автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка моделей-анализаторов энергоблоков АЭС и их использование в целях повышения эксплуатационной безопасности АЭС

ИСПОЛЬЗОВАННЫЕСОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ.

1. ВВЕДЕНИЕ.

2. СРЕДА РАЗВИТОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ А Р К 0 8.

2.1. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДЕ РАЗРАБОТКИ МОДЕЛЕЙ-АНАЛИЗАТОРОВ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС.

2.2. КОНЦЕПЦИЯ ПОСТРОЕНИЯ СРЕДЫ МОДЕЛИРОВАНИЯ. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ с ПОЛЬЗОВАТЕЛЕМ.

2.3. ХАРАКТЕРИСТИКИ МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ.

2.3.1. Модели нейтронной кинетики.

2.3.2. Модели гидродинамики и теплопереноса.

2.3.3. Модели автоматики.

2.3.4. Модели электрических сетей.

2.3.5. Модель контайнмента.

2.3.6. Иные модели.

2.4. БЫСТРОДЕЙСТВИЕ КОДА.

2.5. ПРИМЕНЕНИЕ АРРОЗ В МИРЕ.

2.6. Выводы ПО 2 РАЗДЕЛУ.

3. МОДЕЛИ-АНАЛИЗАТОРЫ БЛОКОВ КОЛЬСКОЙ АЭС.

3.1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ЭНЕРГОБЛОКОВ Кольской АЭС.

3.2. АППАРАТНАЯ ЧАСТЬ АНАЛИЗАТОРОВ БЛОКОВ Кольской АЭС.

3.3. МОДЕЛЬ-АНАЛИЗАТОР БЛОКА 1 Кольской АЭС (ВВЭР-440/В-230).

3.3.1 Модель активной зоны реактора.

3.3.2 Модель реактора, первого контура и связанных систем.

3.3.3. Модель парогенератора.

3.3.4. Модель второго контура.

3.3.5. Модели систем автоматики.

3.3.6. Модель электрических соединений.

3.3.7. Модель контайнмента.

3.4. ОРГАНИЗАЦИЯ ПОЛЬЗОВАТЕЛЬСКОГО ИНТЕРФЕЙСА.

3.5. МОДЕЛИ-АНАЛИЗАТОРЫ БЛОКА 2 (ВВЭР-440/В-230) и БЛОКОВ 3,4 Кольской АЭС (ВВЭР-440/В-213).

3.5.1. Модель-анализатор блока 2 Кольской АЭС.

3.5.2. Модель-анализатор блоков 3,4 Кольской АЭС.

3.6. Выводы по 3 РАЗДЕЛУ.

Содержание

4.1. ОЦЕНКА СТАЦИОНАРНОГО СОСТОЯНИЯ.

4.2. СРАВНЕНИЕ РАСЧЁТНЫХ ДАННЫХ С РЕЗУЛЬТАТАМИ ДИНАМИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ НА ЭНЕРГОБЛОКЕ 1 КОЛЬСКОЙ. АЭС.

4.2.1. Отключение одной из двух работающих турбин на уровне мощности 90% NHOM -.

4.2.2. Отключение одного ГЦН на уровне мощности 90% N„0«.

4.3. СРАВНЕНИЕ С ДАННЫМИ ПО ИНЦИДЕНТУ С ОТКРЫТИЕМ ПК КД.

4.4. СРАВНЕНИЕ С РЕЗУЛЬТАТАМИ РАСЧЁТОВ НА RELAP5.

4.5. ОБЗОР ВЕРИФИКАЦИОННЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ, ПРОВОДИВШИХСЯ В МИРЕ ДЛЯ APROS

4.6. ВЫВОДЫ ПО 4 РАЗДЕЛУ.

5. ИССЛЕДОВАНИЯ, ПРОВОДИМЫЕ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МОДЕЛЕЙ-АНАЛИЗАТОРОВ БЛОКОВ КОЛЬСКОЙ АЭС.

5.1. СОПРОВОЖДЕНИЕ АВАРИЙНЫХ ИНСТРУКЦИЙ ДЛЯ ОПЕРАТИВНОГО ПЕРСОНАЛА.

5.2. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ.

5.3. РАЗРАБОТКА И ТЕСТИРОВАНИЕ АЛГОРИТМОВ СИСТЕМЫ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ.

5.4. РАССМОТРЕНИЕ ПРОЕКТОВ МОДЕРНИЗАЦИИ АВТОМАТИКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ.

5.5. ВЫВОДЫ ПО 5 РАЗДЕЛУ.

Эксплуатация технических объектов, одними из сложнейших представителей которых являются блоки атомных электростанций, неразрывно связана с проблемой комплексного понимания протекающих в них физических процессов, и основанном на таком понимании предсказании поведения объекта для спектра возможных исходных состояний и возмущений, многие из которых нельзя проанализировать на основе имеющегося эксплуатационного опыта.

Понимание поведения атомной станции непременно проходит через стадию описания станции (либо какой-то её части) как физического объекта, то есть через создание модели, в большей или меньшей степени пригодной для ставящихся задач познания.

В одних моделях (например, служащих целям подтверждения проектных основ реакторной установки) упор делается на тщательное моделирование реактора и систем первого контура, в то время как в других (например, в моделях тренажёров энергоблоков для оперативного персонала) особое внимание придаётся более полному охвату систем и оборудования АЭС, а также возможности моделирования процессов в реальном времени.

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97 приоритетом в обеспечении безопасности АС называют предотвращение неблагоприятных событий, особенно вьщеляя при этом предотвращение нарушений нормальной эксплуатации (первый уровень глубокоэшелонированной защиты)'.

Мощньв! средством решения на АЭС эксплуатационных задач (а это, зачастую, задачи именно нормальной эксплуатации, но, кроме того, это - и изучение проблем эксплуатации с отклонениями, а также аварийньк процессов), требующих анализа динамических режимов, являются комплексные модели-анализаторы (инженерные симу-ляторы), детально описьшающие совокзшность нейтронно-физических и теплофизи-ческих процессов, равно как и процессов выработки и транспорта электроэнергии, а также процессов, происходящие в контурах управления энергоблоков АЭС.

Инженерные симуляторы, с одной стороны, включают модели (реактора, тепломеханического оборудования и др.), по своей представительности сопоставимые с ана

См.[163,п.1.2.3] аналогичными моделями, используемыми в исследовательской практике, например, при подтверждении проектных основ РУ, а с другой стороны имеют объём моделирования, необходимый для корректного отображения поведения энергоблока как комплексного объекта. Как правило, в инженерных симуляторах моделируется системы и оборудование ЯППУ и паротурбинной установки, вовлечённые в основной технологический процесс, все защитные системы безопасности, главная электрическая схема и сеть собственных нужд, а также регуляторы блока, защиты и иные схемы автоматики, работа которых влияет на перечисленные компоненты.

Комплексная представительная динамическая математическая модель атомной электростанции как синтетический продукт, соединяя воедино математические модели составных частей АЭС, даёт синергетический эффект, повышая эффективность процесса познания.

Настоящая работа представляет результаты комплексного подхода к созданию моделей АЭС - инженерных симуляторов - для анализа проблем эксплуатационной безопасности на примере Кольской атомной электростанции. В данной работе представлены как методика создания моделей-анализаторов, так и способы их применения на практике при решении различных задач, направленных на повышение безопасности, а также экономической эффективности АЭС.

Целями настоящего исследования являются;

1. Разработать комплексные модели-анализаторы (инженерные симуляторы) энергоблоков 1 - 4 Кольской АЭС с реакторами ВВЭР-440, включающих модели реакторной установки, паротурбинной установки, электрических систем и систем автоматического управления, в среде развитого моделирования физических процессов АРКОЗ с возможностью эксплуатации созданных моделей и их дальнейшего развития силами специалистов АЭС.

2. Обосновать адекватность разработанных моделей-анализаторов энергоблоков Кольской АЭС целям анализа динамических режимов нормальной эксплуатации, а также заданного спектра режимов с нарушениями нормальной эксплуатации (в том числе аварийных режимов).

3. Повысить безопасность АЭС, а также уточнить профиль риска от АЭС путём выполнения следующего типа исследований с использованием разработанных комплексных моделей-анализаторов:

- анализ алгоритмов функционирования систем автоматики энергоблоков с целью их оптимизации;

- анализ документации (в том числе аварийных инструкций), регламентирующей действия персонала при отклонениях от нормальной эксплуатации;

- определение оптимальных алгоритмов функционирования систем представления оператору параметров безопасности;

- исследование доминантных аварийных последовательностей в рамках вероятностного анализа безопасности с целью определения минимально-консервативных критериев успеха.

Научная новизна работы состоит в следующем;

1. Впервые для энергоблоков Кольской АЭС созданы представительные комплексные модели-анализаторы (инженерные симуляторы), позволяющие исследовать широкий спектр вопросов эксплуатации, связанных как с режимами нормальной эксплуатации, так и с различного рода аномальными и аварийньгми режимами. В моделях-анализаторах энергоблок описывается синтетически с учётом совокупности взаимодействия теплофизических и нейтронно-физических процессов с процессами в контурах автоматического управления, а также процессами в электрических сетях АЭС. Созданные модели-анализаторы позволяют осуществлять их дальнейшее развитие и эксплуатацию специалистами инженерной поддержки непосредственно на АЭС.

2. Благодаря синтетическому характеру созданных моделей, дающему синергетичес-кую эффективность процесса познания, использование моделей-анализаторов позволило:

- найти ряд неизвестньж ранее существенных дефицитов безопасности энергоблоков Кольской АЭС;

- определить оптимальные алгоритмы преставления оператору информации, связанной с безопасностью;

- оптимизировать алгоритмы функционирования блочной автоматики;

- получить новые знания о поведении энергоблоков и определить правильные стратегии действия оператора в различных аномальных (в т.ч. аварийных) режимах.

Практическая ценность работы состоит в том, что применение результатов диссертационного исследования приводит к повышению безопасности эксплуатации энергоблоков Кольской АЭС (для энергоблоков 1,2 оценённое значение частоты повреждения активной зоны по результатам применения результатов исследований, изложенных в настоящей диссертации, снижено на ~ 60%, для энергоблоков 3,4 использование результатов диссертации приводит к снижению оценённой частоты повреждения зоны на ~ 25%), а также получение более адекватного представления о профиле риска от АЭС. Кроме того, внедрение результатов диссертации приводит к снижению частоты излишних срабатьшаний аварийных защит реактора на 5-10%, что снижает также и продолжительность вызванных этими срабатываниями неоправданных простоев энергоблоков.

К диссертационной работе прилагается акт об использовании на Кольской АЭС результатов диссертации (см. Приложение 1).

Личный вклад автора

Диссертация является результатом исследований, вьшолненных лично автором при содействии, любезно оказанном руководством и персоналом Кольской АЭС, а также фирмой Fortum Power Engineering Ltd. (Финляндия) и Центром технических исследований Финляндии (VTT).

Автором разработаны структура инженерных симуляторов, расчётные модели тепломеханических, электрических систем и систем автоматики, компоновка пользовательского интерфейса, вьшолнены исследования адекватности разработанных моделей-анализаторов. Модель нейтронной кинетики разработана специалистами VTT при участии автора.

Автором выполнены исследования:

- алгоритмов функционирования блочной автоматики;

- алгоритмов представления оператору информации о параметрах, связанных с безопасностью;

- доминантных аварийных последовательностей в рамках вероятностного анализа безопасности;

Введение

13

- аварийных инструкций и иной документации, регламентирующей действия персонала при отклонениях от нормальной эксплуатации.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 9 работ (6 публикаций в сборниках трудов конференций и семинаров, 1 научно-технический отчёт, статья в журнале «Вопросы-атомной науки и техники» и статья в журнале «Электрические станции»).

Апробация работы. Основные положения и результаты работы докладывались диссертантом на следующих научных конференциях и семинарах:

- международная конференция "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", г. Обнинск, май 1998;

- международная конференция "Сотрудничество в области ядерного риска, окружающей среды и развития на Севере Европы", г. Апатиты, июнь 1999;

- отраслевая конференция "Гидродинамика и безопасность АЭС", г. Обнинск, сентябрь 1999;

- международный семинар Всемирной ассоциации организаций, эксплуатирующих АЭС, по теме "Вероятностный анализ безопасности", г. Десногорск, ноябрь, 1999;

- международная конференция «Ядерная энергия в Центральной Европе - 2000», г. Блед, Словения, сентябрь, 2000;

- семинар секции динамики НТС №1 Минатома «Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации», г. Сосновый Бор, сентябрь, 2000.

Кроме того, результаты диссертационного исследования докладывались и обсуждались на совместном заседании кафедр «ЯР и ЭУ» и «АТС и МИ» физико-технического факультета Нижегородского государственного технического университета.

Основные результаты и выводы

134

С использованием разработанных моделей-анализаторов блоков Кольской АЭС получены следующие результаты:

- новые аварийные сценарии для режимов, требующих тщательности моделирования систем второго контура и блочных систем автоматики, определены стратегии действий оператора, позволяющие избежать тяжёлого повреждения зоны при этих режимах. Использование данных результатов диссертации снижает оценённую частоту повреждения зоны на ~ 60%; минимально консервативные критерии успеха для доминантных аварийных последовательностей, анализируемых в рамках ВАБ, позволяющие снизить оценённый вклад аварийных последовательностей малых течей в оценённое значение кумулятивной частоты повреждения зоны на -35%;

- вывод об обоснованности предложения по изменению алгоритма определения уставки аварийной защиты реактора по допустимой нейтронной мощности на энергоблоках 3, 4 Кольской АЭС. Реализация этого предложения приводит к снижению частоты излишних срабатьшаний аварийных защит реактора (и соответственно к снижению неоправданных простоев указанных блоков) на 5-10%; вьшод о необходимости изменения проектного алгоритма функционирования защиты «Разрыв ГПК» на энергоблоках 3, 4 Кольской АЭС. Предложенное изменение приводит к снижению оценённой частоты повреждения зоны на -25%); рекомендации по оптимизации алгоритмов системы представления оператору параметров безопасности, а также оптимальный алгоритм представления оператору информации по соблюдению пределов безопасной эксплуатации в части скорости разогрева / расхолаживания теплоносителя первого контура.

1. APROS calculation speed. Prepared by Jukka Yliyoki, VTT Energy. March, 2000

2. Chen, J.G. Correlations for boiling heat transfer to saturated fluids in convective flow. Design Development, 1966, Vol.5, N 3, pp.322-324.

3. Collier, J.G. Convective boiling and condensation. Maidenhead, Berkshire: McGraw-Hill Book, 1972

4. Hanninen, Markku; Puska, Eija Karita; Mietinen, Jaakko; Tuuri, Sami; Ylijoki, Jukka. APROS Thermal Hydraulics Library. User's Guide. Version 4.02,1996

5. Hanninen, Markku; Tiihonen, 0Ш. Loviisa Plant Analyzer, SIMS'92, Annual Meeting of the Scandinavian Simulation Society, Lappeenranta, Finland, June 1012,1992, LTKK EN D; 26, Lappenranta 1992.

6. Honkoila, Karri; Porkhohn, Kari; Kokkonen, Pekka; Kallonen, Timo. End-used Experience from Plant Analyzer to Full Scope Training Simulator Development with APROS. European Simulation Multiconference. June 2-6,1996. Budapest, Hungary.

7. Juslin, Kaj. APROS Advanced Process Simulator for Efficient Analysis of Dynamical Systems and Processes. European Congress on Simulation, Prague, September 21-25,1987.

8. Juslin, Kaj. Dynamic Simulation with APRO S. Chemical Engineering Seminar 1993. Helsinki University of Technology, Department of Chemical Engineering. Espoo, Finland, May 11-12,1993. Helsinki: The Finnish Society of Chemical Engineers, 1993.6p.

9. Juslin, Kaj. Execution Time Comparison of Linear Equation Systems Solvers, Research Report, VTT Electrical Engineering Laboratory, Espoo, March 17,1983,8 p.

10. Juslin, Kaj. Simulation of Power Electric Circuits, SIMS'83, Scandinavian Simulation Society, Annual Meeting, Odense, Denmark, May 1983,14 p.

11. Juslin, Kaj. Simulation ofthe Electrical Systems of a Power Rant an Example of Modeling Principles. Joint Finnish and Soviet Union Symposium on Design Principles of Training Simulators for Power Plants, Helsinki, November 1984,16р.

12. Juslin, Kaj; Iso-Herttua, Pekka; Saviniemi, Antti. Dynamic District Heating Network simulation with APRO S. D A/D S M Europe 94, Plais des Congres, Paris, France, September 27-29,1994. Utrecht: Pen Well, 1994,12 p.

13. Juslin, Kaj; Kaijaluoto, Sakari; Kalitventzeff, Boris; Kilakos, A. Lahdenpera, Esko. An Equation Oriented Software Package for Dynamic Simulation of Chemical Processes. C0PE'91, Barcelona, Spain, October 14-16,1991,5p.

14. Juslin, Kaj; Kurki, Jorma. The Use of APROS for Control System Design of a Fossil Fired Power Plant, EPRI Conference on Power Plant Controls and Automation, Miami, Horida, USA, February 7-9,1989, lip.

15. Juslin, Kaj; Lahdenpera, Esko; Kaijaluoto, Sakari. Dynamic Simulation of Chemical Processes Using the CHED YN Package. Finnish Society for Automatic Control, Annual Meeting, September 18-20,1990, 5p.

16. Juslin, Kaj; Lehtonen, Matti. Electrical Network Simulation for Protective Relay Development. Eurosim'92, Simulation Congress, Capri, Italy, Sept. 29 Oct. 2,1992, lip.

17. Juslin, Kaj; Mattila, Lasse; Kwki, Jorma. Simulation of Nuclear and Conventional Power Plants with APROS. Beijing International Simulation Conference, Beijing, China, October, 1989, 5 p.

18. Juslin, Kaj; Miettinen, Jaakko; Linden, Ulf . Full Scope Simulation of Accidents in L WR s Based on the S M AB RE Code. ESM'90, European Simulation Multiconfer-ence, Nuremberg, Germany, June 10-13,1990,6 p.

19. Juslin, Kaj; Niemi, Jarto; Nystrom, Paivi. A Tool for Computer Aided Engineering. Joint Finnish-Soviet Software Symposium, Helsinki, Finland, November 1517,1988.

20. Juslin, Kaj; Pitkanen, Tuija; Tommiska Jaana. On-line Application of a State Estimator Based on Given's Rotations of Sparse Matrices, SIMS'90, Scandinavian Simulation Society Annual Meeting, Lund, Sweden, May 28-31,1990, 5 p.

21. Juslin, Kaj; PoUari, Heikki. Mass and Energy Dynamics of a Displacement Pulping Process, ESS'94, European Simulation Symposium, Istambul, Turkey, October 911,1994. San Diego CA: The Society for Computer Simulation, 1994, 5p.

22. Juslin, Kaj; Siikonen, Timo. Solution Methods for Pipe Network Analysis. lAEA/NPPCI Specialists' Meeting, Nuclear Power Plant Training Simulators, Espoo, September 1983, lip.

23. Juslin, Kaj; Silvennoinen, Eero. Real Time Solution Approach for Sparse Network Equations, 1986 Espoo/ Finland, Technical Research Centre of Finland, Research Notes 615, 38 p.

24. Juslin, Kaj; Silvennoinen, Eero; Karppinen, Jorma. Experiences on Real Time Solution of Sparse Network Equations, IMACS Transactions on Scientific Computation 1985, Vol. 3 Modelling and Simulation in Engineering, North-Holland, Netherlands, 6 p.

25. Juslin, Kaj; Silvennoinen, Eero; Кшк1, Jorma; Porkholm, Kari. APROS: An Advanced Process Simulator for Computer Aided Design and Analysis. 12th IMACS World Congress on Scientific Computation, Paris, France, July 18-22,1988.

26. Juslin, Kaj; Tuuri, Sami. Dynamic Simulation of a Recovery Boiler Using the APROS Simulation Program. TAPPI Proceedings, 1992 bitemational Chemical Recovery Conference, Seattle WA, USA, June 7-11,1992, pp 293-303.

27. Juslin/ Kaj; Kurki, Jorma; Tiihonen, OUi. APROS an Advanced Simulator Environment for Industrial Processes, 4th Heat Transfer Simimer School, Lappeen-ranta, August 10-15,1987

28. Kantee, Heikki; Kallio, Harriet; Savolainen, Samuli. Experience ofAPROS in Nuclear Power Plant Safety Analyses. 2nd CSNI Specialist Meeting on Simulators and Plant Analyzers. September 29 October 2,1997. Hanasaari Cultural Center, Espoo, Finland.

29. Kantee, Heikki; Kyrki-Rajamaki, Riitta; Miettinen, Jaakko; Vanttola, Timo; Komsi, Matti; Tuomisto, Harri. Accident Analyses for the Loviisa VVER-440 Reactors. ANS, American Nuclear Society, International Topical Meeting, Safety of

30. Theraial Reactors, Janzen Beach Red Lion, Oregon, USA, July 21-25,1991, pp. 623-630.

31. Kortesoja, Pentti. Modelling of Electrical Systems. 7th Svimmer School on Heat Transfer, Lappeenranta, Finland, August 6-10,1990, 5 p.

32. Kurki, Jorma; Talonen, Antti. APROS Automation System. User's Guide. Version 2.7. 1992

33. Laitinen, Ari; Juslin, Kaj; Silvennoinen, Eero. A Simulation Program for Radiator Network Calculation, SIMS'86, the 28th Aimual Meeting of the Scandinavian Simulation Society, Gothenburg, Sweden, June 2-6,1986 9p.

34. Lappalainen, Jari. APROS Automation System. User's Guide. Version Update 4.05. 1997

35. Laukia, Aamo; Komsi, Matd; Lilja, Matd. Dynamic Simulation in Nuclear Power Plant Design. IAEA Specialists' meeting on Advanced Technologies for Cost Reduction of Water Cooled Reactor Plants, Vantaa, Finland, September 3-6,1990, 5 P

36. Leppakoski, Jari. Experience on Verification ofProcess Control Concept by Simulation. Automaatio 95, Finnish Society for Automatic Control, Annual Meeting, Helsinki, Finland, May 3-5,1995, pp. 300-302 .

37. Leppakoski, Jari; Kurki, Jorma; Juslin Kaj. Experience on Simulator Based State Controller Design for Power Plants. 13th IMACS World Congress on Computation and Applied Mathematics, July 22-26,1991, Trinity College, Dublin, Ireland, 7 p.

38. Lilja, Reijo; Juslin, Kaj. Fast Calculation ofMaterial Properties Applied to Water and Steam, Technical Research Centre of Finland, Research Notes 807,1987 Espoo/ Finland, 30 p.

39. Mattila, Lasse; Winter, Markku. Advanced Simulation Software. Nuclear Europe 1987:11/12, page 53.

40. Mattila, Veli-Pekka. Requirements for Modeling Elements in Logistic Network Engineering, ESM'93, European Simulation Multiconference, June 1-3,1994, Barcelona, Spain, 7 p.

41. Michael Lankin. Development of APROS-based engineering simulators for Kola NPP units. In "International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2000. Book of Abstracts", Bled, 2000, p.p.53-54

42. Miettinen, Jaakko. A Critical Evaluation of Fast Running Simulator Code. Int. ANS/ENS Topical Meeting on Thermal Reactor Safety, San Diego, C A, USA, February 2-6,1986, Proc. vol. 5. p. VII4-8.

43. Niemi, Jarto; Juslin, Kaj; Hanninen Markku. Multidimensional Row Calculation in the APROS Process Simulator. International Symposiimi on Nimierical Methods in Engineering, Lausanne, 11-15 September, 1989.

44. Niemi, Jarto; Tommiska, Jaana. Parallel and Vector Implementation of APROS Simulator Code. 1st Int Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications, SNA'90, Mito, Japan, March 12-16,1990. Japan 1990, Japan Atomic Energy Research Institute, pp. 341 -345.

45. Nurmilaukas, Pekka; Honkoila, Karri; Juslin, Kaj. Accomplishing Compact Training Simulators by Using APROS and Picasso-3. Enlarged Halden Programme Group Meeting. May 19-24,1996, Loen, Norway.

46. Nurmilaukas, Pekka; Porkholm, Kari; Kontio, Ham. The APROS Simulation Model for VVER-91 Nuclear Power Plant. SIMS'92, Annual Meeting ofthe Scandinavian Simulation Society, Lappeenranta/ Finland, June 10-12,1992, 8 p.

47. Plit, Herkko; Porkholm, Kari; Hanninen, Markku. Validation ofthe APROS Thermal-Hydraulics Against the Pactel Test Facility. Eighth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Kyoto, Japan, September 30 -October 4,1997.

48. Porkholm K., Vuorio U. Primary to Secondary Leakage Analysis ofKola 4 by APROS. ly O International Ltd., 1993

49. Porkholm, Kari. Finland Supplies APROS Simulator to Kola. Nuclear Engineering International, September 1994, pp. 56-57.

50. Porkholm, Kari. Generic Components of APROS. 7th Summer School on Heat Transfer, Lappeenranta, August 6-10,1990,7p.

51. Porkholm, Kari; Hanninen, Markku. Simulation of the Plant Controller of Loviisa Nuclear Power Plant. CNS/ANS 3rd International Conference on Simulation Methods in Nuclear Engineering, April,1990, Montreal, Quebec, Canada, 13 p.

52. Porkholm, Kari; Hanninen, Markku; Juslin Kaj. Application of an Advanced Process Simulator to Power Plant Simulation. EPRI Conference on Power Plant Training Simulators and Modelling, Charlotte, USA, June 15-17,1988,10 p.

53. Porkholm, Kari; Hanninen, Markku; Puska, Eija K.; Ylijoki, Jukka. APROS Code for the Analysis of Nuclear Power Plant Thermal Hydraulic Transients. American Nuclear Society Winter Meeting, Chicago, Illinois, USA, November 15-19,1992.

54. Porkholm, Kari; Hanninen, Markku; Shutov, Viktor; Ovtcharova, Ivanka. APROS -based Kola Nuclear Power Plant Analyzer, SCS Simulation Multiconference, April 11-13,1994, Hyatt Regency Aventine, La JoUa, San Diego CA, USA, 6 p.

55. Porkholm, Kari; Honkoila, Karri; Nurmilaukas, Pekka; Kontio, Harri. APROS Multifunctional Simulators for Thermal and Nuclear Power Plants. 1st World Congress on Systems Simulation (WCSS 97). September, 1997, Singapore.

56. Porkholm, Kari; Juslin, Kaj. Experience using APROS-simulator in control system design. Automaatio 95, Finnish Society for Automatic Control, Annual Meeting, Helsinki, Finland, May 3-5,1995, 5 p.

57. Porkholm, Kari; Kontio, Harri; Nurmilaukas, Pekka; Tiihonen, OUi; Hanninen, Markku; Ylijoki, Jukka; Kumkov, Leonid; Netchaev, Sergey; Pirog, Viktor.

58. APROS-based Kola 1 Nuclear Power Plant Compact Training Simulator. Simulators International XIII, Proceedings of the 1996 Simulation Multiconference, April 8-11,1996, New Orleans, Lousiana, USA.

59. Porkholm, Kari; Nurmilaukas, Pekka; Tiihonen, OUi; Hanninen, Markku; Puska, Eija K. Loviisa Nuclear Power Plant Analyzer. Helsinki 1992, Imatran Voima Oy, Research Reports, A-11,48 p.

60. Porkholm, Kari; Ylijoki Jukka; Suutari Jouni. APROS Process Components. Process componenet level. User's Guide. Version 4.02,1996

61. Porkholm, Kari; Ylijoki, Jukka. APROS Nuclear Reactor. User's Guide. Process component level. Version 4.02.1996

62. Puska Eija K; Juslin, Kaj. Solution of APROS Nuclear Reactor Kinetics. SIMS'89, Scandinavian Simulation Society Annual Meeting, Bergen/Norway, May 31 -June 1,12p.

63. PuskaA Eija K. Nuclear Power Plant Analyzer. 7th Summer School on Heat Transfer, Lappeen-ranta, Finland, August 6-10,1990,18 p.

64. Puska, Eija K. One- and Three-dimensional Nuclear Reactor Core Models for Plant Analyzer, ANS, American Nuclear Society, International Topical Meeting, Safety of Thermal Reactors, Janzen Beach Red Lion, Portland, Oregon, USA, July 21-25,1991, 8 p.

65. Puska, Eija K.; Hamalainen, Anitta; Kontio, Harri. VisuaHzation in Large Plant Analyzer Applications. SCS'95 Simulation Multiconference, April 9-13,1995, Phoenix, Arizona, USA, 6 p.

66. Puska, Eija K.; Kontio, Harri. APROS Simulation Environment in Nuclear Plant Simulation. SCS Sxmmaer Conference, July 24-26,1995, Ottawa, Canada, 6 p.

67. Research Institute, Budapest 1993, pp. 283-291.

68. Puska, Eija K.; Norrman, Sixten; Miettinen, Jaakko; Hanninen, Markku. APROS BWR Model for Transient Analysis. Proceedings of ICONE 5, 5th International Conference on Nuclear Engineering, May 26-30,1997, Nice, France.

69. Puska, Eija K.; Porkholm, Kari. Plant Analyzer of LoviisaNPP. ANS/ENS International Topical Meeting on Advances in Mathematics, Computations, and Reactor Physics, April May, 1991. Greentree Marriott, Pittsburgh, PA, USA, 12 p.

70. Puska, Eija K.; Tuuri, Sami; Nurmilaukas, Pekka. Fast Power Plant Simulation with APROS. SIMS'93,35th Annual Meeting of the Scandinavian Simulation Society, Kongsberg, Norway, June, 1993. Trondheim: SINTEF, 1993, pp. 33-42.

71. Puska, Eija Karita. APROS nuclear reactor. One-dimensional neutronics model. User's Guide. Version 4.06,1997

72. Puska, Eij a Karita. Nuclear reactor core modelling in multifunctional simulators. Dissertation for the Degree of Doctor of Technology. VTT Energy, Espoo, 1999

73. Puska, Eija; Saarinen, Mika; Porkholm, Kari. APROS Nuclear Plant Analyzer. 2"/* European Nuclear Simulation Symposium, Schliersee, FRG, October, 1990,12 p.

74. Siikonen, Timo. Numerical Method for One-Dimensional Two-Phase Row. Numerical Heat Transfer 12/1987, pp. 1-18.

75. Siikonen, Timo. Numerical Simulation ofHydraulic Transients. Thesis, HUT, Dept. Techn. Phys., Espoo 1985, Acta Polyttechnica Scandinavia, Mech. Eng. Series No. 89,28 p.

76. Silvennoinen, Eero; Juslin, Kaj. Basic Features of APROS Simulation Environment. SIMS'88, Aimual Meeting of the Scandinavian Simulation Society, Espoo, Finland, April 21-22,1988.

77. Silveimoinen, Eero; Juslin, Kaj. Better Plants by Simulation Assisted by APROS. Sahko 63 (1990) 11, Sahkoinsinooriliitto, Helsinki, Finland, pp. 38-41.

78. Silvennoinen, Eero; Juslin, Kaj; Haiminen Markku; Tiihonen, OUi; Kurki, Jorma; Porkholm Kari. The APROS Software for Process Simulation and Model Development. Technical Research Centre of Finland, Research Reports 618, May 1989,106 р.

79. Teider, Martti; Hanninen, Markku; Leino, Jussi; Porkholm, Kari; Suutari, Jouni. APROS Basic Process Component. Pump, Turbine, Valve, Compressor, Shaft, Fan. Calculational level. User's Guide. Version 4.02,1996.

80. Tiihonen, OUi. Simulating Power Plants and Chemical Processes with APROS. Industrial Horizons, Espoo 1992, Technical Research Centre of Finland, pp. 71-76.

81. Tiihonen, 0Ш; Hanninen, Markku; Puska, Eija K.; Porkholm, Kari; Nurmilaukas, Pekka. APROS-based Loviisa Nuclear Power Plant Analyzer. OECD/NE A/CSNI Specialist Meeting on Simulators and Plant Analyzers, Lappeenranta June 9-12, 1992,16 р.

82. Tiihonen, OUi; Niemi, Jarto; Juslin, Kaj; Tommiska, Jaana. APRO S Advanced Simulation Environment. Scientific Computing in Finland, CSC Research Reports Rl /89, Center for Scientific Computing, Espoo, Finland, 1989, pp. 141-148.

83. Tuuri, Sami; Juslin, Kaj; Aalto, Hans. Early Verification of a New Power Plant and Automation Concept During the Pre-Design Project. Automaatio 95, Finnish Society for Automatic Control, Annual Meeting, Helsinki, Finland, May 3-5,1995, 5 p.

84. Vuorio U. Kola NPP Unit 4. Additional PRISE Analyses by APROS. IVO International Ltd., 1994.

85. Ylijoki Jukka. APROS Process Components. Process component level. User's Guide. Version 4.06,1997

86. Ylijoki, Jukka, APROS Nuclear Reactor. Process component level. User's Guide. Version update 4.06,1997

87. Ylijoki, Jukka, Hanninen Markku. APROS Thermal Hydraulics Library. User's Guide. Version 4.06,1997

88. Ylijoki, Jukka. Boundary Condition Module. User's Guide. Version 3.0, 1994

89. Ylijoki, Jukka; Palsinajarvi, Christer; Porkholm, Kari. Modelling the Horizontal Steam Generator with APROS/ Third International Seminar on Horizontal Steam Generators, Lappeenranta, Finland, October 18-20,1994.

90. Ведомость параметров реакторной установки за 15.09.1994. Блок N° 4 Кольской АЭС

91. Ведомость параметров реакторной установки за 29.02.1992. Блок № 4 Кольской АЭС

92. Верификация кода RELAP5/Mod3.2 применительно к АЭС с реакторами типа ВВЭР. Отключение шести ГЦН при работе реактора ВВЭР-440 (КоАЭС, блокАГзЗ) на мощности. Отчёт ИПБ ЯЭ РНЦ «Курчатовский институт». Инв. 90-12/1-18-97, 1997.

93. Верификация кода RELAP5/Mod3.2 применительно к АЭС с реакторами типа ВВЭР. Прекращение подачи питательной воды в один из шести парогенераторов на 4 блоке КоАЭС. Отчёт ИПБ ЯЭ РНЦ «Курчатовский институт». Инв. 90-12/1-17-97, 1997.

94. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня блока 4 Кольской АЭС. Рабочий пакет по анализу критериев успеха. Часть 1. № 4bWPARlR, Кольская АЭС, 1998

95. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня блока 4 Кольской АЭС. Рабочий пакет по анализу критериев успеха. Часть 2. № 4cWPARlR, Кольская АЭС, 1999

96. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня блока 4 Кольской АЭС. Справочник для расчетов. №03WPDR2R, Кольская АЭС, 1999

97. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня блока 4 Кольской АЭС. Рабочий пакет по созданию файла входных данных для кода RELAP5/MOD3.2 №03WPCR1R, Кольская АЭС, 1998

98. ВНИИЭМ. Панель Р0М2СР. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 6АБ.388.505Р. ТО

99. ВНИИЭМ. Регулирующее устройство АРМ5СР. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 6АБ.360.204Р. ТО

100. Динамические испытания энергоблока №1 Кольской АЭС после реконструкции СУЗ Отчёт. Полярные Зори, 1999.

101. Динамические испытания энергоблока №2 Кольской АЭС после реконструкции СУЗ. Отчёт. Книга 1, №21937 Полярные Зори, 2000 г.

102. Динамические испытания энергоблока №2 Кольской АЭС после реконструкции СУЗ. Отчёт. Книга 2, №21938 Полярные Зори, 2000 г,

103. ЗАО «СНИИП Систематом». Аппаратура автоматического регулирования мощности реактора АРМ-02Р. Руководство по эксплуатации. РУНК.5013 11.005РЭ, 1999

104. Инструкция по управлению запроектными авариями, блоки 1,2 КАЭС №1,2-17-11ИП-96 (в настоящее время не действует)

105. Ланкин М.Ю., Кузин СМ. Использование теплофизического кода APROS при разработке деревьев событий в ходе вьшолнения ВАБ 4 блока Кольской АЭС. В сборнике тезисов докладов отраслевой конференции "Гидродинамика и безопасность АЭС", с.85-87, Обнинск, 1999

106. Ланкин М.Ю., Шевелёв В.К., Шутов В.И., Андрушечко С.А. Модель-анализатор I блока Кольской АЭС на основе теплофизического кода APROS. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1999, выц. 1,0.74-89

107. Министерство приборостроения, средств автоматизации и систем управления. Московский завод тепловой автоматики (МЗТА). Электронные регулирующие приборы серии РПИБ. Техническое описание и инструкция по эксплуатации, Москва, 1981

108. Министерство приборостроения, средств автоматизации и систем управления. Московский завод тепловой автоматики (МЗТА). Блоки измерительные И04. Паспорт ТЕ 2.718.000 ПС

109. Московский завод тепловой автоматики (МЗТА). Блоки регулирующие релейные Р21. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. ГЕ 3.222.002.Т0

110. Отчет о нарушении в работе АС. № ЗКол-0-05-04-89. Полярные Зори, 1989

111. Отчет о нарушении в работе АС. № ЗКол-0-25-11-88. Полярные Зори, 1988

112. Отчет о нарушении в работе АС. № ЗКол-П05-05-01-96. Полярные Зори, 1996

113. Отчет о нарушении в работе АС. № ЗКол-П05-22-05-93. Полярные Зори, 1993

114. Отчет о нарушении в работе АС. № 4Кол-0-19-08-88. Полярные Зори, 1988

115. Отчет о нарушении в работе АС. № 4Кол-П02-18-07-94. Полярные Зори, 1994

116. Отчет о нарушении в работе АС. № 4Кол-П05-13-09-96. Полярные Зори, 1996

117. Отчет о нарушении в работе АС. № 4Кол-П05-31-10-93. Полярные Зори, 1993

118. Письмо опытного конструкторского бюро «Гидропресс» №10-56/1729 от 22.05.95 «О скорости расхолаживания теплоносителя I контура»

119. Пусконаладочные работы по системам аппаратного отделения, циркпромыв-ка, холодно-горячая обкатка ЯППУ с имитационной зоной. Блок №4. Отчёт. №4ЦНИП-0-11

120. Пыткин Ю.Н., Андрушечко С. А., Панкин М.Ю., Шутов В.И., Кузьмин А.Н. Проведение динамических испытаний энергоблока с реактором ВВЭР-440/В-230 после реконструкции систем управления и защиты. Электрические станции, 1999, №4, с. 19-26

121. Руководство по анализу аварийных последовательностей для вьшолнения ВАБ 4 блока Кольской АЭС. №2EKGAR2R, Кольская АЭС, 1998

122. Руководство по анализу критериев успеха для вьшолнения ВАБ 4 блока Кольской АЭС. № 2CKGAR3R, Кольская АЭС, 1998

123. Руководство по выбору и группировке исходных событий для вьшолнения ВАБ 4 блока Кольской АЭС. №2DKGAR2R, Кольская АЭС, 1998

124. Суточная ведомость параметров работы оборудования турбинного цеха за 15 сентября 1994 г. Блок № 4 Кольской АЭС1. Литература168

125. Суточная ведомость параметров работы оборудования турбинного цеха за 29 февраля 1992 г. Блок № 4 Кольской АЭС

126. Физический пуск и поэтапное освоение мощности. Основные результаты испытаний. Блок Хо 3. Отчет. № ЦНИП-0-33

127. ЭНИМЦ МС. Компактный обучающий тренажёр ВВЭР-440/230. Кольская АЭС. Приемо-сдаточные тестовые процедуры. Обнинск, 1996

128. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня блока 4 Кольской АЭС. Рабочий пакет по квантификации, анализу значимости и чувствительности. № 10WPAR1 К, Кольская АЭС, 1999Л