Методы комплексного решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Курский, Александр Семенович

• Курский, Александр Семенович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Курский, Александр Семенович

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. Анализ проблемных вопросов радиационной безопасности и взрывобезопасности корпусных кипящих реакторов (аналитический обзор)

1.1. Мировой опыт проектирования и обеспечения безопасности при эксплуатации корпусных кипящих реакторов

1.1.1. Реакторы типа БАУЛ большой мощности

1.1.2. Реакторы типа ВК малой и средней мощности

1.2. Корреляция проблем радиационной безопасности и водородной

взрывозащиты при авариях на легководных реакторах

ГЛАВА 2. Обеспечение безопасности как фактор актуальности внедрения в мировую атомную энергетику корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя

2.1. Надежность контура естественной циркуляции теплоносителя

2.2. Маневренность и безопасность реакторной установки при изменениях технологических параметров и внешних воздействиях

2.3. Обобщенные результаты изучения внутренне присущих свойств безопасности кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя

3.1. Распределение радиоактивных продуктов в контуре теплоносителя и их влияние на параметры радиационной безопасности

3.1.1. Выход продуктов активации ядер теплоносителя

3.1.2. Распределение радиоактивных отложений продуктов коррозии

/

конструкционных материалов

3.1.3. Распределение продуктов деления в контуре теплоносителя

3.1.4. Исследования влияния радиационного фона на эксплуатационную доступность и ремонтопригодность оборудования контура теплоносителя

3.2. Анализ эффективности технологии снижения активности отходящих газов контура теплоносителя

3.3. Исследования работоспособности твэлов в обеспечение радиационной безопасности кипящего реактора

3.3.1. Моделирование процессов накопления и характера отложений продуктов коррозии натвэлах

3.3.2. Экспериментальное подтверждение эффекта Магнуса по накоплению отложений на твэлах и выносу в теплоноситель продуктов коррозии

3.3.3. Анализ результатов послереакторных исследований TBC

3.3.4. Экспериментальное обоснование режимов, обеспечивающих снижение содержания частиц железа в отложениях на твэлах

3.3.5. Практическая реализация алгоритма формирования загрузок активной зоны реактора для исключения выхода из строя оболочек твэлов

3.3.6. Исследования влияния водно-химических режимов на радиационную безопасность

3.3.6.1. Анализ состояния конструкционных материалов при реализации нейтрально-кислородного режима в контуре теплоносителя

3.3.6.2. Экспериментальные исследования химических отмывок оболочек твэлов

3.3.7. Обоснование методов контроля герметичности оболочек твэлов

3.3.7.1. Разработка и внедрение системы контроля герметичности оболочек твэлов на работающем реакторе

3.3.7.2. Разработка и внедрение устройства контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе

3.3.8. Обоснование радиационной безопасности и практическая реализация работы реакторной установки с негерметичными твэлами

3.4. Обобщенные выводы по обеспечению радиационной безопасности корпусного кипящего реактора

ГЛАВА 4. Методы повышения уровня водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов в режимах нормальной эксплуатации

4.1. Влияние радиолиза на эксплуатацию корпусного кипящего реактора

4.1.1. Выход газов радиолиза с паром при прямом цикле работы реакторной установки

4.1.2. Влияние водно-химического режима на взрывобезопасность реактора

4.1.3. Особенности радиолитических процессов в пуско-остановочных режимах с замкнутым паровым объемом реактора

4.2. Реализация технических решений по обеспечению взрывобезопасности на действующей реакторной установке

4.2.1. Отведение водорода из-под крышки реактора

4.2.2. Режимы работы конденсаторов и эжекторов турбины

4.2.3. Анализ эффективности технологии сжигания водорода

4.3. Обобщенные выводы по обеспечению водородной взрывозащиты

корпусного кипящего реактора в режимах нормальной эксплуатации

ГЛАВА 5. Реализация методов комплексного обеспечения водородной взрывозащиты и радиационной безопасности корпусного кипящего реактора в аварийных режимах

5.1. Нерешенные проблемы обеспечения радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при крупных течах корпуса кипящего реактора

5.2. Метод радиационного контроля в условиях повышенной влажности

5.3. Локализация пара после предохранительных клапанов с отведением парогазовой смеси за пределы защитной оболочки корпуса реактора

5.4. Технология оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для обеспечения водородной взрывозащиты и

радиационной безопасности кипящего реактора в аварийных режимах

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

ЛИТЕРАТУРА

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы комплексного решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя»

ВВЕДЕНИЕ

Направление легководных реакторов на тепловых нейтронах доминирует в современной мировой атомной энергетике: в США, Японии, Швеции, Германии, России и других странах. Легководная технология будет сохранять свое доминирующее положение несколько следующих десятилетий: практически все усовершенствованные реакторы нового поколения, предназначенные для серийного строительства в ближайшие годы (EPR, АР 1000, APWR, АЭС-2006, АВ WR, CCR, SB WR, ESB WR) - это реакторы с водой в качестве теплоносителя.

Наличие двух типов легководных реакторов — с некипящей (PWR, ВВЭР) и кипящей водой (BWR, РБМК) - обеспечивает экономическую и техническую конкуренцию, что способствует постоянному совершенствованию технико-экономических показателей АЭС. Исходя из принципов работы двух типов легководных реакторных установок (двухконтурных и одноконтурных) сформировались два направления повышения безопасности АЭС и экономической эффективности этих направлений.

Дальнейший прогресс технологии PWR связан с необходимостью обеспечения надежной работы парогенераторов в течение длительного срока эксплуатации (более 30 лет) [1], с увеличением кипения теплоносителя в активной зоне (проекты АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ), либо с переходом на теплоноситель сверхкритического давления (ВВЭР-СКД) и исключением из технологической схемы парогенераторов [2].

Корпусные кипящие реакторы обладают большим потенциалом упрощения технологической схемы, поэтому установки типа BWR (boiling water reactor) широко внедряются в мировую атомную энергетику. За почти 60-летнюю историю развития направления BWR было введено в эксплуатацию более 120 реакторов данного типа, более половины из них продолжают эксплуатацию в настоящее время. По мнению зарубежных специалистов, развивающих данное направление атомной энергетики, с точки зрения практической физики привлекательность прямого энергетического цикла с кипением заключается в

низких капитальных затратах, которые определяются как количеством, так и типом используемого оборудования [3]. Это позволяет улучшать экономичность в связи с меньшими затратами и сроками сооружения, а также повышать уровень безопасности реакторов типа BWR.

В настоящее время разработчики рассматривают эволюцию кипящих реакторов как переход к естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя и к многофункциональности систем, влияющих на безопасность. Естественная циркуляция теплоносителя в корпусе реактора Е8В\¥11 поколения 111+ позволила широко применить в технологической схеме пассивные элементы защиты [4]. Многофункциональность пассивных элементов защиты в проектах инновационных установок ориентирована на комплексное решение проблем безопасности. Однако отсутствие референтных систем безопасности на работающих энергоблоках Японии, США, Швеции, Тайваня и других стран является основной проблемой в широкомасштабном продвижении кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя [5].

Кроме этого массовому внедрению установок типа ESBWR препятствуют следующие факторы:

1. Существующие подходы локализации радиоактивных веществ в герметичных страхующих корпусах не обеспечивают взрывозащищенность реактора при авариях: поэтому проблемы радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях на корпусных кипящих реакторах должны решаться комплексно и взаимосвязанно.

2. Принцип действия пассивных систем безопасности, обеспечивающих надежное охлаждение реактора, его радиационную безопасность и предотвращение взрывов оборудования, не опробован на действующем аналоге.

Исходя из этого, особое значение имеет экспериментальное обоснование радиационной безопасности и взрывозащищенности действующей прототипной реакторной установки: как в режимах нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах.

В настоящее время единственный в мире корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя эксплуатируется в составе российской исследовательской ядерной установки ВК-50. Многолетняя (с 1965 г.) эксплуатация ВК-50 в различных энергетических режимах доказывает надежность данного типа реактора. Поэтому очевидна актуальность исследований внутренне присущих свойств безопасности реакторной установки ВК-50 для подтверждения высокого уровня безопасности реакторов типа ESBWR.

Для отечественной атомной энергетики опытные данные, полученные на ВК-50, имеют особое значение в связи с переводом работы установки из режима АЭС в режим атомной ТЭЦ (1979 г.). Поскольку в ближайшее десятилетие ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков АЭС планируется в основном за счет отработанной технологии реакторов ВВЭР [6], то корпусные кипящие реакторы могут занять свою нишу не в электроэнергетике больших мощностей, а в производстве тепла.

Экономическая целесообразность и социальная значимость использования

$

*

атомных энергоисточников для теплоснабжения различных потребителей представляется достаточно актуальной по следующим причинам:

более 40 % органического топлива в России затрачивается на

отопление,

ожидается рост внутренних цен на углеводородное топливо, при этом прогнозируется увеличение объема централизованного производства тепла к 2030 году с 1400 до 2060 млн Гкал [7],

необходима замена выработавших ресурс и выбывающих из эксплуатации тепловых электростанций,

не решена проблема улучшения экологической ситуации в городах

страны,

значительное количество территории в северных и восточных областях России с населением до 10 млн человек не обеспечены энергией от единой энергосистемы страны, и единственная рациональная возможность их энергообеспечения - это децентрализованные источники, работающие в режиме

когенерации, то есть комбинированной выработке электроэнергии и тепла от отборов турбины на ТЭЦ.

Интерес к атомному теплоснабжению всегда определялся государственным отношением к отопительным системам регионов: при централизованном управлении энергетикой инициировались работы по разработке атомных источников теплоснабжения, при децентрализации — работы прекращались.

В настоящее время происходит переход от децентрализованного к централизованному теплообеспечению городов. В странах Евросоюза проводится модернизация теплофикационных систем на основе крупных когенерирующих мощностей [8]. В Дании, Германия и других европейских странах приняты законы о содействии развитию когенерирующих энергоисточников: предусмотрено освобождение от экологического налога электроэнергии, произведенной на ТЭЦ, и взимание такого налога на электроэнергию от конденсационных электростанций: 0,02 долларов США ($) за 1 кВт-ч [9]. Даже самые либеральные европейские страны считают такую политику государственного регулирования рынка в энергетике наиболее приемлемой.

27 июля 2010 года был принят Федеральный закон "О теплоснабжении", в котором Россия также продемонстрировала тенденцию к управляемому рынку теплообеспечения регионов и к экономическим стимулам для приоритетного развития теплофикации. Согласно закону 190-ФЗ главной задачей теплофикации страны становится обеспечение приоритетного использования комбинированной выработки электрической и тепловой энергии для организации теплоснабжения [10].

Сектор региональной энергетики в настоящее время и в перспективе является самым большим и развивающимся сектором Единой энергетической системы страны. В этом секторе вырабатывается основная часть энергопродукции России. До 85 % тепловой энергии и до 50 % электроэнергии производятся в стране за счет когенерации — экономически эффективной комбинированной выработки обоих видов энергии на теплоэлектроцентралях (ТЭЦ).

Повышение эффективности отечественной когенерации направлено на применение более окупаемых, более экономичных и экологически чистых источников энергии в системах централизованного отопления городов. По оценкам специалистов ИНЭИ РАН с учетом результатов международных исследований планируемая плата за выбросы СО2 приведет к серьезному изменению структуры мощностей ТЭЦ. Это изменение связанно с замещением устаревших паротурбинных блоков. Вместе с тем с увеличением платы за выбросы (до 100 $/т СО2 [11]) себестоимость вырабатываемой продукции на современных ТЭЦ на газе будет значительно возрастать. Таким образом, сооружение атомных ТЭЦ позволит существенным образом улучшить надежность теплоснабжения и уменьшить объемы вредных выбросов в атмосферу городов от существующих источников теплоснабжения. Поэтому вопрос замещения выводимых из эксплуатации паровых теплофикационных турбин на атомные ТЭЦ становится актуальным, несмотря на негативное общественное отношение к атомной энергетике после аварий на АЭС «Фукушима-1».

Обеспечить экономические преимущества атомных установок по сравнению с традиционными энергоисточниками на органическом топливе можно только при когенерации. Отбор пара на теплофикацию позволяет увеличить производство товарной продукции более чем в полтора раза по сравнению с чисто «электрическим» режимом работы, не прибегая к дорогостоящим работам, связанным с повышением КПД: более эффективное использование ядерного топлива на АТЭЦ осуществляется без повышения параметров пара до сверхкритических [12].

Преимуществом когенерации является тот факт, что коэффициент полезного действия (КПД) при работе по теплофикационному циклу можно поднять до 75 % и более [13]. В атомной энергетике это более чем актуально при КПД современных электростанций с ВВЭР 31...33 %. При этом КПД современных турбин на органическом топливе: ТЭЦ — до 80 %, ГРЭС — более 50 %.

Коэффициент теплоотдачи при конденсации насыщенных паров

гу

(4640...17400 Вт/(м -град)) более чем на два порядка выше, чем при охлаждении перегретого пара (23,2...116 Вт/(м -град)) [14]. Поэтому наиболее эффективно использование режима когенерации достигается на атомных станциях с турбинами насыщенного пара.

Особое внимание к необходимости развития атомной теплофикации в России и возможностям теплофикации на одноконтурных установках с корпусными кипящими реакторами и турбинами насыщенного пара проявилось:

в переводе в 1979 г. в режим АТЭЦ реакторной установки ВК-50, в модернизации теплофикационной установки в 2002 и 2005 гг.,

в разработке по заказу Минатома РФ проекта реакторной установки

ВК-300.

В 2002-2003 гг. был проведен технико-экономический анализ систем централизованного теплоснабжения областных городов. По результатам анализа ОАО «НИКИЭТ» и профильных институтов РАН емкость регионального рынка составляет более 34 блоков мощностью 250...300 МВт(эл) для крупных городов России [15]. Строительство АТЭЦ с РУ ВК-300 в Архангельске и Казани (по 4 блока), в Воронеже, Иваново, Твери и Ульяновске (по 2 блока) позволит вырабатывать 24 млрд кВт'ч в год. Себестоимость отпускаемой электроэнергии на АТЭЦ с РУ ВК-300 в 1,42 раза, а тепла в 1,67 раза меньше, чем на ТЭЦ. При этом будет ежегодно экономиться до 16 млрд м газа. Потенциал от экономии за выбросы СОг при цене до 100 $/т составит до 3 млрд $/год [16]. Суммарный доход от выработки электроэнергии и тепла на АТЭЦ с РУ ВК-300 в зависимости от региональных цен будет превышать до 3,7 раз доход при раздельной схеме энергообеспечения (АЭС ВВЭР-1000 + котельные) [17].

Анализ использования атомных ТЭЦ с энергоблоками ВК-300 показал их применимость для городов с населением от 600 тыс. до 1 млн человек и выше [18]. Большинство же систем энергообеспечения городов России имеет централизованное теплоснабжение от ТЭЦ, на которых установлены более 200 турбин мощностью 60... 120 МВт(э) [19]. Турбоагрегаты данного

и

мощностного ряда составляют основу рынка теплоснабжения страны. Для замещения выводимых из эксплуатации энергоблоков автором диссертационной работы разработана концепция АТЭЦ с корпусными кипящими реакторами ВК-100 тепловой мощностью 360 МВт, электрической мощностью до 120 МВт и максимальной теплофикационной нагрузкой 200 Гкал/час [20].

Совместно с институтом энергетических исследований Российской Академии наук по разработанной ИНЭИ РАН расчетной методике [21] выполнены исследования рынков сбыта энергопродукции атомной ТЭЦ с реакторными установками ВК-100 на перспективу до 2020-2030 гг. Была обоснована целесообразность сооружения более 100 энергоблоков в городах с населением от 100 до 700 тысяч человек [22]. Эти города, в основном использующие для целей теплоснабжения природный газ, в отдаленной перспективе будут вынуждены снижать поставки природного газа из-за падения его добычи в стране и повышения стоимости до мировых цен, переходить от использования органического топлива к АТЭЦ. В то же время в районах, использующих для источников тепловой энергии уголь, существенно осложнена экологическая обстановка. Помимо отрицательного воздействия СО2, N02 и Б доказана высокая радиоактивность а-излучающих радионуклидов в летучей золе и особенно - в золотошлаковых отвалах [23]. Наиболее реальным решением, помогающим нормализовать экологическую ситуацию в районах с ТЭЦ, работающими на угле, является переход на станции с новыми технологиями сжигания углеводородов и развитие АТЭЦ с сохранением угля для других отраслей промышленности: например, металлургии.

Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности, опробования на практике эффективных технических решений. Страны, развивающие малую атомную энергетику (США, Индия, Аргентина, Бразилия, Индонезия, Италия, Канада и др.), придерживаются принципа сооружения сначала безопасно работающего прототипа, а затем — полномасштабного реактора [24, 25]. Поэтому внедрение и совершенствование

технических решений, реализованных на реакторной установке ВК-50, позволяют не только значительно снизить стоимость энергоблоков данного типа, но и сделать их безопасными при длительном сроке эксплуатации в режиме АТЭЦ.

На современном этапе внедрения в атомную энергетику экономически эффективных установок широкого диапазона мощностей BWR большое значение имеет практическое подтверждение надежности и безопасности реакторов. Поэтому формирование методов обеспечения безопасности в различных режимах эксплуатации корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя на основании изучения и систематизации его внутренне присущих свойств радиационной безопасности и водородной взрывозащиты являются актуальными направлениями исследований, позволяющими решить следующие проблемы:

- обосновать методы усовершенствования конструкций и технологических схем проектируемых и действующих реакторных установок В

- на основании разработанных методов реализовать технические и технологические решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов при запроектных авариях с разгерметизацией контура теплоносителя.

Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных методов комплексного решения проблем водородной взрывозащиты и радиационной безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.

Для достижения цели решены следующие задачи:

1. Проведен анализ причин аварий на легководных реакторах с выбросом радиоактивных веществ в атмосферу и повышением содержания водорода в оборудовании при разгерметизации контура теплоносителя.

2. Обобщены исследования внутренне присущих свойств безопасности одноконтурной установки с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусном кипящем реакторе.

3. Проведены комплексные исследования различных аспектов радиационной безопасности реакторной установки с кипением теплоносителя в активной зоне и прямой выдачей пара из реактора на турбину.

4. Выполнены экспериментальные исследования по накоплению радиолитических газов в различных режимах эксплуатации корпусного кипящего реактора.

5. На основании обобщающих научных исследований обоснованы и реализованы технологические режимы и конструкции оборудования для обеспечения безопасности кипящего реактора при его нормальной эксплуатации.

6. Разработаны и реализованы на практике методы комплексного обеспечения радиационной безопасности и водородной взрывозащиты кипящего реактора при авариях.

Научная новизна работы

Выполненный комплекс исследований позволил:

обобщить и проанализировать результаты исследований внутренне присущих свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя,

изучить и систематизировать экспериментальные данные о влиянии различных технологических аспектов и эксплуатационных условий на радиационную • безопасность и взрывобезопасность корпусного кипящего реактора,

разработать и реализовать на практике новые методы обеспечения работоспособности оболочек твэлов и контроля их герметичности,

экспериментально обосновать методы эффективного удаления и сжигания водорода в контуре теплоносителя корпусного кипящего реактора,

разработать методы и технологические подходы для их решения, позволяющие комплексно решать проблемы радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов при авариях.

Весомым показателем новизны являются патенты на изобретение и полезную модель на разработанные способы и устройства [26, 27].

Теоретическая и практическая значимость работы

Положения и выводы диссертационного исследования позволили:

расширить объем существующих представлений по проблемам безопасной эксплуатации одноконтурных установок с корпусными кипящими реакторами,

выявить закономерности комбинированного влияния различных технологических условий на радиационные параметры и радиолитические процессы корпусного кипящего реактора,

обосновать альтернативные существующим технологическим подходам методы решения проблем радиационной безопасности и взрывозащищенности корпусного кипящего реактора при аварии,

разработать конкретные конструкции оборудования, технологические схемы и эксплуатационные режимы, которые внедрены при модернизации действующих (В\У11-6, АВ\¥11) и могут быть использованы при проектировании инновационных установок повышенной безопасности с корпусными кипящими реакторами [28, 29].

Результаты выполненных исследований легли в основу проектно-конструкторских разработок по модернизации реактора ВК-50 [30, 31], что позволило обосновать и продлить срок эксплуатации реакторной установки до 50 лет [32].

Методы и методология исследования

Методология диссертационного исследования включает в себя различные методы, учитывающие специфику предмета и объекта изучения. Важнейшие из них следующие:

а) системный подход, заключавшийся в выявлении разнообразия связей и отношений при комплексном рассмотрении вопросов радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя;

б) расчетное моделирование предусматривало разработку расчетных моделей и прогнозирования:

1) состава отложений на оболочках твэлов,

2) уровня активности теплоносителя в зависимости от режимов останова реактора и характера дефектов оболочек твэлов;

в) основной объем информации, представленный в работе, получен методом эмпирического исследования;

г) конкретные методы комплексного решения проблем безопасности реакторных установок и технологические подходы для их реализации определены при последовательном выполнении этаповрасчетно-конструктивного метода:

1) собрана и накоплена необходимая информация: получены экспериментальные данные о радиолитических процессах и особенностях фазового переноса радиоактивности в контуре теплоносителя реакторной -установки ВК-50;

2) выполнен научный анализ процессов: по результатам расчетно-экспериментальных исследований сформулированы выводы о внутренне присущих свойствах безопасности корпусного кипящего реактора;

3) проведена оценка установленных причинно-следственных связей и разработаны альтернативные варианты решения проблем: на основании выявленных закономерностей обоснованы эксплуатационные режимы, разработаны и внедрены новые конструктивные решения и технологические схемы;

4) составлены прогнозы и рекомендации на перспективу: по результатам испытаний оборудования и реализации технологических процессов сформированы предложения по усовершенствованию установок В\У11 и ВК.

Высокая степень разработанности темы исследования может быть подтверждена следующим. Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора на реакторной установке ВК-50. Автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ:

обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований внутренних свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя [33];

получены экспериментальные результаты исследований по состоянию конструкционных материалов реактора и его активной зоны после многолетней эксплуатации [34];

обоснован и внедрен алгоритм загрузок активной зоны реактора ВК-50, обеспечивающий эксплуатационное соответствие тепловых мощностей отложениям на оболочках тепловыделяющих элементов (твэлов) [35];

расчетно смоделирован и экспериментально подтвержден процесс накопления отложений на твэлах и выноса в теплоноситель продуктов коррозии железа, предложены и реализованы на практике меры по снижению содержания продуктов коррозии железа при переходных режимах работы реактора [36];

изучены возможности эксплуатации тепловыделяющих сборок (ТВС) с негерметичными оболочками твэлов в условиях кипения теплоносителя в активной зоне реактора [37];

внедрены в эксплуатацию система контроля герметичности оболочек твэлов (КТО) на работающем реакторе и система КТО при проведении перегрузки активной зоны реактора [38];

проведены экспериментальные исследования химических отмывок оболочек твэлов [39];

проведены эксперименты по определению влияния жидкого борного поглотителя нейтронов на газовый режим реактора [40];

реализованы на практике технические меры по обеспечению взрывозащищенности оборудования реакторной установки ВК-50 [41];

создана автоматизированная система радиационного контроля при авариях на корпусном кипящем реакторе [42];

разработана принципиальная конструкция системы локализации пара после предохранительных клапанов со сбросом парогазовой смеси за пределы защитной оболочки корпуса реактора [43];

предложен и расчетно обоснован метод оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для комплексного решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях [44].

Автор был организатором работ по обоснованию безопасности реакторной установки ВК-50 при продлении её срока эксплуатации.

Создание концепций энергетических корпусных кипящих реакторов проведены автором в сотрудничестве с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО ОКБ «Гидропресс», ОАО «Ижорские заводы», ОАО «НИКИЭТ», НИЦ «Курчатовский институт». Автор лично представлял концепции АТЭЦ с кипящими реакторами на различных конференциях и технических совещаниях. Изучение внутренне присущих свойств безопасности установки ВК-50 позволило простыми и эффективными техническими мерами достичь и поддерживать высокий уровень радиационной безопасности и взрывозащищенности на прототипном реакторе, что свидетельствует о высокой степени разработанности темы исследования.

Достоверность результатов и обоснованность выводов диссертационной работы подтверждаются:

1. Комплексом исследований, выполненных на реакторе ВК-50, и соответствующим анализом сопоставимости результатов с опытными данными, полученными на российских канальных и зарубежных корпусных кипящих реакторах.

2. Использованием современных расчетных кодов, верифицированных по опытным данным реактора ВК-50 [45].

3. Применением апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментами, опытом многолетней безопасной эксплуатации реактора ВК-50.

Апробация полученных результатов.

Основные результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались:

1. на международной конференции по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (Санкт-Петербург, 2008 г.),

2. на всероссийском совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009 г.),

3. на межотраслевой научно-технической конференции «Атомрегион 2009» (Дзержинск, 2009 г.),

4. на межотраслевом семинаре «Физика ядерных реакторов» (Москва, НИЦ «Курчатовский институт», 2010 г.),

5. на техническом совещании, посвященном подготовке доклада из серии изданий по ядерной энергии «Варианты включения средств внутренне присущей устойчивости с точки зрения нераспространения и физической безопасности в конструкции АЭС с инновационными реакторами малой и средней мощности (РМСМ) и сопутствующие топливные циклы» (Вена, МАГАТЭ, 2010 г.),

6. на межотраслевой межрегиональной научно-технической конференции «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (Москва, РАН, 2010 г.),

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Курский, Александр Семенович, 2014 год

ЛИТЕРАТУРА

1. Асмолов, В.Г. Инновационное развитие ядерной энергетики России / В.Г. Асмолов, А.В, Зродников, М.И. Солонин // Атомная энергия. - 2007. — Т. 103, вып. З.-С. 15-25.

2. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами — перспективные реакторы 4-го поколения / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, М.П. Никитенко [и др.] // Научная сессия МИФИ-2007: сб. науч. тр. - М., 2007. -Т. 8.-С. 34-35.

3. Крамер, Э.У. Ядерные реакторы с кипящей водой / Э.У. Крамер. — М.: Иностранная литература, 1960. - 320 с.

4. Hinds, D. Next-generation nuclear energy: the ESBWR / D. Hinds, C. Maslak // Nuclear News. - 2006. - N 49 (1). - P. 35 - 40.

5. Morgan, J. W. ESBWR's passive approach to improved plant economics / J. W. Morgan // Boiling Water Reactor Simulator with Passive Safety Systems. — Vienna: IAEA, 2010. - October-P. 24 - 40.

6. Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 года и на перспективу до 2015 года. Федеральная целевая программа: постановление Правительства Рос. Федерации от 06.10.2006 № 605 // Собр. законодательства Рос. Федерации. - 2006. - № 42. - Ст. 4380.

7. Энергетика России 2030: целевое видение / Под общ. ред. Б.Ф. Вайнзихера. - М.: Альпина Бизнес Букс, 2008. - 352 с.

8. Комплексное обеспечение безопасности на атомных ТЭЦ с корпусными кипящими реакторами / A.C. Курский, В.В. Калыгин., Ю.Н. Кузнецов [и др.] // Междунар. конф. «Атомные станции малой мощности - актуальное направление развития атомной энергетики»: сб. тез. - М., 2013. - С. 56 - 57.

9. Курский, A.C. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / A.C. Курский // Вестник ИГЭУ. - 2013. - № 6. - С. 20 - 25.

10. О теплоснабжении: федер. закон Рос. Федерации от 27 июля 2010 г. № 190-ФЗ: принят Гос. Думой Федер. Собр. Рос. Федерации 9 июля 2010 г.:

одобр. Советом Федерации Федер. Собр. Рос. Федерации 14 июля 2010 г. // Рос. газ. -2010.-30 июля.

11. Projected Cost of Generating Electricity 2010. - Paris: OECD / IEA, 2010. -P. 35-37.

12. Анализ условий масштабного, экономически и коммерчески эффективного внедрения когенерационных атомных энергоисточников в региональную энергетику / Ю.Н. Кузнецов, К.Э. Колесников, A.C. Курский [и др.] // Междунар. конф. «Атомные станции малой мощности — актуальное направление развития атомной энергетики»: сб. тез. - М., 2013. -С. 30 - 31.

13. Курский, A.C. Перспективы атомной теплофикации в России / A.C. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий // Теплоэнергетика. - 2012. — № 5. -С. 3-9.

14. Исаченко, В. П. Теплопередача / В.П. Исаченко, В.А. Осипова,

A.C. Сухомед. -М.: Энергия, 1969.-440 с.

15. Габараев, Б.А. Атомная теплофикация - перспективы и решения / Б.А. Габараев, Ю.Н. Кузнецов, A.A. Роменков // Атомная энергия. - 2007. — Т. 103, вып. 1.-С. 36-40.

16. Кузнецов, Ю.Н. Атомная энергетика и теплофикация / Ю.Н. Кузнецов,

B.В. Северинов // Энергия: экономика, техника, экология. - 2006. - № 5. -

C. 32-35.

17. Кузнецов, Ю.Н. Результаты углубленного анализа технико-экономических и коммерческих характеристик атомных региональных когенерационных энергоисточников на базе ВК-300 / Ю.Н. Кузнецов // Восьмая междунар. науч.-техн. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»: сб. тез. - М., 2012. - С. 319 - 320.

18. Кузнецов, Ю.Н. Технико-экономические основы и направления развития атомной теплофикации / Ю.Н. Кузнецов, JI.C. Хрилев, В.П. Браклов // Теплоэнергетика. - 2008. - № 11. - С. 14 - 25.

19. Комплексное исследование эффективности и масштабов развития теплофикации / A.C. Макарова, A.A. Хоршев, JI.B. Урванцева [и др.] // Электрические станции. - 2010. - № 8. - С. 7 - 15.

20. Комплексное использование технических решений, отработанных при 45-летней эксплуатации энергоблока с реактором ВК-50, для создания современных АТЭЦ с реакторами ВК-100 в региональной атомной энергетике / A.C. Курский,

B.М. Ещеркин, М.Н.Святкин [и др.] // Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики; под ред. акад. РАН A.A. Саркисова / Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. — М: Наука, 2011. —

C. 214-226.

21. Методические основы разработки перспектив развития электроэнергетики / A.A. Макаров, Ф.В. Веселов, Е.А. Волкова [и др.] // М.: ИНЭИ РАН, 2007. - 175 с.

22. Курский, A.C. Эффективность атомной теплофикации / A.C. Курский, В.В. Калыгин // Энергетическая политика. - 2013. — № 4 - С. 48 - 57.

23. Крылов, Д.А. Радиоактивность углей и золотошлаковых отвалов / Д.А. Крылов // Атомная энергия. - 2013. - Т.114, вып.1 — С. 43 - 47.

24. Zentner, M. Framework for the Application of Assessment Methodologies for Proliferation Resistance of Innovative Small and Medium Sized Reactors / M. Zentner, R. Bari // Meeting Report on the Preparation of a NE Series Report «Options to incorporate Intrinsic Proliferation Resistance Features to NPPs with innovative SMRs». - Vienna: IAEA, 2010. - P. 21 - 28.

25. Лоренцини П., Рейс X. АЭС малой мощности // Атомная техника за рубежом. 2009. №10. С.30-37.

26. Ядерный кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя: пат. 89751 Рос. Федерация, MTIK7G 21 С 1/08, G 21 С 15/08 / Курский A.C., Ещеркин В.М., Семидоцкий И.И., Святкин М.Н., Туртаев Н.П.; заявитель и патентообладатель ОАО «ГНЦ НИИАР». - №2009128087/22; заявл. 20.07.2009; опубл. 10.12.09, Бюл. № 34. - 2с. : ил.

27. Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления: пат. 2297680 Рос. Федерация, МПК7 G 21 С 17/07 / Курский A.C., Ещеркин В.М., Краснов A.M., Ещеркин A.B.; заявитель и патентообладатель ФГУП ТНЦ РФ НИИАР". - №20051227702/06; заявл. 05.09.2005; опубл. 20.04.2007, Бюл. № 11. - 9с.: ил.

28. Эффективность и безопасность атомной теплофикации / A.C. Курский, В.В. Калыгин, Д.П. Протопопов [и др.] // Сб. науч. ст. ГНЦ НИИАР. -Димитровград, 2011. - Вып. 2. - С. 38 - 46.

29. Kurskiy, A.S. Design Concept of the Reactor Facility Based on the VK-100 Vessel-type Boiling Water Reactor for Regional Nuclear Power Engineering / A.S. Kurskiy // Meeting Report on the Preparation of a NE Series Report «Options to incorporate Intrinsic Proliferation Resistance Features to NPPs with innovative SMRs». -Vienna: IAEA, 2010. - P. 7 - 12.

30. Курский, A.C. Технологические аспекты безопасности корпусных кипящих реакторов / A.C. Курский // Сб. науч. ст. ГНЦ НИИАР. - Димитровград, 2011. -Вып.1. — С. 45-50.

31. Курский, A.C. Характеристики расширенной активной зоны реакторной установки ВК-50 / A.C. Курский, И.И. Семидоцкий, H.A. Святкина // Сб. науч. ст. ГНЦ НИИАР. - Димитровград, 2011. - Вып. 1. - С. 24 - 33.

32. Продление срока эксплуатации реакторной установки ВК-50 до 2015 г. /

A.C. Курский, В.М. Ещеркин, Ю.А. Летницкий [и др.] // Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах 2005 г.). - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006.-С. 38-39.

33. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / A.C. Курский,

B.М. Ещеркин, В.В. Калыгин [и др.] // Атомная энергия. -2011.-Т. 111, вып. 5. -

C. 297 - 302.

34. Курский, A.C. Коррозионное растрескивание стали Х18Н10Т в процессе длительной эксплуатации в кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский, Г.В. Филякин // Междунар. конф. по проблемам материаловедения при

проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС: сб. докл. — СПб., 2008.-С. 208-215.

35. Результаты исследований работоспособности твэлов TBC корпусного кипящего реактора ВК-50 / A.C. Курский, Г.П. Кобылянский, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115, вып. 2. - С. 82 - 87.

36. Курский, A.C. Накопление отложений на теплообменной поверхности в условиях кипения теплоносителя / A.C. Курский, В.В. Калыгин // Энергетика Татарстана. - 2013. - № 3 (31). - С. 44 - 50.

37. Опыт эксплуатации системы очистки выбросов от газообразных продуктов деления на реакторной установке ВК-50 с корпусным кипящим реактором / A.C. Курский, В.В. Калыгин, А.М. Краснов [и др.] // Ядерная и радиационная безопасность. - 2011. - Вып. 2. - № 60. — С. 3 - 9.

38. Курский, A.C. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на корпусном кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 93 - 99.

39. Курский, A.C. Прогнозирование накопления отложений на твэлах реактора ВК-50 / A.C. Курский // Теплоэнергетика. - 2014. - № 1 — С. 57 - 63.

40. Опыт эксплуатации исследовательской ядерной установки ВК-50 /

A.C. Курский, В.Е. Шмелёв, В.М. Ещеркин и [др.] // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок». — Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - С. 55 - 61.

41. Курский, A.C. Радиолиз теплоносителя и методы обеспечения взрывозащищенности корпусного кипящего реактора / A.C. Курский,

B.В. Калыгин // Вестник Ивановского государственного энергетического университета. - 2013. - № 4. - С. 22 - 27.

42. Создание автоматизированной системы контроля выбросов РВ при авариях на ИЯУ ВК-50 / A.C. Курский, Д.Ф. Тульников, Е.К. Якшин [и др.] // Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах 2005 г.). — Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006. - С. 43 - 44.

43. Локализация радиоактивного пара после предохранительных клапанов на водо-водяном реакторе / A.C. Курский, В.В. Калыгин., И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2013. - Т. 114, вып. 1 - С. 47 - 50.

44. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. -Вып. 4.-С. 100- 107.

45. Семидоцкий, И.И. Опыт применения теплогидравлического кода RELAP/MOD 3.2 для моделирования статических и динамических режимов корпусного кипящего реактора ВК-50 / И.И. Семидоцкий // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2005. - Вып. 1. - С. 28 - 38.

46. Akio, S. Next-Generation ABWR and Future Nuclear Power Plants / S.Akio, S.Shigeru, F.Toshihiro // Toshiba review. - 2005. - Vol. 60, N 2. - P. 14 - 21.

47. Атомная промышленность и наука в атомной сфере [Электронный ресурс] // Наука в атомной сфере. - Режим доступа: http: // matkb.ru/nauka atom/promatom74.

48. Advanced LWR Technology for Commercial Application // GE Nuclear Energy. - 1993. -N 8. - P. 25 - 26.

49. Корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя для ЯЭУ повышенной безопасности / И.Н. Соколов, Э.Э. Пакх, В.М. Ещеркин [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерная техника и технология. - 1993.-Вып. 1.-С. 31 -35.

50. Кох, Е. Вопросы безопасности и аварийного расхолаживания активной зоны реактора BWR / Е. Кох, Л. Сак // Атомная техника за рубежом. - 1972. -№ 11.-С. 14-19.

51. Нитта, Т. Работы по развитию реакторов будущего в Японии / Т. Нитта // Атомная техника за рубежом. - 2008. - № 2. - С. 18-21.

52. Reisch, F. Concept of a future High Pressure-Boiling Water Reactor (HP-B WR) / F. Reisch // ENS News. - 2007. - October - P. 21 - 24.

53. Development of Next-generation Boiling Water Reactor / M. Matsuura, M. Aoyama, K. Moriya [et al.] // Hitachi Review. - 2009. - Vol. 58, N 2. - P. 53 - 60.

54. Габараев, Б.А. Атомная теплофикация - перспективы и решения / Б.А. Габараев, Ю.Н. Кузнецов, А.А. Роменков // Атомная энергия. - 2007. -Т. 103, вып. 1.-С. 36-40.

55. Исаев, А.Н. Перспективы развития ядерной энергетики - реакторы средней и малой мощности / А.Н. Исаев // Атомная техника за рубежом. — 2007. -№2.-С. 3-7.

56. Nikiporets, U.G. The safety of nuclear district - heating plants in the USSR / U.G. Nikiporets, I.N.Sokolov, V.B. Ivanov [et al.] // Nuclear power experience. — Vienna: IAEA, 1983. - Vol. 4. - P. 147 - 157.

57. Основные направления в решении проблем безопасности реакторов для энергетики (по зарубежным материалам и опыту разработки реактора для теплоснабжения АСТ-500) / И.Н. Соколов, Ю.Г. Никипорец, В.П. Спассков [и др.]. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 45 с.

58. Кузнецов, В.В. Состояние работ по реакторам малой и средней мощности в мире, перспективы и проблемы их применения - взгляд МАГАТЭ /

B.В. Кузнецов // Межотраслевая науч.-техн. конф. «Региональная атомная энергетика (АтомРегион-2009)»: сб. тез. - Нижний Новгород, 2009. - С. 10.

59. Спассков, В.П. АЭС малой мощности с кипящим корпусным реактором ВКТ-12 / В.П. Спассков, Ю.Г. Драгунов, И.И. Федик // Международный семинар «Малая энергетика. Итоги и перспективы»: сб. докл.. -М, 2001. - С. 27 - 32.

60. Технический проект реакторной установки ВК-300 / Ю.Н. Кузнецов, Ю.И. Митяев, О.М. Глазков [и др.] // Годовой отчет НИКИЭТ 2004 г. - 2005. -

C. 25-28.

61. Кузнецов, Ю. Н. Технико-экономические основы и направления развития атомной теплофикации / Ю. Н. Кузнецов, Л. С. Хрилев, В. П. Браклов // Теплоэнергетика. - 2008. - № 11. - С. 14 - 25.

62. Самойлов, О. Б. Безопасность ядерных энергетических установок / О.Б. Соколов, Г. Б. Усынин, А. М. Бахметьев - М.: Энергоатомиздат, 1989. -205 с.

63. Работоспособность систем безопасности BWR-4 при полном обесточивании на примере тяжелой аварии на АЭС «Фукусима-1» (Япония) / К.С. Долганов, А.Е. Киселева, Д.Ю. Томащик [и др.] // Атомная энергия. - 2013. -Т. 114, вып. 2.-С. 82-88.

64. Examination of accident at Tokyo Electric Power Co., Inc.'s. Fukushima Daiichi Nuclear Station and Proposal of Countermeasures // JNTI, 2012. — P. 35 - 42.

65. Результаты оперативного анализа аварии на АЭС «Фукусима-1», выполненного в марте 2011 г. / К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик, А.Е. Киселев [и др.] // Восьмая междунар. науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». - Подольск, 2013. - С. 88 - 104.

66. Нарабаяси, Т. Извлеченные уроки аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» для учета с целью обеспечения безопасности АЭС во всем мире / Т. Нарабаяси // Восьмая междунар. науч.-техн. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»: сб. докл. и тез. — М., 2012. - С. 14 - 15.

67. Проектирование систем защитной оболочки реактора для атомных электростанций [Электронный ресурс] // Серия норм МАГАТЭ по безопасности. — Вена, 2008. - № NS-G-1.10. - 131 с. - Режим доступа: http: // www-pub.iaea.org / MTCD / publications / PDF / Pub 1189r-web.pdf.

68. Пассивный каталитический рекомбинатор водорода: пат. 2360734 Российская Федерация, МПК7, В 01 J 21/06, В 01 J 21/04, G 21 С 9/06, В 82 В 1/ 00 / Гусаров В.В. [и др.]; заявитель и патентообладатель ОАО "СПбАЭП". -№ 2008127137/04; заявл. 23.06.2008; опубл. 10.07.2009, Бюл. № 19. - 11с. : ил.

69. Повреждение топлива на АЭС Фукусима Дайичи, вызванное землетрясением и цунами [Электронный ресурс] // WANO SOER. - 2011. - № 2. -С. 1 - 8. - Режим доступа: http://news.meta.Ua/metka:WANO/.

70. Опыт эксплуатации исследовательской ядерной установки ВК-50 / A.C. Курский, В.М. Ещеркин, В.Е. Шмелёв [и др.] // Материалы 11-го ежегодного

российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок»: сб. докл. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - С. 55 - 61.

71. Андрюшин, И.А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР / И.А. Андрюшин, А.К. Чернышёв, Ю.А. Юдин. -Саров, 2003.-354 с.

72. Ещеркин, В.М. Создание проекта модернизации тягового участка реактора ВК-50 / В.М. Ещеркин, A.C. Курский, И.И. Семидоцкий // Годовой отчет 2007-2008 гг. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - С. 38 - 40.

73. Курский, A.C. Коррозионное растрескивание стали Х18Н10Т в процессе длительной эксплуатации в кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский, Г.В. Филякин // Междунар. конф. по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС: сб. докл. — СПб., 2008.-С. 208-215.

74. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / A.C. Курский,

B.М. Ещеркин, В.В. Калыгин [и др.] //Атомная энергия. - 2011. — Т. 111, вып. 5. —

C. 297 - 302.

75. Сепарационные устройства АЭС / А.Г. Агеев, В.Б. Карасев, И.Т. Серов [и др.]. - М.: Энергоиздат, 1982. - 169 с.

76. Определение объемного паросодержания в тяговом участке кипящего реактора / Г.Г. Бартоломей, В.Н. Федулин, В.А. Солодкий [и др.] // Атомная энергия. - 1987. - Т. 62, вып. 3. - С. 158 - 160.

77. Курский, A.C. Характеристики расширенной активной зоны реакторной установки ВК-50 / A.C. Курский, И.И. Семидоцкий, H.A. Святкина // Сб. науч. ст. ОАО «ГНЦ НИИАР». - Димитровград, 2011. - Вып. 1. - С. 24 - 33.

78. Ядерный кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя: пат. 89751 Рос. Федерация, MTIK7G 21 С 1/08, G 21 С 15/08 / Курский A.C., Ещеркин В.М., Семидоцкий И.И. Святкин М.Н., Туртаев Н.П.; заявитель и патентообладатель ОАО «ГНЦ НИИАР». - №2009128087/22; заявл. 20.07.2009; опубл. 10.12.09, Бюл. № 34. - 2с.: ил.

79. Курский, А.С. Особенности режима с потерей питательной воды в реакторе ВК-50 / А.С. Курский, И.И. Семидоцкий // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: обеспечение безопасности АЭС. — 2011. - Т. 30. - С. 64 - 71.

80. Hagen, Т. Reactor experiments on type-I and type-II BWR stability / T. Hagen, A. Stekelenburg, V. Bragt // Nucl. Eng. and des. - 2000. - Vol. 200. - P. 177 - 185.

81. Alammar, M. Comparison of RETRAN and RELAP5 models to Oyster Creek loss of feedwater transient / M. Alammar // Nucl. Technol. - 1985. - Vol. 70, N 1. — P. Ill - 119.

82. Курский, А.С. Динамические характеристики реактора ВК-50 в режимах с уменьшением подачи питательной воды / А.С. Курский, И.И. Семидоцкий // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2012. — № 1.-С. 84-91.

83. АС нового поколения с корпусным кипящим реактором повышенной безопасности / Ю.Н. Митяев, Ю.И. Токарев, И.Н. Соколов [и др.] // Атомная энергия. - 1992. - Т. 73, вып. 1. - С. 10 - 13.

84. Курский, А.С. Перспективы атомной теплофикации в России / А.С. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий // Теплоэнергетика. - 2012. - № 5. - С. 3 - 9.

85. Курский, А.С. Создание комплекса систем для обеспечения безопасности реактора ВК-50 при запроектных авариях / А.С. Курский, Н.П. Туртаев // Годовой отчет 2007-2008 гг. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - С. 44 - 46.

86. Konyashov, V.V. Radioactive Fission Product Release from Defective Light Water Reactor Fuel Elements / V.V. Konyashov, A.M. Krasnov // J. Nucl. Techn. -2002.-Vol. 138, N 1. -P. 1 - 16.

87. Результаты исследований работоспособности твэлов ТВС корпусного кипящего реактора ВК-50 / В.В. Калыгин, А.С. Курский, И.И. Семидоцкий [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Материаловедение и новые материалы. - 2013. - Т. 74, вып. 1. - С. 58 - 64.

88. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации /A.C. Курский,

B.М. Ещеркин, В.В. Калыгин [и др.] // Атомная энергия. -2011.-Т. 111, вып. 5. -

C. 297 - 302.

89. Краснов, А.М. Экспериментальное обоснование методики накопления отложений продуктов коррозии железа на твэлах реактора ВК-50 / A.M. Краснов,

B.В. Черкасов, В.Е. Шмелев // Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства: сб. реф. и ст. — Димитроград, 2003. - Вып. 5. —

C. 17-23.

90. Schuster, Е. Escape of fission products from detective fuel roads of light water reactors / E.Schuster, F. Garsarolli A., Kersting A. // Nuclear engineering and desighn. -1981.-Vol. 64.-P. 80-87.

91. Курский, A.C. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на корпусном кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский // Вестник национального исследовательского ядерного университета «МИФИ». — 2014. — Т. 3. — № 1. — С. 19-25.

92. Kalfsbeek, H.W. The abundance of fission gases in the off gas of a boiling water reactor / H.W. Kalfsbeek // Nuclear Technology. - 1983. - Vol. 62. - P. 1 - 7.

93. Краснов, A.M. Методика расчета выхода радиоактивных продуктов деления из негерметичных твэлов водоохлаждаемого реактора / A.M. Краснов, В.В. Коняшов, К.А. Гордецкий // Сб. тр. ГНЦ НИИАР. - Димитровград, 2000. -Вып.З.-С. 61 -81.

94. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 /

A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 100 - 107.

95. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / A.C. Курский,

B.М. Ещеркин, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2011. - Т. 111, вып. 5. - С. 297 - 302.

96. Опыт эксплуатации системы очистки выбросов от газообразных продуктов деления на реакторной установке ВК-50 с корпусным кипящим

реактором / A.C. Курский, В.М. Ещеркии, A.M. Краснов [и др.] // Ядерная и радиационная безопасность. — 2011. — Вып. 2 (60). - С. 3 - 9.

97. Там же.

98. Тяпков, В.Ф. Водно-химический режим на энергоблоках АЭС с РБМК-1000 / В.Ф. Тяпков, И.Ю. Чудакова, O.A. Алексеенко // Теплоэнергетика. -2011.-№ 7.-С. 21-25.

99. Review of fuel failures in water cooled reactors // IAEA nuclear energy series. - Vienna: IAEA, 2010. - N NF-T-2.1.

100. Курский, A.C. Накопление отложений на теплообменной поверхности в условиях кипения теплоносителя / A.C. Курский, В.В. Калыгин // Энергетика Татарстана. - 2013. - № 3 (31). - С. 44 - 50.

101. Курский, A.C. Прогнозирование накопления отложений на твэлах реактора ВК-50 / A.C. Курский // Теплоэнергетика. — 2014. — № 1 — С. 57 - 63.

102. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000 / В.Г. Крицкий, П.С. Стяжкин, И.Г. Березина [и др.] // Теплоэнергетика. - 2000. — № 7. — С. 2 - 9.

103. Шлихтинг, Г. Теория пограничного слоя / Г. Шлихтинг. - М.: Наука, 1974.-525 с.

104. Результаты исследований работоспособности твэлов TBC корпусного кипящего реактора ВК-50 / A.C. Курский, Г.П. Кобылянский, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115, вып. 2. - С. 82 - 87.

105. Процессы концентрирования растворенных примесей теплоносителя («хайд-аут») на исследовательском реакторе ВК-50 / А.М. Краснов,

B.М. Ещеркин, В.Е. Шмелев [и др.] // Теплоэнергетика. - 2002. - № 7. -

C. 18-23.

106. Осмотр ВКУ реактора ВК-50 / A.C. Курский, O.A. Завгородний, Н.П. Туртаев [и др.] // Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах 2005 г.). - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006. - С. 39 - 41.

107. Результаты исследований работоспособности твэлов TBC корпусного кипящего реактора ВК-50 / В.В. Калыгин, A.C. Курский, И.И. Семидоцкий [и др.]

// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Материаловедение и новые материалы. - 2013. - Т. 74, вып. 1. - С. 58 - 64.

108. Курский, A.C. Коррозионное растрескивание стали Х18Н10Т в процессе длительной эксплуатации в кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский, Г.В. Филякин // Междунар. конф. по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС: сб. докл. — СПб., 2008. - С. 208-215.

109. Результаты исследований работоспособности твэлов TBC корпусного кипящего реактора ВК-50 / A.C. Курский, Г.П. Кобылянский, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115, вып. 2. - С. 82 - 87.

110. Курский, A.C. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на корпусном кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 93 - 99.

111. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 100 - 107.

112. Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления: пат. 2297680 Рос. Федерация, МПК7 G 21 С 17/07/ Курский A.C., Ещеркин В.М., Краснов А.М., Ещеркин A.B.; заявитель и патентообладатель ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР". - №20051227702/06; заявл. 05.09.2005; опубл. 20.04.2007, Бюл. № 11. - 9с.: ил.

113. Совершенствование контроля герметичности оболочек твэлов на корпусном кипящем реакторе ВК-50 / A.C. Курский, В.М. Ещеркин, П.А. Михайлов [и др.] // Седьмая междунар. науч.-техн. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»: сб. докл. и тез. - М, 2010. — С. 110-111.

114. Способ обнаружения негерметичных твэлов: пат. 2094861 Рос. Федерация, МПК6 G21C17/06 / Белов И.А., Иванов A.C.; заявитель и

патентообладатель акционерное общество закрытого типа "ККИП". - заявл. 29.09.1994; опубл. 27.10.1997. Бюл. №16. (2002). -4 с. : ил.

115. Комплексное использование технических решений, отработанных при 45-летней эксплуатации энергоблока с реактором ВК-50, для создания современных АТЭЦ с реакторами ВК-100 в региональной атомной энергетике / A.C. Курский, В.М. Ещеркин, М.Н.Святкин [и др.] // Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики; под ред. акад. РАН A.A. Саркисова / Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. -М: Наука, 2011. - С. 214 - 226.

116. Дожигание топлива TBC с негерметичными твэлами в активной зоне реактора ВК-50 / A.M. Краснов, A.C. Курский, H.A. Святкина [и др.] // Годовой отчет 2007-2008 гг. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2009. - С. 50 - 51.

117. Забелин, А.И. Радиолиз теплоносителя кипящего реактора ВК-50 / А.И. Забелин, В.Е. Шмелев // Атомная энергия. - 1986. - Т. 60, вып. 4. — С. 248-251.

118. Корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя для ЯЭУ повышенной безопасности / И.Н. Соколов, В.М. Ещеркин, Э.Э. Пакх [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерная техника и технология. -1993.-Вып. 1.-С. 28-33.

119. Курский, A.C. Создание комплекса систем для обеспечения безопасности реактора ВК-50 при запроектных авариях / A.C. Курский, Н.П. Туртаев // Годовой отчет 2007-2008 гг. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. _С. 44-46.

120. Антонов, С.Н. Повышение эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя: на примере реактора ВК-50: автореф. дис. ... канд. тех. наук: 05.14.03 / Антонов Станислав Николаевич. - Димитровград, 2008. - 24 с.

121. Курский, A.C. Характеристики расширенной активной зоны реакторной установки ВК-50 / A.C. Курский, И.И. Семидоцкий, H.A. Святкина // Сб. науч. ст. ГНЦ НИИАР. - Димитровград, 2011. - Вып. 1. - С. 24 - 33.

122. Бубнова, Т.А. Повышение давления при горении и взрыве водородосодержащих смесей в вертикальных каналах реакторной установки с опускным течением теплоносителя // Атомная энергия. — 2013. — Т. 114, вып. 5. — С. 260 - 265.

123. Курский, A.C. Радиолиз теплоносителя и методы обеспечения взрывозащищенности корпусного кипящего реактора / A.C. Курский // Вестник национального исследовательского ядерного университета «МИФИ». — 2014. — Т. 3. -№ 1.-С. 85-90.

124. Иванов, B.C. Газомасляное хозяйство генераторов с водородным охлаждением / B.C. Иванов, Ф.З. Серебров. -М.: Энергия, 1970. - С. 122 - 125.

125. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. -2013. - Вып. 4. - С. 100 - 107.

126. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09: НРБ-99/2009: утв. Постановлением гл. сан. врача Рос. Федерации 07.07.2009: ввод в действие 01.09.2009. -М., 2009. - 67с.; 20 см. - 5000 экз. - ISBN 978-5-7262-1280-7.

127. Создание автоматизированной системы контроля выбросов РВ при авариях на ИЯУ ВК-50 / A.C. Курский, Д.Ф. Тульников, Е.К. Якшин [и др.] // Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах 2005 г.). — Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006. - С. 43 - 44.

128. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 100 - 107.

129. Локализация радиоактивного пара после предохранительных клапанов на водо-водяном реакторе / A.C. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. - 2013. - Т. 114, вып. 1. - С. 47 - 50.

©

130. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09: НРБ-99/2009: утв. Постановлением гл. сан. врача Рос. Федерации 07.07.2009: ввод в действие 01.09.2009. - М., 2009. - 67с.; 20 см. - 5000 экз. - ISBN 978-5-7262-1280-7.

131. Локализация радиоактивного пара после предохранительных клапанов на водо-водяном реакторе / A.C. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий [и др.] // Атомная энергия. — 2013. - Т. 114, вып. 1. - С. 47 - 50.

132. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации /

A.C. Курский, В.М. Ещеркин, В.В. Калыгин [и др.] // Атомная энергия. - 2011. — Т. 111, вып. 5.-С. 297-302.

133. Курский, A.C. Радиолиз теплоносителя и методы обеспечения взрывозащищенности корпусного кипящего реактора / A.C. Курский,

B.В. Калыгин // Вестник Ивановского государственного энергетического университета. - 2013. - № 4. - С. 22 - 27.

134. Курский, A.C. Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя: на примере реактора ВК-50 / A.C. Курский // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. - 2013. - Вып. 4. - С. 100 - 107.

135. Чечеткин, Ю.В. Очистка радиоактивных отходов АЭС / Ю.В. Чечеткин, Е.К. Якшин, В.М. Ещеркин -М.: Атомэнергоиздат, 1986. - 151 с.