автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности АЭС с РБМК

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

ГЛАВА 1. ИССЛЕДОВАНИЕ КРИТИЧЕСКОГО ИСТЕЧЕНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЧЕРЕЗ СОПЛОВЫЕ ОГРАНИЧИТЕЛИ АВАРИЙНОГО РАСХОДА И ЭЛЕМЕНТЫ ТРАКТА ЦИРКУЛЯЦИОННОГО КОНТУРА РБМК.

1.1. Сопловые ограничители аварийного расхода (ОАР).

1.2. Элементы тракта циркуляционного контура РБМК.

1.3. Запорно-регулирующий клапан (ЗРК).

ГЛАВА 2. СИСТЕМА ЗАЩИТЫ РЕАКТОРНОГО ПРОСТРАНСТВА РБМК ОТ ПРЕВЫШЕНИЯ ДОПУСТИМОГО ДАВЛЕНИЯ.

2.1. Штатные (первоначальные) СЗРП.

2.2. Модернизированные СЗРП.

2.3. Методика расчета динамики давления в РП и натечки пара из РП в СЛА при разрыве ТК.

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЯ ВЗАИМОСВЯЗАННЫХ ПРОЦЕССОВ МЕХАНИКИ И ТЕПЛОГИДРАВЛИКИ КЛАДКИ РБМК.

3.1. Применение кода RSPACE для оценки возможности зависимого множественного разрыва тепловых каналов РБМК.

3.2 Уточненный численный анализ процессов в графитовой кладке с помощью кода U STACK.

3.3 Примеры анализа аварии.

ГЛАВА 4. АВТОВОЛНОВАЯ МОДЕЛЬ ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССОВ ПРИ

ПОВТОРНОМ ЗАЛИВЕ.

4.1. Скорость распространения автоволн при кипении.

4.2. Ориентация температурного фронта в поле массовых сил.

4.3. Кипение в трубах.■.

4.4. Процесс релаксации.

ГЛАВА 5. РАЗРАБОТКА МАКЕТА ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ДЛЯ АНАЛИЗА ДИНАМИКИ И БЕЗОПАСНОСТИ РУ РБМК.

5.1. Назначение и класс решаемых задач.

5.2. Функциональное наполнение комплекса.

5.3. Связь между процессами.

5.4. Управление связанным расчетом.

5.5. Программная реализация МПК.

5.6. Разработка базовой модели реактора РБМК (1-ое поколение).

ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ РБМК С УРАН-ЭРБИЕВЫМ ТОПЛИВОМ.

6.1. Расчетные исследования характеристик реактора при установке в активную зону партий ЭТВС.

6.2. Исследования свойств топлива.

6.3. Эксплуатация активных зон РБМК с уран-эрбиевым топливом.

ГЛАВА 7. ОБРАЩЕНИЕ С ОБЛУЧЕННЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ РЕАКТОРОВ РБМК В СЛУЧАЕ ТРАНСМУТАЦИОННОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.

7.1 Исходные предпосылки.

7.2. Трансмутационный топливный цикл.

7.3. Региональное хранилище для длительного контролируемого хранения долгоживущих высокоактивных РАО.

7.4. Конструкция и функционирование хранилища.

Актуальность работы. Успешно функционирующая энергетика является одним из главных условий устойчивого развития общества. В свете опасности исчерпания не только ресурсов органического топлива, но и экологических ресурсов возрастает роль ядерной энергетики как крупномасштабной альтернативы тепловым и гидроэлектростанциям. Инициатива Президента Российской Федерации «по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля», выдвинутая в ООН на Саммите тысячелетия 6 сентября 2000 г., отводит важнейшую роль вновь разрабатываемым ядерным энергетическим технологиям на быстрых реакторах.

Однако в переходный период возрастает значение существующих реакторов на тепловых нейтронах, в основном водоохлаждаемых реакторов. В Российской Федерации атомная энергетика оказалась одной из немногих отраслей, в которой за последние годы имеет место существенный прирост продукции в реальных квт-часах, а не в денежном исчислении, результаты которого определяются выбранной методикой расчета.

Из общего количества электроэнергии, генерируемой российскими АЭС, половина вырабатывается на реакторах РБМК. В настоящее время в Российской Федерации действует одиннадцать энергоблоков с РБМК электрической мощностью по 1000 МВт и планируется достройка ещё одного энергоблока на Курской АЭС.

За время после чернобыльской аварии на реакторах РБМК реализовано множество мероприятий по повышению их безопасности. Как показал всесторонний анализ, проведенный отечественными специалистами и международными экспертами, реакторы РБМК уже не уступают по своей безопасности действующим западным реакторам такого же возраста.

Состояние РБМК после реконструкции позволяет ставить на повестку дня вопрос о продлении срока службы РБМК первого поколения, назначенный срок службы которых истекает в ближайшие годы. Подобные прецеденты уже имеют место на Западе, где это продление составляет 15-20 лет.

Таким образом, энергоблоки РБМК играют и ещё достаточно долго будут играть важную роль в энергетике Российской Федерации.

Ядерная энергетика уникальна тем, что высший приоритет отдает безопасности, поэтому обоснование и повышение безопасности АЭС, несомненно, является актуальной темой.

В основе безопасности реакторов РБМК лежит принцип глубоко эшелонированной защиты с системой барьеров, ограничивающей развитие проектных аварий и сводящей к минимуму их последствия.

Анализ протекания проектных аварий направлен на доказательство адекватности характеристик] установленных систем безопасности. Часть проектных аварий РБМК связана с потерей теплоносителя из контура многократной принудительной циркуляции при разрывах трубопроводов, коллекторов и топливных каналов. Темп истечения теплоносителя из разрыва топливного канала и динамика роста давления в реакторном пространстве определяют тяжесть последствий аварии и, соответственно, требуют детального анализа с учетом физических аспектов критического истечения, результатов решения сопряженной задачи структурной механики графитовой кладки и теплогидравлики течения пароводяной смеси в зазорах между блоками кладки. Кроме того, определяющими при развитии аварии с потерей теплоносителя являются процессы теплоотвода при повторном заливе от активной зоны, полностью или частично осушенной при аварии.

Исследование указанных процессов, безусловно, актуально для обоснования безопасности АЭС. Неотъемлемой частью работ по обоснованию безопасности на всех этапах жизни энергоблоков АЭС является моделирование динамических процессов, протекающих в ядерных энергетических установках. Поэтому жизненно важной является задача объединения усилий различных организаций по созданию комплексных отечественных кодов, которые по функциональному наполнению, полноте учета протекающих в РУ физических процессов, точности используемые физико-математических моделей и эффективности численных методов, степени верификации и т.д. в целом не уступали бы, а по некоторым частям и компонентам превосходили существующие зарубежные аналоги. Не менее важной задачей является совершенствование реакторов РБМК путем внедрения уран-эрбиевого топлива, направленное на одновременное повышение безопасности и технико-экономических характеристик. Переход на уран-эрбиевое топливо позволил отказаться от дополнительных поглотителей при сохранении величины парового коэффициента реактивности на прежнем уровне (например, для второго энергоблока Игналинской АЭС значение аф без дополнительных поглотителей стало 0.8(3, а было - 1.0(3).

Наконец, безопасность РБМК и всей атомной энергетики нельзя рассматривать в отрыве от топливного цикла. Определяющее значение имеет надежность транспортировки и хранения отработанного топлива, оптимизация топливного цикла. Перспективным путем решения этих проблем является рациональная организация замкнутого ядерного топливного цикла.

Целыо работы является разработка научных основ, необходимых для теплофизического моделирования, направленного на анализ безопасности и совершенствование систем безопасности АЭС с реакторами канального типа.

Основными задачами исследования являются:

• экспериментальное исследование процессов истечения через ограничители течи высокоэнергетического теплоносителя (ограничители аварийного расхода теплоносителя);

• разработка физических и математических моделей процессов критического истечения и создание на этой основе методов расчета параметров ограничителей течи при разрывах контура многократной принудительной циркуляции реактора РБМК;

• моделирование взаимосвязанных процессов структурной механики и теплогид-равлики в графитовой кладке РБМК в аварийных и нормальных условиях эксплуатации;

• разработка модели и создание методов расчета повторного залива активной зоны на основе развития теории автоволновых процессов при кипении;

• создание комплексного кода USTACK для расчетов поведения графитовой кладки и труб топливных каналов при разрывах каналов и кода LEVIS для определения динамики роста давления в реакторном пространстве при разрыве топливных каналов в активной зоне РБМК;

• улучшение характеристик активной зоны РБМК путем перехода к уран-эрбиевому топливу;

• проведение проектных расчетов и выработка рекомендаций.

Научная новизна.

1. Впервые на основе автоволновой теории переходных процессов при кипении созданы методы расчета теплообмена во фронте смачивания при повторном заливе активной зоны водоохлаждаемых реакторов.

2. Разработаны методы расчета взаимосвязанных процессов структурной механики и тепло-гидравлики в графитовой кладке водографитовых реакторов при разрыве топливного канала с учетом смещения и фрагментации блоков, их взаимодействия с соседними каналами, напряженно-деформированного состояния соседних с разорвавшимся топливных каналов и т.д.

3. Впервые получены экспериментальные данные по критическим расходам через сопловые ограничители течи в диапазонах параметров, характерных для РБМК. При этом диаметр узкого сечения достигал 30 мм, а по результатам сопроводительного анализа было установлено несущественное влияние масштабного фактора.

4. Разработан (с получением 14 авторских свидетельств на изобретения) новый более эффективный тип соплового ограничителя течи - сопло с поперечным вдувом. Экспериментально определены его характеристики в широком диапазоне режимных и геометрических параметров.

5. С использованием данных по сопловым ограничителям течи и данных по критическим расходам для других элементов циркуляционного тракта РБМК (в том числе для ЗРК) создан банк данных по критическим расходам недогретой и насыщенной воды, пароводяной смеси и пара, насчитывающий почти 6000 режимов.

6. Разработаны расчетные модели для оценок критических расходов через сопловые ограничители течи.

Практическая ценность и внедрение результатов работы.

1. Выполнено расчетно-экспериментальное обоснование характеристик сопловых ограничителей течи, используемых на всех энергоблоках с РБМК.

2. Разработанные автором сопловые ограничители течи нового типа (с поперечным вдувом) установлены в подводящих трубопроводах САОР на энергоблоках Игналинской АЭС.

3. С использованием результатов автора и полученного с его участием патента разработана и внедрена на Ленинградской АЭС система длительного расхолаживания РБМК водой из барабана-сепаратора.

4. Рассчитанные по рекомендациям автора сопловые ограничители течи установлены на трубопроводах обвязки парогенераторов Ростовской АЭС.

5. Полученный банк данных по критическим расходам послужил основой разработки с участием автора расчетных методов, изданных как «Методические указания МУ 34-70-142-86», которые используются в практике проектирования и реконструкции систем энергоблоков ВВЭР и РБМК.

6. На всех энергоблоках с РБМК выполнена частичная или полная модернизация систем защиты реакторного пространства от превышения допустимого давления, основанная на расчетах автора по разработанной им методике расчета.

7. Разработана первая версия комплекса программ для проведения полномасштабных динамических связанных нестационарных трехмерных расчетов РУ типа РБМК с учетом процессов теплогидродинамики в двухжидкостном многоканальном приближении с введением специально разработанных моделей элементов КМПЦ, нейтронно-ядерных процессов в активной зоне, процессов деформации конструкционных элементов активной зоны в упруго-пластическом приближении.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты экспериментальных исследований критических течений в сопловых ограничителях течи, в том числе в соплах с поперечным вдувом.

2. Банк экспериментальных данных по критическим течениям в различных элементах тракта циркуляционного контура в диапазонах параметров, характерных для РБМК.

3. Расчетная методика с соответствующими корреляциями для оценок критических расходов при анализе аварийных режимов РБМК.

4. Методика расчета динамики давления в реакторном пространстве РБМК.

5. Математические модели и замыкающие соотношения для расчетных кодов.

6. Обнаруженные общие закономерности автоволновых переходов при повторном заливе.

7. Результаты расчета аварий с разрывом РГК для РБМК с уран-эрбиевой загрузкой.

8. Концепция регионального хранилища для длительной контролируемой выдержки долго-живущих высокоактивных РАО, образующихся в результате переработки ОЯТ РБМ и ВВЭР.

Апробация работы н публикации. Основные положения и результаты диссертационной работы опубликованы в 129 печатных работах и научно-технических отчетах, из них 62 научно-технических отчета, 14 авторских свидетельств (и/или патентов) на изобретение, 13 статей, 4 препринта и 36 докладов на российских и международных конференциях и семинарах.

В том числе, отдельные части работы докладывались на конференциях МАГАТЭ в рамках «Внебюджетной программы повышения безопасности с ВВЭР и РБМК» (в Вене -1992 г., 1993 г., 1995 г., 1996 г., в Москве - 1994 г., в Японии - 1994 г.), на канадско-советском семинаре по тяжелым авариям АЭС в Торонто (Канада, 1990 г.), на международном семинаре по вероятностному анализу безопасности АЭС в Москве (1991 г.) и т.д.

Личный вклад автора. В большинстве опубликованных работ, на базе которых написан доклад, автор был ответственным исполнителем. В работах, выполненных в соавторстве, определял методы исследования, формулировал основные задачи, разрабатывал научные, методические и практические пути их решения, участвовал в проведении расчетно-экспериментальных анализов, осуществлял обобщение полученных результатов, подготовку их к опубликованию. Автору также принадлежит инициатива постановки ряда задач и разработка общих требований применительно как к системе расчетных кодов и отдельных модулей, так и к вопросам улучшения (оптимизации) ядерно-топливного цикла. Внедрение результатов исследований проведено при личном участии автора.

1. Габараев Б.А., Вазингер В.В., Карасев Э.К. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора: Авторское свидетельство СССР № 723948. - 1979.

2. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов: Авторское свидетельство СССР № 807861,- 1980.

3. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / Ю.А. Аристов, В.В. Вазингер, Б.А. Габараев и др.: Авторское свидетельство СССР № 847826.- 1981.

4. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора (его варианты) / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, Э.К. Карасев и др.: Авторское свидетельство СССР № 971014. 1982.

5. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, Э.К. Карасев и др.: Авторское свидетельство СССР, 1982.

6. Аристов Ю.А., Габараев Б.А., Карасев Э.К. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора: Авторское свидетельство СССР № 111293,- 1984.

7. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, Э.К. Карасев и др.: Авторское свидетельство СССР № 1139300. 1984.

8. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, В.Н. Зырянов и др.: Авторское свидетельство СССР № 1178238.- 1985.

9. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / Ю.А. Аристов, В.В. Вазингер, Б.А. Габараев и др.: Авторское свидетельство № 1240241.- 1986.

10. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, В.И. Калганова и др.: Авторское свидетельство СССР № 1256572. 1986.

11. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / В.В. Вазингер, Б.А. Габараев, Э.К. Карасев и др.: Авторское свидетельство СССР № 1338692. 1987.

12. Б.А. Габараев, Гущин В.Н., Сафонов В.К. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора: Авторское свидетельство СССР № 1382267,- 1987.

13. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, В.Д. Келлер и др.: Авторское свидетельство № 1178239.- 1985.

14. Васильев A.B., Габараев Б.А., Гущин В.Н. Устройство ограничения расхода теплоносителя при аварийной разгерметизации контура ядерного реактора: Авторское свидетельство СССР № 1441976.- 1989.

15. Экспериментальное исследование критического истечения воды и пароводяной смеси через запорно-регулирующий клапан (ЗРК) реакторов типа РБМК / Е.Ф. Брылев, В. П. Василевский, Б.А. Габараев и др.: Отчет / НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 51-410 НИКИЭТ, 1980. -94 с.

16. Исследование вставок ограничения расхода при моделировании аварийной разгерметизации контура реактора / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, Л.И. Лунина и др.// Атомная энергия. 1980. - Т. 49. - Вып. 2. - С. 34-35.

17. Расчетно-экспериментальное исследование критических расходов в соплах / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов и др. // Международный семинар СЭВ «Теплофизика-82»: Сборник. М., 1982. - Т. 2. - С. 81-82.

18. Исследование и расчет критических расходов воды, пароводяной смеси и пара из прямых труб с острой входной кромкой / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов и др.: Отчет / НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 57-74. НИИКЭТ, 1982. - 101 с.

19. Mass Flow Characteristics of Laval Nozzles with Transversal Injection / B.A. Gabaraev, E.K. Karasyov, S.Z. Lutovinov, et al. // XX конгресс Международной ассоциации по гидравлическим исследованиям, г. Москва: Сборник. Москва, 1983. - T. IV. - С. 74-77.

20. Исследование расходных характеристик сопел Лаваля с поперечным вдувом через отверстие в боковой стенке / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, О.Ю. Новосельский и др. // Атомная энергия, 1989.-Т. 66. - Вып. З.-С. 41.

21. Истечение вскипающей воды и пароводяной смеси через сужающиеся сопла / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов и др. // Атомная энергия. 1989. - Т. 66. - Вып. 3. - С. 45-46.

22. Экспериментальное исследование критического истечения теплоносителя через протяженные разветвленные трубопроводы / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, Л.К. Тихо-ненко и др.: Отчет//НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 67-633. НИКИЭТ, 1991.- 170 с.

23. Расходные характеристики сопел Лаваля с разными способами поперечного вдува / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, О.Ю. Новосельский и др. // Атомная энергия. 1992. — Т.72. -Вып. 1.-С. 33-34.

24. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям.- М: Госэнергоиздат, 1960.-464 с.

25. Кабаков В.И., Аладьев И.Т. Траектория и глубина проникновения струи в двухфазный поток//Двухфазные потоки и вопросы теплообмена: Сб. ст.- М., 1970.- С. 25.

26. Аладьев И.Т., Кабаков В.И. О внешней границе факела распыливающей струи в сносящем потоке//Газотермодинамика потоков в энергоустановках: Сб.ст.- Харьков, 1979.-Вып. 2.-С. 61.

27. Методика / Б.А. Габараев, Н.П. Дорофеев, В.Г. Аден и др. // НИКИЭТ; РТМ; Инв. № П-23215.-Б.м., 1975.-93 с.

28. Экспериментальное исследование истечения недогретой и насыщенной воды через каналы сложной геометрии (ЗРК и сопло с поперечным вдувом) / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, Л.К. Тихоненко и др.: Отчет // НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 50-472. Б.м., 1979. - 43 с.

29. Расчет критических расходов воды, пароводяной смеси и пара через трубы и сопла / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов и др.: Отчет// НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 486-1-83. Б.м., 1983.- 125 с.

30. Расчет критических расходов водяного теплоносителя через прямые трубы / Б.А. Габараев, Э.К. Карасев, С.З. Лутовинов и др.: Отчет // НИКИЭТ; ЭНИС; Инв. № 304-1-84. Б.м., 1984.-83 с.

31. Методические указания по расчету критических расходов теплоносителя при аварийной разгерметизации циркуляционного контура АЭС с РБМК. МУ 34-70-142-86 / Б.А. Габараев Б.А., В.Н. Блинков, Е.З. Емельяненко и др. -М., ВТИ, 1986. 108 с.

32. Термогидравлический анализ последствий снижения расхода через ЗРК реактора РБМК-1000 / Б.А. Габараев, Ю.В. Миронов, В.К. Сафонов и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 270-024-3970.-Б.м., 1992.- 106 с.

33. Повышение безопасности 2-го блока ЛАЭС после первого этапа реконструкции в КПР 1991-92 гг.: Отчет // НИКИЭТ; ИАЭ им. И.В. Курчатова; Инв. № 040-386-3815. Б.м., 1991.- 128 с.

34. Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-1000, РБМК-С6.01.Д / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, Ю.В. Миронов и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № Д 040-872. Б.м., 1988. - 695 с.

35. Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-1500, РБМК-1500 С6.01.Д4 / Б.А. Габараев, А.А. Петров, В.П. Василевский и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № Д 040-895,- 1988.

36. Дополнение к ТОБ РБМК-1000 / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, К.К. Полушкин и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-1028 . 1988. - 565 с.

37. Дополнение к ТОБ РБМК-1500 / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, К.К. Полушкин и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-1035 . 1988.-667 с.

38. Габараев Б.А. и др. Техническое обоснование безопасности V блока Курской АЭС / Б.А. Габараев, С.Л. Симонов, О.Ю. Новосельский: Отчет // НИКИЭТ, Инв. № Д 040-1348. -1990.-26 с.

39. Габараев Б.А. и др. Повышение безопасности 2-го блока ЛАЭС после первого этапа реконструкции в КПР 1991 -1992 гг. / Б.А. Габараев, В.П. Василевский, С.Л. Симонов: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-386-3815. 1991. - 73 с.

40. Расчет пропускной способности модернизированной системы ПГС 2 очереди ЛАЭС (вариант с гидрозатворами) / Б.А. Габараев, В.П. Василевский, О.Ю. Новосельский и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-016-3888. 1991. - 40 с.

41. Расчет пропускной способности модернизированной системы ПГС 1 очереди ИАЭС / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.П. Василевский и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040.002-3992,- 1992.-64 с.

42. Расчет пропускной способности модернизированной системы ПГС 1 очереди САЭС (2 очереди КАЭС, 3 блока ЧАЭС) / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.К. Сафонов и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-001-4036. 1992. - 52 с.

43. Анализ работоспособности ПГС 4 блока ЛАЭС при отсутствии дренажа с верхних трубопроводов / Б.А. Габараев, В.П. Василевский, О.Ю. Новосельский и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-001-4244. 1993.

44. Оценка предлагаемых мероприятий по повышению безопасности Игналинской АЭС / Е.О. Адамов, Б.А. Габараев, Ю.М. Черкашов и др. // Внебюджетная программа МАГАТЭ по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР. Вена, Австрия, ноябрь 1995. — 1995.

45. УОБ 1-го блока Курской АЭС: Отчет. Сводный том // НИКИЭТ; Инв. № Д 040-1949. -2000.

46. УОБ 1 блока Курской АЭС. Запроектные аварии ATWS. Обесточивание собственных нужд энергоблока: Отчет // НИКИЭТ; РНЦ КИ; Инв. № 14-4.3-3. 1999.

47. Новосельский О.Ю., Филинов В.Н., Крючков И.И. Исследование поведения технологических каналов РБМК в условиях аварийного разогрева // Атомная энергия. 1995. - Т. 78. -Вып. 3. - С.155-160.

48. УОБ 1 блока Курской АЭС. Расчет деформации и оценка целостности топливных каналов при частичных разрывах РГК: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № D040-1925. 2000.

49. Новосельский О.Ю., Филинов В.Н. Критерии разрушения труб топливных каналов РБМК при аварийном нагреве // Атомная энергия. 1997.- Т.82. - Вып.4. - С. 277-282.

50. Развитие программных средств для комплексного анализа механики структур, теплогид-равлических и термомеханических процессов в кладке водографитовых реакторов / Б.А. Габараев, Д.В. Крючков, О.Ю. Новосельский и др. // НИКИЭТ; Препринт ЕТ-00/52. -2000.

51. Анализ причин и последствий разгерметизации канала 52-16 реактора блока № 3 Ленинградской АЭС: Отчет // НИКИЭТ; ЛАЭС; Инв. № 040-103-1571 Д. 1983.

52. Анализ причин и последствий аварийного разрыва канала 62-44 на 1-ом блоке Чернобыльской АЭС: Отчет//НИКИЭТ; Инв. №040-10301571 Д. 1983.

53. Analysis of Multiple Pressure Tube Ruptures and Possible Explanation of Initial Phase of Chernobyl Accident Technical Issues / Tsiklauri G. et al. // Proceedings. Desnogorsk, Russia, 15-19 April 1996. 1996. - Vol. 2. - P. 299-306.

54. Теплогидравлический расчет в обоснование СОАИ. "Теплоотвод от реактора" для энергоблоков Смоленской АЭС с реакторами РБМК-1000: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 270-0015272. 1998.

55. УОБ 1-го блока Курской АЭС. Анализ пропускной способности системы защиты РП от переопрессовки. Методология анализа: Техн. отчет // НИКИЭТ; Инв. № 14-3.11. 1998.

56. Миронов Ю.В., Фомичева Т.И. Анализ истечения пароводяного потока при разрыве контура циркуляции теплоносителя ядерных реакторов // Атомная энергия. 1984. - Т. 56. - Вып. 4. - С. 202.

57. Углубленная оценка безопасности 1-го блока Курской АЭС. Анализ пропускной способности системы защиты РП от переопрессовки. Результаты: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № Д040-1853. 1999.

58. Стендовые испытания опытного образца предохранительного устройства: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 040-384-3292. 1990.

59. Оценка целостности топливных каналов РБМК под действием нагрузок от разрыва одного из них / Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов и др. // Атомная энергия. -Т. 89.-Вып. 2.-С. 34.

60. Капель Я.И. О стабилизации решений задачи Коши для уравнений, встречающихся в теории горения // Математический сборник. 1962. - Т. 59 (101). - С. 245.

61. Математическая теория горения и взрыва/Я.Б. Зельдович, Г.И. Баренблатт, В.Б. Либро-вич, Г.М. Махвиладзе- М.: Наука, 1980.

62. Zhukov S.A., Barelko V.V. Nonuniform Steady States of the Boiling Process in the Transition Region between the Nucleate and Film Regimes // International Journal of Heat Mass Transfer. -1983,- Vol. 26,- No. 8,- P. 1121-1127.

63. Auracher H. Transition Boiling, Heat Transfer // The 91'1 Int. Heat Transfer Conference, Jerusalem, 19-24,h August.- New York, 1990. -Vol. 1,- P.69-96.

64. Рекомендации по расчету кризиса теплоотдачи при кипении воды в круглых трубах:Препринт / ИВТАН СССР. М., 1980.-С. 1-57.

65. Методика / Н.П. Дорофеев, В.И. Михан, Б.А. Габараев и др. // НИКИЭТ; РТМ; Инв. № П-16898.- 1971.-68 с.

66. Johannsen К. Low Quality Transition and Inverted Annular Flow Film Boiling of Water: an Updated Review // Experimental Heat Transfer, Fluid Mechanics and Thermodynamics/ Shan R.K. et al. New York, 1988,- P. 1416-1429.

67. Qiu D.-M. Unersuchungen zur Warmeubertragung beim Sieden von Strömendem Wasser an einer Lotrechten Heizflache: D.-I. Dissertation. Technischen Universität Berlin. -Berlin, 1995.

68. Дорощук B.E. Кризисы теплообмена при кипении воды в трубах. М.: Энергоатомиздат, 1983.

69. Молочников Ю.С., Сытин В.Г. Экспериментальное исследование высокотемпературного закризисного теплообмена//Годовой отчет НИКИЭТ. М., 1997. -Т.1. - С. 132-134.

70. Стырикович М.А., Мартынова О.И., Миропольский 3.JI. Процессы генерации пара на электростанциях,- М.: Энергия, 1969.

71. Groeneveld D.C., Gardiner S.R. A Method of Obtaining Flow Film Boiling Data for Subcooled Water // International Journal of Heat Mass Transfer. 1978. - Vol. 21,- P. 664-665.

72. Ungar E.K., Eichhorn R. Transition Boiling Curves in Saturated Pool Boiling from Horizontal Cylinders // Journal of Heat Transfer: Transaction of ASME 1996.- Vol. 118.- No. 3.- P.654-661.

73. Bui T.D., Dhir U.K. Transition Boiling Heat Transfer on a Vertical Surface // Journal of Heat Transfer: Transaction of ASME.- 1985,- Vol. 107,- P. 756-763.

74. Auracher H. Transition Boiling, Heat Transfer//The 9th Int. Heat Transfer Conference, Jerusalem, 19-24"1 August.- New York, 1990. -Vol. 1.- P.69-96.

75. Рекомендации по расчету кризиса теплоотдачи при кипении воды в круглых трубах: Препринт / ИВТАН СССР. М., 1980,- С. 1-57.

76. Некоторые особенности автоволновых процессов при кипении / Б.А. Габараев, C.JI. Соловьев, С.А. Ковалев и др.: Препринт ЕТ-99/49 // НИКИЭТ. 1999. - 12 с.

77. Габараев Б.А., Карасев Э.К. Выбор ограничительных вставок раздаточного группового коллектора реактора РБМК-1500: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 270-002-022. 1977. - 23 с.

78. Перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо / Б.А. Габараев, А.И. Купалов-Ярополк, В.А. Николаев, Ю.М. Черкашов Ю.М. и др. // Годовой отчет НИКИЭТ.-М., 1998.-Т. 2.-С. 61.

79. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядреной энергетике России / Адамов Е.О. и др.: Монография. НИКИЭТ, 1999.

80. Оценка возможных путей обращения с облученным топливом реактора РБМК-1000 / В.В. Орлов, Б.А. Габараев, A.B. Лопаткин и др.: Отчет // НИИКЭТ; Инв. № 450-053-5592. -Б.м., 2000.

81. Белая книга ядерной энергетики / Под общ. ред. проф. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998.-310 с.

82. Региональное хранилище для длительного контролируемого хранения долгоживущих высокоактивных РАО / И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, Б.А. Габараев и др.: Препринт ЕТ-00/51 // НИКИЭТ. 2000.

83. Развитие ядерной энергетики России с использованием ОЯТ PWR и достижением баланса активности отходов и сырья / Ганев И.Х., Лопаткин A.B. и др.: Отчет // НИКИЭТ; Инв. № 450-285-5449. 1999.

84. Лебедева Г.А., Озерова Г.П. Каменное литье как радиационно-стойкий материал // Строительные материалы. 1998. - № 5. - С.14-15.

85. Радиоактивные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду: Тезисы // Международная конференция, С.-Петербург (Россия), 14-18 октября 1996 г. С.-Петербург: ЦНИИ КМ «Прометей», 1996.

86. Синтез в режиме СВС аналогов устойчивых минералов для иммобилизации радиоактивных отходов / Коновалов Э.Е., Старков О.В., Мышковский М.П. и др. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. - № 3. - С. 36-39.

87. Котельников А.Р. Минералы как матричные материалы для фиксации радионуклидов // Геоэкология. Инженерная геология. Гидрогеология. Геокриология. 1997. -№ 6. - С.З-15.

88. Смелова Т.В., Шестоперов И.Н., Крылова И.В. Синтетические минералоподобные матрицы для отверждения BAO, получаемые методом ИПХТ // Вопросы материаловедения. -1997. Вып. 5(11). - С. 152-157.

89. Утилизация радиоактивных металлических отходов методом переплава / Б.И. Береж-ко, В.И. Горынин, Г.Д. Никишин и др. // Вопросы материаловедения. 1997. - Вып. 2(8). -С. 74-77.

90. Изобретатель и рационализатор. 1999.- № 5. - С. 17.