Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Разработка проблемно-ориентированных подходов к обеспечению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР

Диссертация: Разработка проблемно-ориентированных подходов к обеспечению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности нового поколения с повышенными характеристиками по безопасности… Читать ещё >

Содержание

  • 1. Развитие международных требований по безопасности АЭС и эволюция основных показателей безопасности АЭС с ВВЭР (состояние вопроса)
    • 1. 1. Формирование принципов обеспечения безопасности и требований по безопасности АЭС
    • 1. 2. Показатели безопасности АЭС с ВВЭР
    • 1. 3. Безопасность АЭС с легководными реакторами
    • 1. 4. Выводы по главе 1
  • 2. Современные методы и проблемы обоснования безопасности в АЭС
    • 2. 1. Методологические вопросы обоснования безопасности
    • 2. 2. Разработка компьютерных программ для анализов безопасности
    • 2. 3. Исследования в обоснование пассивных систем безопасности
    • 2. 4. Исследования тяжелых аварий и обоснование технических средств управления тяжелыми авариями
    • 2. 5. Выводы по главе 2
  • 3. Применение пассивных систем для повышения безопасности АЭС средней мощности с ВВЭР-640 и результаты их обоснований
    • 3. 1. Концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640 с пассивными системами безопасности
    • 3. 2. Программа исследований в обоснование пассивных систем безопасности
    • 3. 3. Расчетно-экспериментапьные исследования процессов в системе пассивного отвода тепла от защитной оболочки
    • 3. 4. Расчетно-экспериментальные исследования систем пассивного отвода тепла от парогенераторов
    • 3. 5. Естественная циркуляция теплоносителя первого контура — важнейший фактор обеспечения безопасности
    • 3. 6. Расчетный анализ в обоснование удержания расплава в корпусе реактора при запроектных авариях
    • 3. 7. Выводы по главе 3
  • 4. Повышение безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР большой мощности
    • 4. 1. Сравнительный анализ проблем решения задач безопасности в зависимости от уровня мощности
    • 4. 2. Основные положения концепции обеспечения безопасности
  • АЭС-91/99 с ВВЭР
    • 4. 3. Программа исследований в обоснование концепции защиты контейнмента АЭС-91/
    • 4. 4. Расчетный анализ удержания расплава кориума в устройстве локализации при тяжелых авариях
    • 4. 5. Влияние динамики источников излучения при тяжелых авариях на параметры среды в контейнменте
    • 4. 6. Обеспечение водородной взрывобезопасности

Разработка проблемно-ориентированных подходов к обеспечению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. В период 2000;2002 годов Правительством России принят (одобрен) ряд директивных документов, определяющих роль атомной энергетики. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы [1]:

• Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

• Инвестиционная программа электроэнергетики России на 2002 год, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.

В соответствии с указанными директивными документами целевыми задачами атомной энергетики являются повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.

Инвестиционная программа предусматривает три основные направления развития АЭС:

1. Модернизации и продления сроков эксплуатации энергоблоков первого поколения.

2. Достройка энергоблоков высокой степени готовности.

3. Строительство АЭС на подготовленных площадках и новых АЭС.

По первому и второму направлениям (приоритетам) планируется в период до 2010 года увеличение мощностей атомной энергетики на 9 ГВт при росте ежегодной выработки электроэнергии с 135 до 210 млрд. кВт-час [2]. Третий приоритет — новые энергоблоки в основном с реакторами типа ВВЭР, ввод которых начнется к 2010 году, должны обладать повышенным уровнем безопасности и экономичности. До 2020 года предполагается ежегодный ввод до 2ГВт мощностей атомной энергетики с увеличением выработки до 330 млрд. кВт-час [2].

В анализ программных документов развития атомной энергетики показывает, что ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигурации новых проектов АЭС с ВВЭР, прежде всего, определения технических решений и мер, повышающих безопасность новых проектов.

Российскими надзорными органами разработан свод нормативных документов, регламентирующих вопросы обеспечения безопасности АЭС на современном уровне понимания данной проблемы. Требования российских нормативов в целом соответствуют рекомендациям МАГАТЭ и требованиям по безопасности стран Европы и США, а в ряде случаев являются более жесткими. Нормативные документы устанавливают основные критерии, принципы и правила, которые необходимо учитывать при разработке технических средств обеспечения безопасности АЭС.

Выбор конкретных путей обеспечения безопасности АЭС осуществляется разработчиком.

Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности нового поколения с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99 и АЭС-92.

При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнение основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.

В настоящий период по российским проектам за рубежом строится 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии. В основу технических решений по обеспечению безопасности двух энергоблоков АЭС в Китае положена концепция АЭС-91/99. Два энергоблока АЭС в Индии создаются на базе концепции АЭС-92. Опыт лицензирования этих проектов в надзорных органах Китая и Индии, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора рациональных решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР.

В данной работе представлены результаты исследований, выполненных в Санкт-Петербургском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте «Атомэнергопроект» (СПбАЭП) в рамках разработки проектов нового поколения АЭС с ВВЭР-640 и АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Разработка этих проектов выполнялась в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами, такими как ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНЦ ФЭИ (г.Обнинск), ИБРАЭ (г. Москва).

Актуальность темы

.

Для выполнения задач развития атомной энергетики необходимо создание проектов АЭС с ВВЭР нового поколения, отвечающих современным требованиям по безопасности. Наиболее важным вопросом обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР является удовлетворение основным критериям безопасности, а именно обеспечение суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса. Для решения этой проблемы необходима разработка концепции обеспечения безопасности и разработка технических средств для ее реализации. Исследования этих проблем в течении продолжительного периода выполнялись в СПбАЭП. В настоящей диссертационной работе представлены результаты исследований, выполненных автором в рамках исследовательских работ СПбАЭП по разработке проектов АЭС с ВВЭР нового поколения.

Цель работы.

Целью работы является анализ существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР.

Научная новизна.

1. Предложены и обоснованы подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

2. Впервые на основе экспериментальных данных обоснованы производительность системы отвода тепла от парогенераторов при различных давлениях в ПГ и гидравлических характеристиках контура естественной циркуляции теплоносителя,' а также устойчивость работы контура ЕЦТ в зависимости от геометрических и режимных факторов.

3. Получены рекомендации по расчету процессов теплообмена в теплообменнике аварийного расхолаживания системы пассивного отвода тепла от парогенераторов.

4. Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.

5. Исследованы особенности течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, и даны рекомендации по исключению условий возникновения гидроударов и повышению устойчивости.

6. Выполнен расчетный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны реактора при тяжелых авариях в зависимости от уровня мощности.

7. Впервые выполнен анализ динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава в устройстве локализации.

8. Разработана концепция и выработаны рекомендации по обеспечению водородной безопасности с учетом предложенных мер по управлению тяжелыми авариями.

9. Разработана методика расчета динамики давления в контейнменте при тяжелых авариях с учетом поведения продуктов деления.

Практическая ценность работы.

Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности, реализованные в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности. Эти же рекомендации будут реализованы во вновь проектируемых АЭС.

Предмет защиты.

Автор защищает:

• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;

• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;

• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;

• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР различной мощности;

• Концепцию устройства удержания расплава в пределах шахты реактора и расчетное обоснование динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава;

• Концепцию обеспечения водородной безопасности АЭС большой мощности при тяжелых авариях и рекомендации по проектированию системы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода;

• Методику и результаты расчетов процессов позднего нагружения защитной оболочки АЭС с ВВЭР-1000 при тяжелых авариях.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.

Личный вклад автора.

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке и расчетно-экспериментальных исследованиях в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

1 Развитие требований по безопасности и эволюция основных показателей безопасности АЭС с ВВЭР.

4.7 Выводы и рекомендации по главе 4.

В результате выполненных исследований по обоснованию концепции и технических решений по повышению безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР большой мощности необходимо отметить следующее.

Сравнительный анализ решения проблем безопасности от уровня мощности, показал принципиальную возможность применения концепции обеспечения безопасности на пассивных системах АЭС с ВВЭР-640 до уровня мощности 1000 МВт (эл.). При этом результаты расчетных исследований удержания расплава активной зоны в корпусе реактора, выполненные при условии сохранения основных размеров корпуса в соответствии с геометрическими параметрами ВВЭР-1000, исключают возможность гарантирования удержания расплава в корпусе реактора при номинальной мощности свыше 900 МВт (эл.). На этом основании для реакторов большой мощности рекомендуется применение устройства локализации расплава за пределами корпуса реактора.

Разработанная концепция обеспечения безопасности при тяжелых авариях обеспечивает с высокой вероятностью сохранение последнего барьера безопасностизащитной оболочки. Специальными мерами практически исключаются наиболее опасные явления (прямой нагрев контейнмента, детонация водорода). Предусмотренные технические средства управления авариями (устройство локализации расплава, система пассивных каталитических рекомбинаторов водорода и т. д.) сводят к минимуму угрозу раннего и позднего повреждения защитной оболочки и предотвращают выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду свыше допустимых значений.

С использованием результатов обширной программы исследований по локализации расплава активной зоны при тяжелых авариях разработано устройство локализации расплава и методика для анализа динамики взаимодействия кориума с жертвенными материалами устройства локализацию. В результате выполненного анализа получены данные по динамике формирования охлаждаемой структуры расплава, включая инверсию оксидных и металлических слоев. Полученные результаты подтвердили сделанные ранее предположения при обосновании устройство локализации с использованием точечной модели.

Разработанная комплексная методика для анализа источников излучения на параметры среды в контейнменте позволила обосновать герметичность защитной оболочки в течении 24 часов при тяжелых авариях с полным обесточиванием.

На основе анализа режимов горения водорода, анализа нагружения и поведения конструкций и элементов оборудования выработаны критерии обеспечения водородной безопасности. Даны рекомендации по выбору производительности и мёст размещения пассивных каталитических рекомбинаторов водорода. '.

5 Заключение.

1. Выполнен сравнительный анализ международных и отечественных требований по безопасности АЭС с ВВЭР и рассмотрено состояние вопроса их выполнения на современном этапе развития атомной энергетики.

2. Разработаны проблемно-ориентированные подходы обеспечения безопасности реакторных установок, определяемые необходимостью максимально-возможного сохранения работоспособности первых трех барьеров безопасности при развитии аварийной ситуации с безусловным сохранением работоспособности последнего барьера — защитной оболочки для исключениея выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при запроектных авариях.

3. В основу предложенных технических решений по обеспечению безопасности положено проявление естественной циркуляции теплообменивающихся сред (теплоносителя первого контура и др.) в качестве надежного резервного средства, не требующего использования специальных средств циркуляции и внешних источников энергии.

4. Обоснованная в работе концепция безопасности реакторных установок с ВВЭР средней мощности базируется на сочетании активных и пассивных средств отвода тепла в аварийных ситуациях. Показано, что фактор использования пассивных систем важен не только в плане повышения надежности выполнения функции безопасности, но и с позиции положительного влияния на психологическое состояние эксплуатационного персонала в аварийной ситуации.

5. Показано, что концептуальные решения при обеспечении безопасности РУ с ВВЭР находятся в зависимости от единичной мощности блока. Улучшение экономических показателей (снижение стоимости установленного киловатта) при увеличении мощности блока приводит к поиску специальных неординарных решений по техническим средствам безопасности. В частности, если для РУ с ВВЭР-640, при организации контура внешнего охлаждения корпуса, запроектная авария не приводит к проплавлению днища реактора, то в ВВЭР-1000 в данной ситуации необходимо решать задачу сохранения работоспособности последнего барьера в условиях выхода кориума за пределы реактора.

6. Разработаны и внедрены специальные компьютерные программы (с проведением широкого круга их верификации), необходимые для решения сложных теплогидродинамических и массообменных задач по пассивным системам безопасности (SPASAEP, SPOTAEP).

7. Выполненные экспериментальные работы по обоснованию схемных и конструктивных решений систем безопасности выявили ряд особенностей (низкочастотные колебания расходов, конденсационные гидроудары) и существенные расхождения опытных данных в оценке теплогидродинамических характеристик с полученными по известным программам, потребовавших специальных обоснований расчетно-экспериментального характера для практической реализации.

8. Для подтверждения работоспособности ЗО в случае тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР-1000 в работе обосновано техническое решение по УЛР с анализом динамического процесса взаимодействия кориума с жертвенным материалом, образования ванны расплава и гарантированного отвода тепла. Проведено исследование и анализ тепло-массообменных процессов в ЗО для подтверждения сохранения работоспособности этого последнего защитного барьера.

9. Для случая с проплавлением корпуса реактора проведено исследование (анализ) теплообменных процессов в ЗО (распространение, каталитическое сжигание и горение водорода, распространение продуктов деления, поглощение энергии деления в элементах контейнмента и средах), подтверждающее сохранение работоспособности ЗО как последнего барьера.

10. На основе выполненных исследований научно обоснован комплекс систем безопасности и технических средств обеспечения безопасности для РУ средней и большой мощности, удовлетворяющий современным отечественным и зарубежным требованиям.

11. Проектные решения, базирующиеся на представленных в диссертации научных результатах, нашли практическую реализацию как в проектах отечественных АЭС с ВВЭР, так и в проектах, выполненных в интересах зарубежного заказчика (АЭС в Китае). Эти технические решения заявлены в проекте, участвующем в тендере на строительство АЭС в Финляндии.

Показать весь текст

Список литературы

  1. А. Б. Роль и задачи атомной энергетики в топливно-энергетическом комплексе России. Парламентские слушанья «Энергетическая стратегия до 2020 года». Доклад заместителя Министра Российской Федерации по атомной энергии, Москва, 2002, стр. 5.
  2. Международная консультативная группа по безопасности. Глубокоэшелонированная защита в ядерной безопасности. Серия изданий по безопасности. №-75-INSAG-10. Вена, МАГАТЭ, 1998.
  3. Международная консультативная группа по безопасности. Безопасность ядерной энергетики. Серия изданий по безопасности. №-75-INSAG-5. Вена, МАГАТЭ, 1994.
  4. RASMUSSEN, N.C., Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants, Main Report, Rep WASH-1400-MR (NUREG-75/014), United States Nuclear Regulatory Commision, Washington, DC., 1975.
  5. UNITED STATES NUCLEAR SAFETY ADVISORY COMMISSON, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants, Rep. NUREG-1150, Washington, DC, 1989.
  6. U.S. Nuclear Regulatory Commission. Reassessment of the Technical Bases for Estimating Soorce terms. Rep. NUREG-0956,Washington, 1986.
  7. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP. Basis Safety Principles for Nuclear Power Plants. Safety Series № 75- INSAG-3, IAEA, Vienna, 1988.
  8. Свод положений по безопасности атомных электростанций: проектирование АЭС. Серия изданий по безопасности, № 50-C-D, МАГАТЭ, Вена, 1990.
  9. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP. Basis Safety Principles for Nuclear Power Plants. Safety Series № 75- INSAG-12, IAEA, Vienna, 1999.
  10. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Safety standards series, IAEA, Vienna, 2000.
  11. EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS. Revision C, 2001.
  12. .В. Состояние и проблемы действующих АЭС. Доклад на конференции
  13. Международная консультативная группа по безопасности. Глубокоэшелонированная защита в ядерной безопасности. Серия изданий по безопасности. №-75-INSAG-10. Вена, МАГАТЭ, 1998.
  14. WORKSHOP on Harmonization of PSA Methodology Approaches for WWER-1000 Reactors and Comparison of PSA Results. 9−13 July 2002, Berlin, Germany.
  15. WORKING MATERIAL. Reproduced by the IAEA, Vienna, Austria, 2003.
  16. Отчет по вероятностному анализу безопасности 1-го уровня блока 1 Кольской АЭС. Полярные Зори, 2002.
  17. А.В. Калининская АЭС. Блок 1. Основные результаты вероятностного анализа безопасности первого уровня. Доклад на конференции МАГАТЭ. Южно-Украинск, 16−17 сентября 2002 г.
  18. Ю.В. Швыряев. Применение ВАБ для принятия решений по повышению безопасности действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР. Доклад на рабочем семинаре МАГАТЭ по «Живому» ВАБ и применениям ВАБ, Москва, 7−11.10.02.
  19. Г. Балакан. Основные выводы по ВАБ ЮУ АЭС. Модернизация и повышение безопасности по результатам ВАБ. Доклад на конференции МАГАТЭ. Южно-Украинск, 16−17 сентября 2002 г.
  20. Тяньваньская АЭС. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Отчет версия А. СПб: Атомэнергопроект, 2002.
  21. Appendix К to Part50. ECCS Evaluation Models.22. 10CFR Part50.46. Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water nuclear power reactors.
  22. Ransom, V.H. et al. (1985) «RELAP5/MOD2 Code Manual. Volume 1: Code Structure, Systems Models and Solution Methods,» and «Volume 2: Users Guide and Input Requirements,» US NRC reports NUREG/CR-4312, EG-2396 (August 1985).
  23. Mahaffy, J. H, (1993) «Numerics of Codes: Stability, Diffusion and Convergence,» Nucl Eng. and Design, 145, 131−145
  24. , S.V. (1988) «Recent Developments in Computational Heat Transfer,» /. Heat Transfer, 110, 1037.
  25. , D. (1992) «Capabilities and Limitations of Thermal-Hydraulic Codes,» pp. 121−132 in Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Transient Two-Phase Flow, Aix-en-Provence, April 6−8, 1992, M. Reocreux and M.C. Rubinstein (eds).
  26. LANL (1986) «TRAC-PF1/MOD1: An Advanced Best-Estimate Computer Program for Pressurized Water Reactor Thermal-Hydraulic Analysis,» Los Alamos National Laboratory reportNUREG/CR-3858, LA-10 157-MS (July 1986).
  27. Carlson, K.E. et al. (1990) «RELAP5/MOD3 Code Manual. Vol. I: Code Structure, System Models, and Solution Methods (Draft),» NUREG/CR-5535, EGG-2596 (June 1990).
  28. Thurgood, M.J., Kelly J.M., Guidotti, Т.Е., Kohrt, R.J., and Crowell, K.R. (1983) «COBRA/TRAC A Thermal-Hydraulics Code for Transient Analysis of Nuclear
  29. Reactor Vessels and Primary Coolant Systems,» Pacific Northwest Laboratory report NUREG/CR-3046> PNL-4385.
  30. , D. (1990) «The Physical Closure Laws in the CATHARE Code,» Nucl Eng. and Desing, 124, 229−245.
  31. Burwell, M.J., Enix, D., Hofer, E., Lerchl, G., Pointer, W., Steinhoff, R, Vojter, L, and Wolfert, K. (1983) «DRUFAN-01/MOD2. Volume HI: Model Description,» GRS report GRS-A-846 (July 1983).
  32. OECD/CSNI (1997) Proc. of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Annapolis, MD, USA, 5−8 November 1996, NUREG/CP-0159 -NEA/CSNI/R (97)4 (July 1997).
  33. Расчетно-экспериментальное исследование процессов тепломассопереноса паровоздушнокапельной среды на моделях гермообъема установки ВВЭР-500. Отчет о НИР (промежуточный) ФЭИ, А. Д. Ефанов и др., инв. № 7823, 1990, 318с.
  34. А.Д., Юрьев Ю. С. и др. Результаты расчетно-экспериментального исследования тепломассопереноса паровоздушнокапельной среды в объеме герметичной оболочки ВВЭР-500. Отчет ФЭИ, инв. № 8072, 1991.
  35. А.Д., Юрьев Ю.С, Шаньгин Н. Н. и др. Корректировка программ серии КУПОЛ и расчеты тепломассобменных процессов в объеме ГО ВВЭР-500. Отчет ФЭИ, инв. № 8321, 1992.
  36. Ю.В., Ефанов А. Д. и др. Математическая модель тепломассопереноса под защитной оболочкой ВВЭР. Труды международного семинара «Телофизика-90», т. 1, с. 353−359, Обнинск, 1991.
  37. Юрьев Ю. С, Ефанов А. Д, Зайцев А. А. и др. Исследования особенностей тепломассообмена под защитной оболочкой ВВЭР на моделях разной размерности. Труды международного семинара «Телофизика-90», т.1, с. 311−318, Обнинск, 1991.
  38. User’s Manual for CONTAIN 1.1: A Computer Code for Severe Nuclear Reactor
  39. Accident Containment Analysis. NUREG/CR-5026, SAND87−2309.43. User’s Manual for MARCH2.44. User’s Manual for MELCOR.
  40. D.R.Gardner, D.R.Bradley, «CORCON-Mod3: An Integrated Computer Model for Analysis of Molten Core-Concrete Interactions. Users manual». NUREG/CR-5843, SAND92−0167, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, 87 185, 1993.
  41. M.Reinmann, S. Stiefel, «The WECHSL-Mod2 Code: A Computer Program for the Interaction of a Core Melt with Concrete including the Long Term Behaviour», KfK 4477, 1989.
  42. H.J. Fllelein et all. European validation of the integral code ACTEC. Mid-term symposium on shared-cost and concerted actions. Luxemburg, 12−15 November, 2001.
  43. , M.L. (1996) «Development and Assessment of U.S. Nuclear Regulatory Commission Thermal-Hydraulic System Computer Codes,» Nucl. Technology, 116, 231−244.
  44. CSNI (1997) «CSNI International Standard Problems (ISP), Brief Descriptions, 19 751 997,» Committee on the Safety of Nuclear Installations, NEA/CSNI/R (97)3 OECD Nuclear Energy Agency, Paris (July 1997).
  45. CSNI (1996) Committee for the Safety of Nuclear Installations, «CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients,» CSNI Report NEA/CSNI/R (96)17, OCDE/GD (97)12, (July 1996).
  46. CSNI (1994) «Report of a CSNI Workshop on Uncertainty Analysis Methods,» Vols. 1 and 2, London, 1−3 March 1994, NEA/CSNI/R (94)20/Parts 1 and 2.
  47. CSNI (1989) «Thermohydraulics of Emergency Core Cooling in Light Water Reactors,» CSNI report 161, Committee on the Safety of Nuclear Installations, OECD Nuclear Energy Agency, Paris (October 1989).
  48. Weiss, P., Sawitzki, M, and Winkler, F. (1986) «UPTF, A Full-Scale PWR Loss-of-Coolant Accident Experiment Program,» Atomkernenergie-Kerntechnik, 49, No ½, 61.67.
  49. Damerell, P. S. and Simons, J.W. (1993) «2D/3D Program. Work Summary Report,» and «Reactor Safety Issues Resolved by the 2D/3D Program,» US NRC reports NUREG/IA-0126 and -0127, GRS-100 and -101, MPR-1345 and -1346 (June 1993).
  50. Yadigaroglu G. Passive Core and Containment Cooling Systems: Characteristics and State of the Art. NURETH-9, San Francisco, California, USA, October 3−8, 1999.
  51. Schulz T.L. AP600 Post Loss of Coolant Accident Containment Recirculation Features. ICONE-7220, Tokyo, Japan, April 19 — 23, 1999.
  52. Mclntyre B.A. The Challenges of Licensing the AP600 Passive Nuclear Power Plant Design ICONE-7474, Tokyo, Japan, April 19−23, 1999.
  53. Banerjee S., Ortiz M.G., Larson Т.К., Reeder D.L. Scaling in the Safety of Next Generation Reactors. NED, v. 186, 1998, p. 111−133.
  54. Design of the reactor containment systems in nuclear power plants. Новая редакция документа IAEA Safety Series No. 50-SG-D12, International Atomic Energy Agency, 2002
  55. U.S. Nuclear Regulatory Commission, «Reactor Safety Study, An Assessment of Accident Rides in U.S. Commercial Nuclear Power Plants», USAEC Report WASH-1400, October 1975.
  56. U.S. Nuclear Regulatory Commission, «Reactor Risk Reference Document», USNRC Report NUREG-1150, february 1987.
  57. T.G. Theofanous etal, «In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt», DOE/ID-10 460 (July 1995).
  58. P. Hofmann, «State of knowledge on core degradation phenomena and principal remaining uncertainties», 6th International Conference on Nuclear Engineering, IKONE-6050, May 10−14, 1998.
  59. Carboneau, M.L., Berta, V.T., Modro, M.S., «Experiment Analysis and Summary Report for OECD LOFT Project Fission Product Experiment LP-FP-2″, OECD LOFT-T-3806, June 1989.
  60. Livolant, M., Schwarz, M., von der Hardt, P., „The PHEBUS FP Program“, Proceedings of the FISA-95 Meeting „EU Research on Severe Accidents“, EUR 16 896 EN, pp.27−47,19%.7071,72,73,74,75,76,77,78,79,80,81,82,83,84,85,86,
  61. Kymalainen О, Hongisto О, Tuomisto H, Theofanous T G, in Proc. of the Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer (Grenoble, NEA/CSNI/R (94)11) (Paris OECD Nucl. Energy Agency, 1994) p. 199. Kymalainen О et al. Nucl. Eng. Des. 149 401 (1994)
  62. Helle M, Kymalainen O, Tuomisto H in OSCD/CSNI Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability (Garching, NEA/CSNIR (98)18) (Paris OECD Nucl. Energy Agency, 1999) p. 173.
  63. Bonnet J-M, Seiler J-M in 7-th Int. Conf. on Nucl. Engeneering ICONE-7057 (Tokio, 1999)
  64. Theofanous T G, Liu С in Proc. American Nucl. Soc. National Heat Transfer Conf. (Portland, Oregon, 1995) p.249
  65. Theofanous T G et al., in Proc. Psa '96-Int Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (Park Sity, Utah, 1996) p. 1343
  66. Theofanous T G, Angelini S, in Proc. Eighth Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics: NURETH-8 (Kyoto, Japan, 1997) (Tokio: Atomic Energy Soc. Japan, 1997) p. 165
  67. , V.V., 1998. Latest findings of RASPLAV Project. Proc. OECD7CSNI workshop on in-vessel core debris retention and coolability.
  68. Bechta S.V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al. 2001 Experimental studies of oxidic molten corium corium vessel steel interaction. Nuclear Engineering and Design. 210, 193−224.
  69. Sehgal, B.R. et al., 1997a. Core melt pressure vessel interactions during a light water reactor severe accident (MVI Project). Proceeding of FISA-97 Meeting of EU Researrch on Severe Accidents, Luxembourg.
  70. Sehgal, B.R. et al., 1999b. Core Melt Pressure Vessel Interactions During a Light Water Reactor Severe Accident (MVI Project). Proceeding of FISA-99 Meeting of EU Researrch on Severe Accidents.
  71. M.M. Pilch, M.D. Alien and J. Binder, „Counterpart and Replicate DCH Experimentsat Two Different Physical Scales“, Letter Reports, to the NRC (1992).
  72. M.M. Pilch, H. Van and T.G. Theofanous, „The Probability of Containment Failure by
  73. Direct Containment Heating in Zion“, NuREG/CR-6075, Sand 93−1535 (June 1993).
  74. N. Zuber et. al., „An Integrated Structure and Scaling Methodology for Severe
  75. Accident Technical Issue Resolution“, NuREG/CR-5809 (1992).
  76. V.E. Denny, B.R. Sehgal, „Analytical Prediction of Core Heat
  77. Up/Liquefaction/Slumping“, Proceedings of the International Meeting on Light Water Reactor Severe Accidents Evaluation», Cambridge Mass (Aug. 28-Sept. 3 1983).
  78. T.G. Theophanous et. al, «An Assessment of Steam-Explosion-Induced Containment Failure». Parts I-IV, Nuclear Science and Engineering, 97,259−326 (1987).
  79. T.G. Theophanous, W.W. Yuen, K. Freeman, and X. Chen «Propagation of Steam Explosions: ESPROSE. m Verification Studies», DOE/ID-10 503, Aug., 1996
  80. T.G. Theophanous, W.W. Yuen and S. Angilini, «Premixing of Steam Explosions: PM-ALPHA Verification Studies», DOE/ID-10 504, Sep., 1996
  81. T.G. Theophanous, W.W. Yuen, S. Angilini, J.J. Sienicki, K. Freeman, X. Chen, T. Salmassi, «Lower Head Integrity Under In-Vessel Steam Explosion Loads», DOE/ID-10 541, June, 1996.
  82. K. Fischer, T. Kanzleiter, Experiments and computational models for aerosol behaviour in the containment, Nuclear Engineering and Design 191 (1999) 53−67
  83. Bunz, H. et al., 1983. NAUA Mod4. A Code for Calculating Aerosol Behaviour in LWR Core Melt Accidents. Report KfK 3554.
  84. Liljenzin, J.-O., et al., 1990. Report from the MARVIKEN-V:DEMONA:LACE Workshop. Proceedings of the Workshop on Aerosol Behaviour and Thermal-Hydraulics in the Containment, CSNI Report No. 176.
  85. Jahn, H. et al., 1986. Description of the Mod2:85 Versions of the RALOC: FIPLOC Family, Part 1: Code System. Report GRS-A-1315.
  86. Bunz, H. et al., 1987. NAUA Mod5 und NAUA Mod5-M, Zwei Computerprogramme zur Berechnung des Aerosolverhaltens im Containmentsystem eines LWR nach einem Kernschmelzunfall. Report KfK 4278.
  87. Murata, K.K. et al., 1989. User’s Manual for CONTAIN 1.1: A Computer Code for Severe Nuclear Reactor Accident Containment Analysis. Report NUREG: CR-5026.
  88. Summers, R.M. et al., 1994. MELCOR Computer Code Manual. Report NUREG: CR-6119.
  89. Firnhaber, M. et al., 1996. International Standard Problem ISP37. VANAM M3—A Multi-Compartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. Report NEA: CSNI:R (96)26.
  90. M. Schwarz, B. Clement, A.V. Jones, Applicability of Phebus FP results to severe accident safety evaluations and management measures, Nuclear Engineering and Design 209 (2001) 173−181
  91. J.M. Makynen, J. K. Johniemi, E.I. Kauppinen, H. Tuomisto and T. Routamo, LWR Containment Aerosol Experiments at VICTORIA facility Data Report 1/97 E.C. REPORT ST-APC (97)-P 15 (1997)
  92. J.M. Makynen, J.K. Jokiniemi, P.P. Ahonen, E.I. Kauppinen, R. Zilliacus Nuclear Engineering and Design 178 (1997) 45−59 AHMED experiments on hygroscopic and inert aerosol behaviour in LWR containment conditions: experimental resultsI
  93. Sabathier F, Albiol T, PITEAS Diffiisiophoresis Experimental Programme Description, E.C.REPPORT ST-APC (96)-P03 (1996).
  94. PoB, G. et al., 1997. Versuche zum Verhalten von Kern-schmelzaerosolen im LWR-Containment-KAEVER. Report BF-R-67 863, Battelle Ingenieurtechnik GmbH, Eschborn
  95. B.R. Sehgal et. al., «MACE Project Overview», Proceedings of the OECD Meeting on Core Debris Concrete Interaction, Karlsruhe Germany (April 1992).
  96. Alsmeyer H., Albrecht G., Feig G., Stegmaier U., Tromm W., Werle h., Controlling and cooling core melts outside the pressure vessel. Nuclear Engineering and Design. 202 (2000) 269−278
  97. Steinwarz W., Alemberti A., Hafner W. Alkan Z., Fisher M., Nuclear Engineering and Design. 209 (2001) 139−146.
  98. B.B., Молчанов A.B., Горбаев B.A., Быков М. А., Ермолаев В. Ф., Карасева М. А. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640. Теплоэнергетика № 12.- 1995.
  99. Свод положений по безопасности атомных электростанций: проектирование АЭС. Серия изданий по безопасности, № 50-C-D, МАГАТЭ, Вена, 1990.
  100. В.В., Горбаев В. А., Молчанов А. В., Иванов В. К., Грановский B.C., Карасева М. А., Ермолаев В. Ф. Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР-640. Теплоэнергетика № 12.- 1995.
  101. В.В., Гершевич Б. А., Ермолаев В. Ф., Зубков А. А., Маринич A.M., Молчанов А. В. Система аварийного охлаждения реакторной установки. Патент № 2 050 025 Роспатент. А. с. № 5 042 902/25 опубл. в Б.И. № 34, 1995.
  102. В.В., Шаньгин Н. Н., Ефанов А. Д., Семашко С. Е., Лукьянов А. А., Иванов В. К., Самохин Г. И., Шебеко Ю. Н. Расчетно-зкспериментальное обоснование системы подавления водорода, а защитной оболочке АЭС с ВВЭР-640. Теплоэнергетика № 12.- 1995.
  103. В.В., Ефанов А. Д., Лукьянов А. А., Шаньгин Н. Н. Задачи обеспечения водородной безопасности контейнмента ВВЭР-640 при тяжелой аварии. Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР» .Том 2. Обнинск, 1998.
  104. М.Ф., Логвинов С. А., Грановский B.C., Ковтунова С. В., Хабенский В. Б., — Кухтевич И.В., Безлепкин В. В. Анализ возможности удержания кориума в корпусе ВВЭР-640 при тяжелых авариях с разрушением активной зоны. Теплоэнергетика. № 11.-1996.
  105. Программа SRPM. Моделирование динамики среды в помещениях сухих контейнментов АЭС с ВВЭР. Руководство пользователя. Отчет СПбАЭП, арх.№ 76 121, 2002.
  106. Программа SRPM. Моделирование динамики среды в помещениях сухих контейнментов АЭС с ВВЭР. Основные уравнения и приближения. Методы численного решения. Отчет СПбАЭП, арх.№ 76 119, 2002.
  107. Научно-технический отчет: Пакет программ FIRECON. Описание применения. НТП НОУ-ХАУ. Арх. № Ф-17 608.
  108. Научно-технический отчет: Пакет программ FIRECON. Методика расчета. НТП НОУ-ХАУ. Арх. № Ф-17 609.
  109. Система кодов CREBCOM Описание применения. Отчет РНЦ «Курчатовский институт. Инв. № 80−05/38, 2000.
  110. Код КУПОЛ-М. Версия 1.1. Методика расчета. № 82.005/5−1, 2001
  111. Код КУПОЛ-М. Версия 1.1. Описание программы № 82.005/5−3, 2001
  112. Код КУПОЛ-М. Версия 1.1. Описание применения № 82.005/5−2, 2001
  113. А.Д., Безлепкин В. В., Лукьянов А. А., Шаньгин Н. Н., Зайцев А. А., Юрьев Ю. С. Верификация контейнментного кода КУПОЛ-М. Обнинск, 1997.
  114. Расчет нестационарных процессов в системе отвода тепла от стальной защитной оболочки АЭС с ВВЭР-640 SPASAEP. Методика расчета. Отчет СПбАЭП 621.039.58, 1996.
  115. Расчет нестационарных процессов в системе отвода тепла от стальной защитной оболочки АЭС с ВВЭР-640 SPASAEP. Описание программы. Отчет СПбАЭП 621.039.58, 1996.
  116. Программа PARNAS — расчет динамики расхолаживания реактора АЭС нового поколения с ВВЭР-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией 1 контура. Методика расчета. Отчет НИТИ №Т-578.07, 1994.
  117. Программа PARNAS расчет динамики расхолаживания реактора АЭС нового поколения с ВВЭР-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией 1 контура. Описание программы. Отчет НИТИ №Т-578.07, 1994.
  118. КОРСАР/В 1.1. Теплогидравлический расчетный код. Методика расчета контурной теплогидравлики. Отчет НИТИ № Т-1028, 2001
  119. КОРСАР/В 1.1. Теплогидравлический расчетный код. Методика расчета замыкающих соотношений и отдельных физических явлений контурной теплогидравл ики. Отчет НИТИ № Т-1029, 2001
  120. КОРСАР/В 1.1. Теплогидравлический расчетный код. Специализированные программные модули. Отчет НИТИ № Т-1030, 2001
  121. А.Д., Безлепкин В. В., Кириллов П. Л., Лукьянов А. А., Шаньгин Н. Н., Юрьев Ю. С., Смирнов В. В. Моделирование теплообменных процессов в защитной оболочке АЭС с ВВЭР-640. Теплоэнергетика № 3.- 1995.
  122. Расчет нестационарных процессов в системе отвода тепла от стальной защитной оболочки АЭС с ВВЭР-640 SPASAEP. Методика расчета. Отчет СПбАЭП 621.039.58, 1996.
  123. В.Б., Герлига В. А. Нестабильность потока теплоносителя в элементах энергооборудования. СПб, «Наука», 1994 г.
  124. Г. Одномерные двухфазные течения. М., Мир, 1972.
  125. Kataoka I., Ishii M. Drift flux model for large diameter pipe and new correlation for pool void fraction.- Int. J. Heat Mass Tansfer, 1987, vol.30, N 9, pp.1927−1939.
  126. Г. Г., Алтухов M.C. Определение истинного паросодержания при барботаже на участке стабилизации. Теплоэнергетика, 1967, N 12, с. 80−81.
  127. A.M., Стерман JI.C., Стюшин Н. Г. Гидродинамика и теплообмен при парообразовании. М., «Высшая школа», 1977.
  128. Chexal В., Lellouche G., Horowitz I., Healzer I. A Void Fraction Correlation for Generalized Applications.- 4-th Int. Topical Meet, on Nucl. React.Therm.-Hydr. (NURETH-4) Oct. 10−13, 1989, Karlsruhe, vol. 2, p.996- 1002.
  129. П.Л. Кириллов, Ю. С. Юрьев, В. П. Бобков. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М: Энергоиздат, 1990, 360 с.
  130. РД 24.035.05−89 Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования. Л., 1991,210 с
  131. M.F., Ozel Т. Смешанная свободная и вынужденная конвекция при обтекании короткого вертикального цилиндра. Теплопередача, 1985, Ч, с.213−217.
  132. Y.R. «Combined Forced and Free Convection Flow on Vertical Surfaces» International Journal of Heat and Mass Transfer, v.16, 1973, pp.1958−1964.
  133. B. Chexal, G. Lellouche. A void Fraction Correlation for Generalized Application. Proc. Fourth international topical meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics, Karlsruhe, 1989, vol.2, p.996
  134. Thang N.T., Davis M.R. The structure of bubble flow through Venturis. «Int. J. of Multiphase Flow», 1979, v.5, 4, pp.17−37.
  135. А.Ф. Залетнев, С. Ю. Шемятин. Парообразование, конденсация и теплообмен при вынужденной конвекции жидкости. В сб. «Теплообмен, температурный режим и гидродинамика при генерации пара.» 1981, 192с.
  136. Ю.Н. Кузнецов. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов, М.: Энергоатомиздат, 1989,296с.
  137. N. Zuber, F.W. Staub. An analytical investigation of the transient response of the volumetric concentration in a boiling forced-flou system. Nuclear Science and Engineering. 30, 1967, 268−278p.
  138. Г. Одномерные двухфазные течения. М., Мир, 1972, с. 440.
  139. Lorenzi A., Muzzio A. Void fraction profiles of air-water two-phase flows through Venturis. «La termotechnica», 1981, v.35, № 10, pp.504−510.
  140. A.C. Теоретические основы геофизической гидродинамики. Л.: Гидрометиздат, 1988 .
  141. Г. Н. и др. Турбулентные течения при взаимодействии объемных сил и неавтомодельности. М.: Машиностроение, 1975.
  142. А.Н., Шаньгин Н. Н. и др. Гидродинамика и температурный режим верхней камеры ЯЭУ в условиях существенного влияния термогравитационных сил. Известия академии наук БССР, серия физико-энергетических наук, № 4, с. З-15, 1985.
  143. А.Н., Матюшина С. А. Температурная стратификация в трубопроводах энергетических установок. Препринт ФЭИ № 2312, Обнинск, 1993.
  144. Г. Одномерные двухфазные течения. «МИР», Москва, 1972.
  145. Crowley C.J., Wallis G.B., Barry J.J. Validation of a One-Dimentional Wave Model for the Stratified-to-Slag Flow Regime Transition, with Consequences for Wave Growth and Slag Frequency. Int. J. Multiphase Flow, Vol. 18, No. 2, pp. 249−271, 1992.
  146. Jepson W.P., Taylor R.E., Evans N. Slag Flow and its Transitions in Large Diameter Horizontal Pipes. Harwell Labs Report AERE R-12 992 (Revision 1), 1989.
  147. Taitel Y., Dakler A.E. A Model for Predicting Flow Regime Transition in Horizontal and near horizontel Gas-Liquid Flow. AIChEJ, Vol. 22, pp. 47−55, 1976.
  148. Chou Y., Griffith P. Avoiding Steam-Bubble-Collapse-Induced Water Hammers in Piping Systems. NP — 6447, EPRI, Prepared by Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, 133 p., 1989.
  149. P.B., Гриффит П. Возникновение гидравлического удара в горизонтальных и почти горизонтальных трубах с паром и недогретой водой. Теплопередача, т. 106, № 4, с. 143−149, 1984.
  150. A.M., Рогов М. Ф., Федоров В. Г., Кухтевич И. В., Безлепкин В. В., Мигров Ю. А., Хабенский В. Б. «Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640.» Теплоэнергетика. № 11.-1996
  151. В.П. Теплотехнические измерения и приборы. М., Энергия, 1978 г. 177. «Сепараторы и пароперегреватели» РТМ, НПО ЦКТИ
  152. В.П. Теплообмен при конденсации. М., «Энергия», 1977
  153. П.Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). Москва, «Энергоатомиздат», 1984.
  154. Двухфазный поток в горизонтальных трубах. Аннотационная справка АО НПО ЦКТИ, 1997 г.
  155. Taitel Y., Dukler А.Е. A Model for Predicting Flow Regime Transition in Horizontal and Near Horizontal Gas-Liquid Flow AIChE Journal, 1976, vol.22, N 1, p.47−55.
  156. В.Б., Герлига B.A. Нестабильность потока теплоносителя в элементах энергооборудования. СПб, «Наука», 1994 г.
  157. С.С., Накоряков В. Е. Тепломассообмен и волны в газолжидкостных системах. Новосибирск: Наука, 1984, 292 с.
  158. Golan L.P., Stenning А.Н. Two-phase vertical flow maps. Proc. Inst. Mech. Eng., 1969 70, v. l84, № 3с, p. 110−116.
  159. Solliman Н.М., Azer N.Z. Visual Studies of Flow Patterns During Condensation Inside Horisontal Tubes. Heat Transfer, 1974, v. 3, p. 241 — 245.
  160. Тандон, Варма, Гупта. Новая карта режимов течения при конденсации в горизонтальных трубах. Теплопередача, 1982, т. 104, № 4, с.173−178.
  161. О.П., Савус А. С. Процессы конденсации и конденсаторы масложирового производства. С.-Пб. 1998, 495 с.
  162. Г. Теплообмен при гравитационном течении пленки жидкости. Монография / под ред. А. Жукаускаса. Вильнюс: Мокслас, 1988, 233 с.
  163. В.В. Исследование теплоотдачи при конденсации чистого насыщенного пара внутри труб. Автореф. дис. на соиск. учен, степени канд. техн. наук канд. Д.: ВВМОЛУ им. Ф. Э. Дзержинского, 1962. — 17 с.
  164. А.А. Математическое моделирование массо- и теплопереноса при конденсации. — Мн.: Наука и техника, 1982. 216 с.
  165. О.П. Исследование теплообмена при конденсации в вертикальных трубах пара и разработка рекомендаций по расчету теплообменного оборудования. Дис. на соиск. учен, степени канд. техн. наук. Л., 1982, 180с.
  166. В.М., Волков Д. И., Иващенко Н. И., Кректунов О. П. и др. Теплоотдача при конденсации пара внутри вертикальных труб и змеевиков. «ТРУДЫ ЦКТИ», вып. 131, 1975, с. 122−13 8.
  167. В.М., Волков Д. И., Иващенко Н. И., Кректунов О. П. О коэффициенте сопротивления трения при конденсации пара в трубе. Сб. АН СССР, Температурный режим и гидравлика парогенераторов, Л., Наука, 1978, с.87−95.
  168. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС. Методические указания. РД 24.035.05−89.Л.: Мин. тяж., энергетического и тр. маш. СССР. 1991.211 с.
  169. О.П. Исследование конденсации перегретого пара в трубах СПП энергоблока БГР 300. Отчет НПО ЦКТИ № 102 206/0−11 188. Л.: 1983,49 с.
  170. Д.А. Теплоотдача при пленочной конденсации чистых паров на вертикальных поверхностях и горизонтальных трубах. — «Теплоэнергетика», 1957, № 7, с.72−79.
  171. SCDAP/RELAP5/MOD3.2 Code Manual, Vol. 1−5, NUREG/CR-6150, Rev. 2, INEL-96/0422, January 2001.
  172. С. К., Рябенький В. С., Разностные схемы, М., «Наука», 1973.
  173. А. А., Введение в теорию разностных схем, М., «Наука», 1971.
  174. Л. Г., Механика жидкости и газа, М., «Наука», 1973.
  175. Установка реакторная В-407. Перечень исходных данных для теплогидравлических расчетов. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1996.
  176. А.А., Крайнов А. А., Лихтеров Б. М., Обольянинов В. В., Пучков В. Н. Динамические режимы работы судовых ядерных энергетических установок. — Ленинград, Судостроение, 1971, 270 стр.
  177. А.А., Пучков В. Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводительных установок, М., Энергоатомиздат, 1989, 504 стр.
  178. .Д., Калинин Р. И., Благовещенский А. Я. Гидродинамические аспекты надежности современных энергетических установок, Ленинград, Энергоатомиздат, 1989.
  179. О. «Метод конечных элементов в технике», М.: Мир, 1975
  180. M.J.Tan, D.H.Cho, F.B.Cheung, Modeling and analysis of melt pool heat transfer and vessel bottom head dissolution. 29-th National Heat Transfer Conference. August 1993. HTD- v. 246, NE -v.ll, pp. 1−27 .
  181. Л.А.Домбровский, Л. И. Зайчик, КХА. Зейгарник и др. Препринт ОИВТАН № 2431, стр.65−100, М. 1999.
  182. J.W. Winters, М.М. Corletti. API000 Construction and Operating Costs. /Proceedings of ICONE 9. 9th international conference on nuclear engineering. April 8−12, 2001, Nice, France. ICONE-9552
  183. W.E. Cummins, R.F. Wright, T.L. Schulz. API000 Status overview. /Proceedings of ICONE 9. 9th international conference on nuclear engineering. April 8−12, 2001, Nice, France. ICONE- 9516
  184. Ed Cummins, Moshe Mahlab. Economic objectives of the next generation of nuclear plants. /6th international conference on nuclear engineering. ICONE-6390. May 10−14, 1998.
  185. T.L. Schulz. AP600 post loss of coolant accident containment recirculation features./ 7th international conference on nuclear engineering. Tokyo, Japan, April 19−23, 1999. ICONE-7220
  186. Выход массы и энергии на внутрикорпусной стадии при тяжелых авариях. Тематический отчет в поддержку главы 15.3 FSAR Тяньваньской АЭС. LYG-X-PD86−29−53 190 000-TR-0056R/E, 2002.
  187. Анализ внутрикорпусных источников водорода при тяжелых авариях. Тематический отчет в поддержку главы 15.3 FSAR Тяньваньской АЭС. LYG-X-PD86−29−53 210 000-TR-0058R/E, 2002.
  188. Basic safety principles for nuclear power plants: 75-INSAG-3 rev. 1 / a report by the International Nuclear Safety Advisory Group. — Vienna: International Atomic Energy Agency, 1999.
  189. V.V. Bezlepkin, S.V.Svetlov, Yu.G.Leontiev (SPAEP). Addressing Design Extension Conditions in VVER-91/99. Proceedings of Conference ICAPP '03 Cordoba, Spain, May 4−7, 2003. Paper 3078.
  190. V.V. Bezlepkin, S.V.Svetlov, Yu.G.Leontiev (SPAEP). Severe Accident Management Measures in VVER-91/99. 11th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo, JAPAN, April 20−23, 2003. Paper ICONE11−36 108.
  191. Программа SRPM. Моделирование динамики среды в помещениях сухих контейнментов АЭС с ВВЭР. Руководство пользователя. Отчет СПбАЭП, арх. № 76 121,2002.
  192. Программа SRPM. Моделирование динамики среды в помещениях сухих контейнментов АЭС с ВВЭР. Основные уравнения и приближения. Методы численного решения. Отчет СПбАЭП, арх.№ 76 119, 2002.
  193. Научно-технический отчет: Пакет программ FIRECON. Описание применения. НТП НОУ-ХАУ. Арх. № Ф-17 608.
  194. Научно-технический отчет: Пакет программ FIRECON. Методика расчета. НТП НОУ-ХАУ. Арх. № Ф-17 609.
  195. OECD State-of-the-Art Report on Flame Acceleration and Deflagration-to-Detonation Transition in Nuclear Safety. October 1 999.
  196. Sidorov VP and Dorofeev SB. Influence of initial temperature, dilution, and scale on DDT conditions in hydrogen-air mixtures. Arhivum Combustionis 1 8: 87−1 03, 1998
  197. Система кодов CREBCOM— Описание применения. Отчет РНЦ «Курчатовский институт. Инв. № 80−05/38, 2000.
  198. Код РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/02 Методика расчета Часть 1. Теплогидравлический модуль РАТЕГ. Отчет СПбАЭП № Р-1660.01, 2002.
  199. Код РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/02 Методика расчета Часть 2.0писание пакета программ СВЕЧА. Отчет СПбАЭП № Р-1660.02, 2002.
  200. Код РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/02 Методика расчета Часть 3. Описание модуля ГЕФЕСТ. Отчет СПбАЭП № Р-1660.03, 2002.
  201. Подготовка описаний методик расчета поведения радиоактивных веществ в условиях запроектных аварий на АЭС с ВВЭР, техническая справка по теме «Запроектные аварии», арх. № СПбАЭП НП-Т-53, 2002.
  202. Блок программ, предназначенных для расчета кинетики дисперсной фазы в условиях запроектных аварий на АЭС. Этап 1. Описание программного кода и результатов тестирования. Архивный № СПбАЭП Ф-17 768, ИВВИС, СПб, 2002.
  203. Разработка йодного модуля, включающего комплекс моделей, программ, методик, базы данных для расчета массопереноса йода при тяжелых авариях на реакторах водо-водяного типа. Архивный № СПбАЭП Ф-17 767, ВНИПИЭТ, СПб, 2002.
  204. B.C. Онуфриенко, И. В. Кухтевич, В. В. Безлепкин, В. Г. Сидоров (СПбАЭП) —
  205. A.Е.Киселев, В. Ф. Стрижов (ИБРАЭ РАН) — М. С. Самигулин (РФЯЦ ВНИИЭФ) —
  206. B.Б.Проклов, Д. Ю. Томащик (ИПБ ИЯЭ РНЦ КИ). Анализ процессов в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при тяжелых авариях с применением отечественного интегрального кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Сборник трудов ЦКТИ.
  207. Tuomisto Н., Theofanous T.G. A consistent approach to severe accident management. Nucl. Eng. Des., 1994, v. 148, p. 171−183.
  208. Theofanous T.G., Lin C., Addition S., Angelini S., Kymalainen O., Salmassi T. In-vessel coolability and retention of a core melt. Nucl. Eng. Des., 1997, v. 169, p. 1−48.
  209. Fischer M. Main Features of the EPR Melt Retention Concept, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15−18 November, 1999, 10 p.
  210. Bittermann D. Principles of Application of Mechanical Design Measures to Control Severe Accident Phenomena, Applied to the Melt Retention Concept of the EPR, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15−18 November, 1999, 9 p.
  211. Nie M. Application of sacrificial concept for the retention and conditioning of molten corium in the EPR core melt retention concept, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15−18 November, 1999, 8 p.
  212. Hellmann S., Funke F., Lansman V., Friendrich B. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15−18 November, 1999, 14 p.
  213. H. Alsmeyer et al, Corium Cooling by Bottom Flooding: Results of the COMET Investigations // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15−18 November 1999, Karlsruhe, Germany.
  214. Yu. B. Petrov, D.B. Lopukh, S.V. Bechta, A. Yu. Pechenkov et al, «Corrosive capacityof superheated corium melt» Advanced materials. 3 (1996) p.374−378
  215. Sulatski A., Cherny O., Efimov V. Investigation of Boiling Crisis at a Downward-facing Inclined Surface // Proceedings of the Twelfth International Heat Transfer Conference. Heat Transfer 2002, Grenoble, France, August 18−23, 2002.
  216. Bechta S.V., Vitol S.A., Krushinov E.V. et al, «Water boiling on the corium melt surface under WER severe accident conditions», Nuclear Engineering and Design. 195 (2000) p.45−56.
  217. D. Lopukh et al. New Experimental Results on the Interaction of Molten Corium with Core Catcher Material // Proc. of ICONE 8 «8th International Conference on Nuclear Engineering», ICONE-8179, April 2−6, 2000, Baltimore, USA
  218. V. Asmolov, N.N. Ponomarev-Stepnoy, V. Strizhov, B.R. Sehgal. Challenges left in the area of in-vessel melt retention. Nuclear Engineering and Design, 2001, v. 209, p. 87−96.
  219. S.V. Bechta, V.B. Khabenski, E.V. Kroushinov, S.A. Vitol, «Experimental Investigation of Processes Arising When Flooding a Steel Melt Thermal Engineering Vol.48, No. 9 (2001) p. 725.
  220. Green G.A. et. Al. The effect of water in film boiling over liquid-metals // Trans. American Nuclear Society, 1986, v. 53, p. 360−362.
  221. Churchill S.W. and Chu H.H.S. Correlating equations for laminar and turbulent free convection from a vertical plate// Int. J. Heat Mass Transfer. 1975. V.18. P. 1323.
  222. Theofanous T.G. et al. In-vessel coolability and retention of a core melt //Nuclear Engineering and Design, 1997, v. 169, p. 1−48.
  223. Steinberner U., Reineke H.H. Turbulent buoyancy convection heat transfer with internal heat sources //6-th Int. Heat Transfer Conference, Toronto, Canada. August 1978, Paper NC-21, P. 305−310.
  224. А.С., Недорезов А. Б., Рогов М. Ф., Новак В. П., Кухтевич И. В., Безлепкин В. В., Хабенский В. Б., Грановский B.C., Бешта С. В. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, № 9 сентябрь 2001 г., Москва.
  225. С. Патанкар Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат. 1984.
  226. Экспериментальное исследование взаимодействия расплава кориума с жертвенным материалом устройства локализации ТАЭС
  227. ТУ-14−194−243−00 «Пластины из оксидов железа и алюминия» ПОЖА
  228. Обоснование эффективности устройства локализации расплава при тяжелой аварии Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000. LYG-X-PD86−29−53 030 000-TR-0040-R
  229. Тяньваньская АЭС. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Версия А. Отчет СПбАЭП, LYG-X-PD86−32−0-TR-0010-R, 2002.
  230. Программный комплекс DANCO для расчета на прочность пространственных конструкций при динамических термосиловых нагружениях, Певницкий А. В., Саров 1997
  231. Тяньваньская АЭС. Тематический отчет. Обоснование применения (возможности отказа) системы очистки аварийного сброса парогазовой среды из ЗО (JMQ). СПбАЭП, LYG-X-PD86−29−53 070 000-TR-0044, 2001.
  232. Сборник трудов конференции, том 3.
  233. V.V. Bezlepkin, S.E.Semashko, I.M.Ivkov, E.Yu.Kuzmin (SPAEP). ANALYSIS of LONG-TERM LOADING of CONTAINMENT DURING SEVERE ACCIDENTS. Proceedings of Conference ICAPP '03 Cordoba, Spain, May 4−7, 2003. Paper 3079.
  234. Обоснование выбора параметров эквивалентных стен моделирующих внутреннее оборудование и металлоконструкции помещений контейнмента. Отчет СПбАЭП, LYG-X-PD22−32−1UJA6021-CC-0003-R, 2001.
  235. Тепловые характеристики стен и перекрытий. Отчет СПбАЭП, LYG-X-PD22−32−1UJA6021-CC-0002-R, 2001.
  236. Тяньваньская АЭС. ОООБ, Глава 15.4.3. Прогноз радиоактивных выбросов и аварийных уровней облучения при запроектных авариях. LYG-X-PD86−29−15 040 000-FR-0009-R, СПбАЭП, 2002.
  237. Моделирование кодами SCDAP/RELAP и MELCOR кинетики выхода и транспорта продуктов деления на внутрикорпусной стадии тяжелых аварий на АЭС с РУ ВВЭР-1000/В-428, РНЦ КИ, 2002.
  238. Отчет. Программный модуль РАДИОНУКЛИД. Версия 1.0. Описание применения. Инв. № 33−02/15. РНЦ КИ. 2002.
  239. М. R. Kuhlman et al., CORSOR User’s Manual, NUREG/CR-4173, 1985.
  240. Тяньваньская АЭС. Распределение остаточных энерговыделений топлива в контейнменте и основном оборудовании в течение первых суток тяжелой аварии ВВЭР-1000. Оценочные расчеты, LYG-X-PD22−31−1UJA7121-CC-0004-R, 2000.
  241. Блок программ, предназначенных для расчета кинетики дисперсной фазы в условиях запроектных аварий на АЭС. Этап 1. Описание программного кода и результатов тестирования. Архивный № СПбАЭП Ф-17 768, ИВВИС, СПб, 2002.
  242. К. Fischer, Т. Kanzleiter, Experiments and computational models for aerosol behaviour in the containment, Nuclear Engineering and Design 191 (1999) 53−67.
  243. European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, Chapter 2.1. Appendix 2.1 А. Версия С, 2001.
  244. V.V. Bezlepkin, S. E. Semashko, I. M. Ivkov, Yu.V. Krylov (SPAEP). Hydrogen Safety Concept of NPP with WER-1000 Reactor. Proceedings of Conference ICAPP '03 Cordoba, Spain, May 4−7, 2003. Paper 3077.
  245. Анализ режимов горения и расчет нагрузок на защитную оболочку АЭС. РНЦ КИ, 2001, № 80−05/103.
  246. С. Б. и др. Обзорный анализ состояния проблемы водородной взрывобезопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР-1000. Анализ процессов горения водорода: методы, програмные средства и экспериментальные данные. № 80−08/51 2000 г.
  247. EPR. The strategy for hydrogen mitigation. ICONE-8531,2000.
  248. W. Breitung, P. Royl. Procedure and tools for deterministic analysis and control of hydrogen behavior in severe accidents. Nuclear Engineering and Design 202 (2000) 249−268.
  249. Hidrogen Combustion Analisis of Dry-Type PWR Plant in Japan. ICONE-8412, 2000.
  250. An advanced PWR containment concept designed for hydrogen mitigation purposes. ICONE-6304, 1998.
  251. НП-010−98 «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций».
  252. В.В., Светлов С. В., Семашко С. Е., Леонтьев Ю. Г., Сидоров В. Г., Дьячков Д. А., Минаева Н. Е. Отчет. Расчет источников водорода в пределах оболочки АЭС с ВВЭР-1000 в течение 300 суток при тяжелой аварии, 2002 г, LYG-X-PD86−32−0-TR-0011-R.
  253. В.В., Светлов С. В., Сидоров В. Г., Кухтевич В. О., Лукин А. В., Алексеев С. Б., Петров Ю. Ю., Тематический отчет. Анализ внутрикорпусных источников водорода при тяжелых авариях. С.-Петербург, 2002 г, LYG-X-PD86−29−53 210 000-TR-0058-R.
  254. Taiwan NPP Report for Design Scheme of the Containment Hydrogen Recombiner
  255. System and Equipment Type selection, 2000, LYG-X-PD86−29−51 090 000-TR-0005-E.
  256. Hydrogen-management in beyond design accident conditions in NPP NECKAR 2. ICONE-7504, 1999.
  257. И.В., Безлепкин B.B., Голиков Ю. А., Лукьянов А. А., Соловьев В. П., Смирнов В. В. Обеспечение водородной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, № 5 май 2002 г., Москва.
  258. И.В., Безлепкин В. В., Семашко С. Е., Крылов Ю. В., Альтбреген М. А., Кузьмин Е. Ю. Выбор мер по управлению водородной ситуацией в контейнменте при тяжелых авариях с большими течами теплоносителя первого контура на АЭС с ВВЭР. Сборник трудов ЦКТИ.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!