др. Расчетно- экспериментальные исследования выгорания XII, XIII и XIV загрузок активной зоны реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/663385, Москва, 1985 г.

65. Программа POP. Описание структуры входных данных. Отчет ИАЭ, инв. №32/157780. Москва, 1980 г.

66. Программа САПФИР-95 с библиотекой констант БНАБ-78/С-95. Аттестационный паспорт программного средства №116, выдан НТЦ ЯРБ Г АН России 02.03.2000г.

67. Антонов С.Н., Ванеев Ю.Е., Бикинеева C.B. и др. Тестирование программы POP применительно к нейтронно-физическим расчетам ячеек со штатными TBC реактора ВК-50 (промежуточный). Отчёт НИИАР, 0-4835, г. Димитровград, 1999 г.

68. Грязев В. M., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде и проведение физического пуска в корпусе реактора, ч. I. Отчёт НИИАР, уч. №1127, г. Мелекесс, 1965 г.

69. Грязев В. М., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде, ч. II. Отчёт НИИАР, уч. №1128, г. Мелекесс, 1966 г. *

70. Грязев В. М., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде, доклад на конференции по физике реакторов. Мелекесс, 1966 г.

71. Федякин P.E., Садулин В.П., Семидоцкий И.И., Антонов С. Н. и др. Результаты первого этапа экспериментальных работ со свежей загрузкой активной зоны реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-2209, 1981.

72. Коломцев Ю.В. Повышение эффективности топливоиспользования и совершенствование систем обращения с ядерным топливом на АЭС с ВВЭР-440// Санкт-Петербург, 2000 г.

73. Матвеев A.A., Игнатенко Е.И. Организация внутреннего топливного цикла реактора ВВЭР-440 при уменьшении энергоемкости топливной загрузки// Атомные электрические станции. 1983. Вып. 6.

74. Оценка возможностей снижения удельных расходов топлива в реакторах ВВЭР-440: Отчет ИАЭ, инв. №32/480884.

75. Симонов C.B. Оптимизация топливоиспользования в реакторах LWR// Атомная техника за рубежом, №11, С. 12-16, (1989).

76. Cruickshank A. Expanded operating regimes put the pressure on reliability. — Nucl. Engng Intern/, 1989, v. 34, №415, p. 46-48.

77. Антонов C.H., Садулин В.П., Семидоцкий И.И. Исследования нейтронно-физических характеристик корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией// ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. — 1988. — С. 56-60.

78. Филатьев И.А. О выборе оптимальной топливной решетки для кипящих реакторов. Отчет ИАЭ, инв. №9/2561, Москва, 1976 г.

79. Федякин P.E., Антонов С.Н., Шмелев В.Е. и др. Расчетные исследования по выбору ядерно-физических, теплогидравлических и теплотехнических характеристик кипящего реактора для ACT. Отчет НИИАР, О-1453, Димитровград, 1978 г.

80. Федякин P.E., Антонов С.Н. Обоснование выбора твэлов и допустимых режимов работы кипящего реактора для ACT. Отчет НИИАР, О-1958, Димитров-град, 1980 г.

81. Федякин P.E., Антонов С.Н., Жарков A.B. Активная зона корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией при низком давлении. Препринт НИИАР-27(592), Димитровград 1983 г.

82. Антонов С.Н., Лашева Н.В., Садулин В.П. и др. Результаты первого этапа экспериментальных исследований активной зоны реактора ВК-50 при частичной загрузки TBC новой конструкции. Отчёт НИИАР, 0-3108, г. Димитровград, 1985 г.

83. Антонов С.Н. Исследование физических характеристик активной зоны реактора ВК-50 с частичной загрузкой опытными TBC. Отчёт НИИАР, 0-3392, г. Димитровград, 1985 г.

84. Антонов С.Н., Лашева Н.В., Садулнн В.П. и др. Экспериментальные исследования характеристик активной зоны реактора ВК-50 на стационарных режикмах работы с учётом резонансной неустойчивости. Отчёт НИИАР, 0-4131, г. Димитровград, 1991 г.

85. Шмелев В.Е., Козин Е.В. Экспериментальное изучение переходных режимов кипящего реактора при изменении уровня воды, давления пара и мощности: Препринт НИИАР 35(488), Димитровград, 1981.

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

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

88. Антонов С.Н., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. и др. Характеристики активной зоны реактора ВК-50 с повышенным водно-топливным отношением // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. -С.3-11.

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

90. В.П. Садулин, С. Н. Антонов, И.И. Семидоцкий и др. Исследования температурного эффекта реактивности и оценка изменения запаса реактивности при выгорании топлива в реакторе ВК-50, Отчет НИИАР, №1453, г. Димитровград, 1978 г.

91. Федякин P.E., Козин Е.В. Поведение кипящего реактора при извлечении компенсирующих поглотителей. Атомная энергия, т. 48, вып. 1, январь 1980 г. С. 38.39.

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

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

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

95. Хватов В.А. Измерение реактивности на реакторе ВК-50 с помощью многоканального цифрового реактиметра . Отчет «Основные результаты работ завершенными молодыми сотрудниками в 1996-1997 г.» (сборник рефератов), выпуск 2, Димитровград, 1997 г.

96. Аборина И.Н. Физические исследования реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат, 1978 г.

97. RELAP5/MOD3 CODE MANUAL. Volume I VII. NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995.

98. Соколов И.Н., Шмелев B.E., Козин E.B. и др. Экспериментальная проверка некоторых условий безопасности реактора ВК-50. Отчет ИАЭ 9/2673. М., 1975 г.

99. Соколов И.Н., Шмелев В.Е., Козин Е.В. Экспериментальное изучение переходных режимов кипящего реактора при изменениях уровня воды, давления пара и мощности. Препринт НИИАР-35 (488), Димитровград, 1981 г.

100. Козин Е.В., Шмелев В.Е., Федулин В.Н. Обзор экспериментальных исследований переходных процессов реакторной установки ВК-50. Отчет НИИАР 0-2120, Димитровград, 1981 г.

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

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

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

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

105. Адамовский Л.А., Антонов C.H., Кебадзе Б.В., Федякин P.E. Расчетное определение области устойчивой работы кипящего реактора в составе атомной станции теплоснабжения. Отчет НИИАР 0-1642, димитровград, 1979 по

106. Соколов И.Н., Шмелев В.Е., Леппик П.А. и др. К обоснованию:разработки корпусного кипящего реактора для атомной станции теплоснабжения (с малым недогревом теплоносителя на входе в активную зону). Отчет ИАЭ №32/623186, М. 1985 г.

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

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

109. Шмелев В.Е., Охрименко А.И., Федулин В.Н. и др. Определение гидродинамических характеристик и границы резонансной устойчивости реактора ВК-50 со свежей активной зоной. Отчет НИИАР 0-2332, Димитровград, 1982 г.

110. Адамовский JI.А., Голушко В.В., Кебадзе Б.В. Оперативный контроль устойчивости кипящего реактора с применением полярной корреляции реакторного шума// Атомная энергия. 1972. Т.45, вып. 4, с.295.

111. Леппик П.А., Суслов A.A., Павлов С.П. РУКРЕЦ-1 программа расчета устойчивости корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ-3 667/5. М., 1982.

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

113. Антонов С.Н., Леппик П.А., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. Оценки смещения границы устойчивости реактора ВК-50 в экспериментах декабря 1985 и марта 1986 г.г. Отчет ИАЭ, инв. № 32/810487, г. М., 1987 г.

114. Садулин В.П. Турбинно-нейтронные расходомеры, их характеристики и применение в кипящем реакторе ВК-50. Отчет НИИАР, 0-3956, г. Димитров-град, 1990г.

115. Садулин В.П., Жарков A.B., Сидоренко. Г.И., Котов Н.П. Комплексный контроль энерговыделения и расхода в TBC корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя. Отчет НИИАР 0-3265, г. Димитров-град, 1986 г.

116. Семидоцкий И.И., Антонов С.Н., Садулин В.П., Шмелев В.Е. Экспериментальные исследования динамических процессов у границы резонансной устойчивости реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-3799, г. Димитровград, 1989 г.

117. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов. ПБЯ ИР 2004 (НП-009-04). М: Атомиздат, 2005.

118. Антонов С.Н., Ещеркин В.М., Туртаев Н.П. и др. Анализ работы дефектных TBC в период 22-25 кампаний реактора ВК-50. Отчёт НИИАР, 0-4793, г. Димитровград, 1998 г.

119. Садулин В.П., Антонов С.Н., Хватов В.А. Профилирование распределения энерговыделения по высоте активной зоны реактора ВК-50 стержнями выгорающего поглотителя. Отчет НИИАР 0-4848, г. Димитровград, 1999 г.sv

120. Пономарев-Степной H.H. К вопросу о физическом профилировании тепловыделения в гетерогенных энергетических реакторах// Атомная энергия. 1962. Т. 12, вып. 5.

121. Радковский А. Теория и применение выгорающих поглотителей нейтронов, докл. США №1900 на 2 Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Т. 3, 1958 г.

122. Федякин Р. Е. Разработка и исследование топливных кассет с осевым профилированием для корпусных кипящих реакторов. Диссертация на соискание учёной степени к. т. н. НИИАР уч. №1331, г. Димитровград 1972г.

123. Федякин Р. Е. Способ осевого профилирования кипящего реактора. Отчёт НИИАР уч. №1129, г. Мелекесс 1966г.

124. Федякин Р. Е. Разработка и результаты исследования топливной кассеты с осевым профилированием для корпусного кипящего реактора. < Препринт НИИАР 0-559, г. Димитровград 1972г.

125. Осмачкин B.C., Борисов В.Д. Гидравлическое сопротивление тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957, Москва, 1970 г.