Исследование влияния эксплуатационных факторов на деформацию тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000 и разработка конструкции с улучшенной геометрической стабильностью

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
105


Узнать стоимость новой

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Актуальность темы

Атомные реакторы ВВЭР-1000 в настоящее время являются наиболее конкурентноспособными в атомной энергетике России. Это обусловлено не только совокупностью прогрессивных исходных конструкторских решений, но и убедительным опытом эксплуатации.

Технические и экономические показатели работы блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (так же как и с другими типами реакторов) значительно зависят от надежности и экономичности работы активных зон.

По совокупности этих проектных показателей ядерное топливо, формирующее активные зоны реакторов, до двухтысячных годов уступало ведущим зарубежным фирмам. С одной стороны это определялось экстенсивностью подхода к использованию топлива, с другой — отсутствием теоретических, технических и практических предпосылок для существенного улучшения проектов.

Специфика и трудность проектирования активных зон заключается в учете большого количества эксплуатационных факторов, в чувствительности конструкции к воздействию этих факторов.

Чрезмерный консерватизм в применении материалов, как это было с начала эксплуатации реакторов, когда использовалась нержавеющая сталь для конструкционных материалов, принципиально не позволял достичь хороших показателей топливоиспользования.

Последовавшая замена конструкционного материала на циркониевый сплав в сочетании с увеличенными кампаниями выявила несколько серьезных проблем в эксплуатации активных зон, связанных с надежностью срабатывания аварийной защиты и образованием увеличенных зазоров между кассетами вследствие искривления ТВС.

Устранению этих проблем и созданию конструкции активных зон, которые не лимитировала бы физические возможности уранового топлива разрешенного обогащения, и посвящена работа, результаты которой изложены в данной диссертации.

Цель работы

1. Исследование влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на работу активной зоны.

2. Разработка методов экспериментальных исследований и создание основ для разработки расчетных кодов, описывающих поведение отдельных тепловыделяющих сборок и активной зоны в целом.

3. Разработка на основе выполненных исследований конструкторских решений и рекомендаций по проектированию активных зон ВВЭР на базе бесчехловых кассет с экспериментальной проверкой макетов и опытных образцов.

Научная новизна

1. Установлены коренная и сопутствующие причины, вызывающие деформации ТВС в активной зоне и замедление срабатывания A3 как для PWR, так и для ВВЭР.

2. Выявлены и исследованы закономерности поведения конструкционных элементов в области параметров, определяющих стабильность конструкции в проектных пределах, таких как пружины, направляющие каналы, дистанционирующие решетки и ее элементы, пучок твэл и ТВС в целом.

3. Разработана и реализована программа дореакторных и реакторных экспериментов, всесторонне обосновывающих ресурс ТВС.

4. Обоснована безопасность и надежность активных зон с использованием новых расчетных программ.

Практическая ценность

1. Усовершенствован проект предшествующей модификации конструкции топливных сборок и внедрен в эксплуатацию.

2. Разработана усовершенствованная активная зона на базе ТВС-2. Конструкция внедрена в производство и эксплуатируется на 4-х блоках АЭС.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Результаты анализа влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс ТВС.

2. Результаты НИОКР по обоснованию выполнения критериев проектирования активных зон.

3. Результаты исследования закономерностей поведения конструкционных элементов.

4. Результаты внедрения методологии проектирования на примере ТВС-2.

Степень обоснованности научных положений

Научные положения обоснованы комплексом поверочных стендовых испытаний в ОКБ & laquo-Гидропресс»- и результатами проверки конструкции по программам опытно-промышленной эксплуатации в течении 4 лет для УТВС и 3-х лет для ТВС-2.

Личный вклад автора

1. Автор непосредственно разрабатывал базовый проект активной зоны ВВЭР-1000.

2. Руководил работами по созданию дальнейших модификаций, включая ТВС-2 и ТВС-2М. Личный вклад заключался в разработке технических заданий на расчеты и эксперименты, в обсуждении программ и методик экспериментов, результатов расчетов и экспериментов, в принятии решений по внедрению этих результатов в конструкцию. 3. Работа автора отмечена премией Правительства Р Ф за 2002 год в области науки и техники.

Апробация работы

Результаты работы докладывались на научно-техническом совете № 4 Минатома России 09. 07. 2002 и заседании секции № 1 НТС № 4 Росатома России 31. 08. 2005- научно-технических конференциях ОАО & laquo-ТВЭЛ»- в 2002 и в 2003 гг- научно-технической конференции & laquo-Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР& raquo- в 2003г- на международных научно-технических конференциях по топливу в Албене /Болгария/ в 2003 и 2005 гг- техническом комитете в Кадараше /Франция/- в 2004 г.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

1. Пат. 2 209 475 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ В. В. Рожков, И. Г. Чапаев, И. Н. Васильченко и др. 2003 Бюл. № 7.

2. Пат. 2 101 788 России. Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора / В. М. Чернышов, В. И. Ряховских, И. Н. Васильченко и др. 1998. MIMOSA RFD.

3. Пат. 2 079 171 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ И. Н. Васильченко и др. 1997. Бюл. № 13.

4 Пат. 2 221 289 России. Съемная головка тепловыделяющей сборки/ И. Н. Васильченко и др. 2004. Бюл. № 1.

5. Пат. 2 223 557 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора / В. В. Рожков, И. Г. Чапаев, И. Н. Васильченко и др. 2004. Бюл. № 2.

6. Пат. 2 254 624 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора / И. Н. Васильченко и др. 2005. Бюл. № 17.

7. Конструкция ТВС как итог модернизации и база для перспективных ВВЭР / Ю. Г. Драгунов, И. Н. Васильченко и др. // Конференция «ВВЭР-Технические инновации в следующем столетии& raquo-. Чехия, г. Прага. 17−20 апреля 2000 г.

8. Результаты исследований механических свойств необлученных кассет ВВЭР-1000 / В. В. Макаров, И. Н. Васильченко и др. // Международная конференция & laquo-Атомная энергетика на пороге XXI века".г. Электросталь, 8−10 июня 2000.

9. Экспериментальные и расчётные исследования жёсткости и формоизменения необлучённых ТВС ВВЭР-1000 / Ю. Г. Драгунов, А. В. Селезнёв, И. Н. Васильченко и др. //ВАНТ, 2005. Выпуск 5, стр. 65−74.

10. Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000. / С. Б. Рыжов, Г. Л. Пономаренко, И. Н. Васильченко и др. // 3-я научно-техническая конференция & laquo-Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР& raquo-, Подольск, 26−30 мая 2003 г., стр. 223−245.

11. Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных ТВС ВВЭР-1000./ В. В. Макаров, А. В. Афанасьев, И. Н. Васильченко и др. // 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС ВВЭР& raquo-, Подольск, 26−30 мая 2003 г., стр. 142−154.

12. New Requirements for the WWER Fuel and Theire Consideration in Designing the Fuel Assemblies. /I. Vasilchenko, Yu. Ananyev. //Proceedings of the Forth International Conference. 29 September- 3 October 2003. Albena Congress Center, Bulgaria, p. 153−163.

13. Design measures for providing geometrical stability of WWER reactor cores / I.N. Vasilchenko, and others // Technical meeting held in Cadarache, France, November 2004.

14. Trial operation of TVS-2 at Balakovo NPP. Analyzis of results and further modernization / I.N. Vasilchenko, S.B. Ryzhov, U.G. Dragunov, and others. // 6th International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support. 19−23 September 2005, Congress Center Albena, Bulgaria, p. 98−106.

15. R&D Results for a New Generation of the TVS-2 Fuel Assembliees for a WWER-1000. /V. Troyanov, A. Enin, I. Vasilchenko and others. // Proceedings of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Perfomans. September 19−22, 2004, Orlando, Florida.

16. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / В. Д. Шмелев, Ю. Г. Драгунов, В. П. Денисов, И. Н. Васильченко. М.: ИКЦ & quot-Академкнига"-, 2004.

Решение проблемы обеспечения геометрической стабильности активной зоны и разработка конструкции активной зоны на базе бесчехловой тепловыделяющей сборки второго поколения — ТВС-2 явилось результатом творческих действий большого коллектива людей не только в ОКБ & quot-Гидропресс"-, но и в ОАО ТВЭЛ, ФГУ РНЦ КИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ФГУП НИИАР, ФГУП ВНИИНМ, ОАО НЗХК.

Автор благодарит их как за творческое сотрудничество при решении проблемы, так и за поддержку и помощь в подготовке данной диссертации.

Особую благодарность автор приносит ОАО ТВЭЛ за разрешение использовать материалы, полученные по финансируемым заказам ОАО ТВЭЛ.

Результаты исследования термомеханического поведения ТВС 375 и макета УТВС Н5852 показывают, что кассеты обладают различной чувствительностью к перекосам температур. Разность температур между гранями Tj и Тз для макета УТВС значительно больше, чем для ТВС. Но при этом перемещения УТВС значительно меньше по сравнению с ТВС.

Ориентировочно, отклик кассет на воздействие перекосов температур можно оценить по условному коэффициенту, представляющему собой отношение перемещения кассеты на уровне ДР8 к разности температур в этом же сечении.

По полученным данным средний коэффициент чувствительности к разности температур в сечении ДР8 ТВС составляет ^=0,19 мм/°С, а макета

019

УТВС — А^р=0,064 мм/°С, то есть ТВС примерно в т|=& mdash--&mdash-=3 раза более чувствительна к перекосам температур по сравнению с макетом. Наиболее вероятной причиной такого поведения ТВС является разность коэффициентов линейного расширения между нержавеющими НК и ДР и пучком твэл, изготовленным из циркониевого сплава. В макете УТВС эти элементы (НК и ДР) изготовлены из одного материала — циркониевого сплава Э110.

Испытания макета кассеты ТВС-2 показали, что деформация макета прекращается после двух циклов. Максимальный накопленный прогиб за 15 циклов первой серии испытаний составил 0,77 мм, за 5 циклов второй серии- не превышал 0,34 мм.

2.7 Влияние геометрии опорных поверхностей

С самого начала проектирование реакторов ВВЭР и активных зон была принята и реализована конструкция узла установки кассет в шахту типа & laquo-шар по конусу& raquo-.

Преимуществом узла & laquo-шар по конусу& raquo- является меньшая зависимость правильной ориентации кассеты от прогиба днища шахты. Конструкция днища шахты ВВЭР имеет овальную форму. Само это обстоятельство наряду с гидродинамическими достоинствами обеспечивает меньшее искажение общей опорной плоскости днища шахты. В дополнение к этому соединение & laquo-шар по конусу& raquo- практически исключает зависимость от прогиба днища шахты. Однако, как указано ранее, независимо от точности изготовления и сборки требуется проверка правильности ориентации опорных стаканов.

Недостатком этой конструкции является неточность позиционирования кассеты по высоте, составляющая величину до 2,6 мм в зависимости от сочетания различных допусков. При недостаточном рабочем ходе пружин это может вызвать большую разницу в осевом нагружении кассет.

Особенность этой конструкции является возможность необходимой ориентации кассет по вертикали. Однако это может реализоваться в случае, если в посадочном узле имеется необходимая & laquo-свобода»-. В неблагоприятном случае конус, который описывает осевая линия кассеты при покачивании, может отклоняться от вертикали. В этом случае последующее зажатие кассеты создает изначальную кривизну со всеми вытекающими последствиями, описанными ранее.

На рис. 2. 20 показана картограмма доработки опорных стаканов на первом блоке Волгодонской АЭС перед сборкой активной зоны. Дополнительная проверка, показала наличие большого количества неправильно ориентированных стаканов, которые были доработаны для обеспечения возможности строго вертикальной ориентации кассеты по схеме, указанной на рис. 2. 21. Дорабатывались стаканы с начальным отклонением плоскости калибра от горизонтали на базе 200 мм более 0,4 мм. Это мероприятие в совокупности с другими, такими как более плотная упаковка активной зоны, оптимизированное усилие зажатия, дало положительные результаты, и кассеты типа УТВС отработали 4 года без замечаний и активная зона вошла в режим стационарных перегрузок.

Реализован топливный цикл, в котором часть кассет работает 3 года, часть — 4 года. При этом выгорание максимально выгоревших кассет не превышает 50 МВт-сут/кги

2.8 Результаты работ по повышению устойчивости УТВС на примере 1 блока Волгодонской АЭС.

Первая топливная загрузка активной зоны 1 блока Волгодонской АЭС комплектовалась из 163 УТВС, в состав которых входили 61 ПС СУЗ и 42 пучка СВП. Последующие топливные загрузки комплектовались УТВС с интегрированным в топливо оксидом гадолиния вместо СВП.

16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42

17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41

Рис. 2. 20 — Доработка стояков на Волгодонской АЭС

Измерения специально разработанным калибром, имитирующим опорные поверхности хвостовика ТВС, показали необходимость доработки 97 опор ШВК из 163. Расчетная схема определения отклонения ТВС в опоре ШВК от вертикального положения приведена на рис. 2. 21.

Рис 2. 21 Расчетная схема определения отклонения ТВС в опоре ШВК от вертикального положения

В качестве приемочных, при проведении данной доработки, были приняты следующие критерии: максимальное отклонение имитатора ТВС, свободно установленного в опору ШВК, от вертикали должно обеспечить сцепление с захватом перегрузочной машины и возможность установки соседних ТВС- имитатор ТВС должен иметь возможность устанавливаться в вертикальное положение- должно быть обеспечено прилегание сферической поверхности хвостовика имитатора ТВС к конической поверхности опоры ШВК, исключающее образование момента на поворот хвостовика в опоре ШВК. а

Сведения об эксплуатации УТВС на Волгодонской АЭС представлены в таблице 2.4. Проектная величина среднего по УТВС выгорания топлива составляет 41,3 МВт-сут/кги, а максимального по УТВС — 43,4 МВт-сут/кги. Согласно указанной таблице УТВС после четырех лет эксплуатации достигли своего максимального проектного выгорания с учетом погрешности проведения нейтронно-физических расчетов и определения и восстановления поля энерговыделения в активной зоне.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнен анализ количественного и качественного влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс ТВС. К этим факторам относятся: схема взаимодействия элементов ТВС (твэлы, ДР, НК) — усилие зажатия ТВС в реакторе- длительность эксплуатации и, соответственно, выгорание- исходные технологические натяги твэл в ДР- плотность формирования активной зоны- режимы эксплуатации, неравномерность температур- состояние опорных поверхностей в реакторе.

2. Установлено, что активная зона на базе УТВС может работать в 4-х годичном топливном цикле до выгорания ~ 50 МВт-сут/кги при условии, что номинальное рабочее осевое усилие зажатия не будет превышать ~ 1 ООО тс, а исходный зазор между кассетами будет составлять ~ 1 мм.

В то время как вновь разработанная конструкция ТВС-2 мало зависит от внешних факторов и может работать в 5-ти годичном топливном цикле до выгорания 70 МВтсут/кги, т. е. обеспечить ресурс, обусловленный физическими возможностями ядерного топлива разрешенного 5%-ного обогащения.

3. В процессе всего срока эксплуатации пружины, выполненные из стали ХН77ТЮР сохраняют свою характеристику в допустимых пределах, НК из сплава Э-635 практически сохраняют свою первоначальную длину, ДР и их шаг расположения обеспечивают отсутствие фреттинг-износа оболочек твэл в течение всего срока эксплуатации.

4. На базе новой конструкции с жестким каркасом успешно могут быть созданы новые конструкции с удлиненным топливным столбом, одна из которых — ТВС-2М успешно работает на 1 блоке БалАЭС, а новая создается для РУ АЭС-2006.

Высокий технический уровень разработок подтверждается тем, что в конструкции УТВС и ТВС-2 использовались технические решения, защищенные патентами /59/-/63/, /72/, /73/.

Показать Свернуть

Содержание

ГЛАВА 1 ИСХОДНЫЕ ПРЕДПОСЫЛКИ РАЗРАБОТКИ.

1.1 Конструкция активной зоны базового проекта ВВЭР-1000.

1.2 Перевод на 3-х годичную кампанию.

1.3 Проблемы обеспечения надежности аварийной защиты.

1.4 Первоочередные компенсирующие меры

1.5 Надежность охлаждения твэл при повышенных межкассетных зазорах.

1.6 Первоочередные конструкторские меры обеспечения надежности аварийной защиты.

1.7 Разработка и внедрение обобщенной методики обеспечения надежности охлаждения твэл в условиях деформации ТВС.

1.8 Дополнительная программа регламентных проверок.

1.9 Разработка и сравнение критериев безопасности топлива

ВВЭР и PWR.

Список литературы

1. 302. 01. O6. OO. OOOBO. Кассета. Чертеж общего вида. ГКАЭ ОКБ & laquo-Гидропресс»-, 1978.2. 302−0-005. Исследование прочности и устойчивости бесчехловых кассет реактора ВВЭР-1000 при статических и динамических нагрузках. 1978. ОКБ & laquo-Гидропресс»-.

2. I. Vasilchenko, Е. Demin. Operational Indices of WER-1000 Fuel Assemblies and their improvements. Proceedings of international seminar. Varna, Bulgaria, on 7 -11 November 1994.

3. Yu. Bibilashvily, K. Dubrovin, I. Vasilchenko, A. Yenin, A. Kushmanov, V. Smirnov. Main examination results of WWER fuel after it’s irradiation in power reactors. Proceedings of international seminar. Varna, Bulgaria, on 7 -11 November 1994.

4. JAEA. Report. Core control and protection strategy of WWER Reactors. 1994- 11−22.

5. Control rod insertion reliability for WWER-1000 nuclear power plants. 20−24 February 1995, Viena, Austria.

6. С. Якобсон, Э. Франсиллон, Швеция- Франция. Неполное введение контрольных стержней из-за повышенного изгиба топливных стержней.

7. JAEA, 20 24 February, 1995: Rod Cluster Control Assemblies. Rcca’s stuck: EDF Experience.

8. Staffan Forsberg. Swedish Nuclear Power Ynspectorate Control rod not fully inserted after scram at Ringhals 4. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20−24 February 1995.

9. T. Andersson, J. Almberger, L. Bjornkvist. A Decade of assembly bow management at Ringhals. Cadarach, 2004.

10. L. Heins, W. Dambietr and H. -P. Fuchg. Design of Siemens control assemblies for pressurired water reactors and operational experiense. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20−24 February 1995.

11. I.N. Vasilchenko EDO Gidropress, Podolsk, Russia. WER-1000 Safety analysis considering increased drop time and/or partial insertion of control rods upon scram. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20−24 February 1995.

12. S. Langenbuch, G. Hoppner, Safrty Analysis of WER-1000 for Specific Transients considering Drop-Time of Failure of scram. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20−24 February 1995.

13. Выбор величины поджатая ТВС блоком защитных труб в реакторе 2-ого блока Балаковской АЭС 320-Пр-186, ОКБ & quot-Гидропресс"- 1993.

14. Анализ результатов эксплуатации ТВС ВВЭР-1000 с повышенным выгоранием. И. Васильченко, С. Кобелев, А. Енин. Российско-французский семинар, 22 -26. 03. 1999 г.

15. Обоснование безопасной эксплуатации реактора блока 1 Балаковской АЭС в 7-ю топливную кампанию с учетом влияния деформации ТВС. 320. 00. РР. 1 -185-Блк-1,1995 г. ОКБ & laquo-Гидропресс»-.

16. Методика определения значений коэффициентов неравномерности объемного энерговыделения при эксплуатации конкретной топливной загрузки с учетом влияния отклонений межкассетных зазоров. 320. 06. 00. 00. 000 ДЗ.

17. Методика определения допустимых значений коэффициентов неравномерности объемного энерговыделения при эксплуатации топливных загрузок при переходе на ТВС-2 и ТВСА 320-Пр-568, ФГУП ОКБ & quot-ГИДРОПРЕСС"-, 2004 г.

18. АЭС с ВВЭР-1000. Установка реакторная В-320. Привод СУЗ шаговый электромагнитный. Программа методика испытаний по проверке проходимости ПС СУЗ. 320-Пр-155 ОКБ & laquo-Гидропресс»-, 1993.

19. JEAN-LUE Provost-Michel Debes. EDF fuel’s operation experience and High burn-up strategy. Orlando, Florida, September 19−22 2004.

20. Ю. Г. Драгунов, А. В. Селезнёв, И. Н. Васильченко, С. Н. Кобелев,

21. B.П. Семишкин, В. В. Макаров, А. В. Афанасьев, Д. П. Пузанов. Экспериментальные и расчётные исследования жёсткости и формоизменения необлучённых ТВС ВВЭР-1000. ВАНТ, выпуск 5,2004.

22. Рыжов С. Б., Пономаренко Г. Л., Васильченко И. Н., Кобелев

23. C.Н., Левин Е. И., Вьялицын В. В., Иванов А. С. Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000. Третья МНТК 2003. ФГУП ОКБ & quot-Гидропресс"-. Подольск.

24. Макаров В. В., Афанасьев А. В., Селезнев А. В., Васильченко И. Н., Кобелев С. Н. Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных ТВС ВВЭР-1000. Третья МНТК 2003 ФГУП ОКБ & quot-ГИДРОПРЕСС"-, Подольск.

25. V. Troyanov, A. Enin, I. Vasilchenko, V. Molchanov. R&D Results for a New Generation of the TVS-2 Fuel Assemblies for a WWER-1000. Proceedings of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance. September 19−22, 2004, Orlando, Florida.

26. Отчет о научно-исследовательской работе. Статические испытания макетов ТВС-2. (Заключительный 464−0-011). МАЭ, ОКБ Гидропресс, 2001 г.

27. Г. П. Кобылянский, А. Е. Новосёлов. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Димитровград 1996.

28. Ф. Г. Решетников, Ю. К. Бибилашвили, И. С. Головин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1995.

29. Отчет о НИР. Разработка обосновывающих материалов для 14-й топливной кампании блока № 1 БаАЭС с ТВС-2 в части термомеханического поведения кассет в активной зоне. Обнинск, 2003. Инв. 6972.

30. Отчет о научно-исследовательской работе & laquo-Расчет прочности термомеханики элементов одиночной ТВС в стационарных режимах эксплуатации в базовом топливном цикле& raquo-, инв. № 60−24−174/05.

31. Holzer. Present status and future perspectives of siemens design fuel rods and assemblies for LWR. Russian/German seminar on LWR-FA-technology 20. 01. 92 through 24. 01. 92.

32. P. Melin, B. Gautier, P. Combette Behaviour of Fragema fuel in power reactors international topical meeting on LWR fuel performance Avignon (France) -April 21−2. 1991.

33. Тематический отчет. Обоснование работоспособности твэлов ВВЭР-1000 4-х годичной кампании в стационарных условиях эксплуатации. 428-Пр-466.

34. Н. Weidinger. Western and WWER Materials Investigations- Past Lessons, Present Achievements and Future Trends for fuel Rod Cladding and fuel Assembly Structure. 1−5 October 2001, Albena, Bulgaria.

35. Послереакторные исследования реперной УТВС №ЕД5846, отработавшей на 1 блоке БаАЭС до выгорания 42,9 МВт-сут/кги, ГНЦ НИИАР. 0−5149,2001 г.

36. Послереакторные исследования УТВС ВВЭР-1000 № СДР9610У с уран-гадолиниевым топливом, отработавшей на третьем блоке БаАЭС до выгорания 47,9 МВтхсут/кги, ГНЦ НИИАР. 0−5633.

37. Отчёт & laquo-Исследования рабочих кассет № 13 634 250″, Нововоронежская АЭС, 1997 г.

38. Отчет о научно-исследовательской работе. Расчетный анализ термомеханичесого поведения модернизированной ТВС при выбранных вариантах конструктивных решений и допусках (промежуточный). Инв. № 10 464. ГНЦ РФ ФЭИ, 2000 (инв. ОКБ & quot-Гидропресс"- № 217 410).

39. Отчет по программе эксплуатации и и расчетные исследования т/м характеристик элементов, узлов и макетов ТВС с жестким каркасом в обоснование т/мех. стабильности ТВС в условиях эксплуатации. Заключительный отчет № 53−06/202 от 04. 2001 ОАО НЗХК, 2001.

40. Акт. Результаты механического испытания на сжатие ЦЦР. Цех 39. исх. 39−43−01/67. НЗХК, 2000.

41. Техническое сообщение. Исследование качества сварного соединения НК из сплава Э-635 с дистанционирующей решеткой из сплава Э-110. № 39−43−01/802 от 25. 12. 2001. ОАО НЗХК.

42. Акт № 53−06/206 от 14. 03. 2003 об испытаниях дистанционирующих решеток ТВС-2 на сжатие. 52. 464−0-014 Отчет о НИР. Результаты термомеханических и термоциклических испытаний макета ТВС-2. 464−0-014. ОКБ & quot-Гидропресс"-, 2002.

43. Отчет о научно-исследовательской работе. Расчетное обоснование термомеханического поведения ТВС-2 с жестким каркасом в составе активных зон в установившемся 4-х годичном топливном цикле (промежуточный). ГНЦРФ ФЭИ, 2001 (инв. ОКБ & quot-Гидропресс"- № 217 854).

44. Отчет. & quot-Расчетное обоснование термомеханического поведения ТВС-2 с жестким каркасом в составе активных зон в четырехгодичном топливном цикле в процессе выхода от 1-й загрузки в стационарный режим выгорания& quot-. ГНЦ РФ ФЭИ. Инв.№ 10 942, 2001.

45. Отчет. & quot-Рассмотрение поведения зоны ВВЭР-1000 с ТВС-2 при авариях с потерей теплоносителя и при сейсмических воздействиях& quot-. ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10 953,2001 (инв. ОКБ & laquo-Гидропресс»- № 217 986).

46. Отчет. & quot-Рассмотрение поведения зоны ВВЭР-1000 с ТВС-2 при авариях с потерей теплоносителя и при сейсмических воздействиях& quot-. ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № Ю953, 2001 (инв. ОКБ & laquo-Гидропресс»- № 217 986).

47. Отчет. & quot-Расчет на прочность узлов соединения хвостовиков твэлов и направляющих каналов с опорой нижней решеткой бесчехловых кассет ВВЭР-1000& quot-. ГНЦ РФ ФЭИ. Инв. № 10 946, Обнинск, 2001.

48. Отчет (заключительный). «Расчетно-экспериментальные исследование в обоснование создания модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 с жестким каркасом& quot-. ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10 954, 2002

49. Рожков В. В., Чапаев И. Г., Бычихин Н. А., Батуев В. И., Чиннов А. В., Зарубин М. Г., Бачурин В. Д., Кушманов А. И., Никишов О. А., Васильченко И. Н. & laquo-Тепловыделяющая сборка ядерного реактора& raquo-, Патент Р Ф № 2 209 475, ОАО & laquo-НЗХК»-.

50. Агишев В. В., Бычихин Н. А., Васильченко И. Н., Енин А. А., Никишов О. А., Синников Ю. Г., Шустов М. А. & laquo-Тепловыделяющая сборка ядерного реактора& raquo-, Полезная модель № 29 800, ОАО & laquo-НЗХК»-, 2003.

51. Васильченко И. Н., Кобелев С. Н., Ионов В. Б., Кушманов А. И., Синников Ю. Г., Петров В. М. & laquo-Съемная головка тепловыделяющей сборки& raquo-, Патент Р Ф № 2 221 289, ОКБ & laquo-Гидропресс»-, ОАО & laquo-НЗХК»-, 10. 01. 04.

52. Васильченко И. Н., Демин Е. Д., Кобелев С. Н., Бабаев В. А., Енин

53. A.А., Кушманов А. И., Синников Ю. Г., Петров В. М. & laquo-Тепловыделяющая сборка ядерного реактора& raquo-, Патент Р Ф № 2 079 171, ОКБ & laquo-Гидропресс»-, АООТ & laquo-НЗХК»-, 10. 05. 97.

54. Чернышов В. М., Ряховских В. И., Пославский А. О., Пономаренко

55. B.Б., Маковский В. Д., Осадчий А. И., Лунин Г. Л., Васильченко И. Н. & laquo-Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора& raquo-, Патент Р Ф № 2 101 788, ГП МЗП, 1998.

56. Отчет о НИР. & quot-Расчетное прогнозирование термомеханического поведения ТВС в составе активной зоны блока № 1 Балаковской АЭС в 13-й топливной кампании в обоснование опытной эксплуатации ТВС-2& quot-. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, Инв. № 11 013, Обнинск, 2002.

57. Отчет о НИР. & quot-Разработка обосновывающих материалов для 14-й топливной кампании блока № 1 Ба АЭС с ТВС-2 в части термомеханического поведения кассет в активной зоне& quot-. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв. 6972, Обнинск2003.

58. Отчет о НИР. & quot-Расчетное обоснование термомеханики активной зоны 1-ого блока БаАЭС с ТВС-2 в 15−18 топливных кампаниях& quot-. Отчет ГНЦ ФЭИ, инв. 7041. Обнинск 2004.

59. Установка реакторная В-320. Опытно-промышленная эксплуатация в реакторе блока № 1 Балаковской АЭС в течение 13−16 топливных кампаний ТВС-2. Программа испытаний, 320-Пр-440. ОКБ & quot-Гидропресс"-, 2002.

60. I. Vasilchenko, Yu. Ananyev. New Requirements for the WWER Fuel and their consideration in Designing the fuel assemblies. Proceedings of the Forth International Conference. 29 September- 3 October 2003. Albena, Bulgaria. ~

61. I.N. Vasilchenko, A.A. Enin, V.M. Troyanov, V.L. Molchanov. Design measures for providing geometrical stability of WWER reactor cores. Proceedings of a technical meeting held in Cadarache, France, 22- 26 November2004.

62. Отчет о Научно Исследовательской Работе & laquo-Испытания пружин ТВС ВВЭР-1000 на релаксацию (заключительный). 404−0-021. «, ОКБ Гидропресс, 1997.

63. Рожков В. В., Чапаев И. Г., Батуев В. И., Чиннов А. В., Зарубин М. Г., Бычихин Н. А., Кушманов А. И., Васильченко И. Н., Енин А. А. & laquo-Тепловыделяющая сборка ядерного реактора& raquo-, Патент Р Ф № 2 223 557, ОАО & laquo-НЗХК»-, 2004.

64. Васильченко И. Н., Молчанов В. Л., Кобелев С. Н., Орлов Г. Д., Енин А. А., Синников Ю. Г., Бычихин И. А. & laquo-Тепловыделяющая сборка ядерного реактора& raquo-, Патент Р Ф № 2 254 624, ОАО & laquo-НЗХК»-, ФГУП ОКБ & laquo-ГИДРОПРЕСС»-, 2005.

Заполнить форму текущей работой