Расчетно-экспериментальные исследования процессов, сопровождающих аварию "межконтурная неплотность парогенератора" и рекомендации к схемным и конструктивным решениям реакторной установки со свинцовым теплоносителем тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Леонов, Виктор Николаевич

• Леонов, Виктор Николаевич
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Леонов, Виктор Николаевич

Оглавление Стр.

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ПРОБЛЕМ И

КОНЦЕПТУАЛЬНЫХ РЕШЕНИЙ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ В

СОСТАВЕ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С

ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯМИ.

1.1 Проблемы парогенераторов в реакторных установках с натриевым 19 теплоносителем.

1.2 Проблемы парогенераторов реакторных установок со свинцово- 24 висмутовым теплоносителем.

1.3 Постановка задач исследований применительно к реакторным 29 установкам энергоблоков АЭС, охлаждаемых свинцовым теплоносителем.

ГЛАВА 2. АНАЛИЗ ПРОЦЕССОВ, СОПРОВОЖДАЮЩИХ 31 ПОСТУПЛЕНИЕ РАБОЧЕГО ТЕЛА В РЕАКТОРНЫЙ КОНТУР БАКОВОЙ КОМПОНОВКИ СО СВИНЦОВЫМ

ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.

2.1 Общие понятия

2.1.1 Характеристики процессов в зависимости от размера и района 31 межконтурной неплотности парогенератора.

2.1.2 Локальные процессы в контуре ТЖМТ в районе течи ПГ

2.1.3 Изменение характеристик контура циркуляции и в газовом объеме 40 РУ

2.1.3.1 Изменение поля давлений и пульсаций давления в контуре 40 ТЖМТ.

2.1.3.2 Изменение гидравлических характеристик контура и 42 вибрационных характеристик оборудования.

2.1.3.3 Возрастание и колебания свободного уровня ТЖМТ

2.1.3.4 Изменение условий теплообмена в оборудовании

2.1.3.5 Изменение нейтронно-физических характеристик активной зоны

2.1.3.6 Влияние радиолиза молекул воды и химического взаимодействия 47 в системе свинцовый теплоноситель +Н20+примеси+конструкционные материалы.

2.1.3.7 Влияние поступления рабочего тела в реакторный контур на 48 другие характеристики оборудования.

Выводы по главе 2

ГЛАВА 3. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ, КОНСТРУКТИВНЫЕ И 50 ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ БРЕСТ-ОД-ЗОО,

УЧИТЫВАЮЩИЕ «МЕЖКОНТУРНУЮ НЕПЛОТНОСТЬ ПАРОГЕНЕРАТОРА».

3.1 Схемно-компоновочные решения основного тракта циркуляции 50 теплоносителя.

3.2 Требования к параметрам рабочего тела. Схема и оборудование 52 второго контура РУ.

3.3 .Парогенератор установки БРЕСТ - ОД - 300

3.4 Требования к газовому объему и системам РУ

3.5 Конструктивные решения по системам РУ. 61 Выводы по главе 3. 65 ГЛАВА 4. РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ 67 ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ, СОПРОВОЖДАЮЩИХ АВАРИЮ «МЕЖКОНТУРНАЯ НЕПЛОТНОСТЬ ПГ»

4.1 Экспериментальные исследования характеристик 67 двухкомпонентных течений свинцовый теплоноситель - рабочее тело (газ).

4.1.1 Описание экспериментального стенда (ФТ31-ТПГ). Программа 67 экспериментальных исследований.

4.1.2 Методика измерений и обработки результатов испытаний. 78 4.1.2.1 Барботаж с подачей инертного газа (аргона) в «свободный» 80 объем свинцового теплоносителя.

4.1.2.2 Барботаж с подачей рабочего тела (пароводяной смеси, пара) в 84 «свободный» объем свинцового теплоносителя

4.1.2.3 Барботаж с подачей конденсата рабочего тела в «свободный» 93 объем свинцового теплоносителя.

4.1.2.4 Барботаж с подачей рабочего тела в объем свинца с 101 установленным змеевиком - имитатором трубной системы ПГ.

4.1.3 Оценка погрешности измерений длин хорд и скорости всплытия 108 пузырей.

4.2 Расчетно-экспериментальное исследование характеристик 109 контактного теплообмена в системе свинец - рабочее тело.

4.2.1 Анализ процесса испарения капли воды, находящейся в объеме 110 свинцового теплоносителя.

4.2.2 Экспериментальное исследование характеристик теплообмена 118 между свинцом и поступающим в него рабочим телом.

4.2.3 Оценка погрешности измерения температуры

4.3. Экспериментальные исследования скорости подъема границы 126 раздела сред при поступлении рабочего тела в ячейку ПГ со свинцовым теплоносителем.

4.3.1 Описание экспериментального стенда и методики экспериментов

4.3.2 Исследование скорости движения границы раздела рабочее тело - 130 ТЖМТ.

4.4. Расчетно-экспериментальные исследования напряженно- 134 деформированного состояния моделей труб центрального канала

ПГ при аварии «межконтурная неплотность ПГ» РУ БРЕСТ-ОД-300.

4.4.1 Экспериментальный стенд и методика проведения исследований

4.4.2 Экспериментальное обоснование расчетной модели

4.4.3 Экспериментальное исследование воздействия струи рабочего тела 152 в свинцовом теплоносителе.

4.4.4 Расчетно-экспериментальное определение напряженно-

4

деформированного состояния.

4.5. Расчетно-экспериментальные исследования

функционирования систем локализации и защиты от превышения давления при разрыве труб парогенератора.

4.5.1 Экспериментальные исследования теплофизических процессов в 167 конденсаторе емкостного типа.

4.5.2 Настройка кода ВСПЛЕСК по посттестовым расчётам 189 эксперимента.

4.5.3 Результаты теплогидравлического расчета функционирования 191 системы локализации при разрыве одной трубы парогенератора.

Выводы по главе 4

ГЛАВА 5. ОСНОВНЫЕ РЕКОМЕНДАЦИИ К АЛГОРИТМАМ 199 ИДЕНТИФИКАЦИИ АВАРИИ «МЕЖКОНТУРНАЯ

НЕПЛОТНОСТЬ ПГ», СХЕМНЫМ И КОНСТРУКТИВНЫМ РЕШЕНИЯМ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.

199

5.1 Рекомендации к схемным и конструктивным решениям.

5.2 Рекомендации к алгоритмам действий систем автоматики и 201 эксплуатационного персонала.

Выводы по главе 5

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

Список принятых сокращений

АЛЛ - атомная подводная лодка

АЭС - атомная электростанция

АЦП - аналого-цифровой преобразователь

АТС и МИ - кафедра «Атомные тепловые станции и медицинская инженерия» БН - быстрый натриевый реактор БР - быстрый реактор

БРЕСТ-ОД-ЗОО - быстрый реактор со свинцовым теплоносителем опытно-демонстрационный, электрической мощностью 300 мВт ВАНТ - журнал «Вопросы атомной науки и техники» ГО - газовый объем

ГНЦ РФ ФЭИ - государственный научный центр Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского ГЦП - главный циркуляционный насос

ДАК - датчик измерения термодинамической активности кислорода

ЗТЦ - замкнутый топливный цикл

КВА - коэффициент воспроизводства в активной зоне

КВ - коэффициент воспроизводства

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности

КПД - коэффициент полезного действия

МКИ — многоканальный измеритель

МПЦ - многократная принудительная циркуляция

НТП — новая технологическая платформа

НГТУ - Нижегородский государственный технический университет

НИОКР - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы

НДС - напряженно-деформированное состояние

НЙКИЭТ - научно-исследовательский и конструкторский институт

энерготехники

ОКБМ - опытное конструкторское бюро машиностроения

ПГ - парогенератор

ППУ - паропроизводящая установка

ППТО - паропаровой теплообменник

ПЭН - питательный электрический насос

РАО - радиационные отходы

РУ - реакторная установка

САЗ ПГ - система аварийной защиты парогенератора C1Ü1JB — смешивающий подогреватель питательной воды СЗПД - система защиты от превышения давления СЛТП- система локализации течи парогенератора CKÍI - стенд конденсации пара СК - стендовая котельная ТК- теплообменник конденсатор

ТЖМТ - тяжелый жидкометаллический теплоноситель

ТЭС - тепловая электрическая станция

ФЦП - федеральная целевая программа

ЯЭ - ядерная энергетика

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ЯТЦ- ядерный топливный цикл

Pb-Bi - эвтектический сплав свинца (44,5 %мас.) и висмута (55,5 %мас.) LFR - Lead Fast Reactor (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем)

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-экспериментальные исследования процессов, сопровождающих аварию "межконтурная неплотность парогенератора" и рекомендации к схемным и конструктивным решениям реакторной установки со свинцовым теплоносителем»

ВЕДЕНИЕ

Будущая ядерная энергетика, которая по своим масштабам должна значительно превышать ее современный уровень, чтобы взять на себя основную долю в приросте производства электроэнергии, только тогда окажется социально приемлемой, когда она будет удовлетворять требованиям высокой безопасности и экономической конкурентоспособности с альтернативными источниками энергии. Ядерная энергетика больших масштабов потребует новой ядерной технологии, которая должна о удовлетворять ряду важнейших требований, таких как: [1-8]:

• неограниченная обеспеченность ЯЭ топливными ресурсами;

• исключение тяжелых аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения в основном за счет присущих ядерным реакторам и их компонентам природных качеств, свойств и закономерностей;

• наличие технологических барьеров и физической защиты на пути распространения ядерных материалов оружейного качества;

• экологически безопасное обращение с РАО и их захоронение без нарушения природного радиационного баланса Земли;

• экономическая конкурентоспособность ЯЭ с альтернативными способами производства энергии.

Для решения поставленных задач рассматривается в том числе и быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ [9-12]. БРЕСТ - это БР с уран-плутониевым нитридным топливом и свинцовым теплоносителем, с двухконтурной схемой отвода тепла к паровой или газовой турбинам. В настоящее время продолжается разработка проекта опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Использование в реакторе высококипящего (Ткип=1750°С), радиационно

стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, не вступающего в

экзотермические реакции при контакте с водой и воздухом, позволяет

осуществлять теплоотвод при низком давлении, исключает пожары, химические и

тепловые взрывы при разгерметизации контура или перегревах свинцового

8

теплоносителя, течах парогенератора. Высокая температура кипения свинца исключает аварию с неконтролируемым ростом мощности (разгоном реактора), вызванную эффектом большого температурного изменения плотности свинца в активной зоне из-за образования его паровой фазы. Кроме того, малое поглощение и замедление нейтронов в тяжелом свинце позволяет без заметного ухудшения физических характеристик реактора увеличить проходное сечение по теплоносителю и уменьшить гидравлическое сопротивление в активной зоне, что обеспечивает хорошие условия для расхолаживания реактора за счет естественной циркуляции теплоносителя при отключении принудительной его циркуляции насосами.

Следствием высокой плотности и теплопроводности мононитридного топлива является его работа при низких температурах (Тмах<1000°С), малом радиационном распухании и выходе из топливной матрицы газовых продуктов деления, что существенно повышает устойчивость топливных элементов к авариям с разгерметизацией их оболочек и попаданием радиоактивных продуктов в свинцовый теплоноситель и далее с выходом в окружающую среду.

В БРЕСТ исключены аварии с разгоном реактора, например, при несанкционированном выводе из активной зоны органов регулирования из-за ошибок персонала или неисправности в системе контроля. Это достигается за счет соответствующего выбора топливной загрузки и конструкции активной зоны, физические характеристики которой, включая запас реактивности, практически не изменяются при выгорании топлива благодаря полной компенсации делящихся изотопов их воспроизводством. При работе реактора с топливом равновесного состава выгорание топлива сопровождается лишь уменьшением содержания урана-238 и увеличением содержания продуктов деления, а изотопные составы и массы плутония и других актиноидов изменяются настолько мало, что в выгружаемом ОЯТ и загружаемом топливе они практически одинаковые. Из-за высокой теплопроводности нитридного топлива мощностной эффект реактивности также мал.

В числе рассматриваемых в рамках Международного форума «Поколение

9

IV» (GIF) шести перспективных реакторных технологий в качестве технологии, обладающей огромным потенциалом как для отдаленных районов, так и в структуре центрального энергоснабжения, определена система LFR, включающая в себя БР с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, работающий в ЗТЦ. В качестве основного варианта теплоносителя рассматривается свинец, К характерным особенностям LFR относятся эффективное воспроизводство делящихся нуклидов и выжигание актиноидов. Считается, что основным назначением LFR станет производство электроэнергии и водорода, а также выжигание актинидов при эффективном соблюдении режима нераспространения. По результатам оценки выбранных вариантов технологий система с реактором LFR была признана наиболее перспективной с точки зрения соответствия четырем основным целям проекта GIF, определенным как:

1 .Устойчивость системы в отношении топливных ресурсов и обращения с

РАО;

2.Экономика;

3.Безопасность и надежность;

4.Устойчивость к распространению ядерного оружия и физическая защита.

При этом система с реактором LFR в отношении обеспечения топливными

ресурсами, обращения с РАО, устойчивости к распространению и физической защиты получила наивысшую оценку, а с точки зрения безопасности и экономики - хорошую.

Учитывая привлекательные характеристики реакторов LFR и принимая во внимание пожелания участников работ по проекту, в планах GIF предусматривается создание комбинированной демонстрационной установки для обеспечения исследований по следующим направлениям — транспортабельной установки малой мощности и установки большой мощности для централизованного энергоснабжения. В рамках программы GIF в работах по LFR участвуют США, Европейский Союз, Япония и Корея.

Особое внимание в НИОКР, по заявлениям европейских участников программы GIF, в работах по LFR будет уделено получению информации по

10

вопросам, связанным со взаимодействием свинца с водой и развитием аварии при разрыве трубок ПГ при сверхкритическом давлении.

Развитие приемлемой для людей будущей крупномасштабной ядерной энергетики на базе инновационных быстрых реакторов, решающих не только проблемы энергообеспечения, но и обращения с радиоактивными отходами и нераспространения ядерного оружия, является актуальной задачей.

Параллельно проекту с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем продолжаются работы по совершенствованию проекта быстрого реактора на натриевом теплоносителе (БН), технология которого является промышленно освоенной уже сегодня (БОР-60, БН-350, БН-600 и строящийся реактор БН-800) [13].

Актуальность темы

При обосновании научно-технических решений реакторной установки со свинцовым теплоносителем, содержащего парогенераторы, необходимым условием являются исследования, анализ и проектные решения, обеспечивающие безопасность установки как в номинальных режимах эксплуатации, так и при реализации наиболее потенциально опасных аварийных ситуаций, прежде всего, аварии «межконтурная неплотность» ПГ. Необходимо проведение КОМПЛСК С <3. исследований и проектных проработок, обосновывающих оптимальные схемно-компоповочные решения двухконтурной реакторной установки со свинцовым теплоносителем, выбор оптимальной конструктивной схемы парогенератора, параметров рабочего тела второго контура, разработка концепции системы аварийной защиты парогенератора и научно-обоснованных алгоритмов определения аварии «межконтурная неплотность ПГ» для реакторной установки. Решению указанных научно-технических задач посвящена настоящая диссертация.

Цель диссертационной работы

Целью диссертационной работы является решение вопросов, обеспечивающих безопасность быстрого реактора со свинцовым теплоносителем при аварии «межконтурная неплотность» ПГ.

Для достижения указанной цели необходимо решить следующие научно-технические задачи:

а) проведение аналитического обзора проблем и концептуальных решений парогенераторов в составе реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями;

б) определение и анализ процессов, возникающих в циркуляционном контуре и в газовом объеме ядерного реактора со свинцовым теплоносителем при межконтурной неплотности парогенератора в зависимости от размера и района межконтурной неплотности;

б) разработка концептуальных научно-технических решений РУ со свинцовым теплоносителем по конструктивным решениям тракта циркуляции теплоносителя; принципиальной схеме, составу оборудования и характеристикам второго контура РУ; принципиальной схеме, составу оборудования и характеристикам газового контура; принципиальной схеме, составу оборудования и характеристикам систем локализации и защиты от превышения давления, а также по конструктивным решениям и характеристикам парогенератора двухконтурной РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО, учитывающих аварийные ситуации с течью I II .

в) проведение комплекса экспериментальных, теоретических и расчетных исследований процессов, сопровождающих аварию «межконтурная неплотность ПГ», для обоснования проектных решений;

г) разработать рекомендации к схемным и конструктивным решениям реакторной установки, обеспечивающие ее безопасность при разгерметизации трубок ПГ, алгоритмам идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ реакторной установки со свинцовым теплоносителем.

Научная новизна работы

1. Впервые проведен комплексный системный анализ процессов, возникающих в первом контуре быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, содержащим ПГ, при межконтурной неплотности парогенератора.

2. Экспериментально определены характеристики «легкой» фазы в составе двухкомпонентного потока свинец - «легкая» фаза при подаче рабочего тела в объем свинца с имитатором трубной системы ПГ.

3. Экспериментально и расчетно определен коэффициент теплопередачи при контактном теплообмене свинцовый теплоноситель - рабочее тело. Показано качественное соответствие теоретической модели теплообмена реальным условиям.

4. Экспериментально-расчетным методом определены величины напряжений материала модельной трубы ПГ РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО при истечении рабочего тела в свинец при температуре 450°С.

3. Экспериментально показано, что при поступлении рабочего тела в свинцовый теплоноситель, скорость движения фронта раздела сред, существенно зависит от гидравлического сопротивления потока в этом режиме и от конкретной геометрии ячейки.

4. Получены экспериментальные данные по конденсации пара в модели конденсатора емкостного типа с толстостенными трубами в качестве заполнителя. Показана возможность применения кода ВСПЛЕСК для расчёта системы локализации течи парогенератора с конденсатором емкостного типа.

5. На основе анализа полученных результатов разработаны рекомендации к схемным и конструктивным решениям реакторной установки, обеспечивающие ее безопасность при разгерметизации трубок ПГ, алгоритмам идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ реакторной установки со свинцовым теплоносителем

Практическая значимость работы

Результаты экспериментальных, теоретических и расчетных исследований и конструкторских проработок, анализ возможных аварийных режимов работы при «межконтурной неплотности» ПГ использованы при разработке проекта БРЕСТ-ОД-ЗОО и внедрены в проектно-конструкторскую документацию.

1. Даны рекомендации к схемным и конструктивным решениям, обеспечивающие безопасность при разгерметизации трубок ПГ установок со свинцовым теплоносителем.

2. Результаты экспериментов по определению напряжений материала модельной трубы ПГ РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО при истечении рабочего тела в свинец могут быть рекомендованы для пересчета нагрузок на натурную конструкцию.

3. Полученные значения и методика расчета коэффициента теплопередачи при контактном теплообмене свинцовый теплоноситель - рабочее тело рекомендуется для определения температуры в газовом объеме реактора.

4. Разработаны алгоритмы идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ реакторной установки со свинцовым теплоносителем.

Реализация результатов

В конструкторской документации проекта БРЕСТ-ОД-ЗОО использованы:

1. Разработанные технические требования и предложение по схемно-компоновочному решению основного тракта циркуляции теплоносителя.

2. Разработанные технические требования и принципиальная схема газовой системы РУ.

3. Разработанные технические требования и принципиальная схема системы локализации и защиты от превышения давления РУ.

На защиту выносятся следующие положения:

а) результаты комплексного анализа процессов, возникающих в контуре ядерного реактора со свинцовым теплоносителем при нормальной эксплуатации и межконтурной неплотности парогенератора;

б) концептуальные научно-технические решения реакторной установки со свинцовым теплоносителем, обусловленные наличием парогенератора в его составе на примере РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО;

в) результаты экспериментальных, теоретических и расчетных исследований процессов, сопровождающих поступление «легкой фазы» в ячейку ПГ, газовый объем, систему локализации и в основной контур циркуляции РУ типа БРЕСТ;

г) рекомендации к схемным и конструктивным решениям РУ, обеспечивающие ее безопасность при разгерметизации трубок ПГ, алгоритмам идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ реакторной установки со свинцовым теплоносителем.

Достоверность основных научных положений и выводов диссертации

Достоверность результатов экспериментальных исследований обусловлена корректностью сбора и обработки опытных данных, полученных с расчетом их погрешности. Достоверность теоретических представлений подтверждается их сходимостью с полученными экспериментальными данными. Достоверность научно-технических рекомендаций и проектно-конструкторских решений обосновывается проведенным комплексом экспериментальных, теоретических и расчетных исследований и учетом опыта создания и эксплуатации парогенераторов, РУ с жидкометаллическими теплоносителями.

Личный вклад автора.

Автор принимал непосредственное личное участие во всех работах, связанных с разработкой и экспериментальным обоснованием быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, в том числе и в работах, представленных в настоящей диссертации, начиная с начала 90-х годов прошлого века и по настоящее время:

- в постановке задач исследований и подготовке программ проведения исследований;

- в экспериментальных исследованиях и анализе полученных результатов;

- в обсуждении результатов, разработке рекомендаций и во внедрении полученных результатов в проектную документацию установок со свинцовым теплоносителем.

Апробация работы

Работа прошла апробацию на межотраслевых и международных конференциях. Результаты диссертационной работы использованы при разработке проектной документации РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Публикации

Основные результаты работы опубликованы в ведущих журналах Nuclear Engineering and Design, ВАНТ, Атомная энергия, Вопросы материаловедения, всего 38 публикаций в списке научных трудов автора, в том числе 11 публикаций в реферируемых журналах, рекомендуемых ВАК.

Структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованных источников из 93 наименований. Работа представлена на 217 листах и содержит 113 рисунков и 33 таблицы.

В первой главе проводится анализ комплекса проведенных ранее исследований, расчетно-теоретических и проектно-конструкторских работ, а также опыта эксплуатации парогенераторов энергоблоков быстрых реакторов с натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителями, включая нормальные и аварийные режимы. Выполнена постановка задач исследований применительно к реакторным установкам энергоблоков АЭС, охлаждаемых свинцовым теплоносителем;

Во второй главе приводятся результаты анализа общих понятий и характеристик системы, сопровождающих аварийную ситуацию, анализ локальных процессов в районе истечения рабочего тела в свинец и общеконтурных процессов, сопровождающих аварии, а также последующие воздействия аварии на теплоноситель и оборудование реакторного контура РУ типа БРЕСТ.

В третьей главе представлены основные конструктивные и технические решения РУ со свинцовым теплоносителем по тракту циркуляции теплоносителя, схеме и

16

оборудованию второго контура РУ, газовому контуру, системам локализации и

защиты от превышения давления, а также по парогенератору РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО.

В четвертой главе, состоящей из пяти разделов, представлены результаты

комплекса экспериментальных, теоретических и расчетных исследований

процессов, сопровождающих аварию «межконтурная неплотность

парогенератора». В первом разделе представлены результаты экспериментальных

исследований распределения размеров пузырей «легкой» фазы, распределения

скоростей движения и частоты следования пузырей в составе двухкомпонентного

потока свинец - «легкая» фаза, его структуры при подаче газа и рабочего тела в

«свободный» объем свинца, под систему змеевиков - имитаторов трубной

системы ПГ и в объем свинца в имитаторе трубной системы ПГ.

Второй раздел содержит расчетно-экспериментальные исследования

характеристик контактного теплообмена в системе свинец - рабочее тело.

Представлены результаты исследований контактного теплообмена при барботаже

воды, пароводяной смеси и пара, поступающих под давлением 1-25 МПа через

отверстия истечения диаметром 0,6-10 мм в слой свинца толщиной от 100 до

о

3000 мм температурой 350-600 С. В экспериментах определяли изменение температуры пузырей в процессе всплытия, структуру двухкомпонентного потока (распределение пузырей в объеме свинца), характеристики испарения капли воды в составе пузыря и пульсации температуры и др. характеристики. Третий раздел содержит экспериментальные данные по скорости распространения границы раздела сред в зависимости от геометрии ячейки парогенератора при поступлении рабочего тела (вода, пароводяная смесь, пар) в свинцовый теплоноситель. Приводятся экспериментальные результаты средней скорости движения границы раздела фаз с установленным дросселем, имитирующим гидравлическое сопротивление ячейки парогенератора, и без него. Четвертый раздел содержит методику косвенного определения напряженно-деформированного состояния материала модельной трубы ПГ РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО при истечении рабочего тела в свинец при температуре 450°С, включающую статические испытания, направленные на установление взаимосвязи между

перемещениями в сечении трубы в районе истечения рабочего тела и перемещениями свободного конца трубы и исследования напряженно-деформированного состояния труб в свинцовом теплоносителе при воздействии струи рабочего тела, а также результаты экспериментально-расчетного исследования ее напряженно-деформированного состояния.

Пятый раздел содержит экспериментальные данные по конденсации пара в модели конденсатора емкостного типа с толстостенными трубами в качестве заполнителя и результаты расчета кодом ВСПЛЕСК проведенных экспериментов. Приведены результаты расчета давления и других характеристик в газовых полостях реактора и парогенераторов для одиночного разрыва трубы ПГ с длительностью течи 600 секунд.

В пятой главе предложены рекомендации к контуру циркуляции свинцового теплоносителя, схемным решениям контура рабочего тела, конструкции парогенератора, газовой системе, системам локализации и защиты реактора от превышения давления, составу датчиков контроля, обеспечивающих безопасность РУ при разгерметизации трубок ПГ, а также к алгоритмам идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ.

Работа выполнена на кафедре «Атомные, тепловые станции и медицинская инженерия» Нижегородского государственного технического университета.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю доктору технических наук С.Г. Калякину за постоянное внимание к работе, ценные методические и практические указания.

Автор выражает благодарность доктору технических наук, профессору A.B. Безносову, к.т.н. Т.А. Боковой за большую помощь, оказанную ими на различных этапах работы.

Ряд экспериментальных исследований проведены при непосредственном участии автора в ГНЦ РФ «ФЭИ», НИКИЭТ и НГТУ на их экспериментальных стендах; автор благодарит соответствующих специалистов за помощь и совместное сотрудничество.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Леонов, Виктор Николаевич

Выводы по главе 5.

Предложены рекомендации к схемным и конструктивным решениям, а также к алгоритмам действий эксплуатационного персонала, и систем автоматики при аварии «межконтурная» неплотность ПГ.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Проведены комплексные исследования характеристик процессов, сопровождающих поступление рабочего тела в ячейку ПГ с образованием двухкомпонентного потока ТЖМТ - рабочее тело и последующего выхода в газовый объем и систему локализации РУ и подготовлены рекомендации по техническим решениям реакторного контура со свинцовым теплоносителем.

1. Определены и проанализированы процессы, возникающие в циркуляционном контуре, в газовом объеме ядерного реактора в зависимости от размера и района межконтурной неплотности и установлены требования к схемно-компоновочным решениям реакторной установки со свинцовым теплоносителем, учитывающие межконтурную неплотность парогенератора.

2. Предложены основные конструктивные решения РУ со свинцовым теплоносителем по тракту циркуляции теплоносителя, схеме и оборудованию второго контура РУ, газовому контуру, системам локализации и защиты от превышения давления, а также по парогенератору двухконтурной РУ БРЕСТ-ОД-300, учитывающие аварийные ситуации с течью ПГ.

3. Проведен комплекс экспериментальных, теоретических и расчетных исследований процессов, сопровождающих аварию «межконтурная неплотность парогенератора» со следующими результатами:

Экспериментально определены распределения размеров пузырей «легкой» фазы, распределения скоростей движения и частоты следования пузырей в составе двухкомпонентного потока свинец - «легкая» фаза, его структура при подаче газа и рабочего тела в «свободный» объем свинца, под систему змеевиков - имитаторов трубной системы ПГ высотой 600 мм и в объем свинца в имитаторе трубной системы ПГ. Показано влияние конструкции участка парогенератора на характеристики процесса сепарации «легкой» фазы из свинца.

Экспериментально и расчетно определен коэффициент теплопередачи при контактном теплообмене свинцовый теплоноситель - рабочее тело. Показано качественное соответствие теоретической модели теплообмена реальным условиям.

Экспериментально показано, что динамические усилия на конструктивные элементы парогенератора при аварии «большая» течь ПГ могут быть значительно (на порядки) снижены при уменьшении доли, занятой ТЖМТ в площади поперечного сечения ячейки ПГ, при закрутке потока в ячейке парогенератора, при установке дроссельных решеток в камерах ПГ.

Экспериментально-расчетным методом определены величины напряжений материала модельной трубы ПГ РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО при истечении рабочего тела в свинец при температуре 450°С через отверстие 2,0 мм под перепадом давления до и после сопла истечения около 7,5 МПа и расходом 2,4 10"4 м3/с (0,85 м3/ч), которые не превысили предельно допустимых напряжений, определяемых нормами расчета на прочность оборудования и труб атомных энергетических установок. Результаты экспериментов могут быть использованы для пересчета нагрузок на натурную конструкцию.

Получены экспериментальные данные по конденсации пара в модели конденсатора емкостного типа с толстостенными трубами в качестве заполнителя. Показана возможность применения кода ВСПЛЕСК для расчёта системы локализации течи парогенератора с коэффициентом теплоотдачи на трубном

9 г« пучке конденсатора 150 Вт/(м С) и ограничением расчетного времени конденсации 900 секундами.

4. Предложены рекомендации к схемным и конструктивным решениям РУ, обеспечивающих ее безопасность при разгерметизации трубок ПГ, а также к алгоритмам идентификации аварии «межконтурная неплотность» ПГ реакторной установки со свинцовым теплоносителем.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Леонов, Виктор Николаевич, 2012 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Инициатива Президента РФ В.В. Путина / Е.О. Адамов, В.В. Орлов, Б.А. Габараев [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 5-14.

2. Adamov Е. Orlov V. Nuclear power at the next stage: cost-effective breeding, natural safety, radwastes, non-proliferation //Nuclear Engineering and Design. 1997. Vol. 173, N 1-3. P. 33-41.

3. Орлов В.В. Ядерная энергетика следующего этапа: экономичный U-Pu бридинг, безопасность, радиоотходы, нераспространение // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 1997. N 5. С. 57.

4. The next generation of fast reactors / E.O. Adamov, V.V. Orlov, V.N. Leonov [et al] //Nuclear Engineering and Design. 1997. Vol. 173, N 1-3. P. 143-150.

5. Design features of BREST reactors and experimental work to advance the concept of BREST reactors /А.1. Filin, V.V. Orlov, V.N. Leonov [et al] // Fast Reactors and Accelerator Driven Systems Knowledge Base: article of conf., Vienna, 23-27 oct. 2000. URL: http://wwwJaea.org/inisnkiii/nkm/aws/fnss/abstracts/abst tecdocl348.html (дата обращения 01.03.2012).

6. Адамов E.O., Габараев Б.А. Орлов В.В. Роль ядерной энергии в большой энергетике России в 21-м веке // Атомная энергетика и топливные циклы: материалы науч. конф., Москва, 1-2 дек. 2003г. М., НИКИЭТ, 2003. С.16-21.

7. Кубинцев Б.Б., Закревский Д.А. Энергетический комплекс крупномасштабной ядерной энергетики будущего на основе энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-1200 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 40-53.

8. Инновационные реакторы и топливные циклы /В.В. Орлов, А.И. Филин, В.Н. Леонов [и др.] // Опыт конструирования ядерных реакторов: материалы науч. конф., Москва, 27-28 мая 2002 г. М., 2002. С. 95-104.

207

9. Задачи и требования к конструкции опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / В.В. Орлов, B.C. Смирнов, В.Н. Леонов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦРФ ФЭИ, 1999. С. 450-457.

10. АЭС с опытно-демонстрационным реактором со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-ЗОО. Задачи и требования / В.Н. Леонов, В.В. Орлов, А.Г. Сила-Новицкий [и др.] //. Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ 1999 г. М., ГУПНИКИЭТ, 1999. С. 11-14.

11. Габараев Б.А., Филин А.И. Разработка АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Реализация инициативы Президента Российской Федерации В.В.Путина // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 54-64.

12. Deterministic safety of BREST reactors / V.S. Smirnov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky [et al] // 11 th International Conference on Nuclear Engineering: abstracts, Tokyo, 20-23 april 2003. URL: http://ci.nii.ac.jp/naid/l 10002479077 ( дата обращения 01.03.2012).

13. The program of fast reactor development in Russia. P.G. Shedrovitsky, V.I. Rachkov, V.N. Leonov [et al] / International conference on fast reactors and related fuel cycles: challenges and opportunities FR09: book of extended synopses, Kyoto, 07-11 decemb. .2009. URL: http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/Announcements.asp (дата обращения 01.03.2012).

14. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. Конструирование ядерных реакторов: учебное пособие для вузов. М.: Энергоиздат, 1982.400 с.

15. Опыт разработки и эксплуатации парогенераторов быстрых реакторов: сборник докладов / Страны-члены СЭВ. Димитровград, 1982. 558 с.

16. Жидкометаллические теплоносители ЯЭУ. Очистка от примесей и их контроль / под ред. Ф.А. Козлова. М.: Энергоатомиздат, 1983. 180 с.

17. Натрий - теплоноситель ядерных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах: отчет НИР / ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1984. 204 с.

18. Создание РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем для АЛЛ. Краткая история. Обобщение итоги эксплуатации / Б.Ф. Громов, Г.И. Тошинский, Ю.И. Орлов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 14-17.

19. Анализ опыта эксплуатации реакторных установок с теплоносителем и имевших места аварий / Б.Ф. Громов, О.Г. Григорьев, Г.И. Тошинский [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 63-69.

20. Паропроизводящая установка БМ- 40/А. Опыт создания и эксплуатации / B.C. Степанов, Б.Ф. Громов, Г.И. Тошинский [и др.] //. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 88-91.

21. Суворов Г.П., Бугреев М.И., Кузько О.В. Опыт создания и эксплуатации стенда 27/ВТ // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 70-79.

22. Верховодько С.З., Замуков В.В. Опыт проектирования, эксплуатации и утилизации ядерных энергетических установок с жидкометаллическим теплоносителем для АЛЛ «Альфа» // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 18-24.

23. Филатов Б.В.. В.А. Василенко, Воронин В.Е., Андрианов А.К. Стенд КМ-1 // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 80-83.

24. Дедуль A.B., Новикова H.H. Результаты исследования проблем безопасности при межконтурных течах парогенераторов применительно к проектам двухконтурных РУ с тяжелым теплоносителем // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч. конф., Обнинск, 11-12 дек. 2003. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 43-44.

25. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ) для АЭС высокой

209

безопасности и экономичности / В.В. Орлов, В.Н. Леонов, А.И. Филин, B.C. [и др.] //. Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ 1993г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 1993. С. 19-21.

26. Прогресс в разработке быстрого реактора, охлаждаемого жидким свинцом / В.В. Орлов, А.И. Филин, В.Н. Леонов [и др.] // Ядерная энергия и безопасность человека NE-93: рефераты, конф., Нижний Новгород, 28 июня-2 июля 1993 г. Нижний Новгород, С. 526-528.

27. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем / В.Н. Леонов, В.В. Орлов,

A.Г. Сила-Новицкий [и др.] // Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ

1996 г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 1996. С. 23-25.

28. Свинцово-охлаждаемый быстрый реактор БРЕСТ-1200 / Е.О. Адамов, В.В. Орлов, В.Н. Леонов [и др.] // Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ

1997 г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 1997. С. 13-17.

29. Детерминистическая безопасность реакторов БРЕСТ / В.В. Орлов, B.C. Смирнов, В.Н. Леонов [и др.]. // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 440-449.

30. Конструкция реакторов БРЕСТ электрической мощностью 300 и 1200 МВт /

B.В. Орлов, B.C. Смирнов, В.Н. Леонов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: материалы науч. конф., Обнинск, 3-9 окт. 1998г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 1999. С. 503-510.

31. Конструктивные и компоновочные решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / В.Н. Леонов, A.A. Пикалов, A.A. Сила-Новицкий [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С.65-72.

32. Study of Ultimate Accidents for Lead-Cooled Fast Reactor / V.V.Orlov, V.V.Poliksha [et al] // Proc. of Int. Conf. on Advanced Reactors Safety ( ARS-94 ): article of conf., Pittsburgh, 17-21 apr. 1994. S.I.,1994. Vol.1, P. 538-543.

33. Детерминистическая безопасность реакторов БРЕСТ. В.В. Орлов, B.C. Смирнов. В.Н. Леонов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего.

210

2004. Вып. 4. С. 80-90.

34. Совершенствование конструкции РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО / А.И. Филин, В.Н. Леонов, B.C. Цикунов [и др.] // Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ 2002г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 2002. С. 25 - 26.

35. Lead coolant as a natural safety component / A.I. Filin, V.V. Orlov, V.N. Leonov [et. al] // Fast Reactors and Accelerator Driven Systems Knowledge Base: article of conf., Vienna, 23-27 oct. 2000. URL: http://vmw.iaea.org/inisnkm/nkrn/aws/fnss/abstracts/abst_tecdoc 1348.html. (дата обращения 01.03.2012).

36. Конструкционные и компоновочные решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / А.И. Филин, B.C. Цикунов, В.Н. Леонов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч. конф., Обнинск, 11-12 дек. 2003. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 21-22.

37. Особенности контура циркуляции свинцового теплоносителя реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / А.И. Филин, B.C. Цикунов, В.Н. Леонов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 73-80.

38. Filin A.I., Gabaraev В.А. Development of a BREST-OD-300 NPP with an on-site fuel cycle for the beloyarsk NPP implementation of the initiative by Russian federation president // 11 th International Conference on Nuclear Engineering: abstracts, Tokyo, 20-23 april 2003. URL: http://ci.nii.ac.ip/naid/l 10002479077 ( дата обращения 01.03.2012).

39. Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл./ Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В. [и др.] // Атомная энергия. 2007. Том 103, вып.1. С. 1521.

40. Основные технические решения по второму контуру для АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-ЗОО / В.В. Орлов, А.И. Филин, В.Н. Леонов[и др.] // Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ 2002 г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 2002. С. 26 - 29.

41. Nuclear power of the coming century and requirements to the nuclear technology / V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsk [et al] // Fast Reactors and Accelerator

211

Driven Systems Knowledge Base: article of conf., Vienna, 23-27 oct. 2000. URL: http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/fhss/abstracts/abst_tecdocl34 (дата

обращения 01.03.2012).

42. Коррозионные и механические свойства конструкционных материалов реактора / В.Я. Абрамов, С.Н. Бозин, В.Н. Леонов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 219-223.

43. Ползучесть хромистой мартенситной в теплоносителе на основе свинца / A.C. Кудрявцев, Каштанов А,Д., Марков В.Г. [и др.] // Вопросы материаловедения. 2007. N1(49). С. 78-82.

44.. Каштанов А,Д., Марков В.Г., Леонов В.Н. Кинетика роста трещин при циклическом нагружении в контакте с жидким свинцом при температуре 360-420 0 С // Вопросы материаловедения. 2007. N 3 (51). С. 308-319.

45. Коррозионно-механическая прочность конструкционных материалов в контакте с жидким свинцом / А.Д. Каштанов, B.C. Лаврухин, В.Н. Леонов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 224-231.

46. Конструкция быстрого реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ - 300 / В.Н. Караулов, П.В. Кобзев, В.Н. Леонов [и др.] // Тяжелые жидкометашшческие теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч.. конф., Обнинск, 15-19 сент. 2008г. Обнинск, ГНЦРФ ФЭИ, 2008. С.21.

47. Леонов В.Н., Хачересов Г.А., Кобзев П.В. Система локализации течи и перенос радионуклидов в инциденте с течью парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО // Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах: тезисы науч. конф., Обнинск, 16-18 нояб. 2005г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2005. С. 152-153.

48. Обоснование водородной очистки для перспективных установок с теплоносителями Pb-Bi и Pb / Ю.И. Орлов, З.И. Емельянцева, В.Н. Леонов [и др.] // Тепломассоперенос и свойства жидких металлов: тезисы конференции. Обнинск, 29-31 окт. 2002г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2002. С. 326-328.

49. Газовый контур реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО и связанные с ним системы / А. И. Филин, В. Н. Леонов, 3. И. Емельянцева [и др.] // Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: матер, науч. конф., Обнинск, 8-12 дек. 2003. 1 электрон, опт. диск (CD - ROM).

50. Газовый контур реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО и связанные с ним системы / А. И. Филин, В. Н. Леонов, 3. И. Емельянцева и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 100-105.

51. Система локализации течи и защиты реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО от превышения допустимого давления в газовом объёме /А.И. Филин, В.Н. Леонов, М.А. Петрушин [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч. конф., Обнинск, 11-12 дек. 2003г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С.45.

52. Система локализации течи и защиты реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО от превышения допустимого давления в газовом объёме /А.И. Филин, В.Н. Леонов, М.А. Петрушин [и др.] // Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: матер, науч. конф., Обнинск, 8-12 дек. 2003. 1 электрон, опт. диск (CD - ROM).

53. Технология тяжелых жидкометаллических теплоносителей Pb-Bi и РЬ /.A.B. Зродников, А.Д. Ефанов, Ю.И. Орлов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С.180-184.

54. Левич В.Г. Физико-химическая гидродинамика. М.: Гос. из-во физ.-матлитературы, 1959. 700 с.

55. Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление. М.: Энергоатомиздат, 1990. 367 с.

56. Haberman W.L., Morton R.K. An experimental study of bubbles moving in liquids. // Trans, of the Amer. Soc. Civ. Eng. 1956. Vol. 121. P. 227 - 252.

57. Теоретический анализ и экспериментальные исследования процесса барботажа газа и водяного пара через слой свинца: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 1994. 46 с.

58. Обоснование технологии свинцового теплоносителя для реакторов БРЕСТ / Ефанов А.Д., Орлов Ю.И., Леонов В.Н. [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С. 185-190.

59. Особенности взаимодействия воды и водяного пара с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем / П.Н. Мартынов, В.А. Гулевский, В.В. Ульянов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч. конф., Обнинск, 11-12 дек. 2003г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 130.

60. Гулевский В.А., Мартынов П.Н., Орлов Ю.И. Взаимодействие тяжелых теплоносителей с водой // Тепломассоперенос и свойства жидких металлов: тезисы конференции. Обнинск, 29-31 окт. 2002г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2002. С. 167-168.

61. Вода и водород в технологии тяжелых теплоносителей / В.А. Гулевский, П.Н. Мартынов, Ю.И. Орлов [и др.] // Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях: тезисы науч. конф., Обнинск, 11-12 дек. 2003г. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 84-85.

62. Экспериментальных исследований по определению температуры пара в газовом объеме при течи парогенератора: программа-методика / НГТУ. Н. Новгород, 2003. 19 с.

63. Экспериментальное исследование температуры рабочего тела в объеме теплоносителя при течи парогенератора: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 2003. 151 с.

64. Исследование процессов поступления воды и водяного пара в свинцовый теплоноситель: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 1992.49 с.

65. Анализ и экспериментальные исследования аварийной ситуации «межконтурная неплотность парогенератора» в реакторном контуре, охлаждаемом свинцом: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 1992. 58 с.

66. Межконтурная неплотность парогенератора в контуре охлаждения реактора свинцовым теплоносителем / А.В. Безносов, В.П. Смирнов, В.Н. Леонов [и др.] //

Ядерная энергия и безопасность человека NE-93: рефераты, конф., Нижний Новгород, 28 июня-2 июля 1993г. Нижний Новгород, С.552-554.

67. Безносов A.B., Молодцов A.A., Бокова Т.А. Экспериментальные исследования процессов, сопровождающих межконтурную неплотность парогенератора со свинцовым и свинец-висмутовым теплоносителями и оптимизация его конструкции // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2006. N4. С.3-11.

68. Экспериментальные исследования процессов, сопровождающих аварийную ситуацию «межконтурная неплотность парогенератора» в контурах со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем / A.B. Безносов, В.Н. Леонов В.И. Рачков [и др.] // Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: матер, науч. конф., Обнинск, 8-12 дек. 2003. 1 электрон, опт. диск (CD - ROM).

69. Сергеев А.Г., Крохин В.В. Метрология: учебное пособие. М.: Логос, 2001. 384 с.

70. Теоретический анализ и экспериментальные исследования процесса барботажа газа и водяного пара через слой свинца: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 1992. 46 с.

71. Исследование контактного теплообмена свинцовый теплоноситель-рабочее тело / A.B. Безносов, A.A. Молодцов, С.С. Пинаев и др. // Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах: матер, науч. конф., Обнинск, 16-18 нояб. 2005. 1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

72. Исследование межфазного теплообмена свинцовый теплоноситель - рабочее тело / А.В.Безносов, А.А.Молодцов, В.Н.Леонов [и др.] // Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах: тезисы науч. конф., Обнинск, 16-18 нояб. 2005. С. 65-66.

73. Экспериментальные исследования характеристик контактного теплообмена свинцовый теплоноситель - рабочее тело / А.В Безносов, С.С. Пинаев, Д.В. Давыдов [и др.] // Атомная энергия. 2005. Т.98, вып.З. С. 182-187.

74. Кутателадзе С.С. Основы теории теплообмена. М.: Атомиздат, 1979. 416 с.

75. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков A.B. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. М.: ИздАТ, 2010. 776 с.

215

76. Л.Д. Ландау, Е.М. Лившиц. Теоретическая физика. Том VI. Гидродинамика. М.: Наука, 1988. 736 с.

77. Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление. М.: Энергоатомиздат, 1990. 367 с.

78. Кириллов П. Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 2000. 456 с.

79. Экспериментальные исследования деформации и напряжений в элементах трубной системы ПГ РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО в аварии с течью ПГ/ В.Д.Вешуткин, А.В.Безносов, В.Н.Леонов [и др.] //Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах: тезисы науч. конф., Обнинск, 16-18 нояб. 2005. С.141-142.

80. Экспериментальные исследования напряжённо-деформироавнного состояния труб центрального канала ПГ в аварии с течью второго контура БРЕСТ-ОД-ЗОО: программа-методика / НГТУ. Н. Новгород, 2003. 7 с.

81. Экспериментальные исследования напряженно-деформированного состояния моделей труб центрального канала ПГ при аварии «межконтурная неплотность ПГ» РУ БРЕСТ-ОД-ЗОО: отчет НИР / НГТУ. Н. Новгород, 2004. 121 с.

82. Писаренко Г.С., Яковлев А.П., Матвеев В.В. Справочник по сопротивлению материалов. Киев: Наукова думка, 1975. 704 с.

83. Биргер И.А. Прочность, устойчивость, колебания: справочник в 3х т / под ред. И.А. Биргера и Я.Г. Пановко. М.: Изд-во Машиностроение, 1968. 1864 с.

84. Нормы расчета на прочность оборудования и труб атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86: утв. Государственным комитетом СССР по использованию атомной энергии и Государственным комитетом СССР по надзору за безопасным ведением работ в атомной энергетике постановление Госатомэнергонадзора СССР. Введены в действие 01.07.87 г. с изменениями // Ростехнадзор России. М.: Энергоатомиздат, 1989. 525 с.

85. Система защиты от превышения давления: пояснительная записка БРЕСТ. 1.03.00.000 ПЗ / ГУЛ НИКИЭТ. М., 2001. 43 с.

86. Система локализации течи парогенераторов: пояснительная записка: БРЕСТ. 1.04.00.000 ПЗ / ГУЛ НИКИЭТ. М., 2001. 45 с.

216

87. Экспериментальное исследование теплофизических процессов в конденсаторе ёмкостного типа: отчет НИР / ГУЛ НИКИЭТ. М., 2001. 50с.

88 Анализ предлагаемых систем защиты реактора БРЕСТ-300 от переопрессовки: методология анализа / ГУЛ НИКИЭТ. М., 2000. 33с.

89. Пост-тестовые расчёты экспериментов с конденсатором теплоёмкостного типа: отчет: НИР /ГУЛ НИКИЭТ. М., 2002. 48 с.

90. Результаты расчетного анализа системы защиты от превышения давления реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО: отчет НИР / ГУЛ НИКИЭТ. М., 2002. 38 с.

91. Система защиты реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО от превышения допустимого давления в газовом объеме / А.И. Филин, В.Н. Леонов, О.Ю. Новосельский [и др.] // Годовой отчет: сборник трудов, ГУЛ НИКИЭТ 2000 г. М., ГУЛ НИКИЭТ, 2000. С. 118-119.

92. Системы локализации и защиты реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО от превышения допустимого давления в газовом объеме. / П.В. Кобзев, В.Н. Леонов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности. АЭС. Ядерные технологии для энергетики будущего. 2004. Вып. 4. С.106-112.

93. Безносов АБ. Драгунов Ю.Г., Рачков В.И.. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в атомной энергетике. М.: ИздАт, 2007.433 с.