Методы и средства технической диагностики герметичности оборудования АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Давиденко, Николай Никифорович

• Давиденко, Николай Никифорович
• доктор технических наук
• 2000

Оглавление диссертации доктор технических наук Давиденко, Николай Никифорович

СОКРАЩЕНИЯ И УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ПРОБЛЕМЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ АЭС. СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА.

1.1. Предварительные замечания.

1.2. Методы измерения газовых потоков и течеискания в конструкциях, испытываемых на герметичность.

1.3. Экспериментальные методы контроля герметичности конструкций.

1.4. Цели и задачи исследований.

2. МЕТОДИКА ДИАГНОСТИКИ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ФЛАНЦЕВЫХ СОЕДИНЕНИЙ ВЕРХНЕГО БЛОКА РЕАКТОРА ВВЭР-1000 В ПРОЦЕССЕ ГИДРОИСПЫТАНИЙ ПЕРВОГО КОНТУРА АЭС НА ОСНОВЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ИНДИКАТОРНОГО ГАЗА-ГЕЛИЯ.

2.1.Течение и теплообмен в чувствительном элементе создаваемого гелиевого течеискателя.

2.2.Параболизация уравнений движения и энергии. Их безразмерная форма, условия однозначности.

2.3. Метод численного решения параболизованных уравнений.

2.4. Аппроксимация пространственных производных и граничных условий.

2.5. Результаты расчета теплообмена в кольцевом канале чувствительного элемента датчика гелиевого течеискателя.

2.6. Принцип действия и конструкции датчика малогабаритного гелиевого течеискателя.

2.7. Принцип действия и конструкция гелиевого течеискателя

2.8. Перенос газов и пароводяных сред в неплотностях микроскопических размеров.

2.9. Моделирование течи индикаторного газа на экспериментальной установке.

2.10. Испытания герметичности фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000 с помощью нового гелиевого течеис-кателя.

3. ЧИСЛЕННЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛОГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ВО ФЛАНЦЕВЫХ СОЕДИНЕНИЯХ ВЕРХНЕГО БЛОКА ВВЭР-1000.

3.1. Предварительные замечания.

3.2. Обоснование двухмерной математической модели температурного состояния фланцевых соединений ВБ ВВЭР-1 ООО и результаты численных исследований.

3.3. Расчетная модель пространственного течения теплоносителя в полости фланцевого участка привода СУЗ ВВЭР-1 ООО. 105.

3.3.1. Постановка задачи.

3.3.2. Исходные уравнения.

3.3.3. Граничные условия.

3.3.4. Выбор способа взаимного расположения узлов сеточных функций.

3.3.5. Построение разностной схемы.

3.4. Результаты численного моделирования движения и теплообмена теплоносителя при отсутствии протечек во фланцевом соединении привода СУЗ.

3.5. Результаты численного моделирования течения теплоносителя во фланцевом соединении привода СУЗ при наличии протечек.

3.6. Возможные проявления неплотностей во фланцевом соединении верхнего блока реактора ВВЭР-1000 при нестационарных температурных режимах эксплуатации.

4. РАЗРАБОТКА И СОЗДАНИЕ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ

СИСТЕМЫ РАННЕГО ОБНАРУЖЕНИЯ И НЕПРЕРЫВНОГО КОНТРОЛЯ ПРОТЕЧЕК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ НА ВБ РУ ВВЭР-1000 ПРИ ГИДРОИСПЫТАНИЯХ И РАБОТЕ ЭНЕРГОБЛОКА НА МОЩНОСТИ.158.

4 . 1. Предварительное замечание.

4.2. Метод расчета сопротивления резисторных датчиков, устанавливаемых в системе раннего обнаружения и контроля герметичности фланцевых соединений верхнего блока ВВЭР-1000.

4.3. Методика испытаний датчика сопротивления для обнаружения протечек во фланцевых соединениях верхнего блока реактора ВВЭР-1 ООО.

4.4. Экспериментальные результаты измерений основных параметров датчика сопротивления.

4.5. Экспериментальные параметры ёмкостного датчика раннего обнаружения протечек на ВБ РУ ВВЭР

4.6. Анализ результатов измерений величины сигнала датчиков протечки на макете фланцевого соединения ВБ РУ ВВЭР

4.7. Автоматизированная система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на ВБ РУ ВВЭР

4.8. Экспериментальная отработка макета системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя с резистивными датчиками.

4.9. Аппаратно-программное обеспечение автоматизированной системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на ВБ РУ ВВЭР-1 ООО.

4.9.1. Управление системой.

4.9.2. Функции программного обеспечения.

4.9.3. Программное обеспечение управляющей вычислительной машины

5. РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ТЕХНИЧЕСКОЙ

ДИАГНОСТИКИ ГЕРМЕТИЧНОСТИ КОРПУСА БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ.

5.1. Предварительные замечания

5.2. Структурные особенности сквозных микродефектов бассейна выдержки и происходящие в них явления.

5.3. Характеристики истечения жидкости из отверстий конечных размеров в стенках бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

5.4. Методы измерения негерметичности применительно к бассейнам выдержки.

5.5. Математическая модель, описывающая конвективный тепломассообмен теплоносителя в бассейне выдержки при наличии протечек.

5.6. Расчет движения теплоносителя в вертикальной пристенной области бассейна выдержки при отсутствии протечек.

5.7. Численное моделирование течения и теплообмена теплоносителя в вертикальной пристенной области бассейна выдержки при наличии протечек.

5.8. Ультразвуковые методы определения течей теплоносителя в бассейне выдержки отработавшего ядерного топлива АЭС

5.8.1. Предварительные замечания.

5.8.2. Измерение скорости истечения теплоносителя из неплотностей бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива ультразвуковыми методами.

5.8.3. Общие свойства волнового уравнения.

5.8.4. Распространение акустических волн в движущейся среде.

5.8.5. Ближнее поле излучателя в виде диска.

5.8.6. Установившиеся процессы в электроакустическом преобразователе с элементами в форме диска

5.8.7. Импульсная характеристика системы из излучающего и приемного преобразователей.

5.9. Измерение скорости течения жидкости одночастотным фазовым методом.

5.9.1. Принцип действия и основные параметры измерительного устройства.

5.9.2. Макет устройства и исследования в лабораторных условиях.

5.9.3. Устойчивость акустического устройства к воздействию среды бассейна выдержки.

5.9.4. Экспериментальное исследование макета акустического измерителя скорости.

5.10. Измерение скорости течения жидкости импульсно-фазовым методом

5.10.1. Импульсно-фазовый метод.

5.10.2. Методика работы измерителя и аппаратура для ее реализации.

5.10.3. Устройство измерителя и его работа.

5.10.4. Требования к работе схемы измерителя в автоматическом режиме.

6. РАЗРАБОТКА И СОЗДАНИЕ МАКЕТА СИСТЕМЫ НЕПРЕРЫВНОЙ ДИАГНОСТИКИ ГЕРМЕТИЧНОСТИ РАЗЪЁМНОГО СОЕДИНЕНИЯ "ПРОБКА-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ" В ЦЕНТРАЛЬНОМ ЗАЛЕ РЕАКТОРА РБМК-1000.

6.1. Обоснование и разработка датчиков для системы раннего обнаружения и контроля протечек разъёмного соединения пробка-технологический канал" РБМК-1000.

6.2 Определение электромагнитной обстановки и электромагнитной совместимости системы непрерывной диагностики герметичности разъемного соединения "пробка-технологический канал"

6.3. Структурная схема компьютеризированной системы раннего обнаружения и контроля протечек разъёмного соединения "пробка-технологический канал" в центральном зале плитного настила РБМК-1000.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы и средства технической диагностики герметичности оборудования АЭС»

Актуальность проблемы. Требования высокой эффективности и вместе с тем высокой надежности эксплуатации реакторных установок сделали актуальным решение широкого класса задач по обеспечению безопасной эксплуатации АЭС. Анализ имевших место аварий за период эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС показал, что принятые ранее меры безопасности недостаточны, их надо существенно усилить, особенно по проблемам герметичности оборудования АЭС, которые до настоящего времени недостаточно изучены. В проблеме радиационной безопасности эксплуатации АЭС различных типов ключевая роль отводится обеспечению надежной герметичности контуров циркуляции радиоактивного теплоносителя, а также раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек при работе энергоблока на мощности. Как показывает отечественный и зарубежный опыт эксплуатации различных типов АЭС, решающими являются проблемы надежности работы реактора и оборудования первого контура АЭС, которые обеспечивают их радиационную безопасность. С этой точки зрения, актуальными являются проблемы, направленные на решение задачи обеспечения надежности герметичности верхнего блока реактора, всего оборудования первого контура двухконтурных АЭС и его отдельных эле-, ментов, таких как, например, бассейны выдержки отработавшего ядерного топлива, системы циркуляции теплоносителя и др., которые находятся в гермообо-лочке реактора. Гермооболочки реакторов ВВЭР-1000 также требуют периодического контроля на герметичность. Они обеспечивают герметичность и безопасность, не позволяют проникать газообразным радиоактивным аэрозольным потокам из помещений эксплуатируемых энергетических систем первого контура и его оборудования во внешнюю среду территории АЭС и в прилегающие к ней районы, что в конечном итоге обеспечивает нормальную радиационную обстановку региона. Для одноконтурных АЭС с реакторами типа РБМК-1000 одной из актуальных проблем является также проблема обеспечения герметичности технологических каналов в системе "пробка-технологический канал".

Основными источниками повышенной концентрации радиоактивных аэрозолей в гермообъеме, как показывает опыт эксплуатации двухконтурных АЭС, являются возникающие в процессе эксплуатации неплотности фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000, в который введены разъемы систем управления и защиты реактора, патрубки для ввода в активную зону датчиков нейтронных измерений, датчиков термоконтроля циркулирующего теплоносителя, а в одноконтурных АЭС с реакторами РБМК-1 ООО неплотности систем "пробка-технологический канал" плитного настила и, в основном, фланцевые соединения контура циркуляции рабочей среды. В указанных типах АЭС также весьма важной является проблема раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя из корпусов бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива.

Герметичность основных фланцев, каналов систем управления и защиты (СУЗ), термоконтроля (ТК), каналов нейтронных измерений (КНИ) двухконтурных АЭС обеспечивается двумя последовательно расположенными прокладками: металлической и асбометаллической. Остальные фланцы уплотняются никелевыми прокладками. Величины крутящих моментов при затяжке уплотнений разъемов регламентированы требованиями технических условий на сборку составляющих элементов верхнего блока ядерного реактора. Герметичность по протечкам теплоносителя из разъемов верхнего блока реактора, согласно техническим условиям сборки, определяется визуально, с последовательным увеличением давления и времени в процессе гидравлических испытаний при предельном давлении до 19,6 Да внутри корпуса реактора.

Визуальные наблюдения величин и мест неплотностей при гидравлических испытаниях верхнего блока реактора ВВЭР-1000 позволяют выявлять причины неплотностей разъемов, которыми могут быть перекосы из-за некаче-. ственной сборки, отклонения размеров прокладок, температурные развертки для элементов разъемов при нестационарном изменении температурных режимов работы реактора, попадание при сборке посторонних включений на уплот-нительные поверхности, непараллельность уплотняющих поверхностей, дефекты прокладок и др. Кроме названных причин, вызывающих неплотности фланцевых разъемов верхнего блока реактора, выявились эффекты облитерации теплоносителя. Для выявления неплотности в оборудовании первого контура традиционными визуальными методами (при этом возможно определить только среднеинтегральные величины, а не локальные параметры) требуются длительные периодические гидроиспытания с остановками оборудования первого контура двухконтурных АЭС, что в конечном итоге отрицательно сказывается на экономических и технических показателях АЭС. Кроме того, актуальной задачей является необходимость более детально, на основе современных численных методов выявить причины возникновения неплотностей фланцевых соединений ВБ РУ ВВЭР-1000 при работе энергоблока на мощности, особенно при переменных режимах эксплуатации АЭС.

Таким образом, после очередной перегрузки ядерного топлива и готовности к несению нагрузки верхним блоком реактора ВВЭР-1000, одним из важнейших составляющих двухконтурных АЭС, вопросам герметичности фланцевых соединений, а также диагностике герметичности при гидроиспытаниях теплогидравлических систем первого контура отводится ключевая роль.

Все это вызывает острую необходимость в создании и освоении новых методов, высокочувствительных датчиков и автоматических средств раннего обнаружения и контроля герметичности тепломеханического оборудования АЭС и, в первую очередь, верхних блоков (ВБ) реакторных установок (РУ) с реакторами типа ВВЭР-1000 как при гидроиспытаниях, так и в период раннего обнаружения и контроля протечек при работе энергоблока на мощности, а также плитного настила в системе "пробка-технологический канал" реактора РБМК-1000, бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и др. Эта проблема актуальна, недостаточно разработана для эксплуатируемых АЭС и может быть решена путем создания новых специальных методов контроля и аппаратуры на основе использования новых научных достижений в области те-плогидравлики, теплофизики, физики металлов, молекулярной физики и электроники, а также средств вычислительной техники и автоматики.

Одним из надежных методов обнаружения и контроля неплотностей оборудования АЭС является физический метод контроля течеискателями, основанный на регистрации индикаторных'газов, таких как, например, гелий, проникающих в сквозные дефекты уплотнений герметичных систем циркуляции рабочих сред и теплоэнергетического оборудования. В технической литературе имеется ряд работ об особенностях некоторых методов контроля герметичности различных конструкций. Эти методы предназначены для исследования течей, в основном, из малых объемов. При этом предпочтение отдается лабораторным условиям оценки степени герметичности испытываемых конструкций. Все эти методы имеют ограниченный диапазон практического применения и не позволяют их использовать при диагностике герметичности эксплуатируемого крупногабаритного оборудования АЭС, а также обеспечивать раннее обнаружение и непрерывный контроль протечек при работе энергоблока на мощности. Описываемые методы не обобщены и не отражают во всей полноте применения фундаментальных исследований для создания надежных систем раннего обнаружения протечек и непрерывного контроля герметичности тепломеханического оборудования АЭС.

Разработка надежных методов и использование современной компьютерной аппаратуры для создания системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя (автоматизированный и диалоговый режимы работы), позволяющей своевременно определить конкретное местонахождение неплотностей, из которых происходит утечка радиоактивных газообразных сред как во фланцевом оборудовании ВБ РУ ВВЭР-1000, так и плитном настиле системы "пробка-технологический канал" реакторов РБМК-1000, бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива и др. является составной частью решения общей проблемы повышения безопасности эксплуатации ядерной энергетики.

Опыт эксплуатации блоков ВВЭР-1000 показывает, что действующая штатная система контроля протечек на ВБ РУ ВВЭР-1000 незначительно усовершенствовалась и не удовлетворяет предъявляемым к ней современным требованиям контроля герметичности как в процессе гидроиспытаний первого контура при перегрузке топлива, так и при работе энергоблока АЭС на мощности. Не решены проблемы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек плитного настила "пробка-технологический канал" реактора РБМК-1000, а также раннего обнаружения величины и места протечек в бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива АЭС и др.

Изложенные выше соображения объясняют актуальность исследования, и острую необходимость создания в РФ новых методов и компьютеризированных систем раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек активного теплоносителя на ранней стадии их возникновения при работе энергоблоков на мощности, оперативного определения и прогнозирования состояния герметичности оборудования АЭС, выработки соответствующих и своевременных рекомендаций оперативному персоналу с целью повышения безопасности эксплуатации АЭС.

Цели и задачи исследования. Цель настоящей работы состоит в следующем:

- разработать научно-методологическую основу комплексного теоретического (численного) и физического моделирования теплогидродинамики радиоактивного теплоносителя в неплотностях систем циркуляции АЭС и исследовать ее влияние на возникновение неплотностей в областях фланцевых соединений контуров циркуляции рабочих сред, а также выявить оптимальные параметры разрабатываемых высокочувствительных датчиков обнаружения и измерения локальных параметров протечек на ранней стадии их возникновения;

- на базе методов иеразрушающего физического контроля разработать новые методы и средства технической диагностики герметичности с использованием индикаторных газовых сред применительно к условиям эксплуатации оборудования АЭС для оперативного обнаружения величины и места неплотности в теплоэнергетическом оборудовании как при гидроиспытаниях на герметичность, так и при монтаже оборудования АЭС;

- разработать, создать и провести практическую апробацию на эксплуатируемом оборудовании АЭС нового малогабаритного гелиевого течеискателя, предназначенного для определения величины и места неплотностей фланцевых соединений верхних блоков ВВЭР-1000;

- разработать и реализовать на ЭВМ двух и трехмерные математические модели для численного исследования гидродинамики в неплотностях оборудования и на базе полученных результатов определить оптимальные технические требования к созданию компьютеризированной системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя из неплотностей теплоэнергетического оборудования АЭС;

- разработать и создать высокочувствительные и надежные датчики к компьютеризованной (автоматический и диалоговый режимы работы оператора из БЩУ) системе раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек активного теплоносителя на верхнем блоке реакторной установки ВВЭР-1000 при работе энергоблока на мощности, которая может оперативно определять и прогнозировать состояние герметичности оборудования верхнего блока (ВБ), вырабатывать оптимальные рекомендации оперативному персоналу;

- разработать и создать компьютеризированный макет системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя из разъемного соединения "пробка-технологический канал" в центральном зале реактора РБМК-1000;

- разработать и создать компьютеризованную систему раннего обнаружения места, величины и контроля протечек теплоносителя на ранней стадии их возникновения из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

В настоящей работе построены двух и трехмерные математические модели теплогидродинамических процессов в неплотностях и выполнено численное исследование гидродинамических характеристик теплоносителя при низких скоростях циркуляции во фланцевых соединениях ВБ РУ ВВЭР-1000 и определено их влияние на герметичность оборудования. На основании полученных численных результатов обоснованы технические требования к чувствительности датчиков и компьютеризированной системе раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя из неплотностей оборудования. Проводились исследования по созданию высокочувствительных датчиков и определению наиболее важных параметров этих датчиков, предназначенных для системы обнаружения протечек теплоносителя на ВБ РУ ВВЭР-1000 на ранней стадии их возникновения при работе энергоблока на мощности. Разработаны аппаратные и программные средства, обеспечивающие постоянный (автоматический и диалоговый режимы) контроль с помощью ЭВМ каждого фланцевого соединения с передачей данных на БЩУ. Обоснованы виды электронных схем, предназначенных для отдельных блоков системы раннего обнаружения и контроля протечек. Проведены численные и экспериментальные исследования по созданию принципиально новых радиочастотных датчиков и систем раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя из разъемного соединения "пробка-технологический канал" в центральном зале РБМК-1 ООО, создан макет системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек активного теплоносителя из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива и проведены экспериментальные исследования по созданию высокочувствительных датчиков по обнаружению места и величины протечек из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

Разработанная система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя должна обеспечивать повышение безопасности эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000, сократить затраты на ревизию и ремонт верхнего блока, а также выявлять место и оценивать величину протечек из фланцевых соединений при гидроиспытаниях верхнего блока на герметичность после очередных перегрузок ядерного топлива. Системы позволяют обеспечивать обнаружение размера, места и контроль протечек теплоносителя из фланцевых соединений на ранних стадиях появления течи в процессе эксплуатации энергоблоков на мощности, выработку соответствующих рекомендаций оперативному персоналу. Системы не должны требовать проведения сложных монтажно-наладочных работ при монтаже и демонтаже оборудования систем циркуляции активной рабочей среды.

Методы исследования. На базе созданной и реализованной на ЭВМ математической модели тепломассопереноса газовоздушной среды выявлены оптимальные характеристики для датчиков малогабаритного гелиевого течеиска-теля, создан прибор, отработана методика определения неплотностей оборудования АЭС при определении герметичности верхнего блока ВВЭР-1000 в период гидроиспытаний с использованием индикаторного газа гелия. Разрабатывались математические модели в двух и трехмерной постановке, предназначенные для исследования теплофизических и гидродинамических процессов в областях фланцевых соединений верхнего блока ВВЭР-1000 с целью выявления причин, способствующих возникновению неплотностей в зависимости от режимов эксплуатации реактора ВВЭР-1000, а также выработки оптимальных технических требований к созданию автоматизированных систем раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя при работе энергоблока на мощности. Разрабатывались и реализовывались на ЭВМ математические модели для численного исследования конвективного тепломассопереноса теплоносителя в бассейне отработавшего ядерного топлива с целью выявления оптимальных характеристик создаваемых датчиков для систем раннего обнаружения протечек из корпуса бассейнов. Разрабатывались, создавались и использовались на стендах надежные и чувствительные датчики определения протечек на ранней стадии их возникновения. Датчики испытывались на стендах с параметрами, близкими к натурным условиям эксплуатации реактора ВВЭР-1000. Разрабатывался комплекс аппаратных и программных средств системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек, включающий в себя подсистемы сбора информации, предварительной обработки, передачи, документирования, регистрации и управления процессом мониторинга герметичности верхнего блока реактора ВВЭР-1000. Создана система раннего обнаружения и диагностики герметичности разъемных соединений "пробка-технологический канал" в центральном зале реактора РБМК-1000. Разработан метод и макет системы по обнаружению места и величины протечек в бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива,

Научная новизна работы. Разработана и реализована на ЭВМ математическая модель конвективного тепломассопереноса смеси гелия в воздухе с различной концентрацией в кольцевом канале модели чувствительного элемента датчика с дискретным тепловыделением вдоль по потоку с целью выбора оптимальных параметров датчика для создаваемого малогабаритного гелиевого те-чеискателя. Численным методом проведены расчеты тепломассообмена в канале чувствительного элемента течеискателя в широком диапазоне изменений числа Пекле и концентрации индикаторного газа гелия. Установлена связь между теплофизическими и электрическими характеристиками чувствительного элемента, найдены оптимальные параметры датчика для малогабаритного гелиевого течеискателя при тепломассопереиосе смеси воздушной среды с разной концентрацией гелия. Численными и экспериментальными методами установлена связь между теплофизическими и электрическими характеристиками чувствительного элемента датчика, на базе которого создан малогабаритный гелиевый течеискатель, использующий индикаторный газ гелий для обнаружения неплотностей верхнего блока В В ЭР-1 ООО при гидроиспытаниях первого контура АЭС. На базе двух и трехмерных уравнений естественно-конвективного движения теплоносителя в приближении Буссинеска созданы и реализованы на ЭВМ математические модели, с помощью которых впервые выявлены распределения градиентов температур и давлений в области фланцевого соединения без протечек и при наличии протечек теплоносителя разной интенсивности. Результаты моделирования теплофизических процессов в области фланцевого соединения позволили выявить ряд теплогидравлических параметров циркуляции теплоносителя, способствующих выявлению оптимальных параметров датчиков для определения протечек на ранней стадии их возникновения из неплотностей оборудования, а также обосновать технические требования по созданию компьютеризированных систем раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек при работе энергоблока реактора ВВЭР-1000 на мощности.

Установлено, что при циклическом воздействии температур во фланцевом соединении происходит разуплотнение в никелевой прокладке из-за пластических деформаций, что в конечном итоге при нестационарных режимах эксплуатации ВБ РУ ВВЭР-1000 приводит к появлению неплотности фланцевого соединения. Выявлены оптимальные характеристики датчиков, эти датчики разработаны и всесторонне испытаны на стендах для системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя, они показали высокую степень чувствительности (обнаруживают протечки уже с 0,03 л/час), независимость измеряемых и контролируемых датчиком параметров от температуры (20°С - 320°С) окружающей датчики среды и активности теплоносителя. Для созданной компьютеризированной системы разработан комплекс аппаратных и программных средств, включающий в себя подсистему сбора информации, предварительной обработки, передачи, документирования, регистрации и управления процессом мониторинга герметичности верхнего блока реакторной установки ВВЭР-1000 при работе энергоблока на мощности и в процессе гидроиспытаний при очередных перегрузках ядерного топлива.

На базе уравнений естественной конвекции в приближении Буссинеска создана и реализована математическая модель для численного исследования естественно-конвективного движения теплоносителя в пристеночных областях бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива. Результаты численных исследований с помощью созданной математической модели позволили выявить влияние протечек теплоносителя из корпуса бассейна выдержки ядерного топлива на гидродинамическую и термодинамическую картину неоднородного течения теплоносителя в бассейне. Установлено, что при создании датчиков и системы обнаружения и контроля протечек из бассейна выдержки следует учитывать образование пристенных градиентных пограничных слоев конвективного движения как при отсутствии, так и при наличии протечек теплоносителя из бассейна выдержки. Создан и апробирован экспериментально в условиях, близких к натурным, акустический измеритель скорости (датчик) для обнаружения места и величины протечки из бассейна выдержки. Создан макет автоматической системы обнаружения и контроля протечек из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива. Создана система обнаружения и контроля протечек теплоносителя из блоков "пробка-технологический канал" плитного настила в центральном зале реактора РБМК-1000. Эта система основана на обработке сигналов созданных бесконтактных датчиков с помощью радиопередающей и радиоприемной аппаратуры, управляемой ЭВМ. Установлен принцип работы датчиков, основанный на преобразовании сигнала радиопередатчика и приеме радиоприемником нового сигнала, возникшего под влиянием протечки. Разработан для системы комплекс аппаратных и программных средств, включающий в себя подсистему сбора информации о протечках теплоносителя, подсистемы предварительной обработки, передачи, документирования, регистрации и управления системой в автоматическом и диалоговом режимах.

Практическая ценность и реализация научных исследований.

Разработан и используется в натурных условиях в процессе гидроиспытаний новый метод выявления неплотностей на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000, основу которого составляет созданный малогабаритный гелиевый течеи-скатель, а в качестве индикаторного газа - гелий. Впервые создана компьютеризированная система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реакторной установки ВВЭР-1000, которая при работе энергоблока АЭС на мощности обеспечивает:

- высокую чувствительность датчиков и надежность аппаратуры сбора и обработки информации по обнаружению и контролю протечек (система обнаруживает протечки уже с 0,03 л/час);

- надежное определение местонахождения фланца на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000, в котором появилась течь;

- постоянный непрерывный автоматический и диалоговый контроль состояния герметичности фланцевого оборудования ВБ РУ ВВЭР-1000;

- возможность наращивания производительности и улучшения параметров за счет модульного принципа построения системы раннего обнаружения и контроля протечек.

Создано программное обеспечение системы, которое построено по модульному принципу и может функционировать в различных операционных системах. Оно обеспечивает выдачу очередного запроса в систему сбора информации, прием из контроллера данных о состоянии каждого фланцевого соединения, проверку правильности функционирования контроллера, формирование диагностических сообщений о техническом состоянии всех подсистем системы контроля протечек, работу с базой данных о техническом состоянии фланцевых соединений за последние 30 суток, формирование различных протоколов о ходе мониторинга, включая протоколы об отклонениях показаний датчиков от номинальных. Величины отклонений (критические значения) задаются в диалоге по желанию пользователей. Выполняется формирование аварийных сообщений на дисплей и в другие подразделения. Отдельно формируются файлы о состоянии системы за последний год.

Создана автоматизированная система (диалоговый и автоматический режимы работы) раннего обнаружения и контроля герметичности разъемных соединений "пробка-технологический канал" в центральном зале реактора РБМК-1000. В созданной системе использован принцип работы датчиков, основанный на преобразовании частоты радиопередатчика и приеме радиоприемником новой частоты, образующейся от обнаруженной протечки. Разработан комплекс аппаратных и программных средств для автоматического и диалогового режимов работы системы. Создан метод и макет системы обнаружения места и величины протечек из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

Автор защищает:

- полученные результаты в решении научной проблемы, имеющей важное народно-хозяйственное значение - методы и средства технической диагностики герметичности теплоэнергетического оборудования АЭС;

- на основе созданного малогабаритного гелиевого течеискателя с использованием индикаторного газа гелия метод диагностики неплотностей фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000 в процессе гидроиспытаний после очередной перегрузки ядерного топлива;

- методику и результаты численных исследований пространственных течений теплоносителя во фланцевых соединениях верхнего блока реактора ВВЭР-1000;

- экспериментальные результаты исследования созданных датчиков для системы раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000, их динамические характеристики и чувствительность на величину протечек теплоносителя;

- автоматизированную систему раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реакторной установки ВВЭР-1000 при работе энергоблока на мощности;

- методику и результаты экспериментальных исследований по созданию системы раннего обнаружения и контроля протечек из блоков "пробка-технологический канал" плитного настила в центральном зале реактора РБМК-1000;

- методику и результаты численных исследований конвективного теп-ломассопереноса при наличии протечек в бассейне выдержки отработавшего ядерного топлива; макет системы раннего обнаружения величины, места и контроля протечек из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

Личный вклад автора. В диссертации обобщены результаты теоретических, экспериментальных и опытно-конструкторских проработок, выполненных автором самостоятельно, а также совместно с сотрудниками научных групп, возглавляемых автором. При этом автору принадлежит: постановка проблемы и задач теоретических (численных), экспериментальных и опытно-конструкторских работ и их обобщений.

Автор принимал также непосредственное участие в экспериментальных и конструкторских проработках, в создании опытного образца системы раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек на верхнем блоке реакторной установки ВВЭР-1000, системы раннего обнаружения и контроля протечек в системе "пробка-технологический канал" плитного настила реактора РБМК-1000; макета системы обнаружения места и величины протечек из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива; метода индикаторного газа гелия и созданного малогабаритного гелиевого течеискателя для диагностики герметичности фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000 в процессе гидроиспытаний первого контура АЭС. Автором проведены и обработаны опытные данные, проведен анализ научных и практических полученных результатов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на совмещенном семинаре АООТ «Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И.И. Ползунова» и АО «Ижорские заводы», на семинаре Центра «Техническая диагностика и надежность АЭС и ТЭС», на заседании кафедры «Атомные и тепловые энергетические установки» СПбГТУ, на семинаре Центра «Академик» Санкт-Петербургской государственной академии аэрокосмического приборостроения, на семинаре ВНИИ АЭС, на Минском международном форуме "Тепломассообмен-ММФ-96", на международном семинаре 'ЧУ/ИТИТ 99.

Российские технологии для индустрии" (Санкт-Петербург), на научно-технической конференции "Перспективы и проблемы развития атомной энергетики России и ряда государств бывшего СССР на пороге XXI века" (Санкт-Петербург).

Публикации. Основное содержание работы опубликовано в 23 работах, в том числе в одной монографии, написанной в соавторстве, и учебном пособии.

Структура и объем работы.

Работа включает в себя 305 страниц текста, 147 рисунков, 21 таблицу, список литературы 196 источников, 1 приложение. Всего страниц 403.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Давиденко, Николай Никифорович

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Получены существенные результаты в решении научной проблемы, имеющей важное народно-хозяйственное значение - методы, технологии и средства технической диагностики герметичности теплоэнергетического оборудования АЭС как при гидроиспытаниях, так и при работе энергоблоков на мощности.

2. Разработана новая технология выявления негерметичности фланцевых соединений верхнего блока ВВЭР-1000 при гидроиспытаниях первого контура АЭС. Разработана и реализована на ЭВМ математическая модель конвективного теплообмена смеси воздуха и гелия в кольцевом канале модели чувствительного элемента датчика гелиевого течеискателя с дискретным тепловыделением вдоль по потоку с целью выбора его оптимальных геометрических характеристик и параметров рабочего процесса для диагностики герметичности верхнег о блока ВВЭР-1000 в процессе его гидроиспытаний. Численными и экспериментальными исследованиями установлено, что при малых массовых концентрациях гелия в диагностируемом потоке с индукторным газом гелием чувствительность датчика создаваемого гелиевого течеискателя увеличивается, а при больших - снижается. С учетом выявленных оптимальных характеристик по чувствительности созданы датчики с оптимальными геометрическими характеристиками и параметрами рабочего процесса для выявления неплотностей в исследуемых конструкциях АЭС на герметичность. Установлена связь между те-плофизическими и электрическими характеристиками чувствительного элемента, что позволяет подбирать более дешевые материалы создаваемого датчика без снижения физико-технических характеристик гелиевого течеискателя.

Разработана и эффективно используется в натурных условиях новая технология диагностики неплотностей фланцевых соединений верхних блоков реакторов ВВЭР-1000 в период гидроиспытаний первого контура двухконтурных АЭС, основу которой составляет созданный новый малогабаритный гелиевый течеискатель с автономным и универсальным электропитанием с чувс гвительностью не хуже 1.0 • 10~3 м^ Па/с и системой подачи индукторного газа гелия в верхний блок реактора ВВЭР-1000.

3. Разработана и апробирована на тестовых задачах методика численного моделирования конвективного тепломассопереноса в кольцевом зазоре фланцевого соединения системы СУЗ верхнего блока реактора ВВЭР-1000. С помощью созданных двух и трехмерных математических моделей впервые выявлены температурные режимы циклических усилий, воздействующих на уплотняющую конструкцию фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000 и приводящих к возникновению неплотности. На основе этих результатов разработаны метод и средства технической диагностики раннего обнаружения и непрерывного, контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке ВВЭР-1 ООО как в период гидроиспытаний, так и при работе энергоблока АЭС на мощности.

4. Впервые созданы и испытаны датчики раннего обнаружения протечек теплоносителя на ВБ РУ ВВЭР-1000, которые отличаются высокой чувствительностью, надежностью, небольшими габаритами, размещаются в межпрокладочной полости фланцевого соединения и позволяют вести контроль влажности как в режимах гидроиспытаний, так и при работе энергоблока на мощности. Показано, что монтаж датчиков на РУ не создает дополнительных значительных монтажных и демонтажных работ, помех для нормальной эксплуатации реактора. Датчики испытаны на стендах в условиях, близких к натурным условиям эксплуатации РУ ВВЭР-1000, совместно с комплексом аппаратных и программных средств наблюдения за процессами функционирования и обеспечивают возможность раннего обнаружения и контроля протечек.

5. Впервые создана компьютеризированная (диалоговый и автоматический режимы работы) система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек с автоматическим определением места и величины протечки (фланец) теплоносителя из фланцевых соединений ВБ РУ ВВЭР-1000 как при гидроиспытаниях, так и при работе энергоблока на мощности. Установлено, что компьютеризированная система раннего обнаружения и контроля протечек на верхнем блоке ВВЭР-1000 позволяет определить в течение 5 минут величину протечки менее 0.02 л/ч), а также место протечки с точностью до одного фланца. Установлено, что система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке ВВЭР-1000 позволяет надежно выявлять неплотности в процессе гидроиспытаний верхнего блока, так как датчики системы размещены в межпрокладочной полости фланцевого соединения малого объема и практически мгновенно (доли сек.) в реальном масштабе времени реагируют на изменение влажности, что позволяет регистрировать очень малые течи вследствие большой чувствительности датчиков и широкого диапазона сигнала (два порядка) между "сухим" и "влажным" состоянием. Показано, что' гибкая система управления режимом опроса датчиков позволяет перераспределять ресурсы системы мониторинга в зависимости от поведения датчиков в цикле гидроиспытаний.

6. Разработан и создан специализированный программный комплекс для обеспечения мониторинга фланцевых соединений верхнего блока РУ ВВЭР-1000, включающий в себя средства автоматического выполнения измерений величины протечек на всех контролируемых фланцевых соединениях, средства обработки результатов измерений для повышения их достоверности, встроенные средства контроля работоспособности системы раннего обнаружения, средства для обеспечения надежной передачи результатов измерений от верхнего блока ВВЭР-1000 до БЩУ. разнообразные средства документирования результатов измерений. Разработана эксплуатационная документация на программное обеспечение. Программное обеспечение не содержит защищаемых лицензионными соглашениями компонент. Реализована система меню, позволяющая в диалоговом режиме изменять настройку системы и режимы её работы (допустимые отклонения параметров фланцевого соединения, скорость передачи данных, последовательность опроса датчиков и др.). Разработанный комплекс аппаратных и программных средств, включающий в себя подсистемы сбора информации, предварительной обработки, передачи, документирования, регистрации и управления процессом мониторинга, позволяет накапливать данные о поведении фланцевых соединений и формирует таблицы результатов наблюдений за сутки, 7 суток, 30 суток и 180 суток. Предусмотрена гибкая система управления процессом наблюдения и надежная передача данных на расстояния до 900 м.

7. Показано, что компьютеризированная (автоматический и диалоговый режимы работы) система раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реакторной установки ВВЭР-1000 выдает диагностические сведения о приближении параметров датчика к верхнему пределу установленного допуска, а также о превышении указанными параметрами предельно допустимого порога по максимальным протечкам. Показано, что эта информация может использоваться обслуживающим персоналом для принятия технических решений как на этапе гидроиспытаний после очередных перегрузок ядерного топлива, так и при работе блока на мощности.

8. Разработана математическая модель, позволяющая исследовать естественно-конвективную циркуляцию теплоносителя в пристенной области бассейна выдержки при отсутствии и наличии протечек на его стенках. С помощью теоретического исследования установлены характерные значения максимальной скорости конвекции теплоносителя в пристенной области, профили скорости конвекции теплоносителя и профили температуры. В результате применения разработанного программного комплекса определены условия, при которых определяется место и интенсивность протечек.

Выявлено, что при наличии протечек на стенках бассейна выдержки в области конвекции образуется замкнутая циркуляционная зона, границы которой определяются уровнем дна бассейна и местом протечки. Результаты теоретического и численного исследования естественно-конвективного движения теплоносителя в бассейне выдержки при наличии протечек впервые позволили создать новый метод точного измерения места и интенсивности протечек на ранней стадии их возникновения в процессе эксплуатации АЭС (минимальные значения - порядка 1 л/час). Разработаны высокочувствительные датчики и система раннего обнаружения места, величины и контроля протечек на ранней стадии их возникновения.

9. Создан и апробирован макет системы раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя в соединениях "пробка-технологический канал" в центральном зале плитного настила РБМК-1000. Создан радиочастотный датчик для бесконтактной компьютеризированной системы непрерывной диагностики герметичности разъемного соединения "пробка-технологический канал" с чувствительностью менее 0.01 литр в час. Впервые представлены экспериментальные результаты об уровне помеховой обстановки в диапазоне 420-450 МГц в центральном зале реактора РБМК-1000, работающего в штатном режиме. Получены экспериментальные данные, подтверждающие работоспособность макета системы при расстояниях между ее элементами более 190 метров.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Давиденко, Николай Никифорович, 2000 год

1. Аксенов В.И., Алешин Г.Н., Давиденко H.H., Калютик A.A., Карякин Ю.Е., Семакина Е.Ю., Фадеев И.П., Челноков В.А. Эрозионный износ элементов трубопроводов ТЭС и АЭС. (ред. профессор А.И.Калютик и профессор И.П.Фаддеев). -СПб: Изд-во СПбГТУ, 1996. 109 с.

2. Аксенов В.И. Анализ и пути совершенствования системы раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя на ВБ РУ ВВЭР-1000 // Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций. -1997.~№ 1-. С.8-12.

3. Александров А.П. Атомная наука и техника и научно-технический прогресс. В кн. Атомная наука и техника в СССР. М.: Атомиздат, 1997. - С. 7-15.

4. Александров А.П., Легасов В.А., Сидоренко В.А. и др. Структура атомной энергетики с учетом производства энергии помимо электричества // Атомная энергия. 1977. - Т. 43, вып. 6. - С. 427-432.

5. Альтшуль А.Д., Животовский Л.С., Иванов Л.П. Гидравлика и гидродинамика. М.: Стройиздат, 1987. - 413 с.

6. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЗС путем математического моделирования физических процессов. ВНИИАЭС. 1986.

7. Арефьев К.М. Явления переноса в газе и плазме. Л.: Энергоатомиздат. -1983.- 112 с.

8. Арутюнян Р.В., Васильев А.Д., Поплавский В.М., Стрижов В.Ф. Физические модели тяжелых аварий на АЭС. М.: Наука, Î992. - 231 с.

9. Арутюнян Р.В., Киселев В.П., Поплавский В.М., Ткаля Е.В., Юдин А.П. и др. Тепловые процессы и радиационная обстановка в IV блоке ЧАЭС, в сис-. темах его укрытия и на прилегающей территории. Отчет о НИР 10/НИР-2788.- 1986.- 101 с.

10. Атомная наука и техника в СССР/ Под ред. И.В.Морохова. М.: Атомиздат, 1977.

11. Бай В.Р., Богачек Л.И., Давиденко H.H., Думшев В.Г. О возможности и целесообразности изменения давления во втором контуре ВВЭР-1000 в зависимости от состояния активной зоны. Сборник статей, Приложение к журналу "Ядерная энергетика". - 1994.

12. Бараненко В.И., Пионтковский А.И., Хмарюк С.П., Давиденко H.H., Шалаев

13. A.Г., Кухарев Н.Д., Воронцов Е.О., Ермолаев A.B., Захаров В.А., Пестриков

14. B.Ф. Надежность систем регенерации высокого давления на энергоблоке АЭС с ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 1995. Т.78, вып.2.

15. Батырев А.Н., Кошеверов В.Д., Лейкин О.Ю. Корабельные ядерные энергетические установки зарубежных стран. СПб: Судостроение, 1994. - 336 с.

16. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1988.

17. Безопасность водоохлаждаемых реакторов// Теплоэнергетика. Вып. 42, реф. 179. - 1971.

18. Безопасность ядерной энергетики /Под ред. Дж.Раста и Л. Уиевера. М.: Атомиздат, 1980.

19. Белов И.А., Исаев С.А., Коробков В.А. Задачи и методы расчета отрывных течений несжимаемой жидкости. Л.: Судостроение, 1989. - 256 с.

20. Белоцерковский Б.М. Численное моделирование в механике сплошных сред. М.: Наука, 1984. - 520 с.

21. Бёрд Г. Молекулярная газовая динамика. М.: Мир, 1981. - 319 с.

22. Берковский Б.М., Ноготов Е.Ф. Численное исследование свободной конвекции при нагреве сверху // Известия АН СССР. Механика жидкости и газа. -1970, №2.-С. 147-154.

23. Бирбраер А.Н., Шульман С.Г. Прочность и надежность конструкций АЭС при особых динамических воздействиях. М.: Энергоатомиздат, 1989. -304 с.

24. Боровков В.М., Давиденко H.H., Мясников В.К., Жук Н.И., Молодкина Н.Э. Качественный анализ влияния парового промперегрева на эффективность работы влажнопаровых турбоустановок// Известия ВУЗ, Энергетика. -1992.

25. Бражников. Ультразвуковая фазометрия. М.: Энергия, 1968. - 128с.

26. Бударин Л.И., Касаев К.С., Наумов В.Н. Химические методы испытания изделий .на герметичность. Киев: Наукова думка, 1991. - 208 с.

27. Букринский A.M. Проблемы безопасности атомных электростанций // Теплоэнергетика. 1974. - № 2. - С.8.

28. Букринский A.M. Аварийные переходные процессы на АЭС с ВВЭР. М.: Энергоиздат, 1982.

29. Владимирова H.H., Кузнецов В.Г., Яненко H.H. Численный расчет симметричного обтекания пластины плоским потоком вязкой жидкости. В кн.: Некоторые вопросы прикладной и вычислительной математики. - Новосибирск: ВЦ АН СССР, 1966, - С. 186-192.

30. Влияние облучения на материалы и элементы электронных схем //М.: Атомиздат, 1967. 455 с.

31. Воронин Л.М. Особенности эксплуатации и ремонта АЭС. М.: Энергоиздат, 1981. - 167 с.

32. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора/ Под ред. академика Доллежаля H.A. -М.: Энергоиздат, 1981.

33. Герасимов В.В., Монахов A.C. Материалы ядерной техники. М.: Энергоиздат, 1.982. - 288 с.

34. Гнеденко Б.В., Беляев Ю.К., Соловьев А.Д. Математические методы в теории надежности. М.: Наука, 1965.

35. Головизнин В.М., Самарский A.A. Разностная аппроксимация конвективного переноса с пространственным расщеплением временной производной // Математическое моделирование,- 1998. Т. 10. - № 1. - С. 86-101.

36. Гулин A.B., Юхно Л.Ф. Границы устойчивости двумерных разностных схем // Математическое моделирование. 1998. - Т. 10. - № 1. - С. 44-51.

37. Давиденко H.H., Калютик А.И., Фомин В.А. Теоретические и экспериментальные методы диагностики неплотностей фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000 и гермообъемов АЭС. Сборник трудов научно-технической конференции СПбГТУ. СПб, 1992.

38. Давиденко H.H., Думшев В.Г, и др. Обеспечение ядерной безопасности на Калининской АЭС. Сборник статей. Приложение к журналу "Ядерная энергетика", 1994.

39. Давиденко H.H., Думшев В.Г., Грубман В.Я., Богачек Л.И. Радиационная система измерения параметров В В ЭР-1 ООО на Калининской АЭС. Сборник статей. Приложение к журналу "Ядерная энергетика", 1994.

40. Давиденко H.H. Аналитический метод расчета сопротивления резисторных датчиков, устанавливаемых в импульсной линии системы раннего обнаружения и контроля герметичности фланцевых соединений верхнего блока

41. ВВЭР-1000 // Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций. 1999. - № 2. - С. 18-27.

42. Данилин Б.С., Михайлов В.Е. Основы конструирования вакуумных систем. -М.: Энергия, 1971,- 392 с.

43. Доллежаль H.A., Емельянов Ы.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.

44. Дробот Ю.Б., Грешников В.А., Бачегов В.Н. Акустическое контактное те-чеискание. М.: Машиностроение, 1989. - 120 с.

45. Дэшман С. Научные основы вакуумной техники. М.: Мир, 1964. - 715 с.

46. Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно- технические основы управления ядерными реакторами. М.: Атомиздат, 1981.

47. Емельянов И.Я., Клемин А.И., Поляков Е.Ф. Методы оценки надежности ядерных реакторов // Атомная энергия. 1977. - Т. 37, вып. 5. - С. 308.

48. Емельянов И.Я., Кузнецов С.П., Черкашов Ю.М. Проектное обеспечение работоспособности АЭС с РБМК в аварийных режимах // Атомная энергия. -Т. 50, вып. 4. С. 251-254.

49. Запунный А.И., Фельдман Л.С., Рогаль В.Ф. Контроль герметичности конструкций. Киев: Техника, 1976. - 152 с.

50. Зацепина Г. Н. Физические свойства и структура воды. М.: Изд-во Московского университета, 1987. - 172 с.

51. Зелькин Г.Г. Нестационарные течения в местных сопротивлениях. Минск: Высшая школа, 1981.

52. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб: Энергоатомиздат, 1994. - 380 с.

53. Игнатенко Е.И., Пыткин Ю.Н. Маневренность атомных энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1985.

54. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: Машиностроение, 1975.

55. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ (A.A. Абагян, В.Г. Асмолов, А.К. Гуськова и др.) // Атомная энергия. 1986. ■• Т. 61, вып. 5. - С. 301-320.

56. Исаев С.А., Леонтьев А.И., Усачев А.Е. Численное исследование вихревого механизма интенсификации тепломассообменных процессов в окрестности поверхности с лункой // Инженерно-физический журнал. 1998. - Т.71. - №3. - С. 484-490.

57. Калайда Ю.А., Арсеньтьев В.В., Фисенко В.В., Цизин Б.М. Истечение теплоносителя при потере герметичности реакторного контура. М.: Атомиз-дат, 1977.

58. Калютик A.A., Карякин Ю.Е., Фадеев И.П. Оценка эрозионной надежности влажнопаровых трубопроводов АЭС и ТЭС //Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций. 1997. - №1. - С.43-51.

59. Калютик A.A. Численное моделирование эрозионного износа сварных швов шероховатых внутренних поверхностей трубопроводов АЭС // Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электростанций. 1997. -№1. - С.56-61.

60. Калютик А.И., Мясников М.В. Исследование воздействия магнитного поля на структуру течения жидкометаллических потоков в контурах АЭС. -1997. -№1,- С.73-75.

61. Калютик А.И., Мясников M.B. Высокоскоростной канал жидкометалличе-ского МГД-генератора // Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций. 1997. - №1. - С.76-79.

62. Карякин Ю.Е. Разностный метод исследования нестационарной естественной конвекции в замкнутой прямоугольной емкости // Численные методы механики сплошной среды. 1985. - Т. 16, №3. - С. 56-57.

63. Карякин Ю.Е., Калютик A.A. Математическая модель эрозионного износа, поверхностей сложной формы применительно к элементам трубопроводов АЭС // Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций. 1997. - №1. - С.38-42.

64. Кашин Э.К., Дрейцер Г.А., Ярхо С.А. Интенсификация теплообмена в каналах. Л.: Машиностроение, 1972.

65. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравличе-ским расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1980. - 360 с.

66. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин ММ. Теплогидравлический расчёт и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

67. Клемин А.И. Надежность ядерных, энергетических установок. Основы расчета. Москва, 1987. - 344 с.

68. Когаев В.П. Расчет на прочность при напряжениях, переменных во времени. -Москва, 1977. 231 с.

69. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоатом-издат, 1987.

70. Кокорев Л.С., Харитонов В.В. Теплогидравлические расчеты и оптимизация ядерных энергетических установок, -под ред. В.И.Субботина. М.: Энергоатомиздат, 1986.

71. Колесников П.М., Карпов A.A. Нестационарные двухфазные газожидкостные течения в каналах, -под ред. Р.И. Солоухина. Минск: Наука и техника, 1986.

72. Колешко С.Б. Разностная схема для решения уравнений стационарных течений вязкой жидкости // Численные методы механики сплошной среды. -Новосибирск, 1979. Т.10, №3. - С. 100-104.

73. Колинз Д. Повреждения материалов в конструкциях// М.; Мир, 1984. -624 с.'

74. Кондратенко П.С., Поплавский В.М. Пограничные слои и особенности распределения теплоотдачи энерговыделяющей жидкости. Труды Второй Российской национальной конференции по теплообмену (26-30 октября 1998 года, Москва). - М., 1998. - Т. 3. - С. 50-53,

75. Корн Г., Корн Т. Справочник по математике (для научных работников и инженеров). М.: Наука, 1978. - 832 с.

76. Кравченко В.Л., Киров B.C., Бараненко В.И., Давиденко H.H., Федоров Ю.Н., Захаров В.А., Воронцов Е.О. Анализ замеров толщин стенок входных участков змеевиков ПВД на АЭС с ВВЭР-1000. Сборник статей. Приложение к журналу "Ядерная энергетика", 1994.

77. Кубо Р. Статистическая механика. М.: Мир, 1967. - 452 с.

78. Кузьмин В.В., Левина Л.Ь., Творогов И.В. Вакуумметрическая аппаратура техники высокого вакуума и течеискания. М: Энергоатомиздат, 1984. -240 с.

79. Кускова Т.В., Чудова Л. А. О приближенных граничных условиях для вихря при расчете течений вязкой несжимаемой жидкости. В кн.: Вычислительные методы и программирование (численные методы в газовой динамике). -М.: МГУ, 1968. -Вып. П. -С. 27-31.

80. Кутателадзе С.С. Основы теории теплообмена. Новосибирск: Наука, Сибирское отделение, 1970. - 659 с.

81. Лапин Ю.В. Турбулентный пограничный слой в сверхзвуковых потоках газа // М.: Наука., Главная редакция физико-математической литературы. -312 с.

82. Лихацский П.М., Поварницын М.С. Исследование нестационарной естественной конвекции в прямоугольной полости при больших числах Рэлея // Численные методы механики сплошной среды. Новосибирск, 1980. - Т.11, №5. - С. 120-131.

83. Лойцянский Л.Г. Механика жидкости и газа. -М.: Наука, 1973. -848с.

84. Мартыненко О. Г., Соковишии Ю. А. Свободно-конвективный тепло- и массообмен (библиографический указатель). Ч. 1,- Минск, 1982.- 390 с.

85. Мартыненко О.Г., Соковишин Ю. А. Свободно-конвективный теплообмен (справочник). Минск: Наука и техника, 1982,- 399 с.

86. Меррей Р. Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1959.

87. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике. под редакцией профессора ГШ. Москвина. - М.: Энергоатомиздат, 1989. -260 с.

88. Михлин С.Г. Линейные уравнения в частных производных. М.: Высшая школа, 1977. - 431 с.

89. Мысенков А.И. Программа для расчета аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР // Семинар СЭВ "Теплофизика -82" (ЧССР, Карловы Вары, май, 1982) . Сборник докладов. - Теплотехническая безопасность ядерных реакторов ВВЭР. - Т.2. - С.30.

90. Некоторые особенности динамики энергораспределения при глубоких изменениях мощности РБМК-1000. Инв. 140-113-1757, 1983.

91. Нигматулин Р.И. Основы механики гетерогенных сред. М.: Наука, Главная редакция физико-математической литературы, 1978. - 336 с.

92. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. -М.: Энергоатомиздат, 1986. 168 с.

93. Никитин Г.А. О некоторых особенностях течения жидкостей через зазоры микронных размеров // Известия ВУЗ, Авиационная техника, 1965.

94. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1988.

95. Осипов С.Н., Пшоник М.Г., 0; некоторых теоретических особенностях расчета скоростных полей свободных конвективных потоков в ограниченном пространстве // Известия ВУЗ, Энергетика. 1989. - №4. - С. 91-94.

96. Осмачкин B.C., Ермаков C.B. Проблемы теплообмена в активных зонах реакторов типа ВВЭР при крупных авариях // Семинар СЭВ по проблемам безопасности реакторов типа ВВЭР ( 26-28 ноября 1974, ЧССР). М.: Изд.ИАЭ, 1974.

97. Остройковский В.А. Физико-статические модели надежности элементов ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1986. .

98. Пасконов В.М., Полежаев В.И., Чудов Л.А. Численное моделирование процессов тепло- и массообмена. М.: Наука, 1984. - 288 с.

99. Петражицкий Г.Б., Клюшников Ф.В., Бекнева Е.В. Влияние формы замкнутой полости на интенсивность процесса переноса тепла при естественной конвекции // Труды МВТУ. 1975. -№195, Вып. 2. - С. 56-70.

100. Петросъянц A.M. От научного поиска к атомной промышленности,- М.: Атомиздат, 1972.

101. Петросъянц A.M. Ядерная энергетика. М.: Наука, 1981.

102. Петухов'Б.С. Теплообмен и сопротивление при турбулентном течении в трубах жидкости и газа с переменными физическими свойствами //Advances in Heat Transfer. 1970. - V 6, N 4. - P 503.

103. Пикуш И.В. Измерение малых скоростей течения воды // Метрология и гидрология. 1976. - № 6. - С. 108-112.

104. Полежаев В.И., Вальциферов Ю.В. Численное исследование нестационарной тепловой конвекции в цилиндрическом сосуде при боковом подводе тепла,- В кн.: Некоторые применения метода сеток в газовой динамике. М., 1971, вып. 3. - С. 137-174.

105. Полежаев В.И., Грязнов B.J1. Метод расчета граничных условий для уравнений Навье-Стокса в переменных «вихрь, функция тока» // Доклады АН СССР. 1974. - Т. 219, №1. - С. 301-304.

106. Полежаев В. И., Черкасов С. Г. Нестационарная тепловая конвекция в цилиндрическом сосуде при боковом подводе тепла // Известия АН СССР. Механика жидкости и газа. 1983, №4. - С. 148-157.

107. Поликарпов В.И., Филонов В.В., Чубаков С.В., Юзвук H.H. Контроль герметичности тепловыделяющих элементов. М.: Госатомиздат, 1962.

108. Проблемы безопасности эксплуатации АЭС. М.: Атомиздат, 1972. - Ч.З.

109. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. -. М.: Атомиздат, 1980. 360 с.

110. Розанов JT.H. Вакуумная техника. М.: Высшая школа, 1990. - 320 с.

111. Роуч П. Вычислительная гидродинамика. -М.: Мир, 1980. -616с.

112. Рудик А.П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1979.

113. Саксаганский Г.Л. Молекулярные потоки в сложных вакуумных структурах. М.: Атомиздат, 1980. - 216 с.

114. Самарский A.A. Теория разностных схем. М.: Наука, Главная редакция физико-математической литературы, 1989. -616 с.

115. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.:. Атомиздат, 1977.

116. Соковишин Ю.А., Мартыненко О.Г. Введение в теорию свободно-конвективного теплообмена. Л.: ЛГУ, 1982. - 224 с.

117. Справочник. Вакуумная техника. под ред. Фролова Е.С., Минайчева В.Е. - М.: Машиностроение, 1985.

118. Справочник. Тепловые и атомные электрические станции. под ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина. - М.: Энергоиздат, 1982. - 625 с.

119. Справочник. Физические величины. (А.П.Батичев, Н.А.Батушкин, А.М.Братковский и др.). под ред. И.С.Григорьева, Е.З.Мейлихова. - М.: Энергоатомиздат, 1991. -1232 с.

120. Стенбок И.А. Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1964.

121. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.Г. и др. Гидравлика и теплообмен в ядерных энергетических установках. под ред. В.И. Субботина. -М.: Атомиздат, 1975.

122. Тарунин Е. Л. Нестационарная конвекция жидкости в замкнутой полости // Известия АН. СССР. Механика жидкости и газа. 1968, №6. - С. 83-88.

123. Технические средства диагностирования. Справочник. Под общей редакцией чл.-корр. АН СССР В.В.Клюева. М.: Машиностроение, 1989. -С. 672.

124. Толстой И., Клей К. С. Акустика океана. М: Мир, 1969. - 301 с.

125. Уазем Дж. Линейные и нелинейные волны. М.: Мир, 1977. - 568 с.

126. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986.

127. Ушаков П.А., Субботин В.И. Приближенные расчеты гидравлических характеристик потока жидкости в кольцевых каналах. // Теплофизика высоких температур. 1972. - Т. 10. - №5. - С. 1025-1030.

128. Фаддеев И.П., Давиденко H.H., Копп И.З., Калютик А.И., Каверзнева Т.Т. Супрун. А.Ф. Теплоэнергетические установки электростанций, экология и безопасность. под ред. профессора Калютика А.И., д.т.н. профессора Фадеева К.П. - СПб: СПбГТУ, 1998. - 362 с.

129. Флетчер К. Вычислительные методы в динамике жидкостей. М.: Мир, 1991.

130. Фролов Е.С., Минайчев В.Е. и др. Вакуумная техника. Справочник. -М.: Машиностроение, 1985. -360 с.

131. Хамидуллин В.К. Ультразвуковые контрольно-измерительные устройства, и системы. Л.: ЛГУ, 1989. - 246 с.

132. Хенли Э. Дж., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска. под ред. д.т.н. Сыромятникова. - М.: Машиностроение, 1984.

133. Чжен П. Управление отрыва потока. М.: Мир, 1979. - 552 с.

134. Шульман М.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях. М.: Энергия, 1979.

135. Эклунд 3. Ядерная энергетика, безопасность и окружающая среда // Атомная техника за рубежом. 1974. - № 5. - С.З.

136. Ядерная безопасность реакторов РБМК вторых очередей. -Инв.№ 050075-933, 1980.

137. Яненко H.H. Метод дробных шагов решения многомерных задач математической физики. Новосибирск: Наука, 1967.

138. Akinsete V.A., Coleman T.A. Heat transfer by steady laminar free convection within triangular enclosures // Numerical Methods in Thermal Problems. Proc. 1 st Conf.( Swansea, 1979). Swansea, 1979. - P. 259-268.

139. Akinsete V.A., Coleman T.A. Heat transfer by steady laminar free convection in triangular enclosures // International Journal of Heat and Mass Transfer. 1982. -V. 25, N7.-P. 991-998.

140. Bajorek S. M., Lloyd J. R. Experimental investigation of natural convection in partitioned enclosures // Transactions of the ASME. 1982. - V. 104C, N 3. - P. 527-532.

141. Batchelor G. K. Heat transfer by free convection across a closed cavity between vertical boundaries at different temperatures // Quarterly of Applied Mathematics. 1954. - V. 12, № 3. - P. 209-233.

142. Bejan A., Tien C. L. Laminar natural convection heat transfer in a horizontal cavity with different end temperatures // Trans, of the ASME. 1978. - V.100C, N4. - P. 641-647.

143. Bejan A., Rossie A. N. Natural convection in horizontal duct connecting two fluid reservoirs // Transactions of the ASME. 1981. - V. 103C, N 1. - P. 108113.

144. Chavepeyer G., Platten J.K., Bada M.B. Laminar thermal convection in a vertical slot // Applied Sciences Res. 1995. - V. 55, N 1. - P. 1-29.

145. Chorin A.J. Numerical solution of the Navier-Stokes equations // Math, of Comput. 1968. - V. 22, №104. - P. 745-762.

146. Cormack D. E., Leal L. G. Seinfeld J. H. Natural convection in a shallow cavity with differentially heated end walls. Part 2. Numerical solutions // Journal of Fluid Mechanics. 1974. - V, 65, №2. - P. 231-246.

147. Dengler N., Gramer G., Heitmann H.G. Chemia in Kernkraftwerken mit Druckwasserreactoren. Senderdruck aus VGB Speisewassertagung. - Essen, 1970. - S.44—51.

148. Elder J. W. Laminar free convection in a vertical slot // Journal of Fluid Mechanics. 1965. - V.23, №1. - P. 77-98.

149. Flack R.D., Konopnicki T.T., Rocke J.H. The measurement of natural convec-tive heat transfer in triangular enclosures // Transactions of the ASME, Journal of Heat Transfer. 1979. - V. 101, N4. - P. 648-654.

150. Flack R.D. The experimental measurements of natural convection heat transfer in triangular enclosures heated or cooled from below // Transactions of the ASME, Journal of Heat Transfer. 1979. - V. 101, №4. - P. 770-772.

151. Ganzarolli Marcelo M., Milanez Luiz F. Natural convection in rectangular enclosures heated from below and symmetrically cooled from the sides // International Journal of Heat and Mass Transfer. 1995. - V. 38, N 6. - P. 1063-1073.

152. Gill A. E. The boundary-layer regime for convection in a rectangular cavity // Journal of Fluid Mechanics. 1966. - V. 26, №3. - P. 515-536.

153. Harlow F.H., Welch J.E. Numerical calculation of time-dependent viscous incompressible flow of fluid with free surface // Physics of Fluids. 1965. - V. 8, №12. - P. 2182-2189.

154. Hirt C.W., Amsden A.A., Cook J.L. An arbitrary Lagrangian-Eurerian computing method for all flow speeds // Journal of Computational Physics. 1974. - V. 14,N3.-P, 227.

155. Issa R.I. Numerical methods for two- and three-dimensional recirculating flows // Computational Methods for Turbulent, Transonic and Viscous Flows. -Berlin, e.a., 1983.-P. 183-211.

156. Jones LP. A numerical study of natural convection in an airfilled cavity: comparison with experiment. Harwell, 1978, AERE-R9346. -P. 1-22.

157. Karyakin Yu. Ye. Unsteady-state natural convection in a rectangular vessel // Heat Transfer. Soviet Research. -• 1989. V. 21, N 5. - P. 581-587.

158. Kushwaha H.S. Finite element computation of natural convection in enclosures // Bhabha Atomic Research Centre. Bombay, 1982. - BARC-1148. -21 p.

159. Lin N. N., Bejan A. Natural convection in a partially divided enclosure.- International Journal of Heat and Mass Transfer. 1983. - V. 26, N12. - P. 1867-1878.

160. Maliska C.R. Grid layout design for non-orthogonal numerical fluid flow modelling // COBEM 83: Anais VII Congresso Brasileiro de Engenharia Mecanica (Uberlandia; 13-16 dezembro 1983). Uberlandia. - 1983. - V.D. - P. 87-95.

161. Maliska C.R., Raithby G.D. A method for computing three dimensional flows using non-orthogonal boundary-fitted coordinates // International Journal for Numerical Methods in Fluids. 1984. - V. 4, N 6. - P. 519-537.

162. Nanstell M. W., Greif R. Natural convection in undivided and partially divided rectangular enclosures // Transactions of the ASME. 1981. - V. 103C, №4. - P. 623-629. '

163. Numerical solutions for a comparision problem on natural convection in an enclosed cavity / ed. By Jones I. P., Thompson C. P. /. Harwell, 1981, AERE-R9955.- 172 p.

164. Plows W.l 1. Some numerical results for two-dimensional steady laminar Benard convection // Physics of Fluids. 1968. - V. 11, №8. - P. 1593-1599.

165. Pop I., Ingham D.B. Conjugate mixed convection from a vertical flat plate // Heat Transfer, 1994: Proc. 10 th int. Heat Transfer Conf., Brighton, 1994. Vol. 5. -Rugby, 1994.-P. 549-554.

166. Poulikakos D., Bejan A. Natural convection experiments in a triangular enclosure // Transactions of the ASME, Journal of Heat Transfer. 1983. - V. 105, N 3. -P. 652-655.

167. Poulikakos D., Bejan A. The fluid dynamics of an attic space // Journal of Fluid Mechanics. 1983. - V. 131. - P. 251-269.

168. Raithby G.D., Hollands K.G. A general method of obtaining approximate solutions to laminar and turbulent free convection problems // Advances in heat transfer. 1975,- V.ll.-P.265-315.

169. Reddy C. S. Numerical simulation of laminar natural convection in shallow inclined enclosures // Heat Transfer, 1982.- Proc. 17th Int. Conf.,Munchen( Sept. 6-10, 1982).- Washington, 1982. V.2. - P. 263-268.

170. Roberts D.W., Forester C.K. Parabolic procedure for flows in ducts with arbitrary cross section // AIAA Journal. 1979. - V. 17, N 1. - P. 33-40.

171. Roscoe D.F. The numerical solution of the Navier-Stokes equations for a three-dimensional laminar flow in curved pipes using finite-difference methods <7 Journal of Engineering Mathematics. 1978. - V. 12, N 4. - P. 303-323.

172. Shih T.M., Ren A.L. Primitive-variable formulations using nonstaggered grids //Numerical Heat Transfer. 1984. - V. 7, N4.-P. 413-428.

173. Staele В., Hahne E. Overshooting and damped oscillations of transient natural convection flows in cavities // Heat Transfer, 1982. Proc. 17th Int. Conf, MQnchen ( Sept. 6-10, 1982).- Washington, 1982. - V.2. - P. 287-292.

174. Нейман Jl.P., Калантаров П.Л. Теоретические основы электротехники. -Л.-М: Гостехиздат, 1948. Ч. 3. - 343 с.

175. Фаддеев И.П., Давиденко Н.Н., Копп И.З., Калютик А.И., Каверзнева Т.Т., Супрун А.Ф. Теплоэнергетические установки электростанций, экология и безопасность (учебное пособие) / Под ред. А.И.Калютика и И.П.Фаддеева. -СПб: Изд-во СПбГТУ, 1998. 361 с.