Разработка методик, моделей и инженерных программ расчета теплофизических параметров твэла ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Щеглов, Александр Степанович

• Щеглов, Александр Степанович
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Щеглов, Александр Степанович

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ И СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.б

Глава 1. ПРОГРАММА TOPRA-s.

1.1. Описание программы.

1.2. Описание задачи.

1.3. Модели программы.

1.3.1. Расчет температур поверхностей оболочки.

1.3.2. Термическая проводимость системы топливо-оболочка твэла

1.3.3. Расчет температурного поля в топливе.

1.4. Верификация программы.

1.5. Применение программы.

Глава 2. ПРОГРАММЫ MRZ И МКК.

2.1. Краткое описание МКЭ.

2.2. Модели программ.

Глава 3. ПРОГРАММА MRZ.

3.1. Верификация программы.

3.2. Применение программы.

Глава 4. ПРОГРАММА МКК.

4.1. Верификация программы.

4.2. Применение программы.

Глава 5. ПРОГРАММЫ TOPRA И TOPRA-2.

5.1. Применение программ.

5.2. Разработка методики и построение зависимости допустимой максимальной линейной тепловой мощности твэлов ВВЭР-440 от выгорания.

5.3. Модели программ.

5.4. Обоснование расчетной методики ПС TOPRA-2.

5.5. Верификация ПС TOPRA-2.

5.6. Замечание и краткий литобзор по главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методик, моделей и инженерных программ расчета теплофизических параметров твэла ВВЭР»

Стратегией развития атомной энергетики России поставлена задача обеспечения безопасного и эффективного функционирования ядерно-энергетического комплекса, разработки и создания усовершенствованных АЭС для строительства в XXI веке. В качестве одного из основных типов реакторов в федеральной целевой программе АЭС-2006 указан реактор ВВЭР. Рентабельность ядерных энергетических реакторов зависит от эффективности использования топлива, определяемого, прежде всего, уровнем среднего выгорания при выгрузке из реактора. Для увеличения эффективности использования топлива необходимо знание многих сопряженных процессов, проходящих внутри реактора. В том числе, и процессов в тепловыделяющих элементах (твэлах), содержащих топливо, используемое для генерации тепла. Знание теплофизических параметров твэлов необходимо как для обоснования их работоспособности в разных вариантах топливных циклов, так и для использования этих данных при расчетах параметров других элементов активной зоны. Например, для расчетов нейтронно-физических характеристик активной зоны используются значения температуры топлива твэлов в процессе эксплуатации.

При работе твэла в нём протекает ряд взаимосвязанных процессов. Расчетный анализ работоспособности твэла и его состояния в процессе работы требует взаимосогласованного решения задач теплофизического, механического, физического, радиационного, тепло гидравлического и коррозионно-химического поведения системы теплоноситель-оболочка-топливо с учётом начальных конструкционных и геометрических параметров твэла и условий эксплуатации. Необходимо учитывать процессы, протекающие в теплоносителе, оболочке и топливе твэла при работе. Для проектных и эксплуатационных расчетов параметров твэла необходимо использовать инженерные компьютерные программы, способные моделировать поведение твэла или его отдельного участка в процессе эксплуатации или в отдельные моменты работы.

Целью работы является разработка и усовершенствование методик, моделей, алгоритмов и расчетных программ, позволяющих рассчитывать теплофизическое и напряженно-деформированное состояния (НДС) твэла или его участка, их верификация и применение для оценки работоспособности твэла или для внешнего использования.

Автор разработал или усовершенствовал методики и программы расчета теплофизических характеристик твэла ВВЭР в нормальных режимах эксплуатации, которые можно разбить на два типа: программы расчета полномасштабного твэла и программы расчёта отдельных участков твэла. Автором были проведены работы по верификации разработанных и развитых программ. Результаты расчетов по программам использовали и используются при обосновании работоспособности твэлов ВВЭР, при расчетах нейтронно-физических характеристик активных зон реакторов ВВЭР, коэффициентов запаса по линейной мощности для твэлов ВВЭР и др.

Первый тип программ предназначен для моделирования поведения теплофизических и прочностных характеристик твэла или твэга энергетических и исследовательских реакторов типа ВВЭР и обоснования его работоспособности в квазистационарных режимах работы. Моделируемой областью для них является весь твэл в течение всего времени работы. Твэл рассматривается в полуторамерном приближении: по высоте его разбивают на аксиальные зоны; расчеты температур и параметров НДС проводятся независимо для каждой из зон; объединение зон проводится через осевые силы и общие состав и давление газовой среды под оболочкой; ведётся учёт газа в газосборнике. Это - программные средства (ПС) ТОРКА и ТОР11А-2. В них для моделирования поведения топлива и оболочки используется модель сплошных коаксиальных цилиндров (МСКЦ). Однако реальному твэлу свойственны геометрические и физические отклонения от этой модели, обусловленные:

• использованием таблеточного топлива;

• фасками и лунками на таблетках;

• растрескиванием топлива, вызывающего, в условиях плотного контакта топлива и оболочки, концентрацию напряжений в оболочке в месте выхода к ней трещины; и возможными:

• волнистостью и овальностью поверхностей топлива и оболочки;

• эксцентричным расположением топлива и оболочки;

• сколом таблетки топлива и попадания топливной крошки в зазор топливо-оболочка;

• неосесимметричностью объёмного тепловыделения в топливе;

• неосесимметричностью теплосъёма с наружной поверхности оболочки;

• наличием зазоров в топливном столбе - как исходных, так и образующихся в процессе эксплуатации при заклинивании топливного столба перекосившимися таблетками. В том числе — за счёт радиационного доспекания топлива.

В результате влияния этих отклонений существуют отличия температур топлива и оболочки, локального теплового потока с поверхности оболочки и напряжений в оболочке от значений, рассчитанных по МСКЦ. Для учета этих' отклонений на основе метода конечных элементов (МКЭ) разработан второй тип программ. Это - ПС МКК и MRZ.

Также была разработана методика и, на её основе, одномерная программа расчета температурного поля в одном поперечном сечении твэла ВВЭР, учитывающая все основные процессы, происходящие при работе твэла и сечения и влияющие на температуры топлива и оболочки. Это - ПС TOPRA-s.

Все ПС написаны на языке FORTRAN стандарта FORTRAN 77. Диссертация состоит из пяти глав и содержит результаты разработки и/или усовершенствования методик, моделей и программ расчета тепло физических параметров твэла ВВЭР или его отдельного участка, данные по верификации и применению этих программ. В первой главе приведены данные по ПС TOPRA-s. Во 2~°и главе приведены данные по ПС MRZ и МКК. В 3~й и 4~й главах приведены данные по ПС MRZ и МКК, соответственно. В главе 4 также приведены данные по ПС одномерного стационарного расчета температур MR1. В 5-и главе приведены данные по ПС TOPRA и TOPRA-2.

Дели и задачи работы. Целью работы является разработка и усовершенствование методик, моделей, алгоритмов и программных средств (ПС), позволяющих рассчитывать теплофизическое состояние твэла или его участка при работе реактора в нормальных режимах эксплуатации, верификация и применение этих ПС. В число задач данной работы входит следующее:

- разработка методики, математической модели и их реализация в виде одномерной программы расчета температурного поля в одном поперечном сечении твэла ВВЭР с учетом основных процессов, происходящих в твэле при работе;

- развитие методик и их реализация в виде двумерных ПС, с помощью которых можно рассчитать температурное поле отдельных участков твэла, учитывая отклонения от модели сплошных коаксиальных цилиндров (МСКЦ);

- развитие методик и ПС для расчетов теплофизических и прочностных характеристик твэла ВВЭР;

- верификация описанных выше ПС;

- применение описанных выше ПС для:

• обоснования использования твэлов в предлагаемых топливных циклах или при продлении установленного времени работы топлива в реакторе;

• использования полученных результатов расчетов другими ПС;

• включения в нейтронно-фпзические ПС;

• использования полученных результатов расчетов при обосновании инженерных коэффициентов запаса на линейную мощность твэлов ВВЭР;

• понимания влияния отклонений от МСКЦ на температурное поле в твэле. Научная новизна и практическая ценность работы состоит в следующем (ссылки даны на приведенный ниже список печатных работ автора):

Разработана [33,35] методика расчета температурного поля в поперечном сечении твэла ВВЭР, учитывающая все основные процессы, происходящие в твэле при облучении и влияющие на температурное поле в нем. На основе методики разработана математическая модель, реализованная в виде ПС ТОРИА-в [35,36,40,42,46]. Программа аттестована Ростехнадзором [38]. Результаты расчета по ПС используются при расчетах нейтронно-физических характеристик топливных циклов ВВЭР, активности продуктов деления под оболочкой твэлов ВВЭР. Программа введена в комплексы программ: проектно-эксплуатационный «КАСКАД» и разработанный на основе ПС БИПР-8А.

На основе метода конечных элементов (МКЭ) разработаны [10,11,14] и верифицированы [40] ПС двумерных расчетов температурного поля участка твэла энергетического реактора: МКК и С их помощью оценены влияния всех физическизначимых отклонений от МСКЦ на температурное поле локальных участков твэла ВВЭР и термоэмиссионного твэла [10,11,13,14,20-22,24].

Впервые в отечественной практике при расчетах коэффициентов запаса на линейную мощность твэлов ВВЭР получены значения увеличения локального теплового потока с оболочки твэла, обусловленные всплеском энерговыделения из-за зазора в столбе топлива, с учетом перетечек тепла в аксиальном направлении [11,14], Эти значения используются при расчетах коэффициентов запаса для всех реакторов с топливом ВВЭР.

Проведена оценка влияния факторов неосесимметричности в поперечном сечении топлива на увеличение напряжений в локальных участках оболочки твэла ВВЭР при подъеме линейной мощности [22].

Проведена [17] оценка влияния растрескивания топлива твэла на его температуру.

Проведены усовершенствования методик и моделей программы РЩ-ппсго (РПЧ-04М). Получены модернизированные версии ПС (РШ-тосП, РШ-тосШТОРКА) [18,25,29,30]. После введения блока учета термомеханики [40], ПС ТОРКА-2 тестировано, верифицировано [43,45,47,49], передано в ОФАП-ЯР и на аттестацию. Программы использовали для обоснования или показа работоспособности твэлов в ряде топливных циклов ВВЭР [18,25,29,30,32,39,41,43,45,47]. С использованием ПС проведена оценка изменения теплофизических параметров твэла ВВЭР при уменьшении центрального отверстия [28].

Разработана [31] методика построения зависимости допустимых максимальных линейных мощностей твэлов ВВЭР-440 от выгорания; получен вариант такой зависимости.

Статистически обработаны и опубликованы [12,16] данные по параметрам твэлов ВВЭР-1000, которые использовали для снижения консерватизма при обосновании работоспособности твэлов и для верификации ПС TOPRA-2 [43,47].

Разработана база данных по твэлам двух TBC, помещенная в IAEA-OECD/NEA DATA Bank [34]. Эти данные использовали при верификации ПС TOPRA и TOPRA-2.

Развита [1-9] модель расчета термической проводимости контакта топливо-оболочка. Модель используется в ПС семейства TOPRA.

Для использования в программах проведены расчетные исследования зависимостей распределения выгорания и энерговыделения по радиусу топлива твэлов ВВЭР [19,27] (нейтронно-физические расчеты выполнены сотрудниками ИЯР РНЦ «КИ» Большагиным С.Н. и к.т.н. Сидоренко В.Д., расчеты температур - автором по ПС TOPRA-s). Автор выносит на защиту:

- методику, модели и разработанную на их основе аттестованную программу TOPRA-s;

- модели и программы двумерных расчетов теплофизических параметров участков твэла реактора типа ВВЭР: МКК и MRZ;

- модели и программы TOPRA и TOPRA-2;

- результаты верификации и расчетов (применение) по этим ПС.

Личный вклад автора. Постановка задач. Разработка методики ПС TOPRA-s и моделей ПС TOPRA-s, MRZ и МКК. Написание текстов ПС TOPRA-s, МКК, MRZ. Модификация моделей ПС TOPRA, соединение её с термомеханическим блоком, модификация ПС TOPRA-2. Верификация и применение перечисленных ПС (выполнение расчетов, обработка и анализ их результатов). Разработка методики построения зависимости допустимых максимальных линейных мощностей твэлов от выгорания. Модернизация методики расчета термической проводимости контакта топливо-оболочка твэла. Статистическая обработка данных измерений параметров твэлов ВВЭР-1000.

Анализ и обобщение данных послереакторных исследований [23,27], используемых при верификации ПС семейства TOPRA.

Достоверность. Представленные в диссертации результаты обоснованы теоретическим анализом, численным моделированием, сопоставлением с результатами расчетов по другим программам и с результатами аналитических решений. Обоснованность также определяется достоверностью исходных данных, полученных при нейтронно-физических расчетах в Отделе Физики ВВЭР с использованием аттестованных программ. Результаты расчетов по ПС семейства TOPRA верифицированы на большом количестве данных экспериментов и послереакторных исследований твэлов ВВЭР. ПС TOPRA-s аттестовано Ростехнадзором в 2001 г.

Апробацпя работы. Результаты работы докладывались и обсуждались на Всесоюзной научной конференции «Износ в машинах и методы защиты от него» (Брянск, 1985 г.); конференциях МИФИ (1985, 1987 гг.); школах-конференциях молодых ученых и специалистов: ИАЭ (1986, 1988 гг.), по атомным станциям повышенной безопасности (Ереван, 1988 г.), международных: стран-членов СЭВ «Наука и молодежь за мир» (Дрезден, 1989 г., Вильнюс, 1990 г.) и "Концепция перспективного развития ядерной энергетики. Анализ риска", (Одесса, 1991 г.); конференции Минатома по топливу энергетических реакторов (ВНИИНМ, 1991 г.); советско-чехословацко-германских семинарах по теме «Расчётно-экспериментальное моделирование поведения твэлов ВВЭР» (Москва, Берлин, Дрезден, Ржеж под Прагой, 1990-1992 гг.); 1ГМ симпозиуме Space Nuclear Power and Propulsion (Альбукерк, USA, 1994 г.); Technical Committee Meeting (Windermere, UK, 1994 г.); 7, 10 и ll'M симпозиумах AER (1997 г.- Германия, 2000 г. -Москва, 2001 г. - Венгрия), 1, 2, 4 - 7 международных семинарах или конференциях под эгидой МАГАТЭ «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», (Болгария, 1994, 1997, 2001, 2003, 2005 и 2007 гг.); International Meeting on LWR fuel performance "Nuclear Fuel: Addressing the future" (TopFuel 2006) (Испания, 2006 г.). Работа в целом докладывалась на семинаре ОФ ВВЭР, на заседании Энергетической секции Ученого Совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт» и на совместном семинаре кафедр теплофизики и конструирования приборов и установок МИФИ.

Публикации. Результаты диссертационной работы опубликованы в 49"™ работах, включая 17"ть статей в ведущих рецензируемых научных журналах из списка ВАК. Работы, составляющие основное содержание диссертации, опубликованы в журнале «Атомная

Энергия» и в трудах международных конференций. Список печатных работ по теме диссертации (жирным шрифтом выделена фамилия автора; жирным шрифтом, курсивом и подчеркиванием выделены журналы, входящие в перечень ведущих рецензируемых научных журналов и изданий ВАК. Для работ с участием иностранных специалистов указаны их рабочие организации.):

1. Сарычев Г.А., Щавелин В.М., Щеглов A.C. Упругий контакт шероховатых поверхностей. - В сборнике "Техника реакторного эксперимента" (сборник научных трудов МИФИ). М., Энергоатомиздат, 1985, 116 е., с. 103 - 108.

2. Сарычев Г.А., Щеглов А С. Определение характеристик усталостного изнашивания. - В сб. "Техника радиационного эксперимента" (сб. научных трудов МИФИ). М., Энергоатомиздат, 1985, 120 е., с. 27 - 32.

3. Щавелин В.М., Щеглов A.C. Термическая проводимость упругого контакта шероховатых поверхностей в вакууме. - Трение и износ, 1986, т. 7, № 1, с. 148 - 152.

4. Щеглов A.C., Щавелин В.М. Термическая проводимость контакта шероховатых поверхностей. - Трение и износ, 1986, т. 7, № 3, с. 532 — 536.

5. Щеглов A.C., Щавелин В.М. Расчет термической проводимости и характеристик контакта шероховатых поверхностей топлива и оболочки в твэле энергетического реактора. - Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 5, с. 338 - 340.

6. Щавелин В.М., Щеглов A.C. Термическая проводимость контакта топливо-оболочка в твэле энергетического реактора. - В сб. "Деформация и разрушение материалов и элементов конструкций ядерных энергетических установок" (сб. научных трудов МИФИ). М., Энергоатомиздат, 1986, 100 е., с. 51 - 55.

7. Щеглов A.C. Расчет характеристик контакта топливо-оболочка в твэле энергетического реактора. - В сб. "Техника реакторного эксперимента" (сб. научных трудов МИФИ). М., Энергоатомиздат, 1987, с. 86-93.

8. Щеглов A.C. Деформационный компонент коэффициента трения. - В [7], с. 25 - 30.

9. Щеглов A.C. Методика расчета термической проводимости контакта топлива и оболочки твэла. - Атомная техника за рубежом. 1988, № 8, с. 9 - 15.

Ю.Щеглов A.C. Влияние эксцентриситета топлива и оболочки, овальности оболочки и скола таблетки топлива на температурное поле в твэле. - Атомная энергия. 1989, т. 67, вып. 3, с. 204-207.

11 .Щеглов A.C. MRZ-программа расчета температурного поля локальных участков твэла в (r-z) -геометрии. Препринт ИАЭ-5119/4. М., 1990 г, 20 с.

12.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Енин A.A. Результаты статистической обработки конструктивных и технологических параметров твэла реактора ВВЭР-1000. Препринт ИАЭ—5334/4. М., 1991 г, 19 с.

13.Щеглов A.C., Проселков В.Н. Влияние центрального отверстия на максимальную температуру в топливе при неосесимметричности системы топливо-оболочка твэла. — Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 1, с. 70-71.

14.Щеглов A.C. Влияние зазора между таблетками топлива на температурное поле в твэле. - Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 2, с. 159 - 161.

15.Щеглов A.C., Гагаринский A.A. Влияние неосесимметричности системы топливо-оболочка на безопасность работы твэла энергетического реактора. - В сб. тезисов докладов 2"и международной школы-конференции молодых ученых и специалистов "Концепция перспективного развития ядерной энергетики. Анализ риска", г. Одесса, 818 сентября 1991 г. 52 с. с. 15 - 17.

16.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Енин A.A. Статистическая обработка конструкционных и технологических параметров твэла ВВЭР-1000. — Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 6, с. 503-506.

17.Щеглов A.C. Влияние растрескивания топлива на температурное поле в твэле энергетического реактора. — Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 2, с. 158 — 161.

18.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Бибилашвили Ю.К. и др. Теплофизические характеристики твэла ВВЭР-1000 5"го энергоблока Нововоронежской АЭС. - Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 5, с. 450 - 452.

19.Сидоренко В.Д., Щеглов A.C. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР, влияющие на работоспособность твэлов. - Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 6, с. 533 -535.

20.Синявский В.В., Щеглов A.C., Allen D. (Space Power Inc., США) Влияние неосесимметричности системы эмиттер-коллектор на температурное поле термоэмиссионного твэла. —Атомная энергия, 1993, т. 75, вып. 1, с. 72 - 75.

21.Щеглов A.C., Синявский В.В., Allen D. (Space Power Inc., США) Влияние неосесимметричности эмиттера и коллектора на температурное поле термоэмиссионного твэла. — In Ргос. Eleventh Symposium on Space Nuclear Power and Propulsion. 9-13 января 1994 г. Альбукерк, Нью-Мексика, США, с. 1165 - 1170.

22.Щеглов A.C., Проселков В.Н. Влияние неосесимметричности системы топливо-оболочка на работоспособность твэла энергетических реакторов. — Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 5, с. 417 - 422.

23.Стефанова С. и др. (ИЯИЯЭ БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Моделирование поведения твэлов ВВЭР-440 при нормальных режимах работы с помощью программы PIN-micro. - IAEA-TECDOC-957, Water reactor fuel element modelling at high buraup and its experimental support, Proceedings of a Technical Committee Meeting held in Windermere, UK, 19 - 23 сентября 1994, с. 157 - 169.

24.Щеглов A.C. Влияние отклонений системы топливо-оболочка от модели сплошных коаксиальных цилиндров на параметры работоспособности твэла ВВЭР. - Труды международного семинара "WER Reactor Fuel Performance, Modelling and Experimental Support". 7-11 ноября 1994 г., Св. Константин, Болгария, с. 115-118.

25.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Панин М.В., Пыткин Ю.Н., Цыбуля В.А. Результаты расчётов твэлов ВВЭР-440 (3"г0 энергоблока Кольской АЭС) при высоких выгораниях. -В [24], С.131 - 136.

26.Стефанова С. и др. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. FUMEX, случаи 1, 2 и 3 расчётные пред-тестовые и пост-тестовые результаты. — В [24], с. 153-161.

27.Щеглов A.C., Сидоренко В.Д., Проселков В.Н. и др. Образование и развитие поверхностного слоя в топливном сердечнике ВВЭР-440. - Атомная Энергия, 1996, т. 80, вып. 3,с. 221 -223.

28.Проселков В.Н., Щеглов A.C., Уксов В.И. Влияние центрального отверстия в топливных таблетках на теплофизические характеристики твэлов ВВЭР. - Атомная Энергия, 1996, т. 80, вып. 4, с. 306 - 308.

29.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Смирнов В.П. и др. Результаты расчетного моделирования поведения твэлов ВВЭР-440 (3"и блок КолАЭС) по программе PIN-mod2. Препринт ИАЭ - 5982/4. 1996 г., 15 с.

30.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Смирнов A.B. и др. Моделирование поведения твэлов ВВЭР-440 при глубоких выгораниях (на примере 3~г0 энергоблока КолАЭС). -Атомная Энергия, 1996, т. 81, вып. 4, с. 254 - 261.

31.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Бибилашвили Ю.К. Обсуждение подхода к определению зависимости допустимых максимальных линейных тепловых нагрузок твэлов ВВЭР-440 от выгорания. - Труды 2"го международного семинара "WWER Reactor Fuel Performance, Modelling and Experimental Support". 21-25 апреля 1997, Саттдански, Болгария, с. 167— 173.

32.Щеглов A.C., Проселков В.Н. Некоторые результаты верификации программы PIN-mod2. — В [31], с. 174-176.

33.Щеглов A.C., Проселков В.Н. Методика и подход к вычислению зависимостей теплофизических характеристик твэла ВВЭР^40 от выгорания и линейной мощности. - Труды 7"го Симпозиума AER (Atomic Energy Research) on WER Reactor Physics and Reactor Safety. 23-26 сентября, 1997, Hornitz near Zittau, Germany, c. 749 - 758.

34.Щеглов A.C., Проселков B.H., Бибилашвили Ю.К., Медведев A.B., Новиков B.B. Откорректированная база данных по исходным характеристикам, истории облучения твэлов РК-198 и -222, облучавшихся на третьем блоке КолАЭС в течение 4"х и 5"™ лет и некоторые данные послереакторных исследований твэлов этих PK. — IAEA-OECD/NEA Data Bank. NEA-1532, Март 1999.

35.Щеглов A.C. Программа расчёта теплофизических характеристик поперечных сечений твэлов ВВЭР - TOPRA-s. Препринт РНЦ КИ № 6172/4. М., 2000, 56 с.

36.Щеглов A.C., Проселков В.Н., Сидоренко В.Д., Пассаж Г., Стефанова С., Харалампиева Ц., Пейчинов Ц. (ИЯИЯЭ, БАН). Сопоставление результатов расчётов теплофизических характеристик твэлов ВВЭР по программам TOPRA-s и TRANSURANUS. - Труды 10"го Симпозиума AER. Москва, 18-22 октября 2000 г., с. 133 - 146.

37.Бибилашвили Ю.К., Проселков В.Н., Щеглов A.C., Кузнецов В.Ф. Расчётное и экспериментальное подтверждение работоспособности топлива ВВЭР при высоких выгораниях. — В [36], с. 105 - 110.

38.Щеглов A.C. Программное средство TOPRA-s. Паспорт аттестации ПС в Ростехнадзоре № 126 от 12.04.2001, 5 с.

39.Проселков В.Н., Щеглов A.C., Смирнов A.B., Смирнов В.П. Особенности работы топлива при глубоких выгораниях. Труды 11"г0 Симпозиума AER. 24-28 сентября 2001 г. Csopak, Hungary, с. 597 - 609.

40.Щеглов A.C., Проселков В.Н. Комплекс программ для расчёта поведения твэлов ВВЭР при работе в нормальных условиях эксплуатации. Программа TOPRA-s. — Труды 4~и международной конференции «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», 1-5 октября 2001 г., Албена, Болгария, с. 220 - 228.

41.Проселков В.Н., Сапрыкин В.В., Щеглов A.C. Усовершенствованные топливные циклы и повышение выгорания топлива ВВЭР-440. - Труды 5"и международной конференции «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», 29 сентября - 3 октября 2003 г., Албена, Болгария, с. 43 - 51.

42.Пассаж Г., Стефанова С., Петков П. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Расчетное исследование температурных и геометрических характеристик топлива ВВЭР в АЭС «Козлодуй» при нормальных условиях эксплуатации для использования в нейтронно-физических расчётах. - В [41], с. 449 - 458.

43.Пассаж Г., Стефанова С. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Сравнительные расчёты и сопоставления по данным эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов ВВЭР-1000 FA-E0325, отработавшей 4 года на 1 блоке Запор АЭС до выгораний »49 МВтхсут/кги. - Труды 6"и международной конференции «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», 19-23 сентября 2005 г., Албена, Болгария, с. 355 — 364.

44.Пассаж Г., Стефанова С. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. A short note on preliminary comparative calculations of WWER and PWR type fuel rods. - В [43], с. 365 -371.

45.Пассаж Г., Стефанова С. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Comparison of the code predictions with PIE data for WAVER-1000 fuel rods, and comparative calculations of WWER and PWR type fuel rods. - In Proc. International Meeting on LWR fuel performance "Nuclear Fuel: Addressing the future" (TopFuel 2006), 22 - 26 Oct. 2006, Salamanca, Spain, c. 580-584.

46.Пассаж Г., Стефанова С., Петков П. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Расчетное исследование температурных и геометрических характеристик топлива ВВЭР на АЭС "Козлодуй" (Болгария) при нормальных условиях эксплуатации. - Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 5, с. 336 - 342.

47.Пассаж Г., Стефанова С. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов A.C., Проселков В.Н. Сопоставление результатов расчета и послереакторных исследований твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 49 МВт-сут/кг. -Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6, с. 413 - 420.

48.Пассаж Г., Стефанова С. (ИЯИЯЭ, БАН), Щеглов А.С., Проселков В.Н. Предварительные сравнительные расчеты характеристик работоспособности твэлов типа ВВЭР и PWR. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 15. Реакторные установки с ВВЭР. Подольск, 2006. с. 81 - 87.

49.Щеглов А.С., Проселков В.Н. Расчетные исследования по удлинению оболочек твэлов ВВЭР. - Труды 7"и Международной конференции "WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support", 17 - 21 сентября 2007, Албена, Болгария, с. 357 - 360.

Автор выражает глубокую признательность своему научному руководителю В.Н. Проселкову за постоянное внимание, ценные советы и критические замечания, учтенные в работе, благодарит сотрудников ИЯР РНЦ «КИ»: В. А. Хамазу за помощь в программировании ряда моделей программ (прежде всего - блока расчета теплоотдачи от оболочки к теплоносителю) и в оформлении результатов расчетов, В.В.Сапрыкина, С.С. Алешина и Е.И. Спиркина - за предоставленные данные нейтронно-физических расчетов, необходимых для расчета твэлов, В.Д. Сидоренко и С.Н. Болыпагина за проведенные расчеты распределений энерговыделения и выгорания по радиусу топлива и консультации по нейтронно-физическим вопросам, В.М. Цветкова - за предоставленные данные по нейтронным потокам, В.В. Ткачева и К.К. Желтухина - за разработку механического блока программы TOPRA-2 и консультации по тестированию программы, Г.А. Богачева - за предоставленные данные расчетов по энерговыделению при зазоре в столбе топлива, А.Н. Новикова - за ценные советы по представлению результатов расчетов, A.A. Прошкина и A.A. Шестопалова - за помощь при ознакомлении с программами расчета твэла, Г.Л. Лунина, М.П. Лизоркина, Ю.М. Семченкова - за общее руководство и ведение данного направления работ и др.; сотрудников ИРТМ РНЦ «КИ» [П.Н. Стрижова| и В.В. Яковлева -за помощь в освоении программы PIN-04M(PIN-micro) и предоставленные данные для верификации программ; сотрудников МИФИ В.М. Щавелина и Г.А. Сарычева - за ценные советы по организации научной работы (в бытность автора в МИФИ в качестве дипломника, стажера-исследователя и аспиранта) и помощь в разработке модели взаимодействия шероховатых поверхностей, Н.П. Киселёва и др. — за помощь в анализе используемой модели выхода ГПД, И.А. Тутнова, B.C. Харитонова и Б.Е. Шумского - за ценные советы по представлению материалов диссертации; сотрудников НИИАР A.B. Смирнова и В.П. Смирнова за помощь в анализе данных послереакторных исследований и экспериментов; сотрудников ВНИИНМ Ю.К. Бибилашвили и B.C. Ямникова за помощь при сопоставительных расчетах; сотрудников ОКБ ГП Ю.А. Ананьева и др. за предоставленные расчетные данные по историям мощности твэлов; сотрудников НЗХК A.A. Енина, О.П. Яковенко, Ю.В. Безбородова и др. за работы по измерению параметров твэлов ВВЭР-1000; сотрудников ИЯИЯЭ Болгарской АН: С. Стефанову и Г. Пассажа за долголетнее сотрудничество, оказанное содействие и предоставление возможности сопоставления результатов расчетов по программе TOPRA-s с результатами по программе TRANSURANUS, П. Петкова - за предоставленные данные по нейтронным потокам,

Д. Еленкова| и С. Боневу за предоставленные данные расчетов по удлинению твэлов ВВЭР; сотрудника IFE OECD Halden Reactor Project, Норвегия, Б.Ю. Волкова за консультации по экспериментам IFA-503.1&2; сотрудников ITU (Германия) Paul-van Uffeien'a и К. Lassman'a за консультации по моделированию выхода ГПД.

Объем и структура диссертации. Диссертация изложена на 134 страницах, включая 46 рисунков и 6 таблиц, а также список использованных источников из 117 публикаций. Работа состоит из введения, 5"™ глав и заключения.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Щеглов, Александр Степанович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Разработана методика и математическая модель расчета температурного поля в поперечном сечении твэла ВВЭР с учетом всех процессов, происходящих в твэле и влияющих на температуры. Методика и модель реализованы в виде ПС ТОРИА-я.

2. Программа ТОРИА-^ верифицирована, аттестована Ростехнадзором и введена в состав комплексов программ:

• проектно-эксплуатационного - «КАСКАД», который используется в РНЦ «КИ», проектных организациях (ОКБ ГП, ВНИИАЭС, ОКБМ) и на атомных электростанциях в России и за рубежом (Украина, Китай, Болгария, передан в Индию) для решения вопросов оптимизации и выбора топливных циклов реакторов ВВЭР и

• комплекса, разработанного на базе нейтронно-физической программы БИПР-8А, предназначенной для уточненного нейтронно-физического расчета активных зон реакторов ВВЭР, и теплогидравлической программы ТШЖМАЬРО"\\ГЕК.

3. Результаты расчетов по программе ТОРИА-в используются при расчетах нейтронно-физических характеристик активной зоны по ПС БИПР-7А и выхода радиационных продуктов деления под оболочку твэлов ВВЭР.

4. На основе метода конечных элементов разработаны программы (г-г-расчет) и МКК (х-у), предназначенные для стационарного двумерного расчета температур отдельных участков твэла энергетического реактора. Программы верифицированы.

5. По программам МБ^ и МКК оценены влияния на температурное поле локальных участков твэла ВВЭР эксцентричного расположения топлива и оболочки, овальности оболочки, неосесимметричности объемного энерговыделения, скола на топливной таблетке, попадания в топливный столб таблетки повышенного обогащения, зазора в столбе топлива.

6. По программе МВ£ получены значения увеличения локального теплового потока с оболочки твэла ВВЭР при зазоре в топливном столбе, которые используются при расчетах коэффициентов запаса на линейную мощность твэлов для всех реакторов с топливом ВВЭР, в том числе и проектируемых: ВВЭР-1500 и ВВЭР-1200.

7. Проведены усовершенствования методик и моделей программы РГМ-04М (РШ-ппсго). Разработанная программа РШ-тос12/ТОРКА верифицирована и передана в ОФАП-ЯР.

8. Усовершенствованная программа TOPRA-2, в которую был введён блок учета термомеханики, тестирована, верифицирована, передана в ОФАП-ЯР и на аттестацию в НТЦ ЯРБ. Программы TOPRA и TOPRA-2 предназначены для моделирования параметров твэла ВВЭР в режимах нормальной эксплуатации. При использовании программ проводились:

• обоснование работоспособности твэлов ВВЭР по теплофизическим параметрам в различных вариантах топливных циклов АЭС с ВВЭР-440: «Пакш», «Ловииза», «Дукованы», Ровенская, Кольская и ВВЭР-1000: Запорожская и Калининская;

• обоснование увеличения назначенного срока службы PK и TBC АРК ВВЭР-440;

• анализ поведения твэлов 3"г0 поколения ВВЭР-440 с различными параметрами таблеток и оболочек и оптимизация давления заполнения гелием;

• подготовка исходных данных для расчёта поведения твэла ВВЭР-440 в реактивностных авариях;

• показ возможности использования твэлов ВВЭР без центрального отверстия,

9. Предложена методика построения зависимости допустимых максимальных линейных мощностей твэлов ВВЭР-440 от выгорания. По этой методике получен вариант такой зависимости.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Щеглов, Александр Степанович, 2008 год

1. Щеглов A.C., Проселков В.Н., Смирнов A.B. и др. Моделирование поведения твэлов ВВЭР-440 при глубоких выгораниях (на примере 3"г0 энергоблока Кол АЭС). -Атомная Энергия, 1996, т. 81, вып. 4, с. 254-261.

2. Щеглов A.C. Влияние зазора между таблетками топлива на температурное поле в твэле. Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 2, с. 159-161.

3. Щеглов A.C., Проселков В.Н., Бибилашвили Ю.К. Обсуждение подхода к определению зависимости допустимых максимальных линейных тепловых нагрузок твэлов ВВЭР-440 от выгорания. В 1. (1997 г.), с. 167-173.

4. Щеглов A.C. Программа расчёта теплофизических характеристик поперечных сечений твэлов ВВЭР TOPRA-s. Препринт РНЦ КИ № 6172/4. М., 2000, 56 с.

5. Щеглов A.C. Программное средство TOPRA-s. Паспорт аттестации ПС № 126 от 12.04.2001, 5 с.

6. Ross A., Stoute R. Heat Transfer Coefficient between U02 and Zircalloy-2. AECL-1552, 1962.

7. Щеглов A.C. Методика расчета термической проводимости контакта топлива и оболочки твэла (обзор). Атомная техника за рубежом. 1988, № 8, с. 9-15.

8. Цеденберг Н.В. Теплопроводность газов и жидкостей. М.: Госэнергоиздат, 1963.

9. Шашков А. Г., Абраменко Т.Н. Теплопроводность газовых смесей. М.: Энергия, 1970.

10. Ubiseh Н. е.а. In: Proc. II Intern. Conf. V. 7. Geneva, 1958, p. 697.

11. Ямников B.C., Маланченко JI. Л. Теплопроводность газовой смеси под оболочкой твэла и ее изменение в процессе выгорания. Атомная энергия, 1977, т. 42, вып. 4, с. 322.

12. Варгафтик Н.Б., Филиппов Л.П., Тарзиманов A.A., Тоцкий Е.Е. Справочник по теплопроводности жидкостей и газов. М.: Энергоатомиздат, 1990.

13. Варгафтик Н.Б., Филиппов Л.П., Тарзиманов A.A., Тоцкий Е.Е. Теплопроводность жидкостей и газов. Справочные данные. М.: Изд-во стандартов, 1978.

14. Таблицы физических величин. Справочник. Под ред. акад. И. К. Кикоина. М.: Атомиздат, 1976.

15. SCDAP/RELAP5/MOD3/ Code Manual MATPRO A Library of Materials Properties for LWR, NUREG/CR-6150, June 1995.

16. Горский B.B. Уран-гадолиниевое оксидное топливо. 4.1 Основные свойства Gd203 и U02-Gd203. - Атомная Техника за рубежом. 1989, № 2, с. 3-11.

17. Solonin М., Bibilashvili Yu., Ioltoukhovsky А. е.а. WWER Fuel Performance and Material Development for Extended Burnup in Russia. В 1. (1997 г.), с. 48-57.

18. Щеглов A.C. Влияние эксцентриситета топлива и оболочки, овальности оболочки и скола таблетки топлива на температурное поле в твэле. Атомная энергия, 1989, т. 67, вып. 3, с. 204-207.

19. Колядин В.И. и др. Теплопроводность двуокиси урана. Атомная энергия, 1974, т. 36, вып. 1, с. 59.

20. Lucuta P.G. et.al. J.Nucl.Mater., v. 188, с. 198-204, (1992).

21. Горский B.B. Уран-гадолиниевое оксидное топливо. Ч. 2- теплофизические свойства U02-Gd203 и методы их измерений. Атомная Техника за рубежом. 1989, № 3, с. 6-15.

22. Расчётная программа СТАРТ-3. Паспорт аттестации ПС № 76 от 22.09.97.

23. Щеглов А.С., Проселков В.Н., Бибилашвили Ю.К. и др. Теплофизические характеристики твэла ВВЭР-1000 5"го энергоблока Нововоронежской АЭС. Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 5, с. 450-452.

24. Экспериментальная программа СОФИТ, проведённая в Курчатовском Институте, Москва. Данные ИАЭ и IVO (Финляндия), переданные в NEA DATA BANK. 21.2.1996. (см. 32.).

25. Losonen P., Lassman К., Van de Laar J. TRANSURANUS Calculation on Experimental WWER Fuel Rods. В 1. (1997 г.), с. 156- 161.

26. Medvedev A., Bibilashvili Yu., Bogatyr S., Hvostov G. Modelling of WER-1000 Fuel: State and Prospects. В 23. (1994 г), с. 163-171.

27. Стефанова С. и др. (Болгария), Щеглов А.С., Проселков В.Н. FUMEX, случаи 1, 2 и 3 расчётные пред-тестовые и пост-тестовые результаты. — В 23. (1994 г.), с. 153-161.

28. Devoid Н., Lemehov S.E. In-Pile Comparative Test of Thermal and Mechanical Behaviour of PWR/WWER Fuel. В 1. (1997 г.), с. 234-239

29. Volkov В., Tverberg T. Irradiation performance of modified WWER fuel compared with typical PWR fuel in the Halden reactor test. В 1. (1997 г.), с. 186- 196.

30. Lassmann К. TRANSURANUS, A Fuel Rod Analysis Code Ready for Use. Journal of Nuclear Materials, 1992, 188, c. 295-302.

31. Программа БИПР-7А (версия 1.4). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 190 от 03.03.2005. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, М., 2005.

32. Щеглов A.C. MRZ программа расчета температурного поля локальных участков твэла в (r-z) -геометрии. Препринт ИАЭ-5119/4. М., 1990, 20 с.

33. Кузнецов A.B., Бибилашвили Ю.К., Ямников B.C., Нечаев С.Ю. Конечно-элементная методика для расчета температурных полей в локальных участках конструкции твэла. -Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Атомное материаловедение, 1988, вып. 2, с. 25-33.

34. Зенкевич O.K. Метод конечных элементов в технике. М.: Мир, 1975 г. 541 с.

35. Сегерлинд Д. Применение метода конечных элементов. М.: Мир, 1979 г.

36. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. 2"е изд. М.: Энергоатомиздат, 1984. 736 с.

37. Тихонов А.Н., Самарский A.A. Уравнения математической физики. М.: Наука, 1972/ 735 с.

38. Волощенко A.M., Швецов A.B. КАСКАД-С-1.5 программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в двумерной геометрии. Инструкция для пользователя. ИПМ РАН, М., 1998.

39. Бояршинов C.B. Основы строительной механики машин. М.: Машиностроение, 1973, 456 с, с. 77-79.

40. Демидов С.П. Теория упругости. М.: Высшая школа, 1979. 432 с, с. 260.

41. Щеглов A.C., Проселков В.Н. Влияние центрального отверстия на максимальную температуру в топливе при неосесимметричности системы топливо-оболочка твэла. -Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 1, с. 70 71.

42. Синявский В.В., Щеглов A.C., Allen D. Влияние неосесимметричности системы эмиттер-коллектор на температурное поле термоэмиссионного твэла. — Атомная энергия, 1993, т. 75, вып. 1, с. 72-75 .

43. Щеглов A.C., Проселков В.Н. Влияние неосесимметричности системы топливо-оболочка на работоспособность твэла энергетических реакторов. Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 5, с. 417-422.

44. Синявский В.В. Методы определения характеристик термоэмиссионных твэлов. М.: Энергоатомиздаг, 1990, 186 с.

45. Коноплев A.A., Юдицкий В.Д., Пущина Л.И. Эмпирический метод расчета вольт-амперных характеристик ТЭП. Журнал техн. Физики, 1975, т. 13, № 1, с. 171 - 175.

46. Тепловыделение в ядерном реакторе. Под ред. H.H. Пономарева-Степного. М.: Энергоатомиздат, 1985, 160. с.

47. Щеглов A.C. Влияние растрескивания .топлива на температурное поле в твэле энергетического реактора. Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 2, с. 158 -161.

48. Проселков В.Н., Щеглов A.C., Смирнов A.B., Смирнов В.П. Особенности работы топлива при глубоких выгораниях. In: Proc. of 11 Symposium of AER. 24-28 Sept. 2001. Csopak, Hungary, c. 597-609.

49. Pazdera F., Valach M., Strijov P. e.a., User's guide for the computer code PIN-micro. UJV 9515-T, NRI REez, CSFR, November 1991. 25 p. NEA-DATA Bank.

50. Beyer C.E. e.a. GAPCON-THERMAL-2: A computer program for calculating the thermal behavior of the oxide fuel rod. BNWL-1898, 1975.

51. Щеглов A.C., Проселков B.H., Панин M.B. и др. Результаты расчётов твэлов ВВЭР-440 (3"го энергоблока Кольской АЭС) при высоких выгораниях. В 23. (1994 г.), с. 131136.

52. Щеглов А.С., Проселков В.Н. Некоторые результаты верификации программы PIN-mod2. В 1. (1997 г.), с. 174-176.

53. Пассаж Г., Стефанова С. (Болгария), Щеглов А.С., Проселков В.Н. Сопоставление результатов расчета и послереакторных исследований твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 49 МВт-сут/кг. Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6, с. 413-420.

54. Проселков B.H., Сапрыкин B.B., Щеглов A.C. Усовершенствованные топливные циклы и повышение выгорания топлива ВВЭР-440. В 40. (2003 г.), с. 43 - 51.

55. Проселков В.Н., Щеглов А.С., Уксов В.И. Влияние центрального отверстия в топливных таблетках на теплофизические характеристики твэлов ВВЭР. Атомная Энергия, 1996, т. 80, вып. 4, с. 306 - 308.

56. Losonen P. WER Fuel Performance, Development, QA and Future Prospects at Loviisa NPS. В 23. (1994 г), с. 33-38.

57. Гончаров В.В. и др. Испытания в реакторе MP опытных твэлов ВВЭР-1000. — Атомная Энергия, 1987, т. 62, вып. 5, с. 312-317.

58. Тутнов Ан.А., Тутнов А.А., Ульянов А.И. Методика математического моделирования теплофизических, прочностных и надёжностных характеристик твэлов энергетических реакторов. Препринт РНЦ КИ, № ИАЭ 5679/4, Москва, 1993.

59. Kelppe S., Terasvirta R., Pihlatie M. WWER fuel performance update and recent modelling efforts in Finland. -B 67. (2005 г.), с. 316 322.

60. Kolstad, Vitanza C. Fuel rod and core materials investigations related to LWR extended burnup operation. J. Nucl. Mater. 188 (1992), p. 104-112.

61. Малинин H.H. Прикладная теория пластичности и ползучести. Москва, Машиностроение, 1975,

62. Тутнов А.А. Методы расчёта работоспособности элементов конструкций ядерных реакторов. Москва, Энергоиздат, 1987.

63. Галин Н.М., Кириллов П.Л. Тепло-массообмен (в ядерной энергетике). М.: Энергоатомиздат, 1987.

64. Вукалович М.П., Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. М.: Изд-во Стандартов, 1969.

65. Сидоренко В.Д., Щеглов А.С. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР, влияющие на работоспособность твэлов. — Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 6, с. 533-535.

66. Щеглов А.С., Сидоренко В.Д., Проселков В.Н. и др. Образование и развитие поверхностного слоя в топливном сердечнике ВВЭР-440. Атомная Энергия, 1996, т. 80, вып. 3, с. 221 - 223.

67. Wesman J., MacDonald Р.Е., Miller A.I., Ferrari H.M. Fission gas release from U02 fuel rods with time varying power histories. Trans. Amer. Nucl. Soc., 1969, v. 12, p. 900 - 901.

68. Захарко Ю.А., Прошкин A.A., Шестопалов А.А. Количественно-вероятностный анализ поведения твлов ВВЭР. Атомная Энергия, 1990, т. 68, вып. 3, с. 176 - 181.

69. Strijov P. е.а. An improved version of the PIN code and its verification. IAEA Technical Committee Meeting on Water Reactor Fuel Element Computer Modelling in Steady-State, Transient and Accident Conditions. Preston, England, 19-22 September 1988.

70. Стрижов П.Н., Яковлев B.B., Фадин С.Ю и др. Код PIN-04M и проверка его предсказательной способности. В 44. (1988 г.), с. 39-43.

71. Ainscough J.B., Oldfield B.W., Ware J.O. J. Nucl. Mater., 49 (1973/1974), p. 117-128.

72. Rest J., Zawadzki S.A. FASTGRASS: A Mechanistic Model for the Prediction of Xe, I, Cs, Те, Ba, and Sr Release from Nuclear Fuel under Normal and Severe Accident Condition. NUREG/CR-5840 ANL-92/3, September 1992.

73. Schubert A., van de Laar J., Elenkov D. Recent developments of the statistics version of TRANSURANUS application for WWER fuel. - В 9. (2001 г.), с. 293 - 298.

74. Канатов Б.А., Амосов С.В., Лядов Г.Д. и др. Изменения геометрических параметров высоко выгоревших твэлов ВВЭР при нормальной работе и испытаниях в режимах с резкими скачками мощностей. — В 9. (2001 г.), с. 88 104.

75. Маланченко Л. Л., Ямников В. С. Атомная энергия, 1980, т. 48, вып. 4, с. 264.

76. Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v.22, p.523.

77. Lassmann K, Blank H. Modelling of fuel rod behaviour and recent advances of the TRANSURANUS code. Nucl. Engineering and Design 106 (1988), c. 291-313.

78. Jankus V.Z., Weeks R.W. LIFE-2 a computer analysis of fast-reactor fuel-element behaviour as a function of reactor operating history. - Nucl. Engn. Des. 18 (1972), c. 83-96.

79. Бибилашвили Ю.К., Годин Ю.Г., Кулешов A.B. и др. Исследование теплофизических и механических свойств уран-гадолиниевого оксидного топлива. Препринт РНЦ КИ ИАЭ-6138/11. М., 1999 г.

80. IgataN., Domoto К. J. Nucl. Mater., 1972/73, v. 45, p. 317.

81. Подпрограмма FCREEP, MATPRO (глава 7), запрограммированная S.C.Olsen'oM в ноябре 1974 г.

82. Shestopalov A., Lioutov К., Yegorova L. e.a. Modification of USNRC's FRAP-T6 Fuel Rod Transient Code for High Burnup VVER Fuel. NUREG/IA-0164. May 1999.

83. Mikitiouk K., Shestopalov A., Lioutov K. e.a. Modification of IPSN's SCANAIR Fuel Rod Transient Code for High Burnup VVER Fuel. NUREG/IA-0165. May 1999.

84. Волков Б.Ю., Викторов В.Ф., Платонов П.А., Рязанцева A.B. Библиотека подпрограмм физико-механических свойств оболочек твэлов из сплава Н-1. Препринт РНЦ КИ ИАЭ-4941/11. М., 1989 г.

85. Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. Препринт НИИАР. 1996 г.

86. Strizhov P., Volkov В. Integration of PIN and FRASM codes for improved WWER fuel simulation under operational and accident conditions. В 35. (1999 г.), с. 207-220.

87. Феодосьев В.И. Сопротивление материалов. М.: Наука, 1979, 560 с.

88. Жителев В.А., Канашов Б.А. и др. Изменение геометрических параметров твэлов водо-водяных энергетических реакторов при эксплуатации при выгорании 50 МВтхсут/кг урана. Препринт НИИАР-4(859). 1997 г, 20 с.

89. Markov D., Rogozyanov A., Polenok V. е.а. Change of WWER-440 Fuel Rod Geometry under Operation up to 65 MWd/kgU Fuel Burnup. В 67. (2005 г.), с. 222 - 230.

90. Database for FA E0325 irradiated at the first Unit of Zaporozskaya (Zaporozhye) NPP, WWER-1000, 1988-1994. Prepared by D.V. Elenkov, April 2002. Reviewed by J. Anthony Turnbull and Grigori Khvostov, October 2004, NEA DATA Bank.

91. Щеглов A.C., Проселков B.H., Енин А.А. Результаты статистической обработки конструктивных и технологических параметров твэла реактора ВВЭР-1000. Препринт ИАЭ-5334/4. М., 1991 г, 19 с.

92. Щеглов А.С., Проселков В.Н., Енин А.А. Статистическая обработка конструкционных и технологических параметров твэла ВВЭР-1000. Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 6, с. 503-506.

93. Vollcov В., Kolstad Е. Review of WWER fuel and material tests in the Halden reactor. В 67. (2005 г.), с. 214-221.

94. Volkov В. Investigation of large grain and Gd-doped WER fuel behaviour at BOL in the Halden reactor. Труды 7"й Международной конференции "WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support", 17-21 сентября 2007, Албена, Болгария, с. 294301.

95. Likhanslcii V.V., I.A. Evdokimov I.A., Sorokin A.A. e.a. Development of Expert System for Failed Fuel Diagnosis under WWER Operation Conditions. В 68. (2006 г.), с. 472476.

96. Strijov P., Valach M. Description of the PIN-micro Innovation to the PINw99 code. UJV Draft-T,M, NRI Rez pic, August 1999.

97. Zymak J., Valach M., Miasnikov A. Results of first step in the development of PIN2FRAS computer code coupling, NRI Rez pic. В 40. (2003 г.), с. 382-384.

98. Van Uffelen P., Bmynooghe C., Gyori Cs. e. a. Status and Perspectives of Fuel Performance Modelling at the Institute for Transuranium Elements. - В 67. (2005 г.), с. 291-307.

99. Аттестовать бессрочно. приложение на 4 стр.председатель советапо аттестации пс О. М. Ковалеви^мп.секретарь совета1. И. Р. Уголева Jicp^'

100. Федеральное государственное учреященка Российский научгссьЕЙ Едекхр «Курчатов сккй вгжстжтзт» (РНЦ «Курчатовский кнсгатут»)

101. Пл. академика Курчатова, д. 1, Москва, 123182 www.kiae.ru ОКПО 08624243, ОГРН 1027739576006 ИНН/КПП 7734111035/7734010011. На №

102. УТВЕРЖДАЮ: Первый заместитель Директора РНЦ «Курчатовский институт»д.т.н. Я.И. Штромбах5ря 2008 г.1. АКТ

103. О внедрении результатов диссертации

104. Семченков Ю.М. Лгооркин М.П.1. Марков A.B.параметров твэла ВВЭР». Директор ИЯР

105. Начальник отдела физики ВВЭР

106. Руководитель работ по внедрению комплекса программ КАСКАД, с.н.с.

107. Федеральное государственное учреэздекне1. АКТ

108. О внедрении результатов диссертации

109. Полученный программный комплекс используется для выполнения стационарных и квазистационарных сопряженных расчетов теплогидравлических и нейтронно-физических параметров активной зоны и реакторной установки.

110. Начальник отдела физики ВВЭР

111. Семченков Ю.М. Лизоркин М.П.

112. Федеральное государственное у^зрезвдекпе

113. Россжйскжй нау^шьЕЙ щеЕггркурчатов сккй еевгстшгуг» (РНЦ «Курчатовский ^нстгггут»)

114. Шх. академика Курчатова, д. 1, Москва, 12 . www.kiae.ru ОКПО 08624243, ОГРН 1027739576006 ИНН/КПП 7734111035/7734010011. Ks

115. УТВЕРЖДАЮ: заместитель Директора «Курчатовский институт»т.н. Я.И. Штромбах2008 г.1. На №1. АКТ

116. О внедрении результатов диссертации

117. Полученные значения инженерных коэффициентов запаса используются при обосновании безопасной эксплуатации твэлов во всех реакторах с топливом ВВЭР, в том числе и проектируемых.

118. Начальник отдела физики ВВЭР Начальник лаборатории ОФ ВВЭР Начальник лаборатории ОАБ ВВЭР

119. Семченков Ю.М. Лизоркин М.П. Шишков JI.K. Королев Б.А.1. КОРПОРАЦИЯ1. УЖ7- ТВ- . ;.

120. ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "ТБ£Л"1. Häföот1. УТВЕРЖДАЮ1. Випе-президбщ' ОАО «ТВЭЛ»ренюк1. АКТ

121. О внедрении результатов диссертации

122. Г л авный специ аяист ОАО «ТВЭЛ»с*Ы /—-.-—--sgJr 115^09, Москва, Каширское ш„ г-¿5, тег.: {<95) 955 5202. факс.: (4Э5) 988 E3S3, е-глаЯ: [e-mail], uv/v.'.tvsl.ru