автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методов радиационного контроля протечки теплоносителя в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР

1 ВВЕДЕНИЕ

1.1 Актуальность темы

1.2 Обеспечение условий безопасной эксплуатации ПГ

1.3 Цель исследования

1.4 Научная новизна работы \

1.5 Достоверность и обоснованность результатов 1 б

1.6 Практическая ценность и реализация результатов работы

1.7 Основные положения, выносимые на защиту

2 МОДЕЛЬ НАКОПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОДЕ ПГ

2.1 Качественный анализ физико-химических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ

2.2 Общее описание продувки ПГ

2.2.1 Техническое описание парогенераторов АЭС с ВВЭР

2.2.2 Общая схема продувки ПГ

2.2.3 Особенности продувки ПГВ

2.3 Контроль расхода продувочной воды на АЭС

2.4 Математическая модель накопления радионуклидов в воде ПГВи ПГВ-1000 (до реконструкции систем водопитания и продувки)

2.5 Реконструированные парогенераторы ПГВ

2.5.1 Экспериментальное обоснование точки пробоотбора воды ПГ

2.5.2 Модель процесса накопления активности в воде ПГВ

2.6 Исследование условий достижения равновесного содержания реперных радионуклидов в воде негерметичного ПГ

2.6.1 Достижение равновесных концентраций реперных радионуклидов в воде ПГ после нарушения его герметичности

2.6.2 Достижение стационарности при циклическом действии периодической продувки парогенератора

3 МЕТОДИКА РАСЧЕТА ПРОТЕЧКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА В ВОДУ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС С ВВЭР

3.1 Регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции)

3.1.1 Расход продувочной воды на очистку известен

3.1.2 Расход продувочной воды на очистку неизвестен

3.2 Алгоритм расчета протечки реконструированных ПГВ

3.2.1 Параметрическое представление уравнения регрессии

3.2.2 Итерационный метод расчета точечной оценки протечки ПГ

3.2.3 Оценка доверительного интервала для протечки ПГ

3.3 Алгоритм расчета приведенной активности I в продувочной воде ПГ

4 ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАСЧЕТА ПРОТЕЧКИ ПГ

4.1 Описание программного обеспечения расчета протечки ПГ АЭС с ВВЭР

4.2 Проведение аналитических тестов ПС CHECKMOD

4.2.1 Тестирование вычислительного кода CHECKMOD v.3.0.

4.2.2 Тестирование вычислительного кода CHECKMOD V.3.0.1000R

4.3 Анализ влияния качества исходных данных на оценку неопределенности расчета протечки ПГ

4.3.1 Описание метода численного моделирования расчета протечки ПГ

4.3.2 Построение матрицы исходных данных

4.3.3 Численное моделирование расчета протечки ПГВ

4.3.4 Численное моделирование расчета протечки ПГВ

4.3.5 Требования к исходным данным

4.4 Верификация методики и ПС расчета протечки ПГ на АЭС

4.4.1 Обоснование процедуры верификации

4.4.2 Требования к экспериментальным данным

4.4.3 Результаты верификации

5 ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОГО КОНТОЛЯ ПРОТЕЧЕК ПГ

5.1 Разработка оптимальной схемы проведения радиационного контроля ПГ

5.1.1 Идентификация негерметичных ПГ

5.1.2 Определение соответствия негерметичного ПГ нормативным требованиям

5.1.3 Порядок действий при превышении протечкой контрольных уровней

5.1.4 Рекомендации по оптимизации контроля протечки ПГ

5.2 Требования к организации представительного контроля протечек ПГ

5.2.1 Требования к приборному и методическому обеспечению

5.2.2 Требования к пробоотбору

5.2.3 Требования к выбору реперных радионуклидов

5.2.4 Требования к контролю 1311 в продувочной воде ПГ

5.2.5 Повышение достоверности расчета протечки ПГ

5.2.6 РК протечек ПГ по ограниченному числу реперных радионуклидов

5.2.7 РК протечек ПГ во время переходных режимов эксплуатации

5.2.8 Требования к обработке результатов РК

5.3 Методика выполнения измерений удельной активности реперных радионуклидов при проведении радиационного контроля протечек ПГ

5.3.1 Общее описание методики

5.3.2 Схема проведения измерений

5.3.3 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов теплоносителя первого контура

5.3.4 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов продувочной воды

5.3.5 Оценка ожидаемой удельной активности радионуклидов в воде ПГ

5.3.6 Выбор метода приготовления счетных образцов продувочной воды ПГ

5.3.7 Повышение чувствительности измерений

5.3.8 Определение удельной активности реперных радионуклидов

5.3.9 Оценка максимальной неопределенности измерения удельной активности

5.3.10 Обработка результатов измерений

6 ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДИЧЕСКОГО И ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПГ

6.1 Практическая реализация метода РК протечек ПГ на АЭС

6.1.1 Анализ результатов использования метода РК протечек на АЭС

6.1.2 Внедрение пакета методического и программного обеспечения РК протечек ПГ на АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР

6.2 Примеры использования методик и ПС при РК протечек ПГ

6.2.1 Использование разработанных методик при РК протечек ПГ

6.2.2 Использование ПС при радиационном контроле протечек ПГ

6.3 Перспективы применения методического и ПС расчета протечек на АЭС

6.3.1 Использование методик и ПС в АСРК контроля протечек ПГ

6.3.2 Принцип дублируемости систем безопасности на АЭС

6.3.3 АСРК протечек ПГ по 16N

6.3.4 Использование методик и ПС в качестве стандарта для калибровки

АСРК протечек ПГ по 16N

6.4 Пути дальнейшего совершенствования методов РК протечек ПГ

1.1 Актуальность темы

Парогенераторы (ПГ) АЭС с ВВЭР, а точнее их теплообменные трубки и коллекторы, являются одним из важнейших барьеров радиационной безопасности АЭС. В процессе эксплуатации парогенераторов может произойти нарушение плотности ПГ по первому контуру (повреждения теплообменных трубок и/или коллектора), приводящее к поступлению (протечке) теплоносителя первого контура в воду ПГ и технологические среды второго контура.

В соответствии с требованиями /1/, в технологическом регламенте /2-4/ безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР, приведены пределы и условия безопасной эксплуатации ПГ, а также определен порядок действий после установления несоответствия ПГ нормативным требованиям. К параметрам, влияющим на безопасную эксплуатацию АЭС, относится как протечка теплоносителя первого контура в воду ПГ, так и

111 удельная активность радионуклида I в продувочной воде ПГ. Для них установлены нормативные требования, а именно:

1). Пределы безопасной эксплуатации: предельное значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам G а = 5 кг/ч;

131

- предельное значение приведенной удельной активности I в продувочной

-8 воде каждого парогенератора энергоблока у4пред = 740 Бк/кг (2-10 Ки/кг).

2). Эксплуатационные пределы: допустимое значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам Gjon = 4 кг/ч;

131

- допустимое значение приведенной удельной активности I в продувочной

-8 воде каждого парогенератора энергоблока Адоп = 370 Бк/кг (1-10 Ки/кг).

В связи с этим пристальное внимание эксплуатирующих организаций уделяется поддержанию безопасной эксплуатации парогенераторов, которая обеспечивается: на остановленном блоке: проведением с помощью вихревых токовых установок /5,6/ периодического неразрушающего контроля герметичности теплообменных трубок (ТОТ), гидро- и пневмоиспытаниями ПГ. - на работающем блоке: поддержанием водно-химического режима теплоносителя в пределах установленных норм /7,8/ и контролем протечки ПГ.

Причем, контроль протечки ПГ на работающем энергоблоке является одной из важнейших составляющих в обеспечении безопасности АЭС, т.к. некорректная оценка этой величины может привести к:

- долговременной эксплуатации парогенератора при фактическом превышении эксплуатационных пределов;

- преждевременному останову энергоблока.

Длительная эксплуатация ПГ при превышении эксплуатационных норм приводит к снижению общей надежности ПГ, чреватой значительным повышением активности теплоносителя и оборудования второго контура, выбросов и сбросов радионуклидов с АЭС в окружающую среду. В результате возможен значительный экономический ущерб (замена негерметичных ПГ, дезактивация оборудования второго контура и т.д.), а также переоблучение персонала выше установленных дозовых пределов. Как следует из мирового опыта, стоимость замены одного ПГ доходит, по разным оценкам, до 50 млн. долларов /5/.

С другой стороны, завышение результатов расчета протечки ПГ, по сравнению с реальной величиной, также может привести к существенным экономическим последствиям, связанным с необоснованным остановом энергоблока АЭС, т.е. уменьшению КИУМ.

Поэтому при эксплуатации ПГ на первый план выходят вопросы, связанные с обеспечением корректного контроля протечек теплоносителя первого контура в воду парогенераторов.

Следует подчеркнуть, что на работающем энергоблоке оценка протечки теплоносителя в воду ПГ может быть выполнена исключительно расчетным методом. Поэтому для разработки корректной методики оценки протечки ПГ необходим комплексный анализ физико-химических и радиационно-технологических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ.

Актуальность темы диссертации обусловлена необходимостью разработки и внедрения на АЭС с ВВЭР новейших методов (моделей и алгоритмов расчета, программных средств (ПС) и методик выполнения измерений) радиационного контроля (РК) протечек теплоносителя в воду ПГ с целью повышения его чувствительности и достоверности.

3.4 Выводы по Главе 3

3.4.1 Проведен регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции) для двух «конкурирующих» моделей, а именно: модели - Mi, не требующей информацию о расходе продувочной воды (параметре q) и модели - М2, в которой используется информация о параметре q.

3.4.2 Проведен регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-1000 с реконструированными системами водопитания и продувки.

3.4.2 Разработаны алгоритмы (численные методы) расчета среднего значения, суммарного квадратичного отклонения (СтО) и доверительного интервала (Р=0,95) для протечки:

• Парогенераторов ПГ-440:

- при наличии априорной информации о расходе продувочной воды q, для двух случаев (Sq » 0и Sq* 0);

- в отсутствии достоверной информации о расходе продувочной воды q. В этом случае дан алгоритм получения точечной оценки и построения доверительного интервала для расхода продувочной воды.

• Реконструированных парогенераторов ПГ-1 ООО:

- при известном значении расхода продувочной воды с учетом погрешности его измерения.

3.4.4 Приведены формулы для точечной и интервальной оценки приведенной удельной активности Ш1 в продувочной воде ПГВ-440 и ПГВ-1000.

4 ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАСЧЕТА ПРОТЕЧКИ ПГ 4.1 Описание программного обеспечения расчета протечки ПГ АЭС с ВВЭР

Рассмотренные в п.3.1-3.2 алгоритмы расчета протечек ПГВ-440 и реконструированных ПГВ-1000 реализованы в виде компьютерного кода "CHECKMOD" v.3.0.440 /36/ и V.3.0.1000R /35/, соответственно.

4.1.1 Область применения

Область применения программного средства (ПС) "CHECKMOD"- АЭС с реакторами типа ВВЭР при стационарной работе энергоблока. ПС предназначено для расчета:

- протечки теплоносителя первого контура через трубчатку или коллекторы в воду ПГ;

- приведенной удельной активности 1311 в продувочной воде ПГ.

При этом ПС "CHECKMOD" позволяет наряду с расчетом протечки ПГ и приведенной активности 1311 производить оценку их доверительных интервалов, что необходимо для принятия обоснованного решения по определению соответствия ПГ нормативным требованиям (см. п.5.1).

Особенностью ПС "CHECKMOD" v.3.0.440 является возможность достоверного расчета протечки ПГВ-440 как при наличии информации о значении расхода продувочной воды, так и при ее отсутствии.

4.1.2 Техническое описание

При написании компьютерных кодов "CHECKMOD" использовались языки программирования: Microsoft Basic Professional Development System 7.1, Quick Basic 4.5 и Microsoft Visual Studio 6.0 Professional Edition.

4.1.2.1 Требования к ПЭВМ

Минимально-необходимые требования к электронно-вычислительной аппаратуре: ПЭВМ типа IBM PC ХТ/АТ-286,386 и выше; жесткий диск ПЭВМ объемом от 10 Мб; принтер: любой русифицируемый принтер, работающий в среде MS-DOS и поддерживающий стандарт IEE-1284.

4.1.2.2 Требования к операционной системе

Для работы ПС необходима операционная система MS-DOS, версия 3.3 и выше, PC-DOS. Гарантируется работа ПС в среде MS Windows95/98/Me.

4.1.2.3 Продолжительность цикла расчета протечки ПГ

Продолжительность расчета протечки ПГ, без учета времени затраченного на ввод данных с клавиатуры (чистое время расчета), составляет 1-2 сек для ПЭВМ типа PC XT/AT 286, 386,486 и доли секунды для более быстродействующих компьютеров.

Длительность промежутка времени необходимого для ввода информации в ПЭВМ (ввод информационных данных, выбор радионуклидов, ввод экспериментальной информации) зависит от объема выборки реперных радионуклидов и степени подготовленности оператора и составляет, в среднем, не более 7-10 минут.

4.1.3 Описание алгоритма расчета

В основе модели расчета протечки ПГ лежит анализ системы дифференциальных линейных уравнений, описывающих массоперенос реперных радионуклидов по системам второго контура АЭС с ВВЭР (см. п.2.4-2.6). На основе регрессионного анализа модели исследуемого процесса (см. п.3.1 и п.3.2), учитывающей особенности ПГ, физико-химические процессы, влияющие на распределение радионуклидов по системам второго контура, и неопределенности исходных данных рассчитываются точечные и интервальные оценки протечки ПГ. При этом используется следующий алгоритм расчета (см. рисунок 4.1):

1) На начальном этапе в программу вводятся: о Информационные данные: дата/время измерения; шифр (название) ПГ; необходимый комментарий; данные о сотруднике ответственном за контроль протечек парогенераторов. о Экспериментальные данные, полученные в результате пробоотбора и измерения реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура и продувочной воде ПГ, а именно:

131 132 133 134 135 24 42

- удельные активности реперных радионуклидов I, I, I, I, I, Na и К в теплоносителе первого контура и продувочной воде ПГ, приведенные к одному моменту времени; относительные неопределенности (СтО) измерения удельных активностей реперных радионуклидов. о Экспериментальные и технологические параметры ПГ:

- расход продувочной воды и неопределенность (СтО) его измерения;

- технологические параметры ПГ.

2) На следующем этапе производится оценка протечки ПГ1 и приведенной активности

311 в продувочной воде ПГ, при этом на экран монитора выводится следующая информация (см. рисунок 4.2): о оценка среднего значения G* и доверительного интервала {Gmin, Gmax} протечки ПГ; о оценка среднего значения А* и доверительного интервала {Ami„,Amax} приведенной

131 „ „„ удельной активности I в продувочной воде ПГ. о экспериментальное значение расхода продувочной воды ПГ на очистку и неопределенность (СтО) его измерения.

1 В случае использования ПС CHECKMOD v.3.0.440, в соответствии с п.3.1, перед оценкой протечки ПГВ-440 осуществляется выбор модели расчета (с известным (Модель-МО или неизвестным (Модель-М2) расходам продувочной воды).

Предупреждение о превышении предельных уровнен

Определение соответствия ПГ нормативным требованиям сравнение доверительных интервалов для G и А с соответствующими допустимыми (Сдоп, Лдоп) и предельными значениями (Gripeд, Л пред)) zt—

Коррекция исходной информации I

СОХРАНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА В БАЗУ ДАННЫХ

РАСЧЕТ и ВЫВОД на ЭК :ран МОНИТОРА и ПРИНТЕР

1). Протечки ПГ (G) 2). Доверительного интервала {Gmin,Gmax} 1). Приведенной активности (А) 2). Доверительного интервала 131 , {Amin, Amax} 1). Протечки ПГ (G) 2). {Gmin,Gmax} 3) Расхода на продувку (q) Wmin> Qmax)

Информационные данные: дата/время измерения; шифр (название) ПГ; комментарий. данные о сотруднике ответственном за контроль парогенераторов.

Экспериментальные данные: удельные активности реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура и продувочной воде погрешности измерения удельных активностей реперных радионуклидов.

Технологические параметры ПГ: паропроизводительность ПГ; влажность пара; масса воды в ПГ.

Рисунок 4.1 Пример алгоритма расчета протечки ПГВ-440

В случае использования модели расчета М, (при применении CHECKMOD v.3.0.440 для контроля ПГВ-440) на экран дисплея дополнительно выводится: о расчетное значение расхода продувочной воды ПГВ-440 и доверительный интервал (интервальная оценка) для этой величины

3) Наряду с расчетом протечки ПГ ПС позволяет определять соответствие ПГ нормативным требованиям, а именно осуществлять: о сравнение доверительных интервалов для G* и А* с эксплуатационными пределами Gdon И Адоп; и с пределами безопасной эксплуатации Gnped^Anpe6 (см. п.5.1.1).

4) При необходимости ПС позволяет производить корректировку исходной информации и осуществлять пересчет протечки ПГ (блок коррекции).

В ПС "CHECKMOD" предусмотрено сохранение выходной информации в БД (см. рисунок 4.3) на жесткий диск HDD или на другие носители (FDD, CDR-W, Zip и др.). Кроме этого, при распечатке выходной информации можно получать ее бумажную копию в форме отчетной документации (см. рисунок 4.4).

4.1.4 Структура ПС "CHECKMOD"

Программное средство "CHECKMOD" состоит из трех функционально различных исполняемых модулей CHECK440.EXE (или CHECK 1KR.EXE), CHECK-BD.EXE, PRJNTWIN.EXE (или PRINTDOS.EXE), в состав которых входят различные подпрограммы и ряд служебных файлов (см.Таблицу 4.1).

7 ЗАКЛЮЧЕНИЕ

7.1 Разработаны и обоснованы математические модели процесса накопления радионуклидов в воде ПГВ-440 и ПГВ-1000 при наличии протечки теплоносителя первого контура в одном из ПГ энергоблока. Сформулированы условия идентификации негерметичного ПГ.

7.2 Теоретически и экспериментально обосновано использование для оценки протечки в качестве реперных радионуклидов 13M351, 24Na и 42К.

7.3 Проведен регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов. Исследована динамика накопления и приведены формулы расчета активности реперных радионуклидов в воде ПГ при циклическом действии периодической продувки ПГ.

7.4 Разработаны численные методы расчета точечной и интервальной оценки (Р=0,95) протечки ПГ как при наличии априорной информации о расходе продувочной воды, так и в ее отсутствии с учетом неопределенности исходных данных. В последнем случае дан алгоритм получения точечной оценки и построения доверительного интервала (Р=0,95) для расхода продувочной воды ПГ.

7.5 Обоснован выбор точки пробоотбора продувочной воды реконструированных ПГВ-1000 для обеспечения корректной оценки протечек ПГ.

7.6 Разработана модель накопления реперных радионуклидов в воде ПГВ-1000 с реконструированными системами водопитания и продувки.

7.7 Разработан и обоснован численный метод расчета точечной оценки и доверительного интервала (Р=0,95) для протечки ПГВ-1000 с реконструированными системами водопитания и продувки.

7.8 Разработано программное обеспечение расчета протечек ПГ АЭС с ВВЭР, реализующее в электронном коде разработанные методики и алгоритмы расчета.

7.9 На основе многочисленных данных, полученных как в процессе численного моделирования на ПЭВМ, так и в натурных условиях на АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 РФ, Украины и Армении проведен сравнительный анализ разработанных моделей и указаны критерии их применимости для корректной диагностики протечек ПГ.

7.10 Проведенные экспериментальные исследования позволяют сделать вывод о высокой адекватности разработанных моделей реальным процессам накопления активности в воде ПГ. Среднее значение критерия адекватности, характеризующее степень согласования экспериментальных данных с математической моделью (по результатам более 50 измерений), составило около 90%. Это позволяет сделать вывод о высокой степени надежности и достоверности контроля протечек, осуществляемой с помощью разработанных методик.

7.11 Проведен комплексный анализ влияния качества исходных данных на точность расчета (ширину доверительного интервала (Р=0,95)) протечки ПГ АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

7.12 Разработаны и обоснованы требования к качеству экспериментальных данных (реперных радионуклидов) для достижения достоверной оценки протечек ПГ.

7.13 Разработана и метрологически обоснована методика выполнения измерений удельных активностей реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура и продувочной воде при проведении РК протечек ПГ АЭС с ВВЭР.

7.14 Разработана процедура и проведена теоретическая и экспериментальная верификация методики и программного обеспечения расчета протечки ПГ на АЭС с ВВЭР

7.15 Разработан оптимальный алгоритм (порядок) проведения радиационного контроля протечек ПГ позволяющий осуществлять как раннюю идентификацию негерметичных ПГ (G<0,5 кг/ч); так и достоверно определять соответствие ПГ нормативным требованиям (G>0,5 кг/ч).

7.16 Разработан и метрологически обоснован алгоритм применения разработанного методического и программного обеспечения в качестве стандарта для калибровки автоматизированной системы РК (АСРК) протечек ПГ АЭС с ВВЭР по радионуклиду 16N

7.17 Разработанное методическое и программное обеспечение расчета протечек ПГ прошло метрологическую экспертизу в системе Госстандарта и внедрено на всех АЭС с ВВЭР РФ в качестве РД.

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций. ОПБ-88/97.

2. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320), ТРВ-1000-4,1997г.

3. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-440 (В-213), ТРВ-440-2,1999г.

4. ИЗВЕЩЕНИЕ №4.ТРВ. 1000.011, об изменении «Типового технологического регламента безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 ТРВ-1000-4».

5. Кастл Ханс Современное развитие контроля и ремонта ПГ. Целостность трубок ПГ: материалы регианального семинара МАГАТЭ М., ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001г.

6. Кривицкий В.Г. Водно-химический режим и эксплуатация ПГ ВВЭР. Материалы семинара на Калининской АЭС. Удомля, 16-18 ноября 1999г., ЭНИЦ ВНИИАЭС, Электрогорск, 2000г.

7. Воронин J1.M., Волков А.П., Козлов В.Ф. Некоторые вопросы радиационной безопасности АЭС с ВВЭР-440.-Атомная энергия, 1976, т.41, вып.4.

8. Шплихал К., Отруба И., Бурда И. Течь и структурная целостность трубок парогенератора ВВЭР. Целостность трубок парогенераторов: материалы регианального семинара МАГАТЭ М., ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001г.

9. Трунов Н.Б., Денисов В.В. и др. Работоспособность теплообменных труб ПГ АЭС с ВВЭР. ФГУП ОКБ "Гидропресс", сборник трудов 2000г., вып.1.

10. Бараненко В.И., Гашенко В.А., Трубкина Н.Е. Эксплуатационная надежность тепло-обменных труб парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР. Материалы семинара на Калининской АЭС. Удомля, 16-18 ноября 1999 г., ЭНИЦ ВНИИАЭС, Электрогорск, 2000г.

11. Техническое решение Главного конструктора ОКБ "Гидропресс", Пр-ТП-055-0 от 26.01.1987г.15. "Расчет величин протечек воды первого контура во второй контур", Отчет ОКБ "Гидропресс" 8.05-Пр--2581 от 11.05.1983г.

12. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. ОСПОРБ-99.

13. Правила радиационной безопасности при эксплуатации АС. ПРБ-АС-99.

14. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), М., Энергоатомиздат, 1999г.

15. Санитарные правила проектирования и эксплуатации АС. СП-АС-99.

16. Лукасевич Б.И., Банюк Г.Ф., Гетман А.Ф. и др. Анализ возможности безопасной работы парогенератора при значительном количестве поврежденных труб. ФГУП ОКБ "Гидропресс", сборник трудов 2000г., вып.1.

17. А.Ф. Гетман Концепция безопасности "течь перед разрушением" для сосудов и трубопроводов давления АС. М., Энергоиздат, 1999г.

18. Pyrkov I.V., Ivanov Е.А., Khamjanov L.P. Diagnostics of Steam Generators Integrity at NPP s with WER-440 and WER-1000 Type Reactors // Second International Symp. on Safety and Reliability Systems of PWRs/VVERs, 1997 may 26-30, Brno, Czech Republic

19. Волков Л.П. Диагностический контроль и ремонт теплообменных трубок ПГ ВВЭР. Целостность трубок парогенераторов: материалы регианального семинара МАГАТЭ М., ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001г.

20. Пырков И.В., Иванов Е.А., Шмелев В.И., С.И.Брыков и др. О допустимой величине и методике контроля протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440. Методические указания. РД ЭО 0208-00, 2000г.

21. Пырков И.В., Иванов Е.А., С.И.Брыков и др. Методика радиационного контроля протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 (типовая МВК). РД ЭО 0333-02. Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.12Т29,2001г.

22. Методики радиационного контроля. Общие требования. МИ 2453-2000, ГНМЦ «ВНИИФТРИ», Государственная система обеспечения единства измерений, Менделеево, 2000г., с. 15.

23. Пырков И.В., Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. и др. Сбор, обработка, анализ и хранение экспериментальной информации о радиационно-технологическом состоянии и протечке ПГ. Научно-технический отчет, 03-3287/2002, НПО "Энергия", ВНИИАЭС, 1992г.

24. Аппаратура контроля радиационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК / В.С.Жернов, Ю.Е.Залманзон А.Е.Шермаков и др.; Под ред. В.В.Матвеева.-М.:Энергоиздат, 1987.

25. Пырков И.В., Иванов Е.А., С.И.Брыков и др. Методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 (типовая). РД ЭО 0334-02. Свидетельство о метрологической аттестации 46090.12Т30, 2001г.

26. Пырков И.В., Иванов Е.А., С.И.Брыков и др. Методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 (типовая). РД ЭО 0337-02. Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.13197,2001г.

27. Пырков И.В., Иванов Е.А. Программное средство "CHECKMOD" (v.3.0.1000R) расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000. РД ЭО 0335-02. Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.12Т30, 2001г.

28. Пырков И.В., Иванов Е.А. Программное средство "CHECKMOD" (v.3.0.440) расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440. РД ЭО 338-02. Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.13197,2001г.

29. Егоров Ю.А., Носков А. А. Радиационная безопасность на АЭС, М., Энергоатомиздат, 1986г.

30. Маргулова Т.Х., Мартынова О.М. Водные режимы тепловых и атомных электростанций, М.: «Высшая школа», 1987.

31. Химическая технология теплоносителей ЯЭУ: Учебное пособие для вузов/ В.М.Седов. М., :Энергоатомиздат, 1985.

32. Москвин JI.H., Гумеров М.Ф., Ефимов А.А. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике. М., Энергоиздат, 1989г., ISBN 5-283-02949-2.

33. Герасимов В.В., Касперович А.И. Водный режим АЭС. М.: Атомиздат, 1976.

34. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1987

35. Егоров Ю.А., Жуков И.В., Носков А.А., Шамашов А.Ф. Коэффициенты распределения продуктов деления и коррозии, определяющих активность выбросов АЭС с РБМК в окружающую среду. Радиационная безопасность и защита АЭС. М, Энергоатомиздат. 1982

36. Репников Н.Ф. Вынос радионуклидов с паром из вскипающей перегретой жидкости. Радиационная безопасность и защита АЭС. М. Энергоатомиздат, 1984.

37. Коростелев Д.П. Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1988

38. Парогенератор ПГВ-213. Технические условия. Ту108-956-80, ОКБ "Гидропресс"-3и0,1980.

39. ПарогенераторПГВ-1000М. Техническиеусловия.Ту108-1065-81,ОКБ"Гидропресс"-ЗиО,1982.

40. Титов В.Ф. Причины повреждения "холодных" коллекторов горизонтальных парогенераторов ПГВ-1000 и меры повышения их эксплуатационной надежности. -Теплоэнергетика, 1993 г., № 12, с.53.

41. Теплохимические испытания парогенераторов (исследование распределения примесей в водяном объеме ПГВ-1000 с модернизированными системами водопитания и продувки). Отчет ЦОТАТОМЭНЕРГО, 1990 г.

42. Опыт эксплуатации и проведения комплекса работ по повышению ресурса теплообменных трубок на ПГ Калининской АЭС. Целостность трубок парогенераторов: материалы регианального семинара МАГАТЭ М., ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001г.

43. ПРАВИЛА(28-64) Измерения расхода жидкостей, газов и паров стандартными диафрагмами и соплами. Издание официальное. Москва, Издательство стандартов 1980.

44. Пырков И.В., Иванов Е.А. Методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду ПГ АЭС с ВВЭР (верификационный отчет). М-022/2002, ГП "ВНИИАЭС", 2001г.

45. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440, -1000. Атомная энергия, 1994 г., т.77, вып.1, с.58.

46. Амосов М.М, Пырков И.В., Иванов Е.А. Методика анализа содержания радионуклидов в теплоносителе первого контура и продувочной воде ПГ АЭС с ВВЭР. 07-3286/2002, НПО "Энергия", ВНИИАЭС, 1990г.

47. Гусев Н.Г. Гамма-излучение радионуклидов. Справочник. М.:Энергоатомиздат.1974

48. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Контроль герметичности ПГ АЭС с ВВЭР-1000 после реконструкции систем водопитания и продувки. Атомная энергия, 1995 г., т.79., вып.5

49. Пырков И.В., Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. Метод расчета протечки теплоносителя первого контура в котловую воду реконструированных парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000.- Атомная энергия, 1997г., т.83., вып.4, с.ЗЮ.

50. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Методика диагностики протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440, -1000. -Атомная энергия, 1994 г., т.77, вып.1, с.51.

51. Себер Дж. Линейный регрессионный анализ. М., "Мир", 1980 г.

52. Пугачев B.C. Теория вероятностей и математическая статистика. М., "Наука", 1979г., с.473.

53. Зайдель P.M. Оценка погрешности параметров регрессии в методе наименьших квадратов.- Атомная энергия, 1994 г., т.77., вып.6, с.463.

54. Ефимова М.Р., Петрова Е.В., Румянцев В.Н. Общая теория статистики. М., ИНФРА-М, 1996 г.

55. Зайдель P.M. Определение линейной регрессии при наличии разброса обеих величин.-вопросы науки и техники. Сер. Атомное материаловедение, 1979, вып. 1(4).

56. Руководство по выражению неопределенности измерения. Государственное предприятие «Всероссийский научно-исследовательский институт метрологии им. Д.И.Менделеева", ISBN5-88323-002-4, С.-Петербург, 1999г., с.75.

57. Грановский В.А., Сирая Т.Н. Методы обработки экспериментальных данных. Л.: Энергоиздат, 1990.

58. И.В.Пырков, Е.А.Иванов CHECK программа расчета протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АС с ВВЭР Атомная энергия, М., 1994, т.77, вып.6.

59. И.В.Пырков, Е.А.Иванов База данных о радиационно-технологическом состоянии первого и второго контуров и протечке ПГ, совмещенная с программой CHECK расчета протечки ПГ АЭС с ВВЭР. 03-3287/2002, НПО "Энергия", ВНИИАЭС, 1992г.

60. И.В.Пырков, Е.А.Иванов, В.И.Шмелев Программное средство "CHECKMOD" расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 (инструкция пользователя). РД ЭО 0209-00, 2000г.

61. Дьяконов В.Д., Справочник по алгоритмам и программам на языке бейсик для персональных ЭВМ. Москва, «Наука», 1989г., с. 137.

62. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Верификация программы "CHECK" расчета протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АЭС с ВВЭР.- Атомная энергия, 1997 г., т.83, вып.З , с.229.

63. Пырков И.В., Иванов Е.А. Совершенствование регламента и методики контроля протечки ПГ АЭС с ВВЭР (рекомендации и требования), 03-3288/2002, ВНИИАЭС, 1991г.

64. Пырков И.В., Иванов Е.А. Рекомендации по повышению чувствительности, оперативности и качества контроля протечек ПГ АЭС с ВВЭР, РМ-004/2002, ГП "ВНИИАЭС", 2001.

65. Иванов Е.А., Пырков И.В., Брыков С.И., Давиденко С.Е. и др. Методика определения протечки теплоносителя первого контура в воду ПГВ-1000 (рекомендации по повышению качества и оптимизация контроля ПГ). М-021/2002, 2000г.

66. Активность радионуклидов в объемных образцах. Методика выполнения измерений на гамма-спектрометре. МИ 2143-91. Рекомендация. Государственная система обеспечения единства измерений. НПО «ВНИИФТРИ», 1991г.

67. Пырков И.В., Л.П.Хамьянов, В.И.Шмелев и др.Методика диагностики герметичности парогенераторов Балаковской АЭС по реперному радионуклиду 16N. ГП ВНИИАЭС, 1993г.

68. Пырков И.В., Иванов Е.А. Методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов для автоматизированной системы радиационного контроля АЭС "Бушер". Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.2И003,2002г.

69. Пырков И.В., Иванов Е.А. Методика выполнения контроля протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов для автоматизированной системы радиационного контроля АЭС "Бушер". Свидетельство о метрологической аттестации № 46090.2И002, 2002г.