Разработка систем безопасности в проекте АЭС нового поколения с реактором ВВЭР средней мощности с использованием пассивного принципа

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
139


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Осуществляемая Минатомом государственная политика России по ядерной энергетике определена Программой развития атомной энергетики РФ на 1998−2005 годы и на период до 2010 года [1]. В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и, создания усовершенствованных АЭС для строительства в следующем десятилетии.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате, проектируемые АЭС становятся все более и более сложными и, следовательно, — более и более дорогими.

При господствующей в настоящее время философии безопасности атомная энергетика близка к её экономически & quot-предельному"- уровню — дальнейшее наращивание систем-безопасности ведёт к неминуемой потере конкурентоспособности атомной энергетики. Статистика эксплуатационных нарушений на АЭС РФ стабилизировалась и для ее снижения требуются новые технические и концептуальные решения.

Новые концепции в проектировании систем безопасности и принципов их работы должны отойти от стереотипа & quot-чем дороже, тем безопаснее& quot- к норме & quot-чем безопаснее, тем дешевле& quot- провозглашенные в & laquo-Стратегии Развития Атомной энергетики РФ& raquo-.

В российских условиях значительным резервом удешевления АЭС является совершенствование нормативной базы проектирования, а также отказ от дорогостоящих и неоправданно громоздких зданий, сооружений и инфраструктуры.

Концепция энергоблоков нового третьего поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР, РБМК и БН и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчётных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до величин меньших, чем ориентиры ОПБ-88/97.

АЭС нового поколения с реактором ВВЭР средней мощности должны содержать ряд принципиально новых технических решений по сравнению с действующими и сооружаемыми блоками этого типа и обеспечивать повышенную безопасность при эксплуатации энергоблока.

Улучшение технико-экономических показателей для данного поколения АЭС предусматривается за счёт: :

• снижения удельных капитальных затрат на строительство-

• увеличения проектного срока службы АЭС до 60 лет-.

• уменьшения объемов основных зданий-

• упрощения схемных решений и более рациональных компоновочных решений.

Актуальность темы

Современные международные. нормы проектирования АЭС [3] рекомендуют при разработке систем безопасности использовать различные физические принципы и технические средства (активные и пассивные) для реализации функций безопасности. Применение разнопринципности обеспечивает глубокую защиту от отказов по общей причине и позволяет значительно повысить показатели надежности систем безопасности. Однако в этой проблеме на сегодняшний день отсутствует единый подход к обоснованию характеристик систем безопасности, обеспечивающих рациональное сочетание активных и пассивных принципов. Таким образом, актуальной является задача рассмотрения комплекса вопросов, связанных с разработкой и обоснованием рациональных технических решений в направлении минимизации затрат и повышения безопасности АЭС с ВВЭР средней мощности.

Цель работы

Целью работы является анализ существующих и перспективных технических решений с целью обоснования концептуальных подходов обеспечения безопасности АЭС, а также разработка систем безопасности в проектах АЭС нового поколения с ВВЭР средней мощности.

Научная новизна

Обоснование принципиально нового комплексного подхода к преодолению широкого спектра аварий с потерей теплоносителя (в том числе запроектных), включая требования, предъявляемые непосредственно к реактору.

Обоснование сочетания активных и пассивных технических систем для решения задач обеспечения безопасности энергоблока

Практическая ценность работы.

Предложенные обоснованные рекомендации по комплексному формированию характеристик реактора и систем безопасности, реализованы в конкретном проекте АЭС с ВВЭР средней мощности. Эти же рекомендации могут быть использованы в проектах вновь проектируемых АЭС.

Предмет защиты

Автор защищает:

• результаты комплексного анализа систем безопасности на базе рассмотрения проектов действующих АЭС и опыта их эксплуатации-

• принципы рационального формирования характеристик собственно реакторной установки и построения систем безопасности, результаты разработки отдельных подсистем в обеспечении современных требований безопасности-

• обоснование концепции применения пассивных систем в проектах АЭС нового поколения, обеспечивающих повышенную безопасность в аварийных ситуациях-

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 во всех разработках по повышению безопасности АЭС с ВВЭР, включая расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, формирование научно-концептуальных положений в проектах АЭС с ВВЭР-640.

Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах в работах, положенных в основу представленной диссертации.

Основные результаты работы докладывались автором на научно-технических конференциях и семинарах, в том числе:

Международная конференция & laquo-Теплофизика-90»- (Обнинск, 1990) — Международная конференция ПАЭК (Исламабад, Пакистан, 1993) — Международная конференция & laquo-Аспекты безопасности усовершенствованных Российских реакторов& raquo- (Питтсбург, США, 1994) — Экспертный совет GRS (Мюнхен, Германия, Москва, 1992−1994) — Международная конференция & laquo-Теплофизика-95»- (Обнинск, 1995) — Международная конференция & laquo-Базисный проект АЭС с ВВЭР-640& raquo- (Эрланген, Германия, 1999) —

Международный форум «Nuclear power in Eastern Europe: Options, Challenges and Future» (Болгария, 2002).

• Выводы представленных сопоставлений носят оценочный характер и не претендуют на свою абсолютность. Они предназначены для иллюстраций закономерностей и тенденций. Более подробные комментарии даются в каждом разделе сравнений.

4.1.2 Технико-экономические показатели по строительной части

Поскольку материалоемкость строительных решений, в первую очередь влияет на объем капитальных затрат и сроки сооружения объекта, то сравнение показателей для обоих вариантов выполнено достаточно детализовано по каждому из основных сооружений, входящих в. главный корпус-моноблок АЭС. Что касается вспомогательных общестанционных сооружений АЭС, показанных в таблицах одной строкой и в значительной степени зависящих от конкретных местных условий площадки и строящихся сразу на полную мощность АЭС, то их количества и абсолютные показатели приняты для обоих вариантов, исходя из суммарной мощности АЭС в два блока. Следует подчеркнуть, что при увеличении мощности АЭС составляющая часть расходов, зависящая от вспомогательных сооружений, может быть пропорционально уменьшена.

Материалоемкость строительных решений представлена в виде удельных расходов (на единицу мощности — 1 МВт) по четырем основным строительным параметрам:

• площади застройки сооружений

• строительному объему сооружений

• объемному расходу железобетона

• расходу металлоконструкций.

При расчетах удельных расходов принимались следующие максимально допустимые электрические мощности соответствующих реакторных установок:

• для АЭС ВВЭР 440/500 — 500 МВт

• для АЭС ВВЭР-640 — 645 МВт.

Упомянутые технико-экономические показатели строительных решений представлены:

• для АЭС ВВЭР 440/500 — в таблице 4. 1−1

• для АЭС ВВЭР-640 — в таблице 4.1 -2.

Сопоставление удельных технико-экономических показателей обоих вариантов в процентном отношении представлено в таблице 4. 1−3.

Технико-экономические показатели по строительной части для АЭС с ВВЭР-440/500 представлены в физических единицах на 1 Мвт (при расчетной мощности блока 481 МВт)

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Рассмотрено состояние вопроса выполнения международных и отечественных требований по безопасности АЭС с ВВЭР на современном этапе развития атомной энергетики.

2. Показано, что в проекте АЭС с ВВЭР средней мощности одним из главных факторов успешного решениж проблемных вопросов безопасности/является существенно сниженная по сравнению с ВВЭР большой мощности средняя удельная энергонапряженность активной зоны (~ в 1,5 раза).

31 С учетом положения, отраженного в п. 2 заключения, доказано, что технические: решения по системам безопасности & laquo-энергоблоков с ВВЭР большой и средней мощности отличаются не только масштабным фактором, но и специфическими особенностями систем безопасности, обеспечивающими разный качественный уровень функционирования. В частности, в проекте с ВВЭР средней мощности: а) доказана работоспособность уникальной системы аварийного расхолаживания для тяжелых аварий- базирующаяся¦- на & laquo-парадоксальном»- принципе принудительной разгерметизации I контура (вместо подпитки) для организации естественной циркуляции теплоносителя через реактор и бассейн при атмосферном давлении. б) запроектная авария, вызывающая расплавление активной зоны, не приводит к проплавлению днища реактора и выходу кориума за пределы корпуса реактора, благодаря- достаточно интенсивному теплоотводу, обеспечиваемому специальной пассивной! системой безопасности. Известно, что в ВВЭР большой мощности: проплавление днища * реактора не исключается.

4. На базе анализа, использующего логико-вероятностный метод, определено рациональное сочетание активных и пассивных систем обеспечивающих безопасность, реализованных в проекте АЭС нового поколения с ВВЭР средней мощности.

5. На основе выполненных исследований научно обоснован комплекс систем безопасности и технических средств обеспечения безопасностиг АЭС нового поколения& raquo- с ВВЭР средней мощности реализованный в проекте АЭС с реактором ВВЭР-640. 1

6. Выполненный экономический анализ предложенных и внедренных в проект систем безопасности показал существенный выигрыш по сравнению с известными техническими 5 решениями, благодаря- улучшению массогабаритных показателей, снижению металлоемкости и соответственно финансовых затрат.

7. Показано, что сравнение экономических показателей энергоблоков с: ВВЭР большой и средней мощности только по стоимости установленных кВт является неправомерным. В энергоблоках с ВВЭР средней мощности условия работы корпуса реактора из-за меньшей интенсивности нейтронного облучения существенно облегчаются, что приводит к увеличению срока его службы по сравнению с ВВЭР большой мощности ~ в 1,7^-2 раза, соответственно сдвигая начало этапа снятия АЭС с эксплуатации. Учет срока службы энергоблока не позволяет однозначно говорить об экономических преимуществах бло

133 ков большой мощности. С учетом этого обстоятельства, целесообразно предусмотреть строительство АЭС нового поколения с ВВЭР средней мощности. Потребность в таких АЭС имеется как в России, так и за рубежом.

С учетом более качественного решения в них проблем безопасности будет на практике реализован переход, провозглашенный & laquo-Стратегией Развития Атомной энергетики РФ& raquo- от лозунга & laquo-чем дороже, тем безопаснее& raquo-, к лозунгу & laquo-чем безопаснее, тем дешевле& raquo-.

ПоказатьСвернуть

Содержание

Перечень сокращений

1 Современные требования к системам безопасности и пути их реализации

1.1 Требования, предъявляемые к системам безопасности АЭС нового поколения

1.2 Обзор технологических решений систем безопасности в проектах АЭС

1.2.1 Удаление остаточного тепловыделения из неповрежденного первого контура

1.2.2 Отвод тепла из первого контура в случае аварии с потерей теплоносителя

1.2.3 Отвод остаточных тепловыделений из

1.3 Использование вероятностного анализа безопасности для повышения надежности АЭС с ВВЭР нового поколения

1.4 Анализ перечня исходных событий

1.5 Функциональный анализ значимости активных и пассивных систем безопасности в рамках логико-вероятностной модели

1.6 Выводы

2 Эволюция схемных решений, направленных на повышение безопасности АЭС нового поколения

2.1 Технологические решения системы пассивного отвода тепла от ПГ

2.2 Пассивные элементы системы аварийного охлаждения активной зоны

2.3 Технологические решения системы аварийного разуплотнения первого контура

2.4 Конструкционные особенности системы пассивного отвода тепла из герметичной оболочки

2.5 Пассивная система удержания расплава в корпусе реактора

2.6 Выводы

3 Обоснование теплогидравлических характеристик систем безопасности в проекте АЭС нового поколения средней мощности

3.1 Исследование характеристик системы пассивного отвода тепла от ПГ

3.1.1 Численное решение

3.1.2 Сопоставление с экспериментальными данными ЦКТИ g

3.1.3. Результаты тестирования программы

3.2 Исследование характеристик системы аварийного разуплотнения первого контура

3.2.1 Режим с отказом всех СПОТ ПГ

3.2.2 Режим с отказом двух СПОТ ПГ

3.2.3 Влияние различных факторов на режим расхолаживания РУ через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура

3.3 Выводы 107 4. Экономические характеристики АЭС нового поколения

4.1 Оценка материалоемкости сопоставляемых вариантов АЭС средней мощности

4.1.1 Общая часть

4.1.2 Технико-экономические показатели по строительной части

4.1.3 Сопоставление объемов оборудования по технологической части

4.1.4 Сопоставление объемов оборудования по электротехнической части 115 4.1.5. Сопоставление объемов оборудования по гидротехнической части

4.2 Экономическая эффективность продления сроков службы блоков АЭС. 117 ЗАКЛЮЧЕНИЕ 133 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Перечень сокращений

A3 активная зона

АБР Арматурный блок разгерметизации

АПТ авария с потерей теплоносителя

АЭС атомная электростанция

БАОТ бак аварийного отвода тепла

БЗОК быстродействующий запорный отсечной клапан

БРУ быстродействующее редукционное устройство

БРУ-А быстродействующее редукционное устройство сброса пара в атмосферу

БРУ-К быстродействующее редукционное устройство сброса пара в конденсатор турбины

ВАБ вероятностный анализ безопасности

ВВЭР водо-водяной энергетический реактор

ВКУ внутрикорпусные устройства

ВХР водно-химический режим

ГЕ гидроемкость

ГЦН главный циркуляционный насос

ГЦТ главный циркуляционный трубопровод

ЕЦТ естественная циркуляция теплоносителя

30 защитная оболочка

ИПУ импульсное предохранительное устройство

ИС исходное событие

КИП контрольно-измерительные приборы

КД компенсатор давления

КО короба охлаждения

МАГАТЭ международное агентство по атомной энергии

ИКС нижняя камера смешения

ООП отказ по общей причине

ОРУ открытое распределительное устройство

ПГ парогенератор

ПИС потенциальное исходное событие

РУ реакторная установка

САОЗ система аварийного охлаждения зоны

СКУ система контроля и управления

СНР система нормального расхолаживания

СОТ ЗО система отвода тепла от защитной оболочки

СПОТ ПГ система пассивного отвода тепла через парогенераторы

СУЗ система управления и защиты

ТБ топливный бассейн

ТВС тепловыделяющая сборка

ТК технологический конденсатор

ТОАР теплообменник аварийного расхолаживания

ТЭ тепловой элемент

ЧПЗ частота плавления активной зоны

УЛР устройство локализации расплава

Список литературы

1. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998−2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века (основные положения), 21. 12. 1999

3. Молчанов А. В., Солодовников А. С. & laquo-Использование методов вероятностного анализа безопасности для обоснования комплексного применения пассивных и активных систем безопасности& raquo- Теплоэнергетика, № 2, 2004

4. Безопасность атомных станций: проектирование Серия норм МАГАТЭ по безопасности. NS-R-1, Вена 2003 г.

5. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Безопасность ядерных установок, Серия изданий по безопасности,№ 110,МАГАТЭ, Вена (1994).

6. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Глубокоэшелони-рованная защита в ядерной безопасности, INS AG-10,МАГАТЭ, Вена (1998)

7. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, 75-INSAG-3 Rev. I, INSAG-12,IAEA, Vienna (1999).

8. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Обеспечение качества для безопасности атомных электростанций и других ядерных установок, Свод положений и руководства по безопасности, Q1-Q14,Серия изданий по безопасности,№ 50-C/SG-Q, МАГАТЭ, Вена (1998).

9. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 НП-001−97 (ПНАЭ Г-01−011−97), Москва, 1997 г.

10. Молчанов А. В., Безлепкин В. В., Горбаев В. А. и др. & laquo-Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640& raquo-, Теплоэнергетика, № 12, 1995.

11. Молчанов А. В., Безлепкин В. В., Горбаев В: А. и др. & laquo-Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР-640& raquo-, Теплоэнергетика, № 12, 1995.

12. D. Bittermann, U. Krugmann- G, Azarian «EPR accident scenarios and provisions», Nuclear Engineering and design 207 (2001) 49−57.

13. N. Bonhomme «Systems organization for European pressurized water reactor (EPR)», Nuclear Engineering and design 187 (1999) 71−78.

14. J. Czech, J. Wirkner, M. Yvon «European pressurized water reactor: safety objectives and principles», Nuclear Engineering and design 187 (1999) 25−32.

15. Generic initiating events for PSA for WWER reactors, IAEA-TECDOC-749- Vienna: International Atomic Energy Agency, June 1994.

16. Procedures for analysis of accidents in shutdown modes for WWER nuclear power plants, LAEA-EBP-WWER-09, July 1997.

17. Ю. В. Швыряев. Применение ВАБ для принятия решений по повышению безопасности действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР. Доклад на рабочем семинаре МАГАТЭ по & laquo-Живому»- ВАБ и применениям ВАБ, Москва, 7−11. 10. 02. Балаковской АЭС (блок 5)

18. Тяньваньская АЭС. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Заключительный отчет. СПб: Атомэнергопроект, 2003.

19. Б. Д. Гусев, Р. И. Калинин, А. Я. Благовещенский Гидродинамические аспекты надежности современных энергетических установок. Ленинград, Энергоатомиздат, 1989.

20. А. И. Клемин, Л. Н. Полянин, М. М. Стригулин & laquo-Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов& raquo-, Москва, Атомиздат, 1980.

21. D. Adomaitis, G. Saiu, M. Oyarzabal «European passive plant program. A design for the 21st centure», Nuclear Engineering and design 179 (1998) 17−29.

22. ICONE-8514, 8* Int. Conf. On Nuclear Engineering, April 2−6, 2000, Baltimore, MD USA. «Ability of AP600 to meet UK licensing requirements», T. Schulz, DJoynson.

23. Авторское свидетельство № 1 596 993 & laquo-Система аварийного охлаждения ядерного реактора& raquo- Авторы: Молчанов А. В., Ермолаев В. Ф., Фролов П. В. 1989 г.

24. Авторское свидательство № 1 547 572 & laquo-Система&bull- аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора& raquo- Авторы: Молчанов А. В., Ермолаев В. Ф., Фролов. П.В. и др., 1988 г.

25. Авторское свидател ьство № 1 618 175 & laquo-Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора& raquo- Авторы: Молчанов А. В. ', Ермолаев В. Ф., Фролов П. В. и др., 1989 г.

26. Чанг, С., NO, B.C., Баек. В-П. И Ли С. -Л, 1997, Взгляд Кореи на реакторы будущего поколения, Nucl. Eng. Int., February 1997,12−16.

27. Де Валкенеер, М. и Pox, М. 1997, Требования Европейской организации к будущим: Материалы, Европейские водо-водяные реакторы EPR, 19−21 October 1997, Cologne, Germany, German Nuclear Society (KTG) and French Nuclear Energy Society (SFEN), pp. 92−106.

28. EPRI, 1990, Требования к эксплуатирующим организациям с усовершенствованными легководными реакторами, Тома I, Н, and HI, EPRI Report NP 6780-L, PaloiAlto, California, September 1990.

29. МАГАТЭ, 1996, Ход выполнения работ по проектированию, исследованиям и разработке, испытаниям для усовершенствованных водо-охлаждаемых реакторов (ТСМ Piacenza, Italy, 16−19 May 1995), Отчет МАГАТЭ, IAE?-TECDOC-872, Vienna (April 1996).

30. МАГАТЭ, 1997a, Состояние проектирования: усовершенствованных легководных реакторов 1996, Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-968, Vienna (September 1997).

31. МАГАТЭ, 1997b, Усовершенствования в Advances in heavy water reactor technology (TCM: Mumbai, India, 29 Jan. -l Feb. 1996), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC-984, Vienna (November 1997).

32. МАГАТЭ, 1997c, Terms for describing new, advanced, nuclear power plants, IAEA, TECDOC-936 (April 1997).

33. МАГАТЭ, 1998b, Int. Symposium on Evolutionary Water Reactors: Strategic Issues, Technologies and Economic Viability, Seoul, Republic of Korea, 30 November 4 December 1998, IAEA-SM-353.

34. KTG/SFEN, 1997, Proceedings, The European Pressurized Water Reactor EPR, 1921 October 1997, Cologne, Germany, German Nuclear Society (KTG) and French Nuclear Energy Society (SFEN).

35. NEI, J995, Strategic plan for building new nuclear power plants, Nuclear Energy Institute Executive Committee, Fifth Annual Update (November 1995).

36. OECD, 1996, Relevant thermal hydraulic aspects of advanced reactor design, Committee for the Safety of Nuclear Installations Report, OECD/GD/R (96)22 (Nov. 1996).

37. Santucci, J., and G. Sliter, 1996, Ensuring the economic competitiveness of Advanced Light Water Reactors. In: SFEN/ENS Topical Meeting TOPNUX 969 Paris, France.

38. Sardain, P., 1997, Residual Heat Removal in a PWR using a passive system, In: Proc. 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety -ARS-97 (Orlando, FL, 1−5 June1997), American Nuclear Society, pp. 441−447.

39. Schaffrath, A., Hicken, E.F., Jaegers, H. and Prasser, H. -M., 1999, Experimental and analytical investigation of the operation mode of the Emergency Condenser of the SWR1000, Nuclear Technology, 126,123−142.

40. TOPNUX, 1996, Proc. Int. Conf. TOPNUX 96, Paris, 30 September 2 October, 12, 1996.

41. Van Goethem, G., Keinhost, G., Martin Bermejo, J., and Zurita, A. (editors), 1998, EU Research on Severe Accidents, 17−19 November 1997, Luxembourg, Office of EU' Publications, EUR 18 258 EN, Luxembourg.

42. ICONE-8019, 8* Int. Conf. On Nuclear Engineering, April 2−6, 2000, Baltimore, MD USA. «The concept and main solutions for the safety of a new Russian project of a nuclear power station with a VVER-1000 reactor», G.S. Taranov, V.M. Berkovich

43. N. Agafonova, J. Banati. Generalized flow regime maps for improvement of computer code prediction. Proceedings of Fifth International Seminar on Horizontal Steam Generators. Lappenranta, Finland, 2001, p. 234−241.

44. Агафонова Н. Д., Благовещенский А. Я. Обобщенные карты режимов- течения применительно к теплогидродинамики ЯЭУ. Труды НПО ЦКТИ & laquo-Атомное машиностроение& raquo-, СПб, 2002.

45. ICONE-6390, 6* Int. Conf. On Nuclear Engineering, May 10−14, 1998 «Economic objectives of next generation of nuclear plants» E. Cummins, M. Mahlab

46. ICONE-6535, 6* Int. Conf. On Nuclear Engineering, May 10−14, 1998 «Passive plant technology for EUROPE» D. Adomaitis, K.J. King

47. ICONE-9516, 9* Int. Conf. On Nuclear Engineering, April 8−12, 2001 «AP-1000 status overview!' W.E. Cummins, R.F. Wright

48. Пилютинский В. И., Охотин В. В. Моделирование неравновесных процессов в компенсаторе объема для использования в тренажерных устройствах.- В сб. статей & laquo-Атомные электрические станции& raquo-, М, Энергоатомиздат, вып. 6, 1983, с. 15−22.

49. RELAP5/MOD2 Cod Manual, vol/1, NUREG/CR-4312, EGG-2396, 1985

50. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения.- М: Мир, 1972, 440с.

51. Код РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/02 Методи ка расчета

52. Часть 1. Теплогидравлический модуль РАТЕГ. Отчет СПбАЭП № Р-1660. 01, 2002:

53. European utility requirements for LWR nuclear power plants. Chapter 17, PSA Me-todology, 1995.

54. Экспериментальные исследования и расчетный анализ процессов расхолаживания реактора АЭС ВВЭР-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура. Отчет НИТИ №Т-544, 1992, 174с.

55. Экспериментальные и расчетные исследования в обеспечение верификации и обоснование программных комплексов для процессов в пассивных системах безопасности реакторной установки ВВЭР-640 (второй этап). "- Отчет № 22 197/10, АООТ & laquo-НПО ЦКТИ& raquo-, 1998 г.

Заполнить форму текущей работой