автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка и расчетно-экспериментальное обоснование технических решений по обеспечению безопасности реакторной установки для плавучих атомных станций

На правах рукописи

005044291 ( (

![ I/ • //)

Лепехин Андрей Николаевич

РАЗРАБОТКА И РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ДЛЯ ПЛАВУЧИХ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

1 7 МАЙ 2012

Нижний Новгород - 2012

005044291

Работа выполнена в Открытом акционерном обществе «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова»

Научный руководитель: доктор технических наук, доцент, Бахметьев Александр Михайлович

Официальные оппоненты:

Стрижов Валерий Федорович, доктор физико-математических наук, Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской Академии наук, заместитель директора.

Мифов Юрий Андреевич, кандидат технических наук, Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова», начальник отдела.

Ведущая организация: Открытое акционерное общество «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ».

Защита состоится «¿9 » 2012 г. в /О час. мин.

на заседании диссертационного совета ДМ 520.061.01 при Открытом акционерном обществе «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова» по адресу: 603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке Открытого акционерного общества «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова».

Автореферат разослан « 2. ~7 » 0 е/ 2012 г.

Общая характеристика работы

Актуальность темы.

В настоящее время в Российской Федерации ведется строительство головного плавучего энергоблока для атомной теплоэлектростанции малой мощности.

Анализ потребностей в таких энергоисточниках позволяет сделать вывод о том, что они имеют хорошие перспективы применения в России, особенно в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока, а также экспортный потенциал.

Источником энергии для плавучего энергоблока является ядерная энергетическая установка, которая по своей природе относится к категории потенциально опасных объектов. Поэтому одной из ключевых проблем при создании плавучих атомных станций является обеспечение безопасности ЯЭУ.

Для плавучих атомных теплоэлектростанций (ПАТЭС) актуальность этих работ дополнительно возрастает, что обусловлено ее размещением в непосредственной близости к потребителям.

В составе ПАТЭС, строительство которой ведется в РФ, используется ПЭБ проекта 20879 с реакторными установками КЛТ-40С «блочной» компоновки разработки ОАО «ОКБМ Африкантов», которые являются усовершенствованным аналогом серийных атомных установок типа KJIT-40 ледокольного флота России. Эта установка относится к классу водо-водяных реакторов с водой под давлением, которые являются наиболее освоенной в мире реакторной технологией.

Тем не менее, для данного типа реакторов не исключена возможность реализации аварий с потерей теплоносителя первого контура, что обусловлено особенностями конструкции водоводяных реакторов под давлением (высокое давление и температура теплоносителя, наличие трубопроводов, подвергающихся термо-циклическим воздействиям и т.д.).

Аварии типа LOCA являются наиболее опасным классом аварий для водоохлаждаемых реакторов, так как сопровождаются нарушением целостности одного из основных физических барьеров на пути распространения активности (границы давления первого контура) и потенциально опасны с точки зрения сохранения целостности двух других барьеров: оболочки твэла - вследствие нарушения нормального охлаждения активной зоны и защитной оболочки -

вследствие повышения параметров парогазовой среды внутри защитной оболочки при истечении теплоносителя с высоким термодинамическим потенциалом.

При разработке проекта РУ для ПАТЭС ставилась задача модернизации серийной установки ледокольного типа, имеющей длительный опыт безаварийной эксплуатации, с целью повышения надежности, увеличения ресурса, срока службы и улучшения условий технического обслуживания, а также повышения уровня безопасности с учетом современных требований нормативных документов Ростехнадзора для судовых ЯЭУ и атомных станций.

С целью обеспечения высокого уровня безопасности в авариях с потерей теплоносителя, являющихся, как указывалось выше, наиболее опасным классом аварий для водоохлаждаемых реакторов, предложен и реализован в проекте комплекс новых технических решений с необходимым расчетно-экспериментальным обоснованием, который позволяет обеспечить безопасность РУ КЛТ-40С в авариях с потерей теплоносителя первого контура, увеличить резервы времени для действий персонала по управлению запроектными авариями, оптимизировать характеристики САОЗ, снизить массо-габаритные характеристики систем безопасности относительно прототипа - ППУ атомных ледоколов.

Используемые подходы и решения могут применяться для повышения безопасности в авариях с потерей теплоносителя проектируемых или модернизируемых водо-водяных РУ различного назначения.

Цель работы.

Целью исследований является обеспечение безопасности головной ПАТЭС и повышение безопасности серийных ПАТЭС в авариях с потерей теплоносителя первого контура.

Научная новизна

Впервые для установок ледокольного типа предложен и реализован в проекте РУ КЛТ-40С для ПАТЭС комплекс мер по повышению безопасности в авариях с потерей теплоносителя первого контура относительно прототипа -реакторных установок атомных ледоколов, позволивший оптимизировать характеристики САОЗ, снизить массо-габаритные характеристики систем безопасности РУ, увеличить резервы времени для действий персонала по управлению запроектными авариями.

Получен комплекс экспериментальных данных по теплогидравлическим процессам в аварийных режимах, моделирующих аварии с потерей теплоносителя РУ ледокольного типа. На этой базе проведена верификация расчетного кода, используемого для обоснования безопасности РУ КЛТ-40С.

Практическая ценность.

С использованием результатов исследований и разработок, выполненных автором, выпущена документация, обосновывающая безопасность ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С:

- Отчет по обоснованию безопасности (ООБ),

- Вероятностный анализ безопасности первого уровня,

- Руководство по управлению запроектными авариями.

Получена лицензия на сооружение ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С.

Результаты экспериментальных исследований использованы для верификации расчетных программ, обосновывающих безопасность РУ транспортного типа в авариях с потерей теплоносителя первого контура.

Предложены и обоснованы меры по повышению безопасности, которые могут быть реализованы в проектах РУ для серийных ПЭБ.

Достоверность результатов исследований

Используется многолетний опыт обоснований безопасности ППУ атомных ледоколов и других установок транспортного назначения.

Для обоснования используются верифицированные расчетные коды и зарубежные коды улучшенной оценки.

Для получения представительных данных для верификации проведены экспериментальные исследования на моделях блочных реакторов.

На защиту выносятся:

- технические решения по повышению уровня безопасности реализованные в проекте РУ для ПАТЭС;

- результаты расчетного обоснования безопасности РУ КЛТ-40С в авариях с потерей теплоносителя первого контура

- результаты экспериментальных исследований аварий с потерей теплоносителя на модели реакторной установки;

- рекомендации по повышению безопасности РУ для серийных ПАТЭС.

Личный вклад автора.

Автор в течение 20 лет занимался непосредственным проведением и организацией расчетно-методических исследований аварий с потерей теплоносителя для реакторных установок, используемых в составе плавучих АС малой и средней мощности, и обоснованием их безопасности. Результаты расчетных исследований проектных и запроектных аварий, изложенные в диссертации, получены лично соискателем. При проведении экспериментальных исследований автор участвовал в разработке программ испытаний, анализе и обобщении результатов.

В качестве соавтора принимал участие в разработке схемно-конструктивных решений по РУ и системам безопасности, которые реализованы в проектах АС малой и средней мощности, включая строящуюся ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С.

Результаты и анализ данных автор отразил в тематических отчетах, публикациях и докладах на научно-технических конференциях.

Апробация результатов работы.

Основные результаты исследований по теме диссертации обсуждались на НТС и научно-технических семинарах ОКБМ, российских научных конференциях, семинарах и экспертизах проекта АТЭС ММ:

- Межотраслевой семинар «Пассивные системы безопасности АЭС», ГНЦ «РФ - ФЭИ», г. Обнинск, 18-19 декабря 2008 г.

-Межотраслевая научно-практическая конференция «Плавучие АТЭС -обоснование безопасности и экономичности, перспективы использования в России и за рубежом» (ПАТЭС-2008), Н.Новгород, 2008

- Школа - семинар ученых и специалистов: Моделирование аварий на ядерных энергетических установках, ИБРАЭ РАН, 2007-2011 гг.

- VII Международная молодежная научно-техническая конференция «Будущее технической науки», НГТУ, г. Н. Новгород, 16 мая 2008 г.

- Межотраслевая конференция РАН «АС ММ - регионам», г. Москва, 2010 г.

Публикации.

Результаты исследований опубликованы в 12 печатных работах, среди которых 4 журнальных статьи (из них 2 статьи в журналах из Перечня ...ВАК), 8 докладов на российских и международных конференциях. Выпущено 25 научно-технических отчетов.

Структура и объем диссертации.

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав и заключения.

Материал работы изложен на 171 странице, включая 54 рисунка, 12 таблиц и список использованной литературы из 76 наименований.

Содержание работы

Во введении проводится обоснование необходимости обеспечения повышенного уровня безопасности ПАТЭС, предназначенных для энергоснабжения районов Крайнего Севера и Дальнего Востока РФ. Особенно актуально повышение безопасности РУ для плавучей станции в авариях с потерей теплоносителя, которые являются наиболее опасным классом аварий для водоохлаждаемых реакторов. Такие аварии сопровождаются нарушением целостности одного из основных физических барьеров на пути распространения активности (границы давления первого контура) и потенциально опасны с точки зрения сохранения герметичности оболочек твэлов и защитной оболочки.

Эти аварии потенциально могут привести к расплавлению активной зоны реактора и выходу радиоактивных веществ в окружающую среду.

Во введении сформулированы цель и задачи исследований. Отражены практическая значимость и научная новизна защищаемых результатов. Изложен перечень публичной апробации данных. Даны основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе представлен краткий обзор проблем безопасности в авариях с потерей теплоносителя водоохлаждаемых реакторов.

Рассмотрены важные с точки зрения безопасности в АПТ особенности реакторных установок для АЭС и транспортных реакторных установок, на базе которых разработана РУ КЛТ-40С.

Представлены основные направления повышения безопасности РУ в авариях с разгерметизацией первого контура, реализованные в процессе эволюции

транспортных РУ, а также современные тенденции повышения безопасности реакторов типа ВВЭР.

Представлено краткое описание имевших место аварий с потерей теплоносителя транспортных РУ, которые подтверждают актуальность реализации мер по повышению защищенности РУ в данном классе аварий.

Рассмотрены методы обоснования технических решений по повышению безопасности в АПТ.

Здесь же рассмотрены особенности реакторных установок атомных ледоколов, являющихся прототипами КЛТ-40С, важные с точки зрения АПТ.

Представлена эволюция технических решений, обеспечивающих повышение безопасности атомных ледоколов разных проектов, рассмотрены особенности имеющихся технических решений, определяющие недостаточно высокие показатели безопасности в запроектных авариях с потерей теплоносителя первого контура.

Во второй главе рассмотрены основные проектные решения по реакторному блоку и системам безопасности РУ КЛТ-40С с акцентом на меры, реализованные в проекте для повышения уровня безопасности в авариях с разгерметизацией первого контура.

Основными мерами, позволяющими улучшить качество протекания АПТ, являются:

- подключение всех вспомогательных систем первого контура к горячему участку контура циркуляции («сливной» камере реактора);

- применение сужающих устройств в патрубках подключения вспомогательных систем первого контура (система компенсации давления, СОиР, САОЗ);

- подключение трубопроводов САОЗ непосредственно к реактору, что исключает зависимый отказ канала САОЗ при разгерметизации трубопроводов СОиР;

- выполнение вентиляционных отверстий в обечайке выемной части ПГ, обечайке выемной части реактора, в косой перегородке реактора;

В части систем безопасности техническими решениями, обеспечивающими повышенный уровень безопасности, являются:

- использование гидроаккумуляторов для пассивной подачи воды в реактор с профилированием расхода подачи для компенсации парового истечения;

- использование в составе САОЗ четырех высоконапорных подпиточных насосов, позволяющих обеспечить аварийную подачу воды в реактор при любом масштабе разгерметизации независимо от состояния каналов теплоотвода;

- применение системы рециркуляции, обеспечивающей аварийное охлаждение активной зоны в течение неограниченного времени;

- внедрение системы охлаждения днища корпуса реактора;

- применение пассивных систем снижения аварийного давления в 30;

- применение пассивной системы аварийного отвода тепла с длительным временем пассивного функционирования.

Здесь же представлены отличительные особенности конструкции реакторного блока РУ KJ1T-40C, влияющие на протекание аварий с разгерметизацией первого контура. К таким особенностям относятся:

- малый масштаб разгерметизации контура при обрыве трубопроводов вспомогательных систем первого контура полным сечением;

- блочная компоновка с соединением ПГ и ГЦН через короткие патрубки, наличие U образных участков в контуре циркуляции (рисунок 1);

- прямоточный парогенератор змеевикового типа;

- вынесенный газовый КД;

- высокотеплопроводное топливо с низким значением средней температуры топлива при работе на мощности, определяющей незначительное количество тепла, аккумулированное в твэлах активной зоны, при работе на номинальной мощности;

- плотное размещение твэлов в TBC, малый гидравлический диаметр пучка твэлов.

- небольшой объем теплоносителя, большая масса металла, приходящаяся на единицу объема теплоносителя;

- наличие растворенного газа в теплоносителе первого контура.

Особенности реакторной установки КЛТ-40С определяют специфические

явления, которые имеют место в аварийных режимах с разгерметизацией первого контура:

Рисунок 1 - Реакторный блок РУ КЛТ-40С

1)Относительно медленное развитие процессов в авариях с потерей теплоносителя первого контура, что обусловлено исключением трубопроводов большого диаметра в блочных РУ и применением сужающих устройств в трубопроводах вспомогательных систем первого контура. Исключение больших и средних течей снижает требования к производительности САОЗ и нагрузки на системы локализации (защитную оболочку).

В авариях с разгерметизацией первого контура отсутствует процесс быстрого осушения активной зоны на начальном этапе аварии, характерный для больших течей энергетических реакторов. Соответственно, отсутствует повторный залив активной зоны при подаче воды от систем аварийного охлаждения и значительное термическое воздействие холодной воды на разогретую оболочку твэла.

2) Возможность образования гидрозатворов в контуре циркуляции.

3) Размыкание контура циркуляции, переход в пароконденсатный режим циркуляции с конденсацией пара из парогазовой смеси на осушенной части трубной системы парогенератора.

4) Наличие неконденсирующего газа в первом контуре

В целом, реакторы блочной компоновки, к которым относится КЛТ-40С, характеризуются относительно медленным развитием процессов в авариях с

потерей теплоносителя первого контура, отсутствием больших перепадов давлений по контуру и резких изменений температур.

Все это нашло отражение в особенностях расчетного моделирования поведения реакторной установки в авариях с течью первого контура.

Особенности РУ КЛТ-40С позволяют использовать для анализа аварий расчетные модели с крупной сеткой разбиения первого контура на элементы. Также возможно допущение о равенстве скоростей изменения давления в элементах первого контура.

В третьей главе приводится описание программных средств, используемых для анализа теплогидравлических процессов в контурах РУ и обоснования безопасности, результаты экспериментальных исследований аварий с потерей теплоносителя на моделях РУ транспортного типа, результаты верификации расчетных программ.

В рамках проектных обоснований анализ осуществляется с использованием расчетных программ двух классов:

- инженерного кода разработки ОКБМ - программы УРОВЕНЬ-4;

- кода улучшенной оценки 11ЕЬАР5/тоё3.2 разработки А1чГЬ.

Обе программы используются при обосновании безопасности в проектных и запроектных авариях, при этом код 11ЕЬАР5/тос13.2 используется для альтернативной оценки безопасности в определяющих авариях. Проводится сравнение получаемых по обоим кодам результатов с целью повышения достоверности расчетных обоснований.

Результаты сравнения в аварии с разрывом полным сечением трубопровода системы КД с отказом всех подпиточных насосов САОЗ представлены на рисунке 2.

В последнее время ряд расчетных исследований аварий с потерей теплоносителя проведен с использованием кодов СОКРАТ (анализ аварии с тяжелым повреждением активной зоны) и КОРСАР (расчеты в рамках верификации версии кода КОРСАР применительно к реакторам блочной компоновки).

ï 8000000 -

- давление в 1к. (RELAP 5)

- давление в Ік. (УРОВЕНЬ-4)

- температура оболочектаэлов (RELAPS)

- температура оболочек твэлоа (УРОВЕНЬ-^

7200 Врем я.С

7200 Время.с

Рисунок 2 - Авария с разрывом полным сечением трубопровода системы КД с отказом всех подпиточных насосов САОЗ В рамках НИОКР по обоснованию безопасности РУ КЛТ-40С для атомной электростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока проведен комплекс экспериментальных исследований на стенде Л-800, представляющим модель блочной установки типа КЛТ-40С с змеевиковым ПГ (рисунок 3).

Рисунок 3 - Модель РУ

На первом этапе исследовались следующие экспериментальные режимы: - течи из «горячего» и «холодного» участков контура циркуляции при отсутствии подачи воды в модель реактора;

- течи из «горячего» и «холодного» участков контура циркуляции при подаче воды в модель реактора от ГА;

- течь из «горячего» участка контура циркуляции при газоудалении из МПГ.

На втором этапе проведены три экспериментальных режима, имитирующих

аварии с большими течами. При проведении этих режимов использовалась доработанная модель ГА с обратным клапаном.

Проведена верификация программы УРОВЕНЬ-4 с использованием экспериментальных данных, полученных на модели РУ типа КЛТ-40С - стенде Л-800.

Сопоставление результатов расчета с экспериментальными данными показывает, что реализованная в программе расчетная модель реалистично описывает процесс изменения параметров стенда и может применяться для расчета аварий с потерей теплоносителя установок типа РУ КЛТ-40С (см. рисунок 4).

Результаты исследований использованы при разработке отчета по верификации программы для экспертизы НТЦ Ростехнадзора.

Получен аттестационный паспорт программы УРОВЕНЬ-4.

В четвертой главе представлены результаты расчетных исследований аварий с разгерметизацией трубопроводов первого контура на различных участках контура циркуляции, обусловленные разрывом трубопроводов полным сечением (рисунок 5) или разгерметизацией контура малым сечением с соответствии с концепцией «течь перед разрушением».

Проведено исследование влияния состава САОЗ на протекание аварии, влияние места и размера течи.

Проанализированы вопросы управления аварией за счет действий персонала.

Принятые в проекте технические решения по системам безопасности обеспечивают в авариях с потерей теплоносителя существенное повышение показателей безопасности в запроектных авариях относительно прототипной установки (см. таблицу 1).

Выполнен анализ безопасности в аварии с тяжелым повреждением активной

зоны.

Результаты анализа показывают, что для РУ КЛТ-40С:

- обеспечено удержание расплава с использованием штатных систем;

)

1

1 п - » М РУ эксперимента.1» •* МГУ рэечй1нпс

-1 1 А )

■ ва- -4—

0 4000 6000 12000 16000 20000

Время, с

[ ¿А .»МРУрлчсти J

Ч\

-И

0 4000 8000 12000 16000 20000

111111. [ Д -в ИЛ.ИЙЧИР« утокс МРУ рампами

Г-

О 4000 8000 12000 16000 20000

Время, с

Рисунок 4 - Давление, температура, уровень в подъемном участке первого контура

стенда

- ограничены выбросы радиоактивных сред из 30 на всем протяжении процесса протекания тяжелой аварии (только утечки через проектные неплотности 30);

- значительно снижены размеры зоны возможного радиационного воздействия на населения (размер зоны планирования защитных мероприятий не превышает 1 км).

Имеющийся резерв времени до осушения активной зоны в ЗПА может быть использован для действий персонала по управлению аварией. Для обеспечения подачи воды в реактор могут быть задействованы следующее оборудование:

- разводочный питательный насос;

- насосы системы рециркуляции;

- подпиточные насосы САОЗ после восстановления их работоспособности. Производительность любого из насосов достаточно для поддержания

активной зоны под заливом теплоносителя.

і 200 -3---

і 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000 Время, с ґ

1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000 Время, с

■ТГ1"Т Т - Г ~t - r -I

Ё) ~r~1 ГТТ1-е-"--П U-J__1__!__і__!__I__l_J__I

fnjun|nll|llll|l7 il|ff! |'|ті H j I I I I jl І П j I I I I I

Рисунок 5 - Разрыв трубопровода КД с отказом насосов САОЗ Таблица 1 - Характеристики безопасности в авариях с теплоносителя первого контура

потерей

Наименование КЛТ-40 (а/л «Таймыр» КЛТ-40С (ПЭБ)

5.1 Возможность перехода к паровому истечению без осушения а.з. при течи на хол.ветке - +

5.2 Время до осушения активной зоны в ЗПА с отказом активных систем

- разрыв трубопровода КД 180 с 2,6 ч

- разрыв трубопровода СОиР 336 с 2,1 ч

5.3 Максимальное давление в 30, МПа 0,3 0,5

5.4 Поступление среды за пределы 30 Кратковременный выброс ПГС отсутствует

В пятой главе приведены основные результаты работы, сравнение характеристик аварийных процессов для РУ КЛТ-40С и реакторных установок

атомных ледоколов, предложения по дальнейшему совершенствованию систем, которые могут быть реализованы в проекте серийной РУ для плавучих атомных станций, и обоснование эффективности предлагаемых доработок.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Автором предложен комплекс новых технических решений, обеспечивающий безопасность РУ КЛТ-40С в авариях с потерей теплоносителя.

Основные технические решения включают:

- ограничение масштаба разгерметизации при разрыве трубопроводов;

- оптимизацию конструкции реакторного блока (размещение патрубков вспомогательных систем, отверстия в элементах конструкции для повышения эффективности теплоотвода через парогенератор);

- применение пассивных систем;

- использование систем с неограниченным временем функционирования (система рециркуляции);

- ограничение последствий тяжелых аварий.

Предложенные технические решения внедрены в проект реакторной установки КЛТ-40С для плавучей атомной станции.

2. Разработана экспериментальная модель блочной реакторной установки -стенде Л-800, структурно подобной РУ КЛТ-40С, и включающей модель змеевикового ПГ, гидроаккумулятора, систему, моделирующую течи первого контура, систему КД со змеевиковым парогенератором, программа и методика проведения режимов, имитирующих аварии с разгерметизацией первого контура.

3. Проведены экспериментальные исследования процессов в авариях с потерей теплоносителя на модели блочной установки.

В результате экспериментов получен комплекс экспериментальных данных по динамическим режимам разгерметизации первого контура, описывающий поведение характеристик модели блочной РУ в авариях с потерей теплоносителя.

4. Проведены верификационные расчеты для программы «УРОВЕНЬ-4», используемой для анализа аварий с потерей теплоносителя РУ КЛТ-40С. Сравнение результатов расчета с экспериментом показало, что программа

«УРОВЕНЬ-4» реалистично описывает процесс изменения параметров стенда в режимах, имитирующих аварии разгерметизации.

Результаты исследований использованы при разработке отчета по верификации программы для экспертизы НТЦ Ростехнадзора. Получен аттестационный паспорт программы «УРОВЕНЬ-4».

5. Проведены расчетные исследования аварий с потерей теплоносителя РУ KJIT-40C, результаты которых позволили оптимизировать состав и алгоритмы работы систем безопасности РУ KJIT-40C для ПАТЭС в авариях с потерей теплоносителя первого контура.

6. Предложены направления дальнейшего совершенствования технических решений по повышению безопасности, применение которых возможно в проектах РУ для серийных ПАТЭС, проведено обоснование эффективности предлагаемых решений.

7. В целом, внедрение и расчетно-экспериментальное обоснование технических решений по повышению безопасности реакторной установки KJIT-40С для плавучей атомной теплоэлектростанции в авариях с потерей теплоносителя первого контура позволило:

- обеспечить выполнение требований нормативной документации по безопасности в классе аварий с потерей теплоносителя;

- оптимизировать массо-габаритные характеристики САОЗ;

- получить лицензию на строительство ПАТЭС на площадке в г. Северодвинск;

-увеличить резервы времени для действий персонала по управлению запроектными авариями.

В результате выполненных исследований получены научно обоснованные технические решения, имеющие существенное значение для обеспечения безопасности разрабатываемых ядерных установок.

Список основных публикаций по теме диссертации

1. Experimental assessment of computer codes used for safety analysis of integral reactors, Proc. NURETH7, 1995, v.3, p.2384. (Авторы: A.A. Фальков, B.C. Кууль, A.H Лепехин).

2. Верификация программы анализа аварий с потерей теплоносителя интегральных реакторов УРОВЕНЬ/МБ-3. Труды международной конференции ТЕПЛОФИЗИКА-95, 1995, Том 2, с.232-239. Авторы: A.A. Фальков, B.C. Кууль, А.Н Лепехин

3. Lepekhin A.N. Safety design features of the KLT-40S // Design features to achieve defence in depth in small and medium sized reactors. - Vienna: International Atomic Energy Agency, 2009. - p. 85-108. - (IAEA nuclear energy series No NP-T-2.2)

4. Экспериментальные исследования процессов тепломассообмена в модели блочной РУ типа КЛТ-40С при авариях с потерей теплоносителя. Годовой отчет о научно-технических работах ОКБМ в 2007 г. / Под ред.д.т.н. В.В. Петрунина -ФГУП ОКБМ, Нижний Новгород, 2008,- с.172.

5. Экспериментальные исследования процессов конденсации пара в трубном пучке парогенератора змеевикового типа. Годовой отчет о научно-технических работах ОКБМ в 2007 г. / Под ред.д.т.н. В.В. Петрунина - ФГУП ОКБМ, Нижний Новгород, 2008,- с.173.

6. Комплекс экспериментальных исследований на стенде Л-800 в обоснование безопасности РУ типа КЛТ-40С. Годовой научно-технический отчет за 2008 г. / ОАО «ОКБМ Африкантов», Нижний Новгород, 2009,- 270 с.

7. Анализ аварии с тяжелым повреждением активной зоны РУ КЛТ-40С для ПЭБ проекта 20870. Годовой научно-технический отчет за 2008 г. / ОАО «ОКБМ Африкантов», Нижний Новгород, 2009.- 270 с.

8. Ожидаемые радиационные и радиоэкологические последствия эксплуатации плавучих АЭС. Ж. Атомная энергия, №1, 2008 г. УДК 621.039.58, Авторы: А.Н Лепехин, А.Е. Киселев, Билашенко В.П., Саркисов A.A. и др.

9. Воробьева М.В., Гусев A.C., Лепехин А.Н., Морозов O.A. Расчетный анализ безопасности реакторной установки плавучей АС в г. Северодвинске с использованием кода улучшенной оценки RELAP5/mod3.2 // VII Международная молодежная научно-техническая конференция «Будущее технической науки», НГТУ, г. Н. Новгород, 16 мая 2008 г.

10. Лепехин А.Н., Воробьева М.В., Гусев A.C. Анализ безопасности РУ КЛТ-40С для плавучей АТЭС ММ в авариях с потерей теплоносителя I контура // 8-я

научно-техническая конференция «Молодежь в науке», Сборник аннотаций докладов, Саров, 10-12 ноября 2009 г.

11. Бахметьев A.M., Беляев В.М., Лепехин А.Н. и др. Обеспечение ядерной и' радиационной безопасности АТЭС на базе плавучего энергоблока - достигнутый уровень и возможности совершенствования // Межотраслевая научно-практическая конференция «Плавучие АТЭС - обоснование безопасности и экономичности, перспективы использования в России и'за рубежом» (ПАТЭС-2008): Сборник тезисов, ОАО «ОКБМ Африкантов», Н.Новгород, 2008, с.34-35.

12. Петрунин В.В., Полуничев В.И., Сухарев В.И., Лепехин А.Н. Анализ проектов ЯЭУ малой и средней мощности относительно нераспространения делящихся материалов // Атомная энергия - 2008. - Т. 105. - Вып. 3.- с.123-127.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АПТ - аварии с потерей теплоносителя 1 контура;

АС - атомная станция;

АТЭС ММ - атомная теплоэлектростанция малой мощности;

РУ - реакторная установка;

ПАТЭС - плавучая атомная теплоэлектростанция;

ППУ - паропроизводящая установка;

ЗО - защитная оболочка;

MP - модель реактора блочной РУ,

КБ - компенсационный баллон;

пг - парогенератор;

змпг - парогенератор змеевикового типа

мпг - модель парогенератора;

МПТУ - модель паротурбинной установки;

ПТУ - паротурбинная установка;

ППУ - паропроизводящая установка;

САР - система аварийного расхолаживания;

ТК - теплообменник-конденсатор;

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны;

СОиР - система очистки и расхолаживания;

ГА - гидроаккумулятор;

мгк - модель гидрокамеры;

цнпк - циркуляционный насос первого контура;

МПГБ - модель парогенерирующего блока;

Андрей Николаевич Лепехин «Разработка и расчетно-экспериментапьное обоснование технических решений по обеспечению безопасности реакторной установки для плавучих атомных станций» Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Подписано в печать 23.04.2012. Заказ №1315 Формат 60*90/16. Усл. печ. л. 1,5. Тираж 80 экз.

Отпечатано в Открытом акционерном обществе «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И.Африкантова» 603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15