автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Теплогидравлическое моделирование в обоснование активных зон реакторов типа БРЕСТ

Слисок условных обозначений.

Введение.

1. Сведения о реакторах типа БРЕСТ, необходимые для их теплогидравлического обоснования. Сопоставление изучаемых проблем для реакторов типа БРЕСТ (свинцовый теплоноситель) и БН (натриевый теплоноситель).

1.1. Краткие сведения по основным узлам реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО для выявления задач по теплогидравлическому обоснованию реактора).

1.2. Сведения об активной зоне и ее ТВС.

1.2.1. Некоторые параметры сборок твэлов активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

1.2.2. Обоснование некоторых теплогидравлических оценок по реактору БРЕСТ-ОД-ЗОО.

1.3. Теплогидравлические особенности в реакторе БРЕСТ-ОД-ЗОО в сравнении с натриевыми реакторами.

Выводы к главе 1.

2. Модельные теплогидравлические сборки и техника эксперимента.

2.1. Однородные модельные сборки.

2.2. Конструкции модельных сборок для изучения теплогидравлических неоднородностей.

2.3. Тепловое моделирование твэлов реакторов типа БРЕСТ.

Имитаторы твэлов.

2.4. Конструкция дистанционирующих решеток.:.

2.5. Измерение температур в моделях.

2.6. Жидкометаллический стенд 6-Б.

2.7. Методика проведения экспериментов.

2.8. Обработка экспериментальных данных.

Выводы к главе 2.

3. Результаты экспериментальных исследований температурных полей и теплоотдачи для решеток твэлов реакторов типа БРЕСТ.

3.1. Начальные тепловые участки и переменное энерговыделение.

3.2. Теплоотдача и температурные поля в стабилизированной области теплообмена.

3.2.1. Твэлы без дистанционирующих решеток.

3.2.2. Твэлы с дистанционирующими решетками.

3.3. Поля температуры и теплоотдача твэлов в неоднородных тепловых геометрических условиях (граница подзон с разными диаметрами и энерговыделениями твэлов).

3.3.1. Неоднородная сборка с одной дистанционирующей решеткой.

3.3.2. Неоднородная сборка с двумя дистанционирующими решетками.

3.4. Точность экспериментальных данных.

Выводы к главе 3.

4. Поля скоростей в модельных сборках реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

4.1. Постановка задачи.

4.2. Метод измерения скоростей в модельных сборках.

4.3. Результаты измерений скоростей для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

4.3.1. Сборка гладких имитаторов твэлов.

4.3.2. Сборка с одной дистанционирующей решеткой.

4.3.3. Сборка с двумя дистанционирующими решетками.

4.3.4. Сборка с имитатором элемента СУЗ.

Выводы к главе 4.

5. Расчетные исследования для ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО с использованием поканальной методики. КодТИГР-БРС.

5.1. Основные характеристики расчетного кода ТИГР-БРС.

5.2. Исходные уравнения, расчетные формулы.

5.2.1. Уравнение баланса массы. т 5.2.2. Уравнение баланса энергии.

5.2.3. Уравнение сохранения импульса.

5.3. Замыкающие зависимости.

5.4. Нестационарная задача теплопроводности твэла как составляющая кода ТИГР-БРС.

5.5. Результаты расчетов и их сравнение с экспериментальными данными.

5.5.1. Расчеты для однородных условий в ТВС.

5.5.2. Расчеты для неоднородных тепловых условий в ТВС.

5.5.3. Расчеты для неоднородных тепловых и геометрических условий в ТВС.

Выводы к главе 5.

Атомная энергетика потенциально обладает всеми необходимыми качествами для замещения значительной части энергетики на органическом топливе: ядерное топливо имеет в миллионы раз большую концентрацию энергии и неисчерпаемые ресурсы, отходы атомной энергетики имеют малый объем и могут быть надежно локализованы либо "сожжены" в ядерных реакторах, вовлечение в топливный цикл быстрых реакторов изотопа U238 решает проблему топливных ресурсов.

Будущее атомной энергетики зависит от решения трех основных задач [1,2]:

• поддержание безопасности и эффективного функционирования действующих АЭС;

• постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности и последующий постепенный рост установленной мощности;

• овладение в промышленных масштабах ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной энергетики.

В настоящее время атомная энергетика сохраняет свои позиции как один из основных мировых источников энергии. На ядерную энергию приходится ~6% мирового топливно-энергетического баланса и ~17% производимой электроэнергии. К середине XXI века потребности в электроэнергии возрастут втрое, и атомная энергетика, которая отвечала бы требованиям по безопасности и экономике, могла бы взять на себя существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии.

Решающую роль в развитии атомной энергетики должны сыграть быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением, идеологом которых является А.ИЛейпунский [3]. Успешная эксплуатация первых быстрых натриевых реакторов БР-5 и БР-10 (мощностью 5 и 10 МВт соответственно) и опытного реактора БОР-бО мощностью 60 МВт позволила приступить к освоению мощных энергетических реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600 [4, 5]. Показатели работы Белоярской АЭС с реактором БН-600 в настоящее время превосходят показатели эксплуатации АЭС с водяными реакторами. Большое значение имеют сооружение быстрого реактора БН-800 и проводимые в настоящее время в ГНЦ РФ-ФЭИ разработки проектов других быстрых реакторов с

9 натриевым охлаждением (руководитель направления профессор В.М.Поплавский)

6]. В ГНЦ РФ-ФЭИ проведены комплексные работы по теплогидравлическому обоснованию быстрых натриевых реакторов, в результате чего выданы рекомендации по их надежному теплогидравлическому расчету [7, 8].

Вместе с тем перспективны быстрые реакторы с повышенной (естественной) безопасностью, использующие в качестве теплоносителя свинец (умеренная энергонапряженность, коэффициент воспроизводства около единицы),

• которые могут развить атомную энергетику большого масштаба без ограничения по топливным ресурсам. Идеологом данного направления является академик РАЕН Орлов В.В. [9-11].

Использование тяжелых теплоносителей для охлаждения реакторных установок началось в начале 50-х годов прошлого столетия, когда А.И.Лейпунский предложил в качестве такого теплоносителя сплав свинец-висмут. Причиной выбора этого теплоносителя явились его благоприятные свойства (высокая точка

• кипения, низкая химическая активность при взаимодействии с воздухом, водой и паром), позволившие повысить безопасность ЯЭУ. В ФЭИ были поставлены комплексные работы по освоению сплава Pb - Bi в качестве теплоносителя, созданию экспериментальной базы для теплогидравлических исследований, их проведению, получению экспериментального материала по полям температуры и коэффициентов теплоотдачи в решетках твэлов соответствующих ЯЭУ (научный руководитель - академик РАН Субботин В.И.). Большой вклад в развитие и

• осуществление этих работ внес профессор Ю.И.Орлов [12, 13].

Разрабатывается концепция использования технологии судовых реакторов с тяжелым теплоносителем в ядерной энергетике России (профессор Тошинский Г.И. [14,15]).

На основе принципа внутренне присущей естественной безопасности, не сильно отходя от освоенных технических решений и материалов, можно создать в ограниченные сроки ядерную технологию, отвечающую современным

Щ требованиям, предъявляемым обществом к развитию атомной энергетики [16].

Использование плотного, теплопроводного топлива и химически пассивного, кипящего при весьма высокой температуре, мало активируемого нейтронами свинцового теплоносителя, позволит детерминистически исключить аварии разгона на мгновенных нейтронах, аварии с потерей теплоносителя, пожары и водородные взрывы при любых ошибках персонала и отказе оборудования при эксплуатации реактора. На основе принципа естественной безопасности может быть достигнуто также снижение стоимости быстрых реакторов вследствие использования двухконтурной системы, упрощения конструкций вспомогательного и основного оборудования, отказа от дополнительных систем безопасности и т.д. Разработка таких реакторов свидетельствует, что капитальные затраты на АЭС нового поколения будут ниже, чем на современные АЭС с легководными реакторами.

Реакторами нового поколения (с внутренне присущей естественной безопасностью) являются разрабатываемые в настоящее время реакторы типа БРЕСТ, в частности, реактор БРЕСТ-ОД-ЗОО (тепловая мощность 700 МВт) [17]. Этот реактор является демонстрационным. При выгорании топлива до ~10% в течение ограниченной кампании (~5 лет) он должен обеспечить получение закритических параметров пара и гарантировать высокий КПД установки (~43%). С учетом специфических особенностей свинцового теплоносителя (высокая температура плавления, низкая массовая теплоемкость и ограниченная скорость циркуляции) тепловая мощность реактора 700 МВт является близкой к минимальной для энергетического реактора, когда достигается полное воспроизводство топлива (KB ~1) и в полной мере выполняются требования естественной безопасности. Температура свинца на входе в активную зону 420°С) и на выходе (~ 540°С) выбраны такими, чтобы обеспечить необходимый запас до температуры замерзания свинца 330°С) и гарантировать приемлемые условия работы оболочек твэлов, корпуса реактора, парогенераторов и насосов. Кроме того, при аварийных ситуациях практически недостижима высокая температура кипения свинца (1725°С).

Одни из последних сведений о концепции развития атомной энергетики, базирующейся на использовании ядерных реакторов с естественной безопасностью, приводятся В.В.Орловым и Е.О.Адамовым в работе [18], а конкретное обоснование установки с peaicropoM БРЕСТ-ОД-ЗОО дается В.А.Габараевым и А.И.Филиным в [19]. w В связи с вышесказанным актуальной является задача получения экспериментальных и расчетных данных по закономерностям протекания процессов теплообмена и гидродинамики в ТВ С активной зоны реактора типа БРЕСТ.

Целью работы является получение данных по формированию полей температуры и скорости в четырехугольной решетке твэлов (для чисто гладких твэлов, твэлов с одной и двумя дистанционирующими решетками, для твэлов, находящихся на границе подзон с разными диаметрами и энерговыделениями твэлов), характерной для реакторов типа БРЕСТ, и выдача на их основе рекомендаций по расчету теплогидравлических характеристик активной зоны этих реакторов, а также создание стационарной части расчетного кода, учитывающего особенности активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО и сравнение результатов расчета и эксперимента для модельных ТВС этого реактора.

В соответствии с поставленными целями необходимо было решить f следующие задачи:

• Разработать методику экспериментальных исследований полей температуры и скорости применительно к активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, учитывающую характерные особенности этого реактора, а также методику обработки экспериментальных данных.

• Провести эксперименты по получению базовых данных для теплогидравлического обоснования активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

• • Обобщить и проанализировать полученные экспериментальные данные по полям температуры и скорости в модельных ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

• Получить формулы и графические зависимости для расчета теплогидравлических характеристик (коэффициенты теплоотдачи, неравномерности температуры твэлов и т.д.) активной зоны реакторов типа БРЕСТ.

• Провести расчет температурных полей теплоносителя в модельной ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, сравнить экспериментальные и расчетные результаты щ для однородных и неоднородных теплогидравлических условий и заложить основы для дальнейшего развития и верификации расчетного кода по теплогидравлическому обоснованию активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Достоверность результатов подтверждается достаточно высокой точностью экспериментальных данных (±15% для коэффициентов теплоотдачи и ± 7 % для неравномерностей температуры); согласием экспериментальных и расчетных данных; выявлением закономерностей, соответствующих общим теплогидравлическим процессам в каналах сложной формы при течении жидких металлов (стыковка полученных данных с предельными значениями); подтверждением функциональных зависимостей для критериев в решетках твэлов и т.д.

Научная новизна работы состоит в полученных результатах по теплогидравлическим процессам в четырехугольной решетке твэлов с большой пористостью, существенно отличающимся от теплогидравлических процессов в треугольной решетке твэлов, используемой в реакторах с натриевым теплоносителем; в выявленных важных эффектах от дистанционирующих решеток в полях скорости и температуры в ТВС, от условий неоднородности на границе подзон твэлов, от геометрических особенностей, связанных с четырехугольной решеткой твэлов, и т.д.

Практическая ценность и внедрение результатов исследования.

Полученные результаты исследований используются для теплогидравлического обоснования активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, а также необходимы для верификации расчетных кодов, создаваемых для оценок теплогидравлических характеристик реакторов типа БРЕСТ.

Автор защищает:

• Разработанную методику экспериментальных исследований полей температуры и скорости применительно к активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, учитывающую характерные особенности этого реактора, методику обработки экспериментальных данных, результаты проведенных экспериментов, как базовые данные для теплогидравлического обоснования реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

• Полученную универсальную обобщающую зависимость для расчета стабилизированных чисел Нуссельта для твэлов без дистанционирующих решеток, с одной дистанционирующей решеткой и двумя дистанционирующими решетками при перекрытиях проходного сечения под теплоноситель ер = 10 и 20 %.

• Обобщающую зависимость для расчета максимальных стабилизированных периодических неравномерностей температуры по периметру твэлов применительно к различным зонам твэлов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

• Рекомендации для расчета общих неравномерностей температуры, возникающих по периметру твэлов на границе подзон с разными диаметрами и энерговыделениями твэлов.

• Полученные рекомендации для определения длин начальных тепловых участков при наличии и отсутствии гидродинамической стабилизации, а также для расчета единичной переходной функции применительно к квадратным

• решеткам твэлов активных зон реакторов типа БРЕСТ.

• Данные гидродинамических исследований полей скорости по периметру твэлов в азимутальном направлении и по длине энерговыделения в сборке с имитаторами без дистанционирующих решеток, с одной и двумя дистан-ционирующими решетками, а также в сборке с имитатором элемента СУЗ.

• Результаты расчетов по разработанной стационарной части расчетного кода ТИГР-БРС по полям температуры теплоносителя в модельных сборках ТВС f реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Апробация работы.

Основные результаты диссертационной работы доложены на международных и российских конференциях, конгрессах и семинарах, научных сессиях и школах молодых ученых, совещаниях консультативных групп МАГАТЭ и т.д:

• 10 международная конференция Ядерного Общества России "От первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века", Обнинск, 1999 г. щ • Научные сессии МИФИ-2000, МИФИ-2002 Москва, 2000, 2002.

• Международный семинар "Cost Competitive, Proliferation Resistant Inherently and Ecologically Safe Fast Reactor and Fuel Cycle for Large Scale Power", Москва, 2000.

• Совещание консультативной группы МАГАТЭ "Конструкция и эксплуатационные показатели реакторов и подкритических бланкетных систем со свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем и/или материалом мишени", Москва, 2000 г.

• Семинар "Математические модели для исследования и обоснования ^ характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации",

Сосновый Бор, 2000 г.

• Международный конгресс "Энергетика-3000", Обнинск, 2000 г.

• Отраслевой научно-технический семинар "Проблемы технологии и теплогидравлики жидкометаллических теплоносителей", Обнинск, 2000 г.

• XIII Школа-Семинар молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.ИЛеонтьева "Физические основы экспериментального и математического моделирования процессов газодинамики и тепломассообмена в энергетических установках", С.-Петербург, 2001.

• Отраслевая конференция Теплофизика-2001 "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)", Обнинск, 2001.

• Отраслевой научно-технический семинар "Исследования теплогидравлики и технологии свинца применительно к проекту установки с реактором БРЕСТ-ОД-300", Обнинск, 2001.

• 10-е международное совещание рабочей группы по теплогидравлике усовершенствованных ядерных реакторов "Теплогидравлика быстрых реакторов с различными теплоносителями", Обнинск, 2001 г.

• VII международная конференция "Безопасность АЭС и подготовка кадров", Обнинск, 2001 г.

• Совещание рабочей группы 4 в рамках Соглашения по быстрым реакторам между Комиссариатом по атомной энергии Франции и Минатомом России, Кадараш, Франция, 2002 г.

• Международный конгресс "Энергетика-3000", Обнинск, 2002.

• Российская межотраслевая конференция "Теплофизика-2002" "Тепломассоперенос и свойства жидких металлов", Обнинск, 2002.

• 11-я международная конференция по ядерной технике (ICONE-11), Токио, Япония, 2003 г.

Основные результаты работы опубликованы в 13 печатных работах и ряде отчетов о НИР.

Объем работы.

Работа состоит из введения, пяти глав и заключения. Диссертация изложена на 163 страницах текста, куда входит 86 рисунков, 6 таблиц, список использованных источников, включающий 118 наименований, в том числе 43 работы автора.

Выводы и заключение

1. Проведен комплекс модельных расчетно-экспериментальных исследований по теплогидравлическому обоснованию ТВС активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, включающий в себя поля температуры и теплоотдачу разных категорий твэлов реактора (подзоны с s/d = 1,24; 1,33; 1,38 , составляющие регулярную часть решеток твэлов и границу подзон с неоднородными условиями работы твэлов - разные диаметры и энерговыделения твэлов); распределения скоростей теплоносителя в характерных каналах ТВС (включая нестандартные каналы); методы расчета теплогидравлических характеристик применительно к условиям работы реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО и т.д. Направленность исследований определялась квадратной решеткой твэлов, используемой в реакторе БРЕСТ-ОД-ЗОО, спецификой теплоносителя и режимными условиями работы реактора.

2. Базу экспериментальных исследований составили модельные сборки имитаторов твэлов, разработанные и изготовленные с учетом теплового моделирования твэлов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, которое осуществлялось достаточно строго (хорошо моделируемая композиция твэлов) при равенстве параметра эквивалентной теплопроводности твэлов и имитаторов с точностью 5 - 10 %. Тепловые измерения проводились с использованием микротермопар, гидродинамические измерения - электромагнитным методом, что предоставляло комплексную информацию о протекающих в модельных сборках теплогидравлических процессах (данная методология исследований разработана в ФЭИ и успешно применяется для теплогидравлического обоснования реакторов с жидкометаллическим охлаждением различного класса).

Моделирующий теплоноситель (эвтектический сплав натрий-калий: 22% Na + 78 % К), имеющий число Прандтля, близкое по своему численному значению к числу Прандтля свинца, обеспечивал (при относительной простоте постановки опытов) идентичность тепловых процессов, протекающих на поверхности теплообмена для свинца и сплава натрий-калий в предположении "чистоты" теплоносителей, когда на поверхности теплообмена отсутствуют физико-химические процессы, вызывающие контактные явления.

Использовались модельные сборки как однородные (с одинаковым диаметром имитаторов твэлов), так и неоднородные (с разным диаметром имитаторов). Энерговыделение имитаторов осуществлялось равномерным или скачкообразным по зонам.

Основными результатами тепловых исследований являются:

• Рекомендации для определения длин начальных тепловых участков при наличии и отсутствии гидродинамической стабилизации, а также для расчета единичной переходной функции применительно к квадратным решеткам твэлов, используемые для оценок эффекта от переменного энерговыделения в отношении коэффициентов теплоотдачи.

• Универсальная обобщающая зависимость для расчета стабилизированных чисел Нуссельта для твэлов без дистанционирующих решеток, с одной дистанционирующей решеткой и двумя дистанционирующими решетками при перекрытиях проходного сечения под теплоноситель ер = 10 и 20 %. Зависимость получена для широкого диапазона изменения параметров (s/d и Ре), включающего значения параметров для реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, и демонстрирует предельный переход к числам Нуссельта для ламинарного режима течения.

Наличие дистанционирующих решеток не приводит к дополнительному перегреву оболочек твэлов в районе решеток ввиду увеличивающейся теплоотдачи.

• Обобщающая зависимость для расчета максимальных стабилизированных периодических неравномерностей температуры по периметру твэлов применительно к различным зонам твэлов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО. Как и для теплоотдачи, обобщенная зависимость демонстрирует предельный переход к значениям, характерным для ламинарного режима течения.

• Рекомендации для расчета общих неравномерностей температуры, возникающих по периметру твэлов на границе подзон с разными диаметрами и энерговыделениями твэлов. Общие неравномерности, как правило, превышают периодические. Общая неравномерность температуры по периметру твэлов в модельной сборке с двумя дистанционирующими решетками примерно в 2 раза меньше, чем в сборке с одной дистанционирующей решеткой.

• Оценка точности экспериментальных данных свидетельствует о том, что предельная относительная погрешность определения коэффициента теплоотдачи составляет ~ ±15 %; общей неравномерности температуры ~ ±2%; периодической неравномерности температуры ~ ±7%. Погрешность обобщенных зависимостей для этих величин составляет соответственно ± 16, ± 5 и ± (15 - 20)%.

4. Гидродинамические исследования предоставили данные о развитии полей скорости по периметру твэлов в азимутальном направлении (в ячейках) и по длине энерговыделения. В сборке с имитаторами без дистанционирующих решеток распределение скоростей теплоносителя формируется по подзонам согласно геометрии сборки: в более затесненной зоне скорость меньше, в более открытой зоне - больше. Соответственно формируются амплитуды скоростей в четырехугольной ячейке. Наличие дистанционирующей решетки меняет распределение скоростей в районе решетки - скорости в затесненной зоне больше, чем в открытой зоне. Наличие двух дистанционирующих решеток способствует уменьшению неоднородности течения, хотя полностью ее не устраняет. Общая неравномерность скорости в сборке с двумя дистанционирующими решетками несколько меньше, чем в сборке с одной решеткой.

Распределение скоростей теплоносителя в сборке с имитатором элемента СУЗ формируется согласно геометрии нестандартного канала с эллипсными вытеснителями.

Распределение скоростей подтверждают соответствующие распределения температуры в сборках.

5. Разработанная стационарная часть расчетного кода ТИГР-БРС базируется на поканальной методике и позволяет рассчитывать распределение полей скорости и температуры теплоносителя как в регулярной решетке твэлов, так и в нестандартных ячейках активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО. Разработанный блок для расчета распределения температуры в твэле основан на решении нестационарного неосесимметричного уравнения теплопроводности. Расчеты по коду ТИГР-БРС, сопоставленные с экспериментальными данными, полученными на однородных и неоднородных модельных сборках, показали согласие результатов.

6. Вышеописанные данные непосредственно используются для оценок температурных и гидродинамических режимов реакторов типа БРЕСТ, а также для верификации расчетных кодов по теплогидравлическому обоснованию активных зон этих реакторов.

1. Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI в. Основные положения. Министерство Российской Федерации по атомной энергии, М., 2000.

2. Лейпунский А.И., Казачковский О.Д., Африкантов И.И. Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. // Proc. of Third Internat. Conf. on Peaceful Uses of At. Ener. N.-Y., 1965, v.5, p.45.

3. Лейпунский А.И., Африкантов И.И., Головнин И.С. и др. Атомная электростанция с реактором БН-600 Атомная энергия, 1968, т.25, вып.6, с. 403 - 408.

4. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчетуактивных зон быстрых реакторов/ Под ред. А.В. Жукова и А.П. Сорокина. РТМ1604.008-88 / Гос. Комитет СССР по использованию атомной энергии. М.: Изд. ОНТИ ФЭИ, 1989.

5. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат, 1991.

6. Nuclear Power of the Coming Century and Requirements to the Nuclear Technology / щ V.Orlov, V.Leonov, A.Sila-Novitski, V.Smirnov, V.Tsikunov, A.Filin -Ibid.,p. 11-24.

7. Громов Б.Ф., Орлов Ю.И., Мартынов П.Н., Гулевский В.А. Проблемы технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей (свинец висмут,щ, свинец) Ibid., с.92-106.

8. Использование технологии судовых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в гражданской ядерной энергетике России / Тошинский Г.И., Громов Б.Ф., Читайкин В.И., Зродников А.В. Дедуль А.В., Григорьев О.Г.-Ibid., с. 44 51.

9. Тошинский Г.И. Концепция быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем с топливным самообеспечением. Ibid, т. 2, с. 382 -390.

10. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О.Адамова / М., НИКИЭТ, 1998.

11. Filin A.I. Current Status and Plans for Development of NPP with BREST reactors // Internat. Seminar "Cost Competitive, Proliferation Resistant, Inherently and

12. Ecologically Safe Fast Reactor and Fuel Cycle for Large Scale Power", Ministry of

13. Russian Federation for Atomic Energy, M., 2000, p.40 41.

14. Gabaraev B.A., Filin A.I. Development of a BREST-OD-300 NPP with an On-site 4} Fuel Cycle for the Beloyarsk NPP Implementation of the Initiative by Russian

15. Federation President V.V.Putin // Ibid № ICONE11-36410

16. Requirements to the Core of BREST-type Reactors / Borisov O.M., Orlov V.V., Naumov V.V., Sila-Novitskij A.G., Smirnov V.S., Filin A.I., Tsikunov V.S. Ibid., p. 119-128.

17. Smirnov V.S., Dolgov Yu.A., Kogut V.A., Tyukov V.V. Severe Accidents Analysis For BREST Reactor Ibid., p. 197 - 218.

18. Lead Coolant as a Natural Safety Component / Orlov V.V., Leonov V.N., Sila-Ф Novitskij A.G., Smirnov V.S., Filin A.I., Tsikunov V.S. Ibid., p. 112 - 118.

19. Жуков A.B., Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Естественная конвекция как способ пассивного отвода остаточного энерговыделения при аварийном расхолаживании быстрых реакторов: концепции и результаты исследований. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 9914, Обнинск, 1998.

20. Жуков А.В., Кузина Ю.А. Отвод остаточного энерговыделения при аварийном расхолаживании быстрых реакторов: концепции и результаты исследований.

21. Зарубежные исследования. / Учебное пособие по курсу "Специальные вопросытепломассообмена в активных зонах реакторов и в оборудовании ЯЭУ". -Филиал кафедры Э и ОЯЭУ в ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1998, Ч. 1.

22. Zhukov А.V., Kuzina Yu.A., Ukhov V.A., Sorokin G.A. Natural Convection as the Way of Heat Removal from Fast Reactor Core at Cooldown Regimes // IAEA-TECDOC-1157, LMFR Core Thermohydraulics: Status and Prospects, Vienna, 2000, p. 403-434.

23. Жуков A.B., Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Смирнов В.П. Обобщение результатов исследований по температурным полям и теплоотдаче для активных зон быстрых реакторов со свинцовым охлаждением. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 10205, Обнинск, 1999.

24. Кузина Ю.А., Смирнов В.П., Жуков А.В., Сорокин А.П. Исследование на модельных ТВС температурных полей и теплоотдачи для быстрого реактора со свинцовым охлаждением //Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2000, М.: МИФИ, 2000. Т. 8, с. 108 110.

25. Heat Transfer and Temperature Fields in the Core of Fast BREST Reactor With Lead

26. Experimental and Computational Study on Core Thermohydraulics of BREST-type Fast Reactors (Lead Cooling) / Efanov A.D., Zhukov A.V., Kuzina Yu.A., Sorokinц> A.P., Smirnov V.P., Sila-Novitsky A.G. // Internat. Seminar "Cost Competitive,

27. Proliferation Resistant, Inherently and Ecologically Safe Fast Reactor and Fuel Cycle for Large Scale Power", Ministry of Russian Federation for Atomic Energy, M., 2000, p.164- 179.

28. Субботин В.И., Ибрагимов M. X., Ушаков П.А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). М.: Атомиздат, 1975.

29. Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяющих элементов В сб.: Жидкие металлы. М.,Атомиздат,1967,с.137-140.

30. Жуков А.В., Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Смирнов В.П. Температурные поля итеплоотдача в активных зонах быстрых реакторов с охлаждением свинцом // Сб. тезисов докладов на 10-й ежегодной конференции Ядерного Общества России,

31. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1999. С. 86 87.

32. Каталог стендов, реакторов нулевой мощности и других экспериментальных установок. Изд СЭВ, КНТС-2, 1978, с. 20 22.

33. Теплофизические свойства металлических теплоносителей, ФЭИ, ЗРТМ5-1, 1964, с. 15.

34. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968.

35. Сидельников В.Н., Жуков А.В. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов и анализ влияния переменного энерговыделения (плоское течение теплоносителя). Препринт ФЭИ 414, Обнинск, 1973.

36. Жуков А.В., Сидельников В.Н., Титов П.А. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов (ламинарное течение). Препринт ФЭИ 491, Обнинск, 1974.

37. Жуков А.В., Кириллова Г.П. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов, обтекаемых турбулентным потоком жидкометаллического теплоносителя. Препринт ФЭИ 715, Обнинск, 1976.

38. Жуков А.В., Сорокин А.П., Папандин М.В, Смирнов В.П. Влияние переменного энерговыделения на коэффициент теплоотдачи в квадратных решетках. -Атомная энергия, 1993, т.74, вып. 3, с. 194 199.

39. Минашин В.Е., Шолохов А.А., Грибанов Ю.И. Расчет температуры в активной зоне реактора при произвольном законе тепловыделения по высоте активной зоны. Атомная энергия, 1967, т. 22, вып. 5, с. 362 - 366.

40. Ушаков П.А., Сорокин А.П. Анализ применения обобщенного интеграла Дюамеля для расчета температурного поля твэлов реактора. ТВТ, 1978, т. 16, № 4, с. 787 - 790.

41. Губарев В.А., Трофимов А.С. Определение температурного напора стенка -жидкость при тепловом расчете реактора. Атомная энергия, 1974, т.37, вып. 3, с. 251.

42. Экспериментальное изучение на моделях теплообмена в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО с свинцовым охлаждением / Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Леонов В.Н., Смирнов В.П., Сила-Новицкий А.Г. Теплоэнергетика, 2002, №3,с.2- 10.

43. Zhukov А.V., Sorokin А.Р., Smirnov V.P., Papandin M.V. Heat Transfer in Lead-Cooled Fast Reactor (LCFR) // Proc. of ARS'94 Int. Top. Meet, on Advanced Reactors Safety, Pittsburg, PA, USA, April 17-21, 1994, v.l, p.66 69.

44. Жуков A.B., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П. А. Проблемы теплогидравлики в реакторах, охлаждаемых свинцом. Атомная энергия, 1992, т. 72, вып. 2, с. 142- 151.

45. Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1985.

46. Жуков А.В., Сорокин А.П., Кириллов П.Л. и др. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрыхреакторов. РТМ 1604.008-88. Комитет СССР по использованию атомной энергии, М.: Изд. ОНТИ ФЭИ, 1988.

47. Dwyer О.Е., Tu P.S. Analytical Study of Heat Transfer Rates for Parallel Flow of Liquid Metals through Tube Bundles. Pt I. Chemical Engineering Progress, Symposium Series, 1960, v.56, № 30, p. 183.

48. Жуков A.B., Субботин В.И., Ушаков П.А. Теплообмен при продольном обтекании жидким металлом раздвинутых пучков стержней. В сб.: Жидкие металлы. М., Атомиздат, 1967, с. 149.

49. Кузина Ю.А., Сила-Новицкий А.Г. Модельные эксперименты и расчеты (код ТИГР-БРС) по изучению полей температуры и скорости в активных зонахреакторов с тяжелым теплоносителем Теплоэнергетика, 2002, № 11, с 71 - 80.

50. Теплообмен и температурные поля в активной зоне реактора БРЕСТ на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением / Кузина Ю.А., Жуков А.В., Сорокин А.П., Филин А.И., Смирнов В.П., Леонов В.Н., Сила-Новицкий А.Г. Ядерная энергетика, № 4,2002 г., с. 91 - 99.

51. Экспериментальное изучение коэффициентов теплоотдачи на границе подзон с разными энерговыделениями твэлов применительно к активной зоне реактора

52. Кузина Ю.А., Жуков А.В., Орехов М.В. и др. Температурные поля твэлов в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО (эксперименты на моделях). // Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2002, М.: МИФИ, 2002. Т.8, с. 48 49.

53. Субботин В.И., Ушаков П.А., Жуков А.В. и др. Температурные поля тепловыделяющих элементов активных зон реакторов с жидкометаллическим охлаждением. -Атомная энергия, 1967, т. 22, вып. 5, с. 372 378.

54. Ушаков П.А. Исследования гидродинамики и теплообмена для реакторов, охлаждаемых сплавом свинец-висмут // Сб. "Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях", т.2, ФЭИ, Обнинск, 1999, с. 657 673.

55. Кривцов В.А., Харитонов Н.П. Микротермопары для точных измерений температуры. Ленинградская организация общества "Знание" РСФСР, Ленинградский дом научно-технической пропаганды, Ленинград, 1966, 37 с.

56. Минашин В.Е., Субботин В.И., Ушаков П.А., Шолохов А.А., Применение микротермопар в исследовании теплоотдачи // Вопросы теплообмена, АН СССР, 1959, с. 193 199.

57. Боришанский В.М., Фирсова Э.В. Теплоотдача при продольном обтекании пучка труб металлическим натрием. Атомная энергия, 1963, т. 14, вып. 6, с. 504.

58. Боришанский В.М., Готовский М.А., Фирсова Э.В. Теплоотдача к жидким металлам в продольно омываемых пучках стержней. Атомная энергия, 1969, т. 27, вып. 6, с. 549-551.

59. Maresca M.W., Dwyer О.Е. Heat transfer to mercury flowing in-line through a bundle of circular rods J. Heat Transfer, Trans. ASME, ser. C, 1964, vol. 89, p. 180-186.

60. Nimmo В., Dwyer O.E. Heat transfer to mercury flowing in-line through a rod bundle J. Heat Transfer, Trans. ASME, ser. C, 1965, vol. 87, p.312.

61. Kalish S., Dwyer O.E. Heat transfer to NaK flowing through unbaffled rod bundles -Intern. J. Heat Mass Transfer, 1967, vol. 10, p. 1533.

62. Graber H., Rieger M., Experimentelle Untersuchung des Warmeiibergangs an Flussigmetalle (NaK) in parallel durchstromten Rohrbtindeln bei konstanter und expo-nentieller Warmeflupdichteverteilung Atomkernenergie, 1972, Bd 19, N1, S.23.

63. M6ller R., Tchoke H. Steady-State Local Temperature Fields with Turbulent Liquid Sodium Flow in Nominal Disturbed Bundle Geometries with Spacer Grids, Nucl. Eng. And Design, 1980, vol. 62, # 1 3.

64. Шульц В. Экспериментальное исследование температурных полей в кассете быстрого реактора с поврежденной геометрией пучка Ibid., с. 159.

65. Гольба B.C., Авдеев Е.Ф. и др. Расчет температурных полей и обработка экспериментов, проведенных на модельной ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, иполучение базовых констант// Отчет о НИР ГНЦ РФ-ФЭИ, инв. № 11140, Обнинск, 2002.

66. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.

67. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Логинов Н.И. измерение скорости и температуры жидкометаллического теплоносителя Атомная энергия, 1968, т. 25, вып. 2.

68. Жуков А.В., Свириденко Е.Я., Матюхин Н.М. и др. Измерение локальных гидродинамических характеристик межканального взаимодействия в кассетах твэлов быстрых реакторов. Препринт ФЭИ 665. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1976.

69. Михин В.И., Жуков А.В., Ушаков П.А. Некоторые вопросы теоретического обоснования магнитного метода измерения скоростей в каналах сложной формы. Препринт ФЭИ 1816. Обнинск, ОНТИ ФЭИ, 1986.

70. Измерение полей скорости на модельных ТВС для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / Жуков А.В., Сорокин А.П., Мальков В.Л., Рымкевич К.С., Кузина Ю.А., Смирнов В.П., Леонов В.Н., Сила-Новицкий А.Г. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 10918, Обнинск, 2001.

71. Результаты измерений полей скорости электромагнитным методом в модельных сборках реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / Кузина Ю.А., Жуков А.В., Сорокин А.П., Леонов В.Н., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В.П. Ядерная энергетика, № 1, 2003, с. 77-88.

72. Deissler R.J., Taylor M.F. Analysis of Axial Turbulent Flow and Heat Transfer through Banks of Rods or Tubes // Proc. of Reactor Heat Transfer Conference, TJD7529 (pt-1), Book 2, N.Y., 1956. P. 416 461.

73. Субботин В.И., Ушаков П.А., Левченко Ю.Д. и др. Поле скоростей турбулентного потока жидкости при продольном обтекании пучков стержней. Препринт ФЭИ 198. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1970.

74. Eifler W., Nijsing R. Experimental Investigation of Velocity Distribution and Flow Resistance in a Triangular Array of Parallel Rods // Nucl. Engng. and Design. 1967. Vol.5, №1.

75. Субботин В.И., Ушаков П.А. Расчет гидравлических характеристик пучков стержней. В кн.: Моделирование термодинамических явлений в активной зоне быстрых реакторов. Збраслав (ЧССР): ОНТИ ЧСКАЭ, 1971, с. 44.

76. Жуков А.В., Корниенко Ю.Н., Сорокин А.П. и др. Методы расчета сборок твэлов с учетом межканального взаимодействия теплоносителя. Аналитический обзор ФЭИ. ОБ-107, 1990.

77. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов. Атомная энергия, 1981, т.51, вып.5, с.307-311.

78. Горчаков М.К., Кащеев В.М., Колмаков А.П. и др. Применение модели пористого тела к теплогидравлическим расчетам реакторов и теплообменников. ТВТ, 1978, т. 14, № 4, с. 866 - 871.

79. Колмаков А.П., Юрьев Ю.С. Применение модели пористого тела для расчета поля скоростей и температур в активной зоне. Препринт ФЭИ 249, Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1971.

80. Sha W. An overview on rod-bundle thermal-hydraulic analysis. Nucl. Engng Design, 1980, v. 62, p. 1-24.

81. Жуков A.B., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов Атомная энергия, 1981. Т. 51, вып. 5.

82. Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Жуков А.В. Численное моделирование теплогидравлики ТВС реакторов с блокировками. Атомная энергия, 1999. Т. 87, вып. 5, с. 342-356.

83. Кузина Ю.А., Смирнов В.П., Сорокин А.П. Расчетные исследования для теплогидравлического обоснования активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО // Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2002, М.: МИФИ, 2002. Т.8, с. 44 45.

84. Самарский А.А. Теория разностных схем. М.: Наука, 1977, 640 с.