Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Ашурко, Юрий Михайлович

• Ашурко, Юрий Михайлович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ашурко, Юрий Михайлович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. Анализ явления естественной циркуляции применительно к использованию в системах отвода остаточного тепловыделения в РБН.

1.1 Тенденции развития систем отвода остаточного тепловыделения 16 ^ 1.2 Расчетно-экспериментальное исследование явления естественной циркуляции в режимах отвода остаточного тепловыделения 22 1.3 Критериальный анализ устойчивости режимов ЕЦ для отдельных конфигураций контуров, используемых в COOT.

Выводы главы 1.

ГЛАВА 2. Расчетное моделирование процессов отвода остаточного тепловыделения, описание математических моделей расчетных кодов.

2.1 Модель РУ с системой отвода тепла через ВТО.

2.2 Модель локальной естественной конвекции.

2.3 Модель отвода тепла через корпус реактора.

Выводы главы 2.

ГЛАВА 3. Расчетное обоснование режимов отвода остаточного тепловыделения в РБН, рекомендации по оптимизации COOT через ВТО.

3.1 Обоснование допустимых уровней мощности реактора БН

3.2 Обоснование режимов функционирования и характеристик СО

• ОТ через ВТО в РУ БН-800.

3.2.1 Рекомендации по алгоритму включения COOT РУ БН-800 в работу, обоснование параметров системы автоматического регулирования.

3.2.2 Обоснование работоспособности COOT РУ БН-800 в экстремальных условиях.

3.2.3 Методика оптимизации характеристик системы отвода Ф остаточного тепловыделения через ВТО, рекомендации применительно к COOT РУ БН

3.3 Перспективы использования COOT через ВТО.

Выводы главы 3.

ГЛАВА 4. Анализ способов повышения эффективности рассеивания тепла # наружу в перспективных COOT.

4.1 Оптимизация параметров COOT через корпус реактора, пути повышения ее эффективности и расширения области применения

4.1.1 Анализ возможностей расширения диапазона применения COOT через корпус реактора.4.

4.1.2 Оптимизация ширины зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора.

4.1.3 Способы развития поверхности теплообмена.

4.2 COOT через стенки основных трубопроводов и оборудования

4.2.1 Описание предлагаемого варианта COOT.

4.2.2 Обоснование компоновочных решений системы применительно к реактору большой мощности.

Выводы главы 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем»

В настоящее время ядерная энергетика играет заметную роль в производстве электроэнергии в большинстве развитых стран мира. По данным МАГАТЭ [1] на конец 1999 года доля электрогенерирующих мощностей на атомных электростанциях (АЭС) в целом по всему миру достигла ~17% от общего количества электроэнергетических мощностей. По данным этого доклада доля производимой на АЭС электроэнергии в странах Западной Европы на этот период составила 43% от общего количества. Несмотря на заметное снижение в последние годы темпов развития ядерной энергетики общепризнанным является мнение о том, что в будущем ее роль будет все более возрастать. Особое и важное место в структуре ядерной энергетики будущего занимают быстрые реакторы. Они позволяют существенно увеличить сырьевую базу ядерной энергетики за счет расширенного воспроизводства топлива.

Из-за наличия в реакторе после его останова остаточного энерговыделения, обусловленного радиоактивным распадом осколков, образующихся в результате деления ядер топливного материала, а также продуктов радиационного захвата (5-7% от общей мощности реактора перед его остановом), и имеющих достаточно большой период полураспада, необходимо обеспечить отвод этого тепла для предотвращения расплавления активной зоны.

В случае плановых остановов реактора, когда все системы и оборудование атомной электростанции сохраняют работоспособное состояние, отвод тепла может быть осуществлен системами нормального теплоотвода. При незапланированных остановах реактора, обусловленных невозможностью продолжения его нормальной эксплуатации вследствие возникновения определенных исходных событий (ИС), системы нормального теплоотвода могут выйти из строя. На этот случай в проектах АЭС предусматриваются штатные системы аварийного отвода тепла (САОТ), которые относятся к системам безопасности и должны сохранять работоспособность во всех аварийных ситуациях, предусмотренных проектом АЭС. Эти системы часто еще называют системами аварийного расхолаживания (САРХ), но оба названия нельзя признать удачными.

По сути дела, системы аварийного отвода тепла - это системы, предназначенные для отвода остаточного тепловыделения от остановленного реактора, чтобы предотвратить возникновение радиационной аварии. Поэтому наиболее подходящим названием для этих систем, по мнению автора, является термин, используемый в иностранной литературе - системы отвода остаточного тепловыделения (COOT). Однако в связи с широким использованием в литературе термина "аварийный теплоотвод", мы будем применять и его, понимая, что речь идет об отводе остаточного тепловыделения.

В качестве теплоносителя в быстрых реакторах (БР) возможно использование различных веществ: жидких металлов (натрий, натрий-калий, свинец, свинец-висмут), газов и т. п. Наиболее исследованным и обоснованным из них является натриевый теплоноситель. Несмотря на свою повышенную пожароопасность натрий представляется перспективным для использования в быстрых реакторах будущего.

Работы, результаты которых представлены в диссертации, выполнены в рамках научно-технической деятельности, проводимой в отделе инженерных проблем безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (РБН).

Однако следует заметить, что многие из полученных автором результатов могут быть применимы для использования как в БР с другим жидкометаллическим теплоносителем (свинец, свинец-висмут), так и в реакторах другого типа, например, ВВЭР.

Актуальность задачи обоснования и повышения безопасности РБН в условиях аварийного теплоотвода определяется следующими обстоятельствами.

В последние годы произошло ужесточение требований со стороны надзорных органов к обеспечению безопасности АЭС. В связи с этим возникла задача доведения действующих АЭС до соответствующего уровня требований безопасности, в частности, усовершенствования входящих в состав этих станций систем аварийного теплоотвода.

При разработке и обосновании новых проектов АЭС появился ряд проблем и аспектов, анализ которых ранее не требовался или требовался в не столь детальной форме. К ним можно отнести следующие вопросы:

- анализ отказов по общей причине и учет их влияния на работоспособность отдельных систем и оборудования и безопасность установки в целом;

- анализ возможных ошибок персонала и учет их влияния на протекание аварийных процессов;

- учет влияния внешних факторов, свойственных месту расположения АЭС, на работоспособность систем и оборудования (уровень сейсмичности, возможные источники ударной волны, ветровая нагрузка, характерные колебания температуры наружного воздуха и т. п.);

- формирование перечня запроектных аварий, наиболее опасных по последствиям и по вероятности их возникновения, анализ этих аварий и в случае необходимости разработка мероприятий, обеспечивающих приемлемые последствия аварий.

В частности, учет вышеуказанных вопросов применительно к COOT требует рассмотрения режимов их функционирования в условиях естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя. Таким образом, исследование явления ЕЦ в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) приобретает важное значение при анализе их безопасности.

Подобные исследования представляют большой интерес и с точки зрения перспектив развития ядерной энергетики. Анализ тенденций развития ядерной энергетики показывает, что акцент делается на создание АЭС, обладающих свойствами повышенной безопасности, за счет максимального использования внутренне присущих им свойств безопасности, а также пассивных систем. Поэтому можно утверждать, что системы отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах следующих поколений будут основаны на максимальном использовании пассивных принципов работы, т. е. на ЕЦ.

В связи с этим актуальной является разработка и обоснование перспективных пассивных систем отвода остаточного тепловыделения.

Решение перечисленных проблем тесным образом связано с необходимостью разработки соответствующих расчетных кодов, адекватно моделирующих исследуемые процессы.

Цель диссертационной работы состоит в обобщении опыта исследований проектных и запроектных режимов аварийного теплоотвода в реакторах БН-350, БН-600, проектах реакторов БН-800, CEFR и на его основе разработке методик по обоснованию и оптимизации основных характеристик перспективных систем отвода остаточного тепловыделения для проектов будущих АС с РБН.

Научная новизна результатов диссертационной работы заключается в следующем: на основе анализа экспериментальных данных, полученных на действующих быстрых реакторах, разработана и верифицирована комплексная математическая модель процессов аварийного теплоотвода для РУ с петлевой и интегральной компоновками, описывающая как общеконтурную, так и локальную конвекцию теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплоперенос в помещениях АЭС, тепловые потери в окружающее пространство. Указанная математическая модель реализована в виде вычислительных программ STOPWNC и DINRUN, используемых для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-350, БН-800, CEFR;

- сформулированы критерии устойчивости режимов ЕЦ воздуха в различных контурах сложной конфигурации;

- предложены принципы построения и формирования управляющего сигнала автоматического регулятора COOT РУ БН-800, технические решения, обеспечивающие требуемое качество работы регулятора, и обоснованы условия его устойчивости;

- предложена методика комплексной оптимизации основных характеристик COOT;

- разработаны способы повышения эффективности пассивной системы аварийного теплоотвода через корпус реактора;

- предложен новый вариант пассивной системы отвода остаточного тепловыделения с рассредоточенным стоком тепла наружу через внешнюю поверхность трубопроводов и оборудования контуров РУ.

По теме диссертации автором получены 2 авторских свидетельства на изобретения [2]-[3].

Практическая ценность. Разработаны расчетные коды, верифицированные на основе экспериментальных данных, которые позволили определить допустимые уровни мощности РУ БН-350. На основе проведенных расчетов обоснована безопасность РУ БН-350, БН-800, CEFR в режимах отвода остаточного тепловыделения, предложены оптимальные алгоритмы запуска систем отвода остаточного тепловыделения и управления ими как в проектных, так и запроектных режимах. Исследована степень возможного влияния на работоспособность и характеристики систем отвода остаточного тепловыделения и соответственно на безопасность РУ в целом таких внешних воздействий как землетрясение, ветровая нагрузка.

Предложена методика выбора и оптимизации мощности систем отвода остаточного тепловыделения с учетом всей совокупности характеристик РУ.

Исследованы пределы возможного практического применения перспективных COOT через корпус реактора, а также через стенки трубопроводов теплоотводящих петель и выработаны предложения по расширению границ применимости подобных систем, что позволяет в перспективе после соответствующего обоснования отказаться от специального натриевого оборудования для отвода остаточного тепловыделения и за счет этого существенно повысить экономичность АЭС с РБН.

Апробация результатов работы. Расчетные коды, используемые при анализе безопасности быстрых реакторов в условиях отвода остаточного тепловыделения, протестированы на имеющихся экспериментальных материалах. В частности, с целью верификации расчетных кодов специально проведены эксперименты на реакторе БН-350.

Материалы, вошедшие в диссертационную работу, докладывались на международных, всесоюзных и отраслевых конференциях, совещаниях и семинарах, в том числе на Конференциях по безопасности быстрых реакторов в Гернси (1986), в Сноуберд (1990), в Обнинске (1994), на совещании Консультативной группы МАГАТЭ в Юлихе (1994).

Материалы, использованные в диссертационной работе, опубликованы в составе 90 научных трудов, выпущенных при участии диссертанта.

Автор выносит на защиту следующие основные положения: комплексную методику моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство, реализованную в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, использованных для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-800, БН-600, БН-350, CEFR; критерии устойчивости штатных режимов ЕЦ воздуха для отдельных контуров сложной конфигурации;

- рекомендации по комплексной оптимизации схем и характеристик систем отвода остаточного тепловыделения и выбору их мощности в процессе проектирования; предложения по принципам построения и формирования управляющего сигнала, параметрам автоматического регулятора и техническим решениям, обеспечивающим устойчивое и качественное регулирование температуры натрия на выходе ВТО БН-800;

- результаты расчетного обоснования работоспособности COOT РУ БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб); методику учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350; научно-технические решения, позволяющие расширить границы применимости перспективной системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора; концепцию системы отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющую повысить безопасность и экономичность БР, и проработки по ее обоснованию.

Общая характеристика работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 221 наименование. Основной материал диссертации изложен на 160 страницах машинописного текста, содержит 3 таблицы и 128 иллюстраций, дополнен тремя приложениями - на 5 листах.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Ашурко, Юрий Михайлович

Выводы главы 4

Задача, которую ставил перед собой автор при написании главы 4, это выявить и показать резервы в повышении эффективности перспективных COOT через корпус реактора (RVACS). В представленных материалах показаны факторы, оказывающие определяющее влияние на эффективность таких систем, и особенности этого влияния, предложены конкретные меры по повышению эффективности подобных систем.

В качестве параметра оптимизации предлагается использовать максимальный уровень среднесмешанной температуры теплоносителя в баке реактора, реализуемый в процессе отвода остаточного тепловыделения. Таким образом, оптимизацию COOT и их обоснование рекомендуется выполнять с учетом анализа переходных режимов их функционирования.

Выполненные оценки свидетельствуют, что предлагаемые мероприятия по совершенствованию традиционного варианта RVACS позволяют существенно расширить мощностной диапазон применения этих систем для РБН с интегральной компоновкой - с 450 МВт(эл.) до 600 МВт(эл.) (в рамках существующих соотношений мощности реактора и объема его бака).

Логическим развитием системы RVACS является предложенная автором концепция системы отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов и оборудования РУ. Она позволяет в наибольшей степени использовать внутренне присущие РБН свойства безопасности по отношению к проблеме отвода остаточного тепловыделения. Подобная COOT в отличие от RVACS может быть использована в РБН любой мощности. Использование подобной системы позволяет организовать дополнительный локализующий барьер для натриевого теплоносителя и тем самым существенно повысить пожаробезопасность РБН.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Результаты исследований, представленные автором в диссертации, условно можно разделить на два направления.

Первое направление работ связано с обоснованием безопасности действующих и проектируемых установок с реакторами на быстрых нейтронах (БН-350, БН-800), в частности с обоснованием работоспособности используемых в них систем отвода остаточного тепловыделения, и с разработкой соответствующего программного обеспечения.

Второе направление работ нацелено на исследование внутренне присущих быстрым жидкометаллическим реакторам свойств безопасности и их максимальное использование при разработке перспективных систем отвода остаточного тепловыделения.

В числе наиболее важных результатов работы можно назвать:

1) Создание комплексной методики моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теллопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство.

2) Реализация и верификация указанной методики в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, позволяющих проводить обоснование работоспособности систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, а также обоснование их безопасности в различных режимах, связанных с необходимостью обеспечения аварийного теплоотвода (код DINRUN позволяет также проводить комплексную оптимизацию характеристик систем отвода остаточного тепловыделения).

3) Разработка рекомендаций по комплексной оптимизации схем и характеристик систем отвода остаточного тепловыделения и выбору их мощности в процессе проектирования.

4) Определение критериев устойчивости режимов естественной циркуляции воздуха в различных контурах сложной конфигурации.

5) Результаты обоснования алгоритма функционирования COOT ВТО БН-800 и характеристик системы регулирования температуры теплоносителя на выходе ВТО БН-800, а также обоснования работоспособности COOT ВТО БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб).

6) Разработка методики учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350 и ее экспериментальное подтверждение, позволившее провести обоснование допустимых уровней мощности реактора БН-350. 7) Формулировка и обоснование конкретных предложений по реализации пассивных систем отвода остаточного тепловыделения применительно к быстрым жидкометал-лическим реакторам, которые могут быть использованы при создании реакторов повышенной безопасности четвертого поколения, а именно: предложение научно-технических решений, позволяющих расширить границы применимости перспективной системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора; разработка концептуальных решений по системе отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющих повысить безопасность и экономичность РБН, и проработки по ее обоснованию; создание вычислительной программы SARB, использованной для расчетного обоснования предложений по перспективным COOT.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ашурко, Юрий Михайлович, 2003 год

1. Nuclear Technology Review 2000. Part 1: Nuclear power, fuel cycle and waste management. IAEA GOV/INF/2000/5/Part 1, 2000.

2. Кузнецов И. А., Ашурко Ю. M. Устройство аварийной защиты ядерного реактора. Авторское свидетельство № 1618174 (с приоритетом изобретения 28.12.1987) выдано 01.09.1990, G 21 С 9/02.

3. Ашурко Ю. М. Авторское свидетельство № 1833016 от 13.10.1992 г. на изобретение "Пассивная система аварийного отвода тепла ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем" с датой приоритета от 22.06.1989 г.

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

5. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. ПНАЭ Г-1-024-90, Москва, 1990.

6. Правила устройства и эксплуатации систем аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного ректора к конечному поглотителю. ПНАЭ Г-5-020-90.

7. Безопасность атомных электростанций проектирование АЭС. Свод положений. Серия изданий по безопасности, No. 50-C-D, МАГАТЭ, Вена, 1979.

8. Конечный поглотитель тепла и непосредственно связанные с ним системы передачи тепла на атомных электростанциях. Руководство по безопасности. Серия изданий по безопасности, No. 50-S6-D6, МАГАТЭ, Вена, 1982.

9. Джалурия Й. Естественная конвекция: Тепло- и массообмен. Пер. с англ. М.: Мир, 1983.

10. Б. Гебхарт, Й. Джалурия, Р. Махаджан, Б. Саммакия. Свободноконвективные течения, тепло- и массообмен. В 2-х кн. Пер. с англ. М.: Мир, 1991.

11. Т. Е. Фабер. Гидроаэродинамика. Москва: Постмаркет, 2001.

12. М. Ledinegg. Instability of Flow During Natural and Forced Circulation. Die Warme, (61), pp. 891-898, 1938.

13. А. К. Агравала, Дж. Гуппи. Аварийное расхолаживание и естественная циркуляция теплоносителя в быстрых реакторах-размножителях. Хемисфер Паблишинг Корп., Нью-Йорк, 1981.

14. Антуфьев О. Н и др. Экспериментальное исследование режимов естественной циркуляции в основных контурах установки БН-350. Отчёт / МЭЗ, ФЭИ, инв. № 4434 дсп, г. Шевченко, 1974 г.

15. М. Е. Durham. Optimisation of Reactor Design for Natural Circulation Decay Heat Removal in a Pool-Type LMFBR. Proc. of the Intern. Conference on Optimisation of Sodium-Cooled Fast Reactors, London, UK, Nov.-Dec. 1977, pp. 67-76.

16. Ю. E. Багдасаров, И. А. Кузнецов, Ю. К. Букша, Ю. М. Ашурко. Стационарные режимы естественной циркуляции в БН-350 с парогенераторами "Надя". ОНТИ ФЭИ, ТР-1361, инв. №2150 дсп, 1978.

17. С. V. Gregory et al. Natural Circulation Studies in Support of the Dounreay PFR. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety Technology, ANS/ENS, Seattle, Washington, USA, Aug. 19-23, 1979.

18. M. Astegiano et al. Theoretical and Experimental Analysis of Super Phenix Thermal Hydraulic Problems in Natural Convection. Proc. of the Specialists' Meeting on Decay Heat Removal and Natural Convection in FBRs, Brookhaven, USA, Febr. 1980.

19. E. Gesi. Role de la Convection Naturelle dans l'Evacuation de la Puissance Residuelle sur Super Phenix. Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des RNR, Paris, France, July 1982.

20. Y. Matsuno et al. Some Topics from Operating and Testing Experience on the Experimental Fast Reactor JOYO. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 219-229.

21. A. M. Broomfield. Safety Related Experience from the Operation of PFR. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 231-245.

22. J. Hochel, W. Marth, G. Brudermiiller. Operational Safety Experience Gained with KNK. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 257-267.

23. T. R. Beaver, H. G. Johnson, and R. L. Stover. Transient Testing of the FFTF for Decay Heat Removal by Natural Convection. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 525-534.

24. R. Webster. Convective Flows during Low Power Natural Circulation Experiments on the PFR. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 535-549.

25. D' Argentre et al. Natural Convection Cooling Studies and Tests Performed for the Creys Mal-ville Plant. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 585-592.

26. W. T. Sha et al. Three-Dimensional Analysis of LMFBR Decay-Heat-Removal System. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 593-602.

27. E. L. Gluekler, T. A. Shin, S. S. Grewal. Experimental and Analytical Investigations of the Reactor Flow Distribution during Shutdown Cooling. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 603-612.

28. R. Vidil et al. Decay Heat Removal by Natural Convection in Super Phenix Calculations and Mock-Up Experiments in Water and in Sodium. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 4, pp. 43-51.

29. Антуфьев О. H., Балдов А. Н. Экспериментальные и расчетные исследования динамики процессов при естественной циркуляции теплоносителей в петлях I, II контуров реактора на быстрых нейтронах БН-350. Отчёт МАЭК., инв № 3211 дсп, г. Шевченко, 1983г.

30. Багдасаров Ю. Е., Ашурко Ю. М. и др. Анализ системы аварийного расхолаживания установки БН-800 с помощью воздушных теплообменников. ОНТИ ФЭИ, инв. № 4149 дсп, Обнинск, 1984.

31. Бельтюков А. И. и др. Экспериментальное исследование эффективности естественной циркуляции в натриевых контурах энергоблока БН-600 после срабатывания БАЗ с мощности 50 % номинальной (эксперимент 07.08.84 г.). Инв. БАЭС № 21-109-850от дсп,1985.

32. Ю. Е. Багдасаров и др. Динамика, принципы управления быстрых реакторов: опыт и перспективы развития. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 1, pp. 121-133.

33. M. Yamakawa et al. Thermohydraulic Characteristics of Future Pool-Type Fast Breeder Reactors. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 433-442.

34. F. Namekawa, K. Mawatari. Development of a Passive Cooling System for Shutdown Heat Removal in Future LMFBRs. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 527-537.

35. D. Nakagawa et al. Design Features of an Economic Pool-Type LMFBR. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 583593.

36. A. Gouriou et al. RNR 1500 Evacuation de Puissance Residuelle par Convection Naturelle. Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des Reacteurs a Neutrons Rapides, Fontenay-aux-Roses, France, Oct. 1985.

37. N. Sheriff. Review of Sodium Boiling at Decay Heat Levels. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 1, pp. 305-310.

38. A. von Arx, R. C. Gerber and J. C. Mills. Inherent Decay Heat Removal Performance in SAFR. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 2, pp. 239-244.

39. Ашурко Ю. M. и др. Расчетные исследования режимов работы воздушного теплообменника установки БН-800 и параметров его системы автоматического регулирования. ОНТИ ФЭИ, инв. № 4634 дсп, Обнинск, 1986.

40. Митенков Ф.М. и др. Инженерные методы анализа режимов с естественной циркуляцией в установках типа БН. Атомная энергия, т.62, вып.З, март 1987, стр.147-152.

41. S. Sawai, Y. Iwakoshi. Present Status of FBR Development in Japan. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 1.3/1-9.

42. D. M. Lucoff. Passive Safety Testing at the Fast Flux Test Facility. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 11.8/1-7.

43. F. M. Mitenkov et al. Engineering Design Procedures for Analysis of Natural Circulation Conditions in BN-Type Reactors. Nucl. Eng., 1987, vol. 62, No. 3, pp. 147-152.

44. M. Sawada, H. Arikawa and N. Mizoo. Experiment and Analysis on Natural Convection Characteristics in Experimental Fast Reactor JOYO. Nucl. Eng. Des.

45. J. S. McDonald. SAFR: An Advanced Modular Liquid Metal Reactor with Inherent Safety Features. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 606-611.

46. H. Hoffmann et al. Investigations of Inherent Decay Heat Removal Performances in LMFBRs. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 830-837.

47. E. R. Adam et al. Experience with the PFR Decay Heat Removal Air Heat Exchangers. Proc. of the 4th Intern. Conference on Liquid Metal Engineering and Technology, Avignon, France, 1721 Oct. 1988, pp. 709/1-9.

48. Ашурко Ю. M. и др. Расчетное обоснование алгоритма пуска САРХ ВТО БН-800 и характеристик системы автоматического регулирования температуры натрия на выходе ВТО. ОНТИ ФЭИ, инв. № 5637 дсп, Обнинск, 1989.

49. R. Webster. Natural Convection Cooling of Liquid Metal Systems A Review. DNE R 16, AEA, Dounreay, United Kingdom, Febr. 1990.

50. M. Diiweke et al. The Direct Reactor Cooling System of EFR, Overview and R&D Activities. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 2, pp. 309-318.

51. D. Weinberg et al. The Transferability to Reactor Conditions of Thermohydraulics Model In-vectigations of Decay Heat Removal. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 2, pp. 34i-350.

52. A. Lacroix, J. Marcon, J. Ladet. Experience of the 1200 MWe Super Phenix FBR Operation. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 3, pp. 239-248.

53. N. Naohara et al. Study on Thermohydraulic Characteristics of Pool Type FBR Decay Heat Removal. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 503-512.

54. W. A. Ragland, E. E. Feldman. EBR-II In-Vessel Natural Circulation Experiments on Hot and Cold Pool Stratification. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 513-522.

55. B. Valentin et al. Natural Convection Tests in PHENIX Coltemp Experiments. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 4, pp. 269-277.

56. D. Favet et al. Natural Circulation Tests on SPX 1. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 4, pp. 279-288.

57. H. Hoffmann et al. The European R&D Programme on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,

58. Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 13.5/1-9.

59. Y. Ieda et al. Thermohydraulic Study on Natural Circulation Decay Heat Removal for a Pool-Type LMFBR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 16.9/1-10.

60. С. V. Gregory. Passive and Engineered Safety Features of the Prototype Fast Reactor (PFR), Dounreay. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 60-63.

61. H. Hofmann et al. Investigation on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR

62. Status of the Program. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 83-89.

63. F. Hofmann et al. Investigation on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR, Status of the Program. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 15-25.

64. Y. Ieda et al. Strategy of Experimental Studies in PNC on Natural Convection Decay Heat Removal. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 37-50.

65. H. Takeda et al. Study on Similarity Rule for Natural Circulation Water Test of LMFBR. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 58-66.

66. H. Ohshima et al. Synthesis of Computational Codes for Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Circulation. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 79-85.

67. P. N. Birbraer et al. Comparison of Decay Heat Exchangers Placing in the Primary Circuit of Pool Type Fast Reactor. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 119-126.

68. R. P. Kapoor et al. Safety Related Operating Experience with Fast Breeder Test Reactor. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 5/52-62.

69. V. A. Sobolev et al. Analysis of Decay Heat Removal from the Core Using Passive Cooling System. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/12-23.

70. P. Sardain, J. Louvet. Natural Convection Decay Heat Removal in the Phenix Reactor Interиpretation of In Pile Tests. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/58-63.

71. Y. Kanzaki et al. Heat Transfer Studies on a Reactor Vessel Cooling System. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 1, pp. 35-40.

72. M. Takakuwa et al. Development of Multi-dimensional Natural Circulation Evaluation Code for Japanese DFBR. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 1, pp. 513-518.

73. D. Weinberg et al. Transient NEPTUN Experiments on Passive Decay Heat Removal. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 2327, 1995, vol. l,pp. 519-524.

74. Кузнецов И. А. и др. Установка реакторная. Исследование проектных режимов аварийного теплоотвода. Пояснительная записка. Часть 6. CEFR 800ПЗ 5. ОНТИ ФЭИ, инв. № 9232, Обнинск, Н. Новгород, 1996.

75. Ашурко Ю. М., Ашурко Л. И. Расчетный анализ эффективности системы аварийного теплоотвода быстрого реактора со встроенными теплообменниками и пассивным способом их включения на примере реактора БН-800. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 10067, 1999.

76. Багдасаров Ю. Е. и др. Разработка методики и условий моделирования на воде САРХ CEFR. Этап 1.2.2 Контракта 98CMAE/JF52033SU, 1999.от 16.11.1998 г. между ПЩ РФ-ФЭИ и CIAE (КНР).

77. Багдасаров Ю. Е. и др. Экспериментальные исследования на стенде САРХ и стенде испытания имитаторов ТВС. Этапы 6, 7 Контракта 98CMAE/JF52033SU от 16.11.1998 г. между ГНЦ РФ-ФЭИ и CIAE (КНР), 2001.

78. Багдасаров Ю. Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. Атом-энергоиздат, Москва, 1969.

79. Багдасаров Ю. Е. Некоторые технические аспекты безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, инв. МАЭК №529с/т.-Обнинск, 1975г.

80. Левшин Е. П., Багдасаров Ю. Е. и др. Исследование режимов аварийного расхолаживания установки БН-600 при наличии сопутствующих отказов. ОНТИ ФЭИ, шифр ТР-1076, дсп, 1974.

81. Fast Reactor Database. IAEA-TECDOC-866, February 1996.

82. Status of Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactors. Technical Reports Series No. 246, IAEA, Vienna, 1985.

83. Status of Liquid Metal Cooled Fast Reactor Technology. IAEA-TECDOC-1083, April 1999.

84. Ашурко Ю. M. и др. Анализ состояния работ по требованиям к системам аварийного расхолаживания быстрых реакторов и их структуре в проектах зарубежных стран. ОН-ТИ ФЭИ, инв. № 5113 дсп, 1987.

85. J. М. Megy et al. Dispositifs de Refroidissement de Secours pour PHENIX. Proc. of the Intern. Conference on Engineering of Fast Reactors for Safe and Reliable Operation, Karlsruhe, Germany, Oct. 9-13, 1972, vol. 1, pp. 336-349.

86. P. P. Clauson et al. Safety Conclusions from Start-Up Tests and from the Analysis of the Core Behaviour of PHENIX. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 61-75.

87. E. C. Cobb, K.M.Leigh. Heat Removal Systems Design for Sodium Cooled Fast Reactors. Proc. of the Intern. Conference on Engineering of Fast Reactors for Safe and Reliable Operation, Karlsruhe, Germany, Oct. 9-13, 1972, vol. 1, pp. 44-64.

88. Y. Kamanin, A. Kirushin, N. Kuzavkov, N. Oshkanov. Safety Ensuring of the BN-600 Reactor Plant Considering Its Operating Experience. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16,1990, vol. 3, pp. 215-221.

89. L. Lauret et al. Super Phenix Decay Heat Removal Design and Operation Aspects. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 551-563.

90. L. Cinotti et al. Evacuation de la puissance residuelle par des ёсЬап§еигз sodium-air. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 393-402.

91. F. H. Morgenstern et al. The Decay Heat Removal Plan of the SNR-300 A Licensed Concept. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 442-451.

92. Техническое обоснование безопасности эксплуатации установки БН-800. Инв. п/я А-7631 №291641 дсп, 1983.

93. Бирбраер П. Н. И др. Система аварийного расхолаживания установки БН-800. Франко-советский семинар по безопасности быстрых реакторов, Фонтенэ-о-Рос, Франция, 24 октября 1989.

94. R. J. Slember. Safety-Related Design Considerations for the Clinch River Breeder Reactor Plant. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 112-128.

95. K. Kawashima, T. Saito, S. An. Decay Heat Removal System of "MONJU". Proc. of the IAEA/IWGFR Specialists' Meeting on the Reliability of Decay Heat Removal Systems Proposed for Fast Reactors, Harwell, UK, 28 April-1 May, 1975.

96. K. Kawashima and Y. Suzuki. Safety-Related Design of MONJU. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 99-111.

97. Y. Nakai et al. Safety Aspects in the Design of "MONJU". Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 105-114.

98. J. S. Armijo et al. LMFBR Design Trends in the USA. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 311-328.

99. P. R. Plutta, F. E. Tippets. General Electric Innovative Liquid Metal Reactor Plant Concept PRISM. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 443-450.

100. С. E. Boardman et al. PRISM Plant Design. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17,1987, vol. 1, pp. 4.6/1-6.

101. W. Kwant et al. PRISM Reactor Design and Development. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 8.6/1-10.

102. A. Hunsbedt and P. M. Magee. Design and Performance of the PRISM Natural Convection Decay Heat Removal System. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 844-851.

103. P. M. Magee, A. Hunsbedt, and С. E. Boardman. Passive Decay Heat Removal in the Advanced Liquid Metal Reactor. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 533-541.

104. С. E. Boardman, A. Hunsbedt. Performance of ALMR Passive Decay Heat Removal System. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 113-120.

105. A. Hunsbedt and С. E. Boardman. ALMR Shutdown Heat Removal Operation under Degraded Conditions. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 3, pp. P3.13/1-11.

106. P. M. Magee et al. Performance Analysis of the 840 MWt PRISM Reference Burner Core. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 2, pp. 819-824.

107. G. W. Meyers, J. S. McDonald. Design Modifications That Reduce Costs for Liquid Metal Pool Power Plants. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 451-462.

108. R. Z. Litwin et al. SAFR Passive Decay Heat Removal Features. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 12.1/1-7.

109. G. Gornu et al. RNR 1500: Systems d'Evacuation de la Puissance Residuelle (RRA). Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des Reacteurs a Neutrons Rapides, Fontenay-aux-Roses, France, Oct. 1985.

110. J. Blombach, K. Giinther and W. Gyr. Optimisation of Decay Heat Removal Systems for SNR 2 with Respect to Safety and Reliability. Proc. of the Intern. Conference on Optimisation of Sodium-Cooled Fast Reactors, London, UK, Nov.-Dec. 1977, pp. 37-42.

111. D. Broadley. Design of Decay Heat Rejection Systems for the UK Pool Type LMFBRs. Proc. of the IAEA/IWGFR Specialists' Meeting on the Reliability of Decay Heat Removal Systems Proposed for Fast Reactors, Harwell, UK, 28 April-1 May, 1975.

112. D. Broadley, J. A. G. Holmes, G. Seed. Description of the Design of the United Kingdom Commercial Demonstration Fast Reactor. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 463-484.

113. W. Gyr et al. EFR Decay Heat Removal System Design and Safety Studies. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 543552.

114. К. Vinzens et al. The Approach to DHR for EFR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 16.8/1-10.

115. Реактор БН-1600. Система аварийного расхолаживания. Пояснительная записка. ОКБМ. РНАТ.501394.004П31, 1992.

116. A. S. Dixit et al. Decay Heat Removal for PFBR. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology ofFast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 2, p. 177.

117. S. R. Paranjpe. Decay Heat Removal System of PFBR. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 90-112.

118. A. Selvaraj, S. C. Chetal, S. B. Bhoje. Design of Prototype Fast Breeder Reactor. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 2, pp. 777-781.

119. Safety Related Terms for Advanced Nuclear Plants. IAEA-TECDOC-626, IAEA, Vienna, Sept. 1991.

120. R. J. Neuhold, R. Avery and J. F. Marchaterre. Overview ofFast Reactor Safety Research and Development in the USA. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 1, pp. 9-12.

121. Ашурко Ю. M. Система аварийного теплоотвода от контуров реакторной установки и оценка ее эффективности. Препринт ФЭИ-2913, Обнинск, 2001.

122. Ашурко Ю. М., Ашурко JI. И. Обоснование пассивной системы аварийного теплоотвода через стенки трубопроводов 2 контура применительно к быстрому реактору большой мощности. ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ, инв. № Ю747, Обнинск, 2001.

123. К вопросу об опрокидывании расхода естественной циркуляции во втором контуре установки БН-350. Авторы: Самойлов О.Б., Обмелюхин Ю. А., Друмов В. В. От-чет/ОКБМ, инв №4520, (№454784). г. Горький, 1976 г.

124. И. А. Кузнецов Влияние изменений давления в парогенераторе на устойчивость естественной циркуляции теплоносителя во втором контуру ЯЭУ. ОНТИ ФЭИ, ТР-1158, инв. № 1623 дсп, 1975.

125. Антуфьев О. Н., Балдов А. Н. Результаты испытания системы воздушного охлаждения парогенератора ПГН №4 в изотермическом режиме по натриевому контуру. Отчет БН-350., арх. № 0-672, 1988г.

126. Антуфьев О. Н., Балдов А. Н. Результаты испытания системы охлаждения ПГН №4 при номинальном распределении температур по натриевому контуру. Отчет БН-350., арх.№ 0-698, 1988 г.

127. Кузнецов И.А. и др. Обоснование безопасности эксплуатации реакторной установки

128. БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 8933, Обнинск, Н. Новгород, С.-Петербург, Актау, 1995.

129. Кузнецов И. А. и др. Экспериментальное определение эффективной теплоемкости контуров и тепловых потерь в окружающую среду для установки БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв. № 1624 дсп, 1975.

130. Материалы раздела 3.4 в доклад по безопасности БН-350. Исх. ФЭИ № 33-05/71 от1807.1997 г.158. "Доклад обоснования продления эксплуатации и обеспечения безопасности установки БН-350 на период с июля 1997 по июль 1998 года". МАЭК, Актау, 1997.

131. А. Е. Levin, В. Н. Montgomery. Forced-to-Natural Convection Transition Tests in Parallel Simulated Liquid Metal Reactor Fuel Assemblies. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 493-502.

132. В. С. Востоков, Б. И. Моторов. Об одной разновидности механизма неустойчивости естественной циркуляции. В кн. "Вопросы атомной науки и техники". Серия "Динамика ядерных энергетических установок". Вып. 2(10), стр. 25-28, М., 1976.

133. Митенков Ф. М., Моторов Б. И. Механизмы неустойчивых процессов в тепловой и ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1981.

134. Ашурко Ю. М. и др. Анализ режимов функционирования штатной системы аварийного расхолаживания реактора БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв. № 7782, Обнинск, 1990.

135. Yu. М. Ashurko et al. Study of Air Circulation Stability in Emergency Heat Removal Systems of Fast Reactors. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/39-50.

136. Горбунов В. С. и др. Отчет о НИР "Верификация программы "DIN800". ОКБМ, инв. № 814308, Нижний Новгород, 1999.

137. Горбунов В. С. и др. Программа RUBIN. Описание применения. Отчет ОКБМ.

138. Программа TANDEM. Описание применения. Отчет ОКБМ, инв. № 1791Э, 1989.

139. Антипин Г. К. и др. Верификация программного комплекса ДИНБОР, предназначенного для теплогидравлических расчетов переходных и аварийных режимов работы РУ БОР-бО. НИИАР, инв. № 0-4646, Димитровград, 1997.

140. В. С. Горбунов, М. П. Леончук, Ю. А. Обмелюхин, 3. В. Сивак. Расчетно-экспериментальное исследование режимов течения теплоносителя в модели выходной камеры быстрого реактора типа БН-600. Препринт ФЭИ-1704, Обнинск, 1985.

141. Ю. М. Ашурко, С. И. Щербаков и др. Анализ аварии с течью трубопровода первого контура установки БН-350 на участке без страховочного кожуха. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 5879 дсп, 1990

142. Ю. M. Ашурко и др. Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы. Техническая справка, исх. ФЭИ№ 33-05/126 от 14.06.1989 г.

143. Ю. М. Ашурко и др. Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы. Техническая справка, исх. ФЭИ № 33-05/79 от 14.06.1990.

144. Кузнецов И. А. и др. Установка реакторная. Анализ запроектных аварий. Пояснительная записка. Часть 5. CEFR 800ПЗ 4. ОНТИ ФЭИ, инв. № 9233, в 2-х книгах, Обнинск,1. Н. Новгород, 1996.

145. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчета запро-ектной аварии с потерей систем теплоотвода в реакторе CEFR с помощью кода SHEAT. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

146. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчетов переходных режимов в петлях системы аварийного теплоотвода реактора CEFR с помощью кода СВТО. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

147. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчетов переходных режимов в петлях 2 контура реактора CEFR с помощью кода LOOP2. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

148. Самарский А. А., Попов Ю. П. Разностные методы решения задач газовой динамики. 3-е изд., доп. -М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1992.

149. В. JI. Берсенев и др. "Результаты исследования внешней аэродинамики главного корпуса энергоблока № 4 Белоярской АЭС". Отчет предприятия Уралтехэнерго инв. № ТТ. 13 60 дсп, 1986.

150. В. Л. Берсенев и др. "Результаты аэродинамического исследования воздушного тракта системы аварийного расхолаживания Южно-Уральской АС". Отчет предприятия Уралтехэнерго инв. № ТВ.006, 1990.

151. Ю. М. Ашурко, С. И. Щербаков, М. Г. Яценко "Анализ аварии с течью трубопровода первого контура установки БН-350 на неокожушенном участке при работе на мощности 520 МВт". Исх. ФЭИ № 33-05/35 от 14.03.1991 г.

152. Ю. М. Ашурко, И.А. Кузнецов "Расчетное исследование работы САРХ-Д реактора БН-350 с учетом отказов оборудования, ошибок персонала. Рекомендации по управлению запроектными авариями". Исх. ФЭИ № 33-05/249 от 17.12.1992 г.

153. Ю. М. Ашурко, И.А. Кузнецов "Алгоритм автоматического и ручного управления оборудованием САРХ-Д". Исх. ФЭИ № 33-05/17 от 10.03.1993 г.

154. Протокол технического совещания по результатам испытаний САРХ-Д.

155. Ю. М. Ашурко, Ю.К. Букша и др. "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/126 от 14.06.1989 г.

156. Ю. М. Ашурко, И. А. Кузнецов, В. А. Ветошкин "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/79 от 14.06.1990 г.

157. И. А Кузнецов, Ю. М. Ашурко, Л. А. Щекотова "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/16 от 13.02.1992 г.

158. Техническое решение "О внесении дополнений в технологический регламент, ч. 1 реактора БН-350". Исх. МАЭК № 02-01-10/419 от 30.03.1992 г.199. "Технологический регламент по эксплуатации реактора БН-350. Часть 1. Управление". Актау, 1993 г.

159. Технологический регламент по эксплуатации реактора БН-350. (часть1, Управление), МАЭК, арх. № 4490 "о", г. Актау, 1996 год.

160. Механизмы исполнительные электрические однооборотные M30-1600K-84, МЭО-4000К, МЭО-ЮОООК-84. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. (ШЛ.412.033.

161. Проект строительства Южно-Уральской атомной станции. I очередь строительства. Том 4. Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации. Книга 3, глава 3 (продолжение). ВНИПИЭТ, заказ 0320, инв. № 91-12986И1, Санкт-Петербург, 1995.

162. Fox I. N., Gluekler Е. Z., Brown N. W. Safety Features of a Small Modular Liquid-Metal Reactor. Trans, of the American Nucl. Society, v. 50, 1985, p. 336-337.

163. P. G. Kroeger and G. J. van Tuyle. Evaluation of Advanced Liquid Metal Reactor Passive Air-Cooling Systems. Trans, of the American Nucl. Society, vol. 55, Los Angeles, CA, Nov. 1987, PP- (?)

164. R. Z. Litwin, A. V. von Arx, С. B. Martin. SAFR Inherent Decay Heat Removal Design Improvements. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 125-129.

165. W. Kwant et al. PRISM Reactor Design and Development. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 130-135.

166. J. Heineman et al. Experimental and Analytical Studies of a Passive Shutdown Heat Removal System for Advanced LMRs. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 715-723.

167. G. J. van Tuyle. Simplified Analysis of PRISM RVACS Performance without Liner Spill-Over. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 2, pp. 331-339.

168. A. Hunsbedt. Experiments and Analyses in Support of the US ALMR Thermal-Hydraulic Design. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 97-118.

169. Физические величины: Справочник/А. П. Бабичев, Н. А. Бабушкина, А. М. Братковский и др.; Под ред. И. С. Григорьева, Е. 3. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991, с. 784785.

170. В. П. Исаченко, В. А. Осипова, А. С. Сукомел. Теплопередача. 4-е изд., перераб. и доп. -М. Энергоиздат, 1981, с. 405.

171. Володин Ю. Г., Дульнов Г. Н. ИФЖ, 1965, т. 9, № 5, с. 603-608.

172. Излучательные свойства твердых материалов. Справочник. Под общ. ред. А. Е. Шейн-длина. М., "Энергия", 1974, с. 320-328.

173. Новицкий Л. А., Степанов Б. М. Оптические свойства материалов при низких температурах: Справочник. М: Машиностроение. 1980, с. 156-160.

174. Криксунов Л. 3. Справочник по основам инфракрасной техники. М.: Сов. радио, 1978, с. 30-43.

175. G. Gyorey. U. S. Advanced Liquid Metal Cooled Reactor (ALMR) Program. Design Summary, Safety Approach, Safety Features. General Electric Company, US DOE ALMR Program, July 1990.

176. Y. Nishi, I. Kinoshita. Study on Decay Heat Removal Capability of Reactor Vessel Auxiliary Cooling System. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features ofLMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 125-131.

177. Ашурко Ю. M., Антуфьев О. H. Рабочая программа "Об исследовании режимов аварийного теплоотвода за счет тепловых потерь при естественной циркуляции натрия в контурах и отсутствии воды в ПГ реактора БН-350". Исх. № 02-01-15/1703 от 30.09.1996г.

178. Описание экспериментов 1996 года по ЕД в контурах РУ БН-350

179. В соответствии с разработанной программой 221. было запланировано проведение четырех экспериментов по обоснованию режимов ЕЦ в контурах РУ БН-350 в условиях рассеивания тепла в окружающую среду.

180. Два последующих эксперимента (эксперименты № 3, 4) непосредственно направлены на моделирование режима ЕЦ в петлях 1 и 2 контура РУ БН-350 с осушенными ПГ.

181. Основные характеристики экспериментов приведены в Таблице П 1.

182. Основная идея экспериментов № 3,4 по исследованию ЕЦ состояла в том, чтобы за счет разогрева натрия 1 контура способствовать развитию ЕЦ теплоносителя в петлях 1 контура и в соответствующих петлях 2 контура.

183. Для регистрации результатов экспериментов была подготовлена обширная аппаратурная база использовались датчики и аппаратура систем СОК, ССД, МАРСИТ, а также нештатное оборудование. Запись большинства показаний осуществлялась в автоматическом режиме.

184. Такая частота записи показаний позволила зафиксировать детальную картину изменения параметров, что является безусловно важным как для обработки полученных результатов, так и для сравнения с расчетами по программе STOPWNC.

185. Основные параметры экспериментов 1996 года по ЕЦ в контурах РУ БН-350