Повышение эффективности и безопасности АЭС на основе установки на энергоблоках с водо-водяными реакторами маломощных паровых турбин тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Кузнецов Дмитрий Юрьевич

• Кузнецов Дмитрий Юрьевич
• кандидат наук
• 2025

Оглавление диссертации кандидат наук Кузнецов Дмитрий Юрьевич

Введение

Глава 1. Анализ систем расхолаживания водо-водяных реакторов АЭС

1.1 Обзорный анализ современных методов отвода остаточного тепловыделения из активной зоны реакторов типа ВВЭР

1.2 Естественная циркуляция теплоносителя первого контура при расхолаживании реакторов ВВЭР: исследования, опытные данные

Выводы по Главе

Глава 2. Разработка способа резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР при отключении от энергосистемы на основе внутреннего потенциала станции

2.1 Многоканальная система общестанционного резервирования собственных нужд АЭС на основе дополнительных маломощных турбин

2.2 Исследование многоканального резервирования собственных нужд АЭС с использованием маломощных ПТУ на примере реакторов ВВЭР-1000

2.3 Математическая модель выбора маломощных турбин на АЭС с ВВЭР с учетом обеспечения резерва собственных нужд станции и оценки эффективности их использования в нормальном режиме эксплуатации

Выводы по Главе

Глава 3. Экономический анализ эффективности выработки электроэнергии в энергосистему маломощными паровыми турбинами в режиме нормальной эксплуатации АЭС

3.1 Определение эффекта снижения риска возникновения крупных аварий на АЭС в экономическом эквиваленте при резервировании собственных нужд станции на основе использования маломощных ПТУ

3.2 Компоновочные решения установки на энергоблоках АЭС с ВВЭР дополнительной паровой турбины

3.3 Экономический эффект от использования дополнительных паровых турбин на АЭС в режиме нормальной эксплуатации

Выводы по Главе

Выводы

Список сокращений и условных обозначений

Список использованных источников

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Повышение эффективности и безопасности АЭС на основе установки на энергоблоках с водо-водяными реакторами маломощных паровых турбин»

Актуальность темы исследования

Согласно «Основам государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 г. и дальнейшую перспективу» утвержденным Указом Президента Российской Федерации от 13 октября 2018 г. №585: "Ядерная и радиационная безопасность является одной из важнейших составляющих национальной безопасности Российской федерации".

Ущерб от крупных аварий на АЭС может достигать значимых даже на уровне государственной экономики величин и расти с годами после аварии в соответствии с инфляцией. Ущерб состоит из финансовых потерь: на ликвидацию последствий аварии, социально-экономические потери, связанные с ущербом здоровью и гибелью людей; потери от вреда, нанесенного окружающей среде; косвенный ущерб и потери государства от выбытия трудовых ресурсов; недовыработку продукции (и ее замену) из-за временного простоя или досрочного вывода аварийного блока АЭС из эксплуатации.

Авторы работы [1] провели исследование затрат, принесенных аварией на Чернобыльской АЭС на сегодняшний день. На основе национальной оценки ущерба Беларуси (235 млрд $ за 30 лет) и Украины (198 млрд $ за 25 лет), с учетом применимости идентичных затрат для России авторами получена величина общего ущерба от аварии на Чернобыльской АЭС на уровне 700 млрд долларов за 30 лет. При этом авторы прогнозируют рост затрат на обслуживание станции, изымаемую землю и постоянные последствия для здоровья. Tokyo Electric Power Company представила правительству Японии смету расходов, вызванных аварией на АЭС «Фукусима-1» в 2011 г., на сумму $ 183 млрд (22 триллиона иен при курсе 1 USD = 120 JPY на 2016 г. составления программы) [2]. Согласно исследованию [3], дополнительные затраты на импорт органического

топлива для реализации замены мощностей энергии бездействующих реакторов в 2013 г составили 3,6 трлн иен ($ 31,3 млрд на тот момент). Тогда, можно предположить, что для 10 лет после аварии на АЭС «Фукусима-1» общая сумма составит $ 313 млрд без учета инфляции. Если добавить оценку прямых затрат в размере $ 183 млрд к оценке импорта топлива, получим общие затраты на 2024 г. более $ 500 млрд.

Обесточивание атомных станций вносит значительный вклад в интенсивность аварийных событий вплоть до повреждения активной зоны. В настоящее время при разрыве связи с энергосистемой реакторы энергоблоков переходят в режим расхолаживания. При этом используются пассивные системы отвода тепла или активные системы безопасности, получающие электроснабжение от резервных дизель-генераторов. Указанные системы имеют свои преимущества и недостатки, которые будут приведены далее в работе.

Согласно современным требованиям нормативных правил эксплуатации атомных станций ситуация с отключением АЭС от энергосистем рассматривается как временное относительно краткосрочное явление. Срабатывает аварийная защита, турбогенераторы отключаются. Отвод остаточного тепловыделения обеспечивается активными или пассивными системами безопасности до восстановления связи с энергосистемой. Согласно современным требованиям, автономность АЭС при отключении от энергосистемы должна быть обеспечена не менее 72 ч после возникновения внештатной ситуации. Многоканальные системы аварийного электроснабжения, а также современные системы пассивного отвода тепла обеспечивают отвод остаточного тепловыделения в течение указанного времени и более. При необходимости продолжения автономного отвода тепла может быть дополнительно подвезено дизельное топливо. В качестве дополнительного резервирования могут выступать относительно недалеко стоящие энергогенерирующие установки. Так, например, проведены резервные электрические линии, соединяющие Балаковскую атомную станцию и Саратовскую гидроэлектростанцию. Однако существует ряд угроз, способных на

длительное время изолировать АС от энергосистемы, других источников энергии или дополнительного топлива. Такие угрозы могут иметь как техногенный, так и природный характер и выходить за пределы 72 ч.

Примером техногенной угрозы для АЭС в настоящее время является ситуация вокруг Запорожской АЭС. Из-за постоянных разрывов связи с энергосистемой энергоблоки остановлены. Энергоснабжение Запорожской атомной станции обеспечено за счет линий 750 кВ "Днепровская" и 330 кВ "Феросплавная -1", которые также неоднократно отключались, в том числе более чем на три недели в феврале-марте 2024 г. В это время электроснабжение обеспечивалось от резервных дизельных генераторов. Подробный анализ известных истории опасных ситуаций, связанных с ядерными объектами, приведен в статье "Ядерные объекты в зоне военных действий", подготовленной НИЦ «Курчатовский институт» для газеты «Известия».

Краткосрочный, относительно планетарного масштаба, анализ природных событий не позволяет современным специалистам достоверно прогнозировать вероятность возникновения опасных природных явлений. Авария на АЭС «Фукусима-1» является примером этого. Даже с учетом прекрасно сохранившейся инфраструктуры близлежащих городов Японии, позволившей оперативно отреагировать на случившееся событие, последствия аварии стали катастрофичными и для экономики, и для экологии, и для здоровья миллионов людей.

Согласно принятым международным сообществом нормам ядерной безопасности, одним из ключевых факторов безопасности АЭС является разнообразие систем, обеспечивающих ее. Об этом говорит, например, требование 24 из IAEA Specific Safety Requirements (№ SSR-2/1). Определение понятия "Разнообразие (Diversity)" данное в Terminology Used in Nuclear Safety, Nuclear Security, Radiation Protection and Emergency Preparedness and Response (2022, IAEA) говорит о необходимости для компонентов разных систем иметь различные конструкции или принцип действия, чтобы уменьшить вероятность

отказа по общей причине.

Предлагаемое в рамках диссертации техническое решение использования маломощной дополнительной паровой турбины для электроснабжения необходимых потребителей собственных нужд АЭС в процессе автономной работы энергоблоков при отключении от энергосистемы в режимах: расхолаживание реактора с использованием остаточного тепловыделения или, при необходимости, работа реактора на мощности, позволяет повысить безопасность АЭС на основе выполнения одного из основных международных требований к разнообразию систем, важных для безопасности. Разработанное решение предлагается к совместному использованию с уже действующими активными и пассивными системами безопасности.

Значительным отличием предлагаемого способа является постоянное использование дополнительных маломощных паровых турбин с целью получения дополнительной электроэнергии в штатном режиме, в том числе, с возможным использованием систем аккумулирования. Новое свойство позволит адаптировать энергоблоки АЭС к переменному графику электрической нагрузки в рамках требований к новым АЭС согласно Энергетической стратегии РФ до 2035 г.

Степень разработанности темы исследования

В настоящее время обеспечение надежности выполнения функции отвода тепла от реактора при потере питания от внешних источников достигается за счет применения специальных технических средств, включающих в себя применение дополнительных внутренних источников электроснабжения - дизель-генераторов (ДГ) и систем пассивного отвода тепла (СПОТ). Значительные капиталовложения в эти установки при отсутствии окупаемости негативно сказываются на экономической эффективности АЭС. Так, по данным Официального сайта о размещении заказов на закупки товаров, работ и услуг для нужд Госкорпорации «Росатом» капвложения только в воздушные теплообменники СПОТ при

строительстве одного энергоблока Курской АЭС 2 (2018 г.) составили 1094 млн. руб., т.е. около 0,5 % от общий капиталовложений в энергоблок. Быстрые запуск и нагружение отрицательно сказываются на надёжности ДГ - экспериментальное исследование причин их незапуска и анализ статистики действующих АЭС показали, что процент незапуска ДГ может достигать 4%, что значительно выше заявляемых паспортных характеристик этих агрегатов [4, 5, 6, 7]. Зависимость от погодных условий, например для теплообменников СПОТ в холодное время года для поддержание работоспособного состояния требуется прогрев, что приводит к высоким затратам, которые в северных районах могут достигать 52 млн. руб. / год [8]; для ДГ высокая температура окружающего воздуха оказывает отрицательное влияние на топливо, ухудшение качества которого повышает вероятность незапуска и отказа оборудования, что особенно актуально для южных регионов, цикл замены дизельного топлива в которых должен проходить с увеличенной частотой.

Одним из способов повышения надежности выполнения функции отвода тепла от реактора, является использование остаточного тепловыделения активной зоны с целью генерации электроэнергии и обеспечения собственных нужд. Полученный в парогенераторах с использованием остаточного тепловыделения пар может быть использован в основной турбине [9]. Однако, применение основной турбины АЭС для обеспечения собственных нужд при работе на мощности 30% и ниже является недостаточно надежным решением в виду существующих конструктивных особенностей паровых турбин АЭС. Основная турбина может быть использована для выработки электроэнергии на малой мощности, однако время ее работы на минимальном уровне мощности (70 МВт) ограничено требованиями завода изготовителя - не более 1 ч. В связи с этим было предложено использовать маломощную турбину [10], что представляет собой новую концепцию в вопросах повышения безопасности атомных станций. Способ позволяет реализовать дополнительный внутренний источник электроснабжения собственных нужд АЭС с использованием агрегатов, предназначенных для

штатной выработки электроэнергии. Альтернативой расхолаживанию при отключении АЭС от энергосистемы может являться автономный режим работы реактора на мощности с использованием маломощной паровой турбины для электроснабжения собственных нужд АЭС, что позволит помимо повышения надежности электроснабжения собственных нужд станции повысить ее экономическую эффективность и сократить финансовые потери, связанные с недовыработкой электроэнергии в процессе ввода энергоблоков на мощность после отключения.

Цель диссертационной работы - Разработка и научное обоснование эффективности технического решения дополнительного многоканального общестанционного резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе установки маломощных паровых турбин, вырабатывающих в штатном режиме дополнительную электроэнергию в энергосистему.

Основные задачи диссертации

1. Разработка способа обеспечения автономной работы энергоблока АЭС с ВВЭР при разрыве связи с энергосистемой на основе использования маломощной паровой турбины в режимах: расхолаживание реактора с использованием остаточного тепловыделения или работа реактора на мощности.

2. Разработка способа дополнительного многоканального общестанционного резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе установки маломощных паровых турбин, способных в штатном режиме вырабатывать дополнительную электроэнергию в энергосистему.

3. Разработка математической модели выбора маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР с учетом задачи обеспечения резерва собственных нужд станции и оценки эффективности их использования с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции.

4. Разработка компоновочных решений реализации дополнительного многоканального резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе использования маломощных паровых турбин с оценкой протяженности основных трубопроводов и тепловых потерь рабочего тела.

5. Экономический анализ эффективности использования маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР для резервирования собственных нужд станции и с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции.

Научная новизна исследования

1. Разработано техническое решение обеспечения автономной работы энергоблока АЭС с ВВЭР при разрыве связи с энергосистемой на основе использования маломощной паровой турбины в режимах: расхолаживание реактора с использованием остаточного тепловыделения при естественной циркуляции первого контура или работа реактора на мощности с работающими главными циркуляционными насосами.

2. Разработан новый принцип дополнительного многоканального резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе использования постояннодействующих маломощных паровых турбин, работающих в штатном режиме на выработку дополнительной электроэнергии в энергосистему. Проведено исследование способа на примере данных, полученных при эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.

3. Разработана математическая модель выбора маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР с учетом задачи обеспечения резерва собственных нужд станции и оценки эффективности их использования с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции

4. Впервые предложены компоновочные решения реализации дополнительного многоканального резервирования собственных нужд АЭС с

реакторами типа ВВЭР на основе использования дополнительных маломощных паровых турбин.

5. Определены показатели экономической эффективности использования маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР для резервирования собственных нужд станции и с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции.

Теоретическая и практическая значимость работы

Дополнительный источник электроэнергии, такой как маломощная паровая турбина, позволяет повысить надежность электроснабжения собственных нужд станции в ситуациях с отключением от энергосистемы. Кроме того, турбина позволяет получить дополнительную прибыль за счет выработки электроэнергии, в том числе, с возможностью использования аккумулирующих установок. Совместное использование аккумуляторов тепла или химических систем накопления энергии с маломощными ПТУ позволит значительно повысить эффективность работы АЭС в условиях необходимости участия в регулировании суточной неравномерности энергопотребления в энергосистеме.

Реализация способа работы АЭС на мощности при отключении от энергосистемы позволит сократить финансовые потери, связанные с недовыработкой электроэнергии в процессе простоя и ввода энергоблоков на мощность после отключения от энергосистемы.

Предложенное техническое решение установки на АЭС дополнительных маломощных паровых турбин и математическая модель оценки эффективности их использования в штатном режиме для выработки электроэнергии в энергосистему могут использоваться при разработке перспективных энергоблоков, а также при модернизации уже существующих блоков.

Разработанные схемные решения и использованные математические модели могут применяться в учебном процессе: аспирантами в научных работах и студентами при дипломном проектировании.

Методология и методы исследования

Комплексный экономический анализ предлагаемых установок основан на методике оценки термодинамической эффективности циклов теплоэнергетических установок влажно-паровых АЭС и методике оценки технико-экономических показателей. Также учитывается экономический эффект от снижения риска возникновения крупной аварии на АЭС с ВВЭР, исходя из данных, полученных по методике оценки надежности электроснабжения собственных нужд АЭС и статистических данных ущерба от аварий с расплавлением активной зоны реактора. В основу разработки предлагаемого метода резервирования собственных нужд станции и исследования сопутствующих процессов были использованы данные, полученные при эксплуатации Балаковской АЭС.

Положения, выносимые на защиту

1. Техническое решение обеспечения автономной работы энергоблока АЭС с ВВЭР при разрыве связи с энергосистемой на основе использования маломощной паровой турбины в режимах: расхолаживание реактора с использованием остаточного тепловыделения при естественной циркуляции теплоносителя первого контура или, работа реактора на мощности с работающими главными циркуляционными насосами.

2. Способ дополнительного многоканального резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе использования маломощных паровых турбин, работающих в штатном режиме на выработку дополнительной электроэнергии в энергосистему. Научное обоснование способа на примере четырехблочной АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в состоянии отключения от энергосистемы.

3. Компоновочные решения реализации дополнительного многоканального резервирования собственных нужд АЭС поколения III и III+ с реакторами типа

ВВЭР на основе использования маломощных паровых турбин, с результатами оценки протяженности основных трубопроводов и тепловых потерь рабочего тела.

4. Математическая модель выбора маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР с учетом задачи обеспечения резерва собственных нужд станции и оценки эффективности их использования с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции.

5. Результаты оценки снижения риска возникновения крупной аварии на АЭС с ВВЭР благодаря дополнительному резервированию собственных нужд в денежном эквиваленте.

6. Условия положительной экономической эффективности использования в режиме нормальной эксплуатации маломощных паровых турбин с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему.

Соответствие паспорту специальности

Соответствие диссертации паспорту специальности 2.4.5 - Энергетические системы и комплексы подтверждается выполненными исследованиями в следующих областях (в порядке приоритета):

3. Разработка, исследование, совершенствование действующих и освоение новых технологий и оборудования для производства электрической и тепловой энергии, использования органического и альтернативных топлив, и возобновляемых видов энергии, водоподготовки и водно-химических режимов, способов снижения негативного воздействия на окружающую среду, повышения надежности и ресурса элементов энергетических систем, комплексов и входящих в них энергетических установок.

2. Математическое моделирование, численные и натурные исследования физико-химических и рабочих процессов, протекающих в энергетических системах и установках на органическом и альтернативных топливах и

возобновляемых видах энергии, их основном и вспомогательном оборудовании и общем технологическом цикле производства электрической и тепловой энергии.

7. Исследование влияния технических решений, принимаемых при создании и эксплуатации энергетических систем, комплексов и установок на их финансово-экономические и инвестиционные показатели, региональную экономику и экономику природопользования.

Апробация результатов исследования

По результатам выполненных исследований опубликованы 7 печатных работ, в том числе 7 статей в рецензируемых изданиях, рекомендуемых перечнем ВАК, 3 статьи в изданиях, включенных в «Белый список». Результаты работы докладывались автором очно на 1 Международной конференции.

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Аминов Р.З., Кузнецов Д.Ю. К вопросу оценки надежности дизель-генераторов, резервирующих собственные нужды АЭС в условиях полного обесточивания. Труды Академэнерго. 2018. № 3. С. 81-86.

2. Аминов Р.З., Кузнецов Д.Ю. Оценка надежности дизель-генераторов и резервирующих каналов АЭС Энергобезопасность и энергосбережение. 2018. № 3. С. 36-39.

3. Аминов Р.З., Юрин В.Е., Кузнецов Д.Ю. Исследование процессов расхолаживания водо-водяных реакторов на основе использования энергии остаточного тепловыделения для выработки электроэнергии в аварийных ситуациях с обесточиванием. Атомная энергия, 2020, т. 128, вып. 4. С. 197-203. (Переведенная копия: Aminov, R.Z., Yurin, V.E. & Kuznetsov, D.Y. Investigation of the Cooling of Water-Cooled and -Moderated Reactors Based on Electricity Generation Via Residual Heat in Emergency Situations with De-Energization. Atomic Energy (2020), 128(4), 211-217. DOI: 10.1007/s10512-020-00676-6.)

4. Кузнецов Д.Ю., Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя реактора ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС. Атомная энергия, 2022, т. 133, вып. 4. С. 189-193. (Переведенная копия: Kuznetsov, D.Y., Aminov, R.Z. & Yurin, V.E. Assessment of the level of natural circulation of VVER-1000 coolant on the basis of experimental data from the Balakovo NPP. Atomic Energy (2023), vol. 133, № 4, pp. 189-193. DOI 10.1007/s10512-023-00994-5)

5. Юрин В.Е., Байрамов А.Н., Кузнецов Д.Ю. Система общестанционного многоканального резервирования собственных нужд атомной электростанции. Атомная энергия. Том 135, № 5-6 (2023). С. 257-260. (Переведенная копия: Yurin V.E., Bayramov A.N., Kuznetsov D.Yu. A system for plant-wide multi-channel backup of nuclear power plant auxiliaries. Atomic Energy. 2024. Т. 135. № 5-6. С. 328-332. DOI: 10.1007/s10512-024-01120-9)

6. Юрин В.Е., Кузнецов Д.Ю., Байрамов А.Н., Аношин Д.М. Определение компоновочных решений для разработанной системы резервирования собственных нужд АЭС с ВВЭР поколений III и III+ на основе дополнительной многофункциональной ПТУ. Энергобезопасность и энергосбережение. №4, 2024. С. 52-60.

7. Юрин В.Е., Кузнецов Д.Ю. Автономный режим работы крупных энергоблоков АЭС: необходимость нового свойства, способ реализации. Энергобезопасность и энергосбережение, №5, 2024. С. 5-9.

Конференции (очное выступление с докладом):

1) XVII Международная научно-техническая конференция «Совершенствование энергетических систем и теплоэнергетических комплексов» Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А., Россия, Саратов, 29-31 октября 2024 г.

Объем и структура диссертации

Диссертационная работа включает в себя: введение, три главы, выводы по главам, общие выводы по диссертации, список использованных источников, состоящий из 86 наименований. Работа изложена на 119 страницах, содержит 23 рисунка, 9 таблиц.

Первая глава посвящена анализу современного состояния и направлений развития безопасности энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами. Отдельно рассмотрен опыт исследования и применения режима естественной циркуляции теплоносителя первого контура энергоблока АЭС в процессе расхолаживания реактора.

Во второй главе предложен и описан способ обеспечения автономной работы энергоблока АЭС с ВВЭР при разрыве связи с энергосистемой на основе использования маломощной паровой турбины в режимах: расхолаживание реактора с использованием остаточного тепловыделения при естественной циркуляции теплоносителя первого контура или работа реактора на мощности с работающими главными циркуляционными насосами. Показано разработанное схемное решение многоканального общестанционного резервирования собственных нужд АЭС с реакторами типа ВВЭР на основе установки дополнительных маломощных паровых турбин. Представлена математическая модель выбора маломощных паровых турбин на АЭС с ВВЭР с учетом задачи обеспечения резерва собственных нужд станции и оценки эффективности их использования с целью выработки дополнительной электроэнергии в энергосистему в нормальном режиме эксплуатации станции.

В третьей главе проведена оценка показателей экономической эффективности системы резервирования собственных нужд АЭС на основе использования дополнительных маломощных паровых турбин в зависимости от их мощности. Определен эффект снижения риска возникновения ущерба от аварий с повреждением активной зоны реактора в экономическом эквиваленте

при многоканальном резервировании СН АЭС с ВВЭР на основе использования дополнительных ПТУ. Разработаны компоновочные решения реализации системы автономной работы АЭС. Экономический эффект от установки дополнительных паровых турбин определен с учетом компоновочных решений.

Автор благодарит своего научного руководителя профессора кафедры ТАЭ СГТУ имени Гагарина Ю.А., д.т.н., Юрина В.Е., д.т.н., проф. Аминова Р.З.; сотрудников кафедры ТАЭ СГТУ имени Гагарина Ю.А., Отдела энергетических проблем ФИЦ СНЦ РАН, а также руководство Балаковской АЭС за оказанные консультации в процессе подготовки диссертационной работы.

Глава 1. Анализ систем расхолаживания водо-водяных реакторов АЭС

1.1 Обзорный анализ современных методов отвода остаточного тепловыделения из активной зоны реакторов типа ВВЭР

Международный опыт эксплуатации атомных электростанций показал, что потеря внешнего источника энергоснабжения с одновременным отказом системы аварийного энергоснабжения ответственных потребителей переменного тока является вероятным событием. Потеря внешнего энергоснабжения АЭС происходит по крайней мере один раз в течение срока службы станции и, следовательно, учитывается в проекте как ожидаемое при эксплуатации событие (anticipated operational occurrence - AOO) [11].

Так, 11 марта 2011 г. в результате землетрясения магнитудой 9,0 и последовавших за ним цунами на АЭС «Фукусима-1» произошла радиационная авария максимального 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий. Вызванные землетрясением разрушения высоковольтного оборудования и опор линий электропередачи привели к потере внешнего энергоснабжения АЭС, после чего были автоматически запущены резервные дизель-генераторы станции. Высота волн цунами превысила высоту защитной дамбы, рассчитанной на волну в 5,5 метров. Затопление помещений, где располагались распределительные устройства, резервные генераторы и аккумуляторные батареи, привело к полному обесточиванию станции и отказу систем аварийного охлаждения. Кроме того, затопление привело к отключению системы электроснабжения постоянного тока, что еще больше усугубило и без того критическую ситуацию на станции. Произошло расплавление ядерного топлива в реакторах энергоблоков № 1-3. Последующее накопление водорода в результате пароциркониевой реакции привело к взрывам гремучей смеси на энергоблоках № 1, № 3 и № 4.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кузнецов Дмитрий Юрьевич, 2025 год

Список использованных источников

1. Samet, J., Seo. J. The Financial Costs of the Chernobyl Nuclear Power Plant Disaster: A Review of the Literature [Электронный ресурс] / J. Samet, J. Seo - 2016. -Режим доступа: www.greencross.ch/uploads/media/2016_chernobyl_costs_report.pdf.

2. Committee for Reforming TEPCO and Overcoming 1F Challenges (TEPCO Committee). TEPCO's Reform Plan [Электронный ресурс]. - 2016. - Режим доступа: http: //www. meti. go .jp/committee/kenkyukai/energy_environment/touden_1 f/p df/007_01_00. pdf.

3. Green, J. The economic impacts of the Fukushima disaster [Электронный ресурс] / J. Green // World Information Service on Energy: Nuclear Monitor. - 2016. -836. - № 4609. - Режим доступа: https://wiseinternational.org/nuclear-monitor/836/economic-impacts-fukushima-disaster.

4. Pranab, S., Inn Seock, K., Uryasev, S. Emergency diesel generator: Maintenance and failure unavailability, and their risk impacts / S. Pranab, K. Inn Seock, S. Uryasev // Report NUREG / CR - 5994 of the Brookhaven National Laboratory. - 1994. - V 26. - pp. 211.

5. Battle, R.E. Emergency ac power systems operating experience at US nuclear power plants-1976 through 1983 / R.E. Battle // Nuclear Energy Agency of the OECD. Report NEA-CSNI-R1986-115 of the operated by Martin Marietta Energy Systems, Inc., for U.S. - 1986. - V 47. - pp21-21.

6. U.S. Nuclear Regulatory Commission, SECY-93-044, for the Commission from James M.Taylor, NRC Executive Director for Operations, Subject: Resolution of Generic Safety Issue B56, "Diesel Generator Reliability". - 1993.

7. Winfield, D.J., McCauley, G.M. CRL Research Reactor Diesel Generator Reliability Study 1960 - 1992 / D.J. Winfield, G.M. McCauley // Atomic Energy of Canada Limited Research. Chalk River Laboratories Chalk River, Ontario, Canada. -1994. - V 2. - pp. 52.

8. Аминов, Р.З., Егоров, А.Н. Сопоставление и анализ систем отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях с обесточиванием / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров // Атомная энергия. - 2016. - Т. 121. - № 6. - С. 316-322.

9. Перспективы практического внедрения концепции расширенного использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура в энергоблоках с ВВЭР-1000(1200) / Благовещенский А.Я., Бор С.М., Конович М.Н., Митюков В.Н. и др. // ОКБ Гидропресс. - 2009. - С.1-6.

10. Аминов, Р.З., Юрин, В.Е., Кузнецов, Д.Ю. Исследование процессов расхолаживания водо-водяных реакторов на основе использования энергии остаточного тепловыделения для выработки электроэнергии в аварийных ситуациях с обесточиванием / Р.З. Аминов, В.Е. Юрин, Д.Ю. Кузнецов // Атомная энергия. - 2020. - Т. 128. - № 4. - С. 197-203.

11. International Atomic Energy Agency. Design Provisions for Withstanding Station Blackout at Nuclear Power Plants // IAEA-TECDOC-1770. - Vienna: IAEA,

2015. - p. 104.

12. International Atomic Energy Agency. IAEA Safety Standards Series No. SSG-34 // Design of Electrical Power Systems for Nuclear Power Plants. - Vienna: IAEA, -

2016. - p. 144.

13. International Atomic Energy Agency. IAEA Safety Stand-ards Series No. SSR-2/1 (Rev. 1) // Safety of Nuclear Power Plants: Design. - Vienna: IAEA, 2016. - p. 99.

14. Volkanovski, A., Prosek, A. Station blackout and nuclear safety // Proceedings of the International Conference Nuclear Energy for New Europe. - Bovec, Slovenia, 2011. - pp. 12-15.

15. Analysis of loss of offsite power events reported in nuclear power plants / A. Volkanovski, A. Balles-teros Avila, M. Peinador Veira, D. Kancev, M. Maqua, J.-L. Stephan // Nuclear Engineering and Design. - 2016. - V. 307. - pp. 234-248.

16. Fernández-Arias, P., Vergara, D., Orosa, J.A. A Global Review of PWR Nuclear Power Plants // Applied Sciences. - 2020. - V.10 (13). - Issue 4434. - DOI: 10.3390/app10134434.

17. Морозов, В.Б. Совершенствование моделей и методов вероятностного анализа безопасности АЭС и их применение в практике проектирования и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР: дис. докт. техн. наук : 05.14.03: защищена 09.06.2021 : утв. 21.01.2022 / Морозов Владимир Борисович. - М., 2021. - 283 с.

18. Безопасность после Фукусимы [Электронный ресурс]. - Государственная корпорация по атомной энергии «РОСАТОМ»., 2021. - Режим доступа: https://rosatomnewsletter.com/ru/2021/04/29/safety-in-post-fukushima-era/.

19. Беркович, В.М., Малышев, А.Б., Швыряев, Ю.В. Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения / В.М. Беркович, А.Б. Малышев, Ю.В. Швыряев // Теплоэнергетика. - 2003. - № 11. - С. 2-9.

20. Головной блок нового поколения - особенности проекта ВВЭР-1200 / В.Г. Асмолов, И.Н. Гусев, В.Р. Казанский и др. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2017. - № 3. - С. 5-21. - DOI: 10.26583/npe.2017.3.01.

21. Опыт ввода в эксплуатацию системы пассивного отвода тепла реакторной установки В-392М / К. Ф. Галиев, С. В. Яуров, Е. В. Гончаров, А. С. Вольнов // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2017. - № 3. - С. 162-171. - DOI: 10.26583/npe.2017.

22. A Reliable Electrical Power System Scheme for Rooppur Nuclear Power Plant Considering Diversity and Redundancy / I.I. Chowdhury, N.K. Roy, A. Ahamed // International Conference on Innovations in Science, Engineering and Technology (ICISET). - Chittagong, Bangladesh. - 2018. - pp. 459-462. - DOI: 10.1109/ICISET.2018.8745622

23. Ланкевич, А.В. ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 4 [Электронный ресурс] / А.В. Ланкевич // АтомИнфо.Ру. - 2022. - Режим доступа: http: //www.atominfo. ru/newsz04/a0504.htm.

24. Вероятностный анализ безопасности проекта ВВЭР-ТОИ / Е.С. Шишина, В.Б. Морозов, Г.В. Токмачев, Е.В. Байкова, В.Р. Чулухадзе, М.В. Федулов //

Материалы конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (ОКБ Гидропресс). -Подольск, 2013.

25. AP1000 Design Control Document. Revision 19. Chapter 19. Probabilistic Risk Assessment. Section 19.59 PRA Results and Insights. [Электронный ресурс]. -Режим доступа: URL: https://www.nrc.gov/docs/ML1117/ML11171A411.pdf.

26. Токмачев, Г.В. АЭС AP1000 компании Westinghouse, обладающая повышенной экономичностью и безопасностью/ Г.В. Токмачев // Атомная техника за рубежом. - 2006. - № 5. - С. 17-23.

27. Jong Tae Seo. Overview of APR1400 Design [Электронный ресурс] // IAEA INPRO DF-7. - Vienna. - 2013. - Режим доступа: URL: https://nucleus. iaea. org/sites/INPRO/df7/Session%202/Vendor%204/01Korea_Overvie w_of_APR1400Design_Rev01.pdf.

28. Design and safety. - Chapter R: Probabilistic safety assessment [Электронный ресурс] // Public Version of UK EPR GDA Submission. Fundamental safety overview. - V. 2. - Режим доступа: URL: http://www.epr-reactor.co.uk/ssmod/liblocal/docs/V3/Volume%202%20-%20Design%20and%20Safety/2.R%20-%20Probab.

29. Schulz, T.L. Westinghouse AP1000 advanced passive plant / T.L. Schulz // Nuclear Engineering and Design. - 2006. - V. 236. - Issues 14-16. - p. 1547-1557. -DOI: 10.1016/j.nucengdes.2006.03.049.

30. The General Design and Technology Innovations of CAP1400 / M. Zheng, J. Yan, S. Jun, L. Tian, X. Wang, Z. Qiu // Engineering. - 2016. - V. 2. - Issue 1. - pp. 97-102. - DOI: 10.1016/J.ENG.2016.01.018.

31. Блинков, В. Н., Мелихов, В.И., Мелихов, О.И. Современное состояние и тенденции развития математического моделирования теплофизических процессов на АЭС / В. Н. Блинков, В. И. Мелихов, О. И. Мелихов // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. - 2018. - №2 4(14). - С. 31-48.

32. Асмолов, В. Н., Блинков, В. Н., Мелихов, В.И. Современное состояние и тенденции развития системных теплогидравлических кодов за рубежом / В. Г.

Асмолов, В. Н. Блинков, В. И. Мелихов и др. // Теплофизика высоких температур. - 2014. - Т. 52. - № 1. - С. 105. - DOI 10.7868/S0040364414010025.

33. Направления развития системных теплогидравлических расчётных кодов нового поколения / В. А. Василенко, Ю. А. Мигров, С. Г. Семакин и др. // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. -2022. - № 1(27). - С. 54-72. - DOI 10.52069/2414-5726_2022_1_27_54.

34. Опыт создания и основные характеристики теплогидравлического расчетного кода нового поколения КОРСАР / В. А. Василенко, Ю. А. Мигров, С. Н. Волкова и др. // Теплоэнергетика. - 2002. - № 11. - С. 11-16.

35. Опыт применения и развитие расчетного кода КОРСАР для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР / Ю. Г. Драгунов, М. А. Быков, В. А. Василенко, Ю. А. Мигров // Теплоэнергетика. - 2006. - № 1. - С. 43-47.

36. Нигматулин, Б. И., Мелихов, О.И., Соловьев, С.Л. Состояние и развитие отечественных системных теплогидравлических кодов для моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР / Б. И. Нигматулин, О. И. Мелихов, С. Л. Соловьев // Теплоэнергетика. - 2001. - № 3. - С. 17-20.

37. Крапивцев, В.Г., Солонин, В.И. Модельные исследования гидродинамики потока теплоносителя на входе в активную зону ВВЭР-1000 / В.Г. Крапивцев, В.И. Солонин // Атомная энергия. - 2021. - Т. 130. - № 1. - С. 14-20.

38. Байков А.В., Дубов А.А., Коцарев А.В., Шумский Б.Е. Моделирование переходного процесса в ВВЭР-1200 с помощью сопряженного нейтронно-физического и теплогидравлического кода ATHLET/BIPR-VVER / А.В. Байков, А.А. Дубов, А.В. Коцарев, Б.Е. Шумский // Атомная энергия. - 2019. - Т. 127. - № 4. - С. 3-6.

39. Comparison of simulation analysis of safety systems and severe accident progression for VVER-1200 and AP-1000 following LOCA in hot leg by PCTRAN / S. Barua, M. Tabassum, M.S.A. Joarder, M.G. Zakir, M.A. Razzak, M.A. Rahman // Proceedings of the International Conference on Mechanical Engineering and Renewable Energy (ICMERE 2021). - Chattogram, Bangladesh, 2021.

40. Comparative Analysis of Thermal Hydraulic Parameters of AP-1000 and VVER-1200 Nuclear Reactor for Turbine Trip Concurrent with Anticipated Transient Without SCRAM (ATWS) / S. Akter, M.S.A. Joarder, M.G. Zakir, A. Hossain, M.A. Razzak, M.S. Islam // International Conference on Automation, Control and Mechatronics for Industry 4.0 (ACMI). - Rajshahi, Bangladesh, 2021. - pp. 1-6. - DOI: 10.1109/ACMI53878.2021.9528212.

41. Development of the analysis tool for the water cooling type passive residual heat removal system of Chinese pressurized reactor / T. Huang, Y.P. Zhang, H. Gong, W.X. Tian, G.H. Su, S.Z. Qiu // Progress in Nuclear Energy. - 2016. - V. 90. - pp. 164-174. - DOI : 10.1016/j.pnucene.2016.03.019.

42. Design, Experiment, and Commissioning of the Passive Residual Heat Removal System of China's Generation III Nuclear Power HPR1000 / F. Li, Y. Lu, X. Chu, Q. Zheng, G. Wu // Science and Technology of Nuclear Installations. - 2021. - V. 4. - p. 1-6. - DOI: 10.1155/2021/6680400.

43. Свириденко, И. И. Устойчивость естественной циркуляции в первом контуре ВВЭР при подключении и функционировании автономной СПОТ Р / И. И. Свириденко // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. - 2019. - № 2(16). - С. 38-51.

44. Большов, Л.А. Уроки Чернобыля и Фукусимы и современные концепции управления тяжелыми авариями / Л.А. Большов // Атомная энергия. - 2016. - Т. 121. - № 1. - С. 3-9.

45. Системный анализ причин и последствий аварии на АЭС "Фукусима-1" / Р.В. Арутюнян, Л.А. Большов, А.А. Боровой, Е.П. Велихов. - Москва: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, 2018. - 408 с. - ISBN 978-5-9907220-5-7.

46. Чебышов, С.Б., Поликанин, А.В., Подшибякин, М.А. Эволюционный подход к построению систем контроля и управления ВВЭР / С.Б. Чебышов, А.В. Поликанин, М.А. Подшибякин// Атомная энергия. - 2018. - Т. 125. - № 1. - С. 7-12.

47. Вероятностный анализ безопасности третьего уровня ВАБ-3 как этап повышения безопасности АЭС / Р.В. Арутюнян, В.А. Пантелеев, М.Д. Сегаль, С.В. Панченко // Атомная энергия. - 2017. - Т. 123. - № 6. - С. 344-349.

48. Большов, Л.А. Возможности современных расчётных средств для обоснования безопасности атомной энергетики / Л.А. Большов // Вестник Российской академии наук. - 2020. - Т. 90. - № 7. - С. 603-616. - DOI 10.31857/S0869587320070038.

49. Ашурко, Ю.М. Метод оценки экономических показателей АЭС с учетом характеристик безопасности / Ю.М. Ашурко // Атомная энергия. - 2021. - Т. 131. - № 2. - С. 107-109.

50. Modeling interconnections of safety and financial performance of nuclear power plants, part 3: Spatio-temporal probabilistic physics-of-failure analysis and its connection to safety and financial performance / W.-C. Cheng, J. Beal, T. Sakurahara, S. Reihani, E. Kee, Z. Mohaghegh // Progress in Nuclear Energy. - 2022. - V. 153. -Issue 104382. - DOI: 10.1016/j.pnucene.2022.104382.

51. Свириденко, И.И. Удержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура / И.И. Свириденко // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2019. - № 1. - С. 85-96. - DOI.10.26583/npe.2019.1.08

52. Экспериментальные теплофизические исследования в обоснование работоспособности пассивных систем безопасности ВВЭР нового поколения / А.В. Морозов, А.П. Сорокин, Д.С. Калякин и др. // Атомная энергия. - 2019. - Т. 127. - № 1. - С. 13-17.

53. Аминов, Р.З., Кузнецов, Д.Ю. К вопросу оценки надежности дизель-генераторов, резервирующих собственные нужды АЭС в условиях полного обесточивания / Р.З. Аминов, Д.Ю. Кузнецов // Труды Академэнерго. - 2018. - № 3. - С. 81-86.

54. Аминов, Р.З., Кузнецов, Д.Ю. Оценка надежности дизель-генераторов и резервирующих каналов АЭС / Р.З. Аминов, Д.Ю. Кузнецов // Энергобезопасность и энергосбережение. - 2018. - № 3. - С. 36-39.

55. Stability analysis and parametric study of natural circulation integrated self-pressurized water reactor / A.F. Pilehvar, M.H. Esteki, G.R. Ansarifar, A. Hedayat // Annals of Nuclear Energy. - 2020. - V. 139. - Issue 107279. - DOI: 10.1016/j.anucene.2019.107279

56. RELAP5/MOD3. 2 analysis of natural circulation test at Kozloduy NPP unit 6 / M. Pavlova, P.P. Groudev, V. Hadjiev, J. Roglans // Proceedings of the 5th International Informational Exchange Forum. - Obninsk, 2000. - pp. 1-12.

57. Pavlova, M.P., Andreeva, M., Groudev, P.P. RELAP5/MOD3.2 blackout investigation for validation of EOPs for KNPP VVER-1000/V320 / M.P. Pavlova, M. Andreeva, P.P. Groudev // Progress in Nuclear Energy. - 2007. - V. 49(5). - pp. 409427. - DOI: 10.1016/j.pnucene.2007.06.001.

58. Ильченко, А.Г., Зуев, А.Н., Харитонин, И.Е. Исследование работы энергоблока ВВЭР-1000 в режиме естественной циркуляции теплоносителя/ А.Г. Ильченко, А.Н. Зуев, И.Е. Харитонин // Вестник ИГЭУ. - 2008. - №2. -С.1-5.

59. The power operating conditions of the reactor installation for a VVER-1000 reactor with natural circulation of the coolant / A.Ya. Blagoveshchenskii, S.M. Bor, M.N. Konovich, V.N. Mityukov et al. // Thermal Engineering. - 2004. - V.51. - pp. 124-130.

60. Кузнецов, Д.Ю., Аминов, Р.З., Юрин, В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя реактора ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС / Д.Ю. Кузнецов, Р.З. Аминов, В.Е. Юрин // Атомная энергия. -2022. - Т. 133. - №. 4. - С. 189-193.

61. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций / В. К. Резепов и др. -М.: ОКБ Гидропресс, 2004. - 333 с.

62. Лескин, С.Т., Шелегов, А.С., Слободчук, В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: учебное пособие / С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 116 с.

63. Юрин, В.Е. Разработка научных основ обеспечения безопасности атомных электрических станций на основе комбинирования с многофункциональными энергогенерирующими установками: дис. докт. технических наук: 05.14.01: защищена 23.10.2020: утв. 01.03.2021 / Юрин Валерий Евгеньевич. - Саратов., 2020. - 320 с.

64. Юрин, В.Е., Кузнецов, Д.Ю. Автономный режим работы крупных энергоблоков АЭС: необходимость нового свойства, способ реализации / В.Е. Юрин, Д.Ю. Кузнецов // Энергобезопасность и энергосбережение. - №5. - 2024. -С. 5-9.

65. Кольская АЭС представила итоги 2023 года и планируемые передовые проекты [Электронный ресурс] // Научно-деловой портал «Атомная энергия 2.0».

- 2024. - Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/news/2024/01/11/142136.

66. Беркович, В.Я. Реакторные установки ВВЭР средней мощности [Электронный ресурс]. / В.Я. Беркович // Материалы конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики МНТК-2014» (Концерн Росэнергоатом). - Москва, 2014. - Режим доступа: http://www.reamntk.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Berkovich_V.YA..pdf

67. Юрин, В.Е., Байрамов, А.Н., Кузнецов, Д.Ю. Система общестанционного многоканального резервирования собственных нужд атомной электростанции / В.Е. Юрин, А.Н. Байрамов, Д.Ю. Кузнецов // Атомная энергия. - Т. 135. - № 5-6 (2023). - С. 257-260.

68. Веллер, В.Н. Регулирование и защита паровых турбин / В.Н. Веллер. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 104 с.

69. Трояновский, Б.М. Турбины для атомных электростанций / Б.М. Трояновский. - 2-е изд. - М.: Энергия, 1978. - 232 с.

70. Турбины тепловых и атомных электрических станций: Учебник для вузов / А.Г. Костюк, В.В. Фролов, А.Е. Булкин, А.Д. Трухний. - 2-е изд., перераб. и доп.

- М.: Издательство МЭИ, 2001. - 488 с.

71. Щегляев, А.В. Паровые турбины. Теория теплового процесса и конструкции турбин: в 2 т. / А.В. Щегляев. - 6-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1993. - 384 с.

72. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС / Г.П. Гладышев, Р.З. Аминов, В.З. Гуревич и др.; Под ред. А.И. Андрющенко. - М.: Высшая школа, 1991. - С. 144-151.

73. Аминов, Р.З., Игнатов, В.И. Методические вопросы оценки безопасности АЭС при обесточивании и нарушении связей с системой / Р.З. Аминов, В.И. Игнатов // Атомная энергия. - 2002. - Т. 92. - № 1. - С.82-84.

74. Самойлов, О.Б., Усынин, Г.Б. Безопасность ядерных энергетических установок: Учебное пособие для вузов / О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - C. 172-174.

75. Балаковская АЭС. Рабочие чертежи. Материалы изысканий. Дополнительные гидрометеорологические данные: отчет о НИР / Теплоэлектропроект Уральское отделение. - Свердловск, 1980 г.

76. Малевинский, Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ) / Г.В. Малевинский // Энергохозяйство за рубежом. - 1990. - №4. - С. 20-24.

77. Поваров, В.П. Головной блок нового поколения ВВЭР-1200. Особенности ввода в эксплуатацию / В.П. Поваров // Материалы конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики МНТК-2016» (Концерн Росэнергоатом). - Москва, 2016 г.

78. Yurin, V.E., Egorov, A.N., Bashlykov, D.O. Cooldown of a water-cooled reactor during the natural circulation mode using decay heat of the core and a low-power steam turbine / V.E. Yurin, A.N. Egorov, D.O. Bashlykov // Nuclear Engineering and Design. - 2023. - V. 409. - Issue 112364. - DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112364.

79. Производство паровых турбин в России [электронный ресурс] / Parsons. -режим доступа: https://parsons-company.com/production/parovie_kondensatsionnie_turbini/.

80. Повколас, К. Э., Корбут, О.Б. Здания и сооружения ТЭС и АЭС: Методические указания к выполнению курсового проекта для студентов специальности 1 -70 07 01 «Строительство тепловых и атомных электростанций / К. Э. Повколас, О. Б. Корбут. - Минск: БНТУ, 2014. - 212с.

81. Бродов, Ю. М., Савельвев, Р. З. Конденсационные установки паровых турбин: Учебное пособие для вузов / Ю.М. Бродов, Р.З. Савельев. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 288 с.

82. Аминов, Р. З., Шкрет, А. Ф., Гариевский, М. В. Тепловые и атомные электростанции: конкурентоспособность в новых экономических условиях / Р.З. Аминов, А.Ф. Шкерт, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. - 2017. - №5. - С. 5-14.

83. Многофункциональное резервирование собственных нужд атомных электростанций / Р.З. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин, В.Н. Бессонов // Атомная энергия. - 2016. - Т.121. - № 5. - С. 256-261.

84. Базукова, Э.Р., Ваньков, Ю.В. Тепловые потери паропроводов при ухудшении свойств изоляции в процессе эксплуатации / Э.Р. Базукова, Ю.В. Ваньков // Инженерный вестник Дона. - 2015. - №3 (37). - С. 9.

85. Проектирование тепловой изоляции оборудования и трубопроводов: СП 41-103-2000. - введ. 16.08.2000. - М.: ФГУП ЦПП, 08.02.2001. - 47 с.

86. Определение компоновочных решений для разработанной системы резервирования собственных нужд АЭС с ВВЭР поколений III и Ш+ на основе дополнительной многофункциональной ПТУ / В.Е. Юрин, Д.Ю. Кузнецов, А.Н. Байрамов, Д.М. Аношин // Энергобезопасность и энергосбережение. - №4. - 2024. - С. 52-60.