Решение задач повышения безопасности и сопровождения эксплуатации реакторов РБМК тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Дружинин, Владимир Евгеньевич

• Дружинин, Владимир Евгеньевич
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Дружинин, Владимир Евгеньевич

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

Общая характеристика работы

Основные задачи сопровождения эксплуатации РБМК

Нейтронно-физические коды, используемые для подготовки обоснований

безопасности и сопровождения эксплуатации

1 Реализация мероприятий по повышению безопасности и улучшению НФХ РБМК-1000

1.1 Основные мероприятия по повышению безопасности РБМК-1 ООО и их влияние на НФХ

1.1.1 Первоочередные мероприятия по повышению безопасности

1.1.2 Снижение эффекта обезвоживания КОСУ3

1.1.3 Перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо

1.1.4 Модернизация спецсистем с внедрением КСКУЗ

1.1.5 Восстановление ресурсных характеристик графитовой кладки

1.2 Сопровождение внедрения мероприятий по повышению безопасности

1.2.1 Подготовка и реализации мероприятий по улучшению НФХ

1.2.2 Сопровождение мероприятий по снижению эффекта обезвоживания КОСУЗ

1.2.3 Обеспечение ядерной безопасности и сопровождение внедрения КСКУЗ

1.2.4 Обоснование перегрузок топлива при контроле и замене ТК

1.3 Обеспечение контроля НФХ на этапах повышения безопасности

1.4 Разработка и внедрение методики планирования перегрузок ТК

1.4.1 Постановка задачи

1.4.2 Формирование списка каналов на перегрузку

1.4.3 Формирование последовательности перегрузок ТК

1.4.4 Ограничения и критерии приемлемости перегрузок

1.4.5 Пакет прикладных программ моделирования перегрузок

1.4.6 Результаты расчетных исследований по планированию перегрузок

1.5 Выводы к главе 1

2 Повышение точности расчетов НФХ за счет использования прецизионных

расчетных кодов

2.1 Комплекс работ по внедрению прецизионного кода MCU в практику

эксплуатационных расчетов

2.2 Результаты применения кода MCU для эксплуатационных расчетов

2.2.1 Результаты расчетов ячеек и полиячеек

2.2.2 Результаты применения MCU для расчетов НФХ и РЭ полномасштабных загрузок

2.3 Выводы к главе 2

3 Разработка и внедрение расчетно-информационных систем сопровождения и поддержки эксплуатации

3.1 Локальная сеть верхнего уровня системы СКАЛА

3.2 Система удаленного доступа к информационным системам поддержки

операторов

3.3 Система архивации технологических параметров РБМК-1 ООО

3.4 Комплекс программ верхнего уровня ИИС «Скала-микро»

3.5 Выводы к главе 3

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Сокращения и обозначения

Список таблиц

Список рисунков

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Приложение А. Акты о внедрениии результатов диссертационной работы и

премке систем в эксплуатацию

Приложение Б. Список научных трудов по теме диссертации

Приложение В. Обзор пакета прикладных программ MCU

Приложение Г. Таблицы и графики изменения нейтронно-физических

характеристик и технологических параметров РБМК-1000

Приложение Д. Пакет прикладных программ моделирования перегрузок топлива

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Решение задач повышения безопасности и сопровождения эксплуатации реакторов РБМК»

ВВЕДЕНИЕ

Общая характеристика работы

Актуальность работы

Установленная мощность реакторов РБМК-1000 в настоящее время составляет 11 ГВт. В 2013 г. на энергоблоках Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС было выработано 62 643,3 млн. кВт-ч электроэнергии, что составляет 36,4 % энергии, выработанной на АЭС России. Несмотря на то, что в связи с радиационными повреждениями графитовой кладки реакторы РБМК вступили в завершающую фазу эксплуатации, они продолжают играть важнейшую роль в производстве энергии на АЭС. После аварии на Чернобыльской АЭС на РБМК был реализован комплекс мероприятий по повышению безопасности. Для их разработки и выполнения потребовался большой объем расчетных исследований по подготовке обоснований безопасности, сопровождению внедрения новых элементов конструкции активных зон, улучшению, повышению точности расчетов и обеспечению контроля НФХ, совершенствованию режимов эксплуатации.

Актуальность представленной работы заключается в том, что ее результаты, направленные на улучшение, повышение точности расчетов и контроля НФХ, разработку расчетно-информационных систем, внедрены на АЭС с РБМК и внесли конкретный вклад в обеспечение эксплуатации и повышение их безопасности.

Цель работы

Повышение безопасности, улучшение и повышение точности контроля нейтронно-физических характеристик и поддержка эксплуатации АЭС с РБМК. Для достижения поставленной цели решены следующие задачи.

1. Обоснование и сопровождение внедрения мероприятий по повышению безопасности и обеспечение контроля НФХ при их реализации.

2. Разработка и обоснование методики планирования перегрузок топлива.

3. Повышение точности расчетов НФХ за счет адаптации и внедрение

прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов РБМК.

4. Разработка и внедрение расчетно-информационных систем сопровождения и поддержки эксплуатации.

5. Подготовка руководящих и методических документов по эксплуатации.

Направления исследований

Расчеты НФХ по инженерным и прецизионным кодам, анализ НФХ, разработка и внедрение расчетно-информационных систем.

Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов

Для решения задач использовались численные методы решения уравнения переноса нейтронов и математическое моделирование с использованием верифицированных и аттестованных инженерных и прецизионных расчетных кодов. Достоверность результатов обеспечена выбором методик проведения исследований, подтверждается данными измерений и прецизионных расчетов, опытом эксплуатации реакторов и результатами приемочных испытаний разработанных систем.

Научна новизна

Разработаны расчетные модели, схемы и способы расчетов НФХ, использованные для обоснования и внедрения мероприятий по повышению безопасности, разработки и внедрения методики планирования перегрузок топлива и обеспечения комплексного анализа и контроля изменения НФХ.

Впервые реализован систематический неоперативный и оперативный расчетный контроль НФХ энергоблоков Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС.

Впервые выполнен комплекс работ по внедрению в практику расчетного сопровождения эксплуатации РБМК прецизионных кодов, основанных на методе Монте-Карло, направленный на повышение точности расчетов НФХ, подготовку библиотек нейтронно-физических констант и верификацию расчетных кодов комплекса ЭНЕРГИЯ.

С использованием современных расчетных кодов, средств автоматизации подготовки и визуализации информации разработан и впервые внедрен на АЭС

ряд принципиально новых расчетно-информационных систем сопровождения и поддержки эксплуатации РБМК.

Новизна предложенных технических решений подтверждена 4 патентами.

Практическая значимость

Результаты расчетных исследований, разработанные модели расчетов НФХ, расчетные обоснования, рекомендации, методические и руководящие документы использованы на АЭС с РБМК-1000 для обеспечения эксплуатации, повышения ядерной безопасности, улучшения топливоиспользования, обеспечения проведения ремонтов с заменой технологических каналов и модернизации систем, важных для безопасности [1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8].

Разработанная система расчетного контроля НФХ обеспечивает подготовку рекомендаций и поддержание НФХ в установленных пределах на 11 энергоблоках РБМК. В соответствии с требованиями ряда РД [9, 10, 11, 12] с использованием системы решается отраслевая задача «по обеспечению действенного контроля и сопровождения ядерной безопасности» эксплуатации РБМК-1000.

Планирование перегрузок топлива на АЭС с РБМК осуществляется с использованием «Типовой методики планирования перегрузок на АЭС с реакторами РБМК-1000» [10, 13] и расчетных рекомендаций, подготовленных в результате выполнения работы.

В практику эксплуатационных расчетов РБМК внедрен пакет прецизионных программ МСЦ, который используется для расчетов расширенного набора функционалов реакторов, подготовки библиотек нейтронно-физических констант и верификации инженерных расчетных кодов [14, 15, 16].

С использованием разработанных расчетно-информационных систем поддержки и сопровождения эксплуатации выполняются расчеты технологических параметров, осуществляется информационная поддержка операторов, персонала АЭС, Кризисного центра ОАО «Концерн Росэнергоатом» и Центров технической поддержки, проводится формирование

архива технологических параметров РБМК [17, 18, 19, 20, 21, 22].

Разработанные автором совместно с коллегами методические и руководящие документы в [12, 13, 23, 24, 25, 26, 27] ведены в действие и определяют на АЭС номенклатуру нейтронно-физических расчетов по сопровождению эксплуатации РБМК, порядок подготовки и передачи данных о состоянии реакторов, порядок внедрения на АЭС нейтронно-физических программ, порядок контроля и эксплуатационные пределы НФХ, порядок подготовки и аттестации персонала, выполняющего нейтронно-физические расчеты.

Акты о внедрении результатов диссертационной работы приведены в приложении А.

Основные положения, выносимые на защиту

Результаты расчетных исследований и подготовленные с их использованием обоснования безопасности, технические решения, программы ядерно-опасных работ и рекомендации по повышению ядерной безопасности, улучшению НФХ и обеспечению эксплуатации РБМК-1000.

Результаты работ по организации и обеспечению расчетного контроля НФХ РБМК-1000, направленные на поддержание НФХ в установленных пределах.

Результаты разработки и обоснования методики планирования перегрузок топлива на АЭС с РБМК в условиях перехода на уран-эрбиевое топливо и КРО.

Результаты работ по адаптации и внедрению в практику эксплуатационных расчетов РБМК прецизионных кодов для расчетов НФХ, подготовки константного обеспечения и верификации инженерных расчетных кодов.

Результаты разработки и внедрения систем расчетно-информационной поддержки и сопровождения эксплуатации РБМК.

Апробация работы

Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, семинарах и совещаниях: Всесоюзные и международные

семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ «Волга», 1989, 1993, 1995, 1998, 2000, 2006, 2008, 2010, 2012 г.г.); IV, V, VII, VIII и IX Международные научно-технические конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (ОАО «Концерн Росэнергоатом», 2004, 2006, 2010, 2012, 2014 г.г.); Межведомственные семинары «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТРОНИКА», (ГНЦ РФ-ФЭИ, 2005, 2011, 2012 г.г.); Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» (ФГУП НИКИЭТ, Москва-Курчатов, 2004 г.); Научная сессия МИФИ (НИЯУ МИФИ, 2004, 2013 г.г.).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 50 работ в научных журналах и сборниках трудов Международных и Российских конференций, совещаний и семинаров, в том числе 12 статей в реферируемых изданиях из перечня ВАК РФ и 4 патента (список научных работ приведен в приложении Б).

Личный вклад автора

При непосредственном участии и лично автором в качестве исполнителя и руководителя работ:

- разработаны расчетные модели, проведены расчеты НФХ, подготовлены обоснования безопасности и выполнены работы по сопровождению мероприятий по улучшению НФХ РБМК;

- разработана и эксплуатируется система расчетного контроля НФХ энергоблоков Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС;

- разработана и внедрена отраслевая методика планирования перегрузок ТК;

- выполнены работы по адаптации и внедрению прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов РБМК;

- разработаны и внедрены расчетно-информационные системы поддержки и сопровождения эксплуатации РБМК.

Разработка, обоснование и реализация мероприятий по повышению безопасности, разработка документации, так же как разработка многофункциональных расчетно-информационных систем - труд коллективный, в котором принимали участие коллеги автора из ОАО «ВНИИАЭС», ОАО «НИКИЭТ», НИЦ «Курчатовский институт», ОАО «Концерн Росэнергоатом», Курской, Смоленской и Ленинградской АЭС.

Разработчиками программ МСи-ЮТ1/А, МСи-КЕА, МОЖЕАЛ.О и МСи-БСР является авторский коллектив НИЦ «Курчатовский институт» [28].

Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка литературы и пяти приложений; изложена на 136 страницах, содержит 31 рисунок и 27 таблиц (приложения содержат 16 рисунков и 7 таблиц); список используемой литературы включат 148 наименований.

Во введении приведена общая характеристика работы, постановка задачи расчетного сопровождения эксплуатации и приведен краткий обзор аттестованных расчетных кодов, используемых для расчетов НФХ РБМК-1000.

Первая глава посвящена результатам работ по повышению безопасности и улучшению НФХ РБМК-1000.

В разделе 1.1 приведен обзор мероприятий по повышению безопасности и улучшению НФХ РБМК-1000.

В разделе 1.2 приведены результаты исследований и работ автора по сопровождению внедрения мероприятий по повышению безопасности:

- выбору расчетных моделей и разработке обоснований безопасности для снижения эффекта обезвоживания КОСУЗ;

- обеспечению ядерной безопасности и сопровождению модернизации системы контроля, управления и защиты РБМК-1000;

- обеспечению массовых перегрузок при проведении контроля и замены ТК;

- обеспечению контроля НФХ на этапах реализации мероприятий по повышению безопасности.

В разделе 1.3 описана организация расчетного контроля НФХ, приведены эксплуатационные пределы и значения НФХ для энергоблоках АЭС с РБМК-1000.

В разделе 1.4 описаны результаты исследований по разработке и обоснованию типовой методики планирования перегрузок ТК РБМК-1000 в условиях перевода на уран-эрбиевое топливо и КРО.

Вторая глава посвящена работам по внедрению в практику эксплуатационных НФР прецизионных кодов семейства МСЦ, использующих метод Монте-Карло.

В разделе 2.1 обоснован выбор прецизионных кодов, использованных для повышения точности расчетов НФХ РБМК-1000, и описан комплекс работ по внедрению прецизионных кодов МСИ и КДМК в практику эксплуатационных расчетов.

В разделе 2.2 приведены результаты применения кода МСи для решения задач сопровождения эксплуатации на примерах расчетов типовых ячеек, полиячеек и полномасштабных загрузок РБМК-1000.

В третьей главе приведено описание результатов разработки и внедрения расчетно-информационных систем поддержки и сопровождения эксплуатации:

- Локальной сети верхнего уровня системы СКАЛА энергоблоков Смоленской АЭС;

- системы удаленного доступа к информационным системам поддержки операторов энергоблоков Курской и Смоленской АЭС;

- системы архивации технологических параметров РБМК-1 ООО;

- комплекса программ верхнего уровня ИИС «Скала-микро».

В заключении подведены итоги выполненной работы и сформулированы основные направления работ по сопровождению эксплуатации РБМК-1000 на завершающей фазе эксплуатации.

В приложении А приведены акты о внедрении результатов диссертационной работы.

В приложении Б приведен список научных работ автора.

В приложении В приведен обзор пакета прикладных программ MCU.

В приложении Г приведены таблицы и графики изменений нейтронно-физических характеристик РБМК-1000.

В приложении Д приведено описание и результаты тестирования пакета прикладных программ моделирования перегрузок топлива РБМК-1000.

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах:

Автор имеет более 150 научных работ, большая часть которых отражает содержание диссертации. Из них более 50 печатных работ опубликовано самостоятельно и в соавторстве в статьях в сборнике «Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика ядерных реакторов», в журналах «Атомная энергия», «Атомные и электрические станции», в трудах российских и международных конференций, в руководящих и технических документах по эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000 (список научных работ приведен в приложении Б). В реферируемых изданиях опубликовано 12 работ.

Основные задачи сопровождения эксплуатации РБМК

Круг задач сопровождения эксплуатации достаточно широк: начиная от конструкторских разработок по совершенствованию элементов конструкции активных зон, оборудования и систем АЭС, до разработки технической и эксплуатационной документации и подготовки персонала. В настоящей работе рассмотрены задачи сопровождения эксплуатации, связанные с расчетом, контролем и улучшением НФХ.

Особенности конструкции РБМК-1000

Задачи сопровождения эксплуатации во многом определяются типом реакторной установки, особенностями конструкции и физическими характеристиками. Основными особенностями конструкции РБМК-1000, определяющими его физические характеристики являются: канальная конструкция активной зоны, графитовый замедлитель, одноконтурная схема с кипением теплоносителя в ТК, а так же возможность проведения перегрузок топлива на работающем реакторе.

Использование графитового замедлителя с малым (по сравнению с водой) поглощением нейтронов позволяет использовать топливо низкого обогащения. Однако в совокупности с выбранным шагом решетки и кипящим теплоносителем это обусловливает наличие в реакторе положительной обратной связи по плотности теплоносителя и положительного эффекта обезвоживания КМПЦ.

Возможность проведения перегрузок топлива на работающем реакторе существенно улучшает параметры топливоиспользования за счет снижения ОЗР, но приводит к гетерогенному составу активной зоны, из-за наличия TBC с различной глубиной выгорания, и требует использования разветвленной и многофункциональной структуры стержней СУЗ, предназначенной для управления распределение энерговыделения [29].

Из-за сложной гетерогенной структуры активной зоны реакторов, содержащей свежие и выгоревшие TBC, ДП и стержни СУЗ используется система контроля реактора с дискретной системой ВРД, в которой используются алгоритмы восстановления РЭ, основанные на методах статистической интерполяции по показанием ВРД и результатах НФР.

Роль НФР при сопровождении эксплуатации РБМК-1000

Систематическое проведение НФР является неотъемлемой частью технологического процесса эксплуатации РБМК-1000. В соответствии с особенностями конструкции РУ, требованиями Технологического регламента по эксплуатации [30] и опытом эксплуатации определен следующий перечень основных технологических режимов эксплуатации реакторов РБМК-1000, для которых требуется проведение НФР [12]:

- вывод реактора в критическое состояние и подъем мощности;

- работа реактора на мощности;

- работа реактора в штатных переходных режимах;

- проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе.

Для вывода реактора в критическое состояние и подъема мощности с использованием НФР обеспечивается расчет зон профилирования расходов теплоносителя через ТК, оценки подкритичности реактора в состоянии с максимальным значением Кэф, эффективности аварийной защиты, эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ, правильности формирования загрузки активной зоны, величины ОЗР на мощности, а так же подготовку и проверку последовательности извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние с учетом ограничений по неравномерности распределения энерговыделения и эффективности извлекаемых стержней СУЗ.

При выводе реактора в критическое состояния с сокращенным временем нахождения в подкритическом состоянии (менее 48 часов) расчет порядка извлечения стержней СУЗ проводится с учетом нестационарного отравления реактора и времени нахождения реактора в подкритическом состоянии.

При работе реактора на мощности НФР обеспечивают подготовку опорного НФР для системы контроля и диагностику данных системы контроля реактора, расчетный контроль НФХ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности (из 27 параметров паспорта РУ РБМК-1000 6 -измеряемые, 4 проектные и 17 расчетные), планирование перегрузок ТК и оценку правильности формирования загрузки активной зоны, обработку результатов сканирования при градуировке ВРД и подготовку значений градуировочных коэффициентов ВРД.

При работе реактора в штатных переходных режимах НФР обеспечивают расчет времени прохождения «йодной» ямы при остановке реактора и оценку изменения величины ОЗР при снижении или подъеме мощности.

При проведении ядерно-опасных работ на остановленном реакторе НФР обеспечивают планирование и контроль перегрузок ТК на остановленном реакторе при проведении НИР или КПР, оценки выполнения требований НД по подкритичности с учетом эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ, эффективности АЗ и правильности формирования загрузки активной зоны после завершения работ на остановленном реакторе.

При решении задач сопровождения эксплуатации выполняются неоперативные НФР по:

- подготовке обоснований безопасности и сопровождению внедрения новых элементов загрузки активных зон (топлива, ИМ СУЗ и ДП);

- подготовке обоснований безопасности и программ ядерно-опасных работ при модернизации спецсистем (внедрении КСКУЗ, ИИС «Скала-микро»), проведении замены, контроля ТК и формоизменения графитовой кладки;

- обеспечению контроля НФХ и подготовке рекомендаций по их корректировке;

- обеспечению контроля качества формирования загрузок активных

зон;

- контролю и согласованию перегрузок ТК в период ППР и КПР;

- проверке и согласованию порядка извлечения стержней СУЗ при выводе реакторов в критическое состояние;

- обработке результатов измерений НФХ.

Внедрение новых элементов конструкции активных зон (стержней СУЗ, ДП и т.п.) и новых типов топлива для каждого энергоблока сопровождается соответствующим обоснованием безопасности, оформленным в виде дополнения к ТОБ РУ или У ОБ.

Основные задачи сопровождения эксплуатации

В рамках данной работы и с учетом основных направления работы ОАО «ВНИИАЭС» определен следующий набор задач сопровождения эксплуатации:

- разработка обоснований безопасности, программ работ и сопровождение реализации мероприятий по повышению безопасности и улучшению НФХ;

- комплекс работ по адаптации и внедрению прецизионных кодов МСи и МСи-БСР в практику эксплуатационных расчетов с целью повышения точности расчетов НФХ;

разработка и внедрение на АЭС, в ЭО и ВНИИАЭС расчетно-

информационных систем, предназначенных для обеспечения контроля параметров ядерной безопасности, НФХ, технологических параметров и решения задач поддержки эксплуатации;

- разработка и внедрение на АЭС руководящих документов, регламентирующих вопросы сопровождения эксплуатации, связанных с подготовкой данных для проведения НФР, проведением НФР, контролем НФХ и планированием перегрузок ТК.

Нейтронно-физические коды, используемые для подготовки обоснований безопасности и сопровождения эксплуатации

В настоящее время при проведении расчетов НФХ РБМК-1000 для подготовки обоснований безопасности и сопровождении эксплуатации используются четыре основных аттестованных программных комплекса: SADCO - разработчик ОАО «НИКИЭТ» [31];

- STEP AN - разработчик НИЦ «Курчатовский институт» [32]; ЭНЕРГИЯ - разработчик ОАО «ВНИИАЭС» [33, 34];

- MCU-REA - разработчик НИЦ «Курчатовский институт» [35].

Ниже приведено их краткое описание.

Программный комплекс SADCO

Программный комплекс SADCO разработан в ОАО «НИКИЭТ» в 1988 г. и предназначен для расчета НФХ реакторов РБМК-1000:

- в критических стационарных и квазистационарных состояниях на физических и энергетических уровнях мощности;

- в подкритических состояниях с учётом источников нейтронов;

- в переходных процессах с учетом мгновенных и запаздывающих нейтронов с учетом обратных связей по теплогидравлическим параметрам (модель трёхмерной нейтронной кинетики и модель трёхмерной динамики).

Расчет пространственно-энергетического распределения плотности потока нейтронов проводится в двухгрупповом диффузионном приближении в трехмерной геометрии. Решение уравнений диффузии нейтронов для каждой

15

задачи может быть осуществлено одним из трех методов: конечно-разностным методом с произвольным количеством узлов расчетной сетки в расчётной ячейке, нодальным методом с коррекцией токов нейтронов на границе расчётной ячейки и нодальным методом с полиномиальной аппроксимацией плотности потока нейтронов внутри расчётной ячейки.

Значения Кэф, коэффициентов радиальной и высотной неравномерности энерговыделения, эффективной доли запаздывающих нейтронов, двумерное и трехмерное распределения энерговыделения и плотности потока нейтронов определяются прямым расчетом реактора в стационарном состоянии.

Расчеты эффективности органов СУЗ, коэффициенты и эффекты реактивности определяются путем расчета возмущенного состояния, в котором вводится соответствующее возмущение (изменение положения стержней A3, БСМ, одиночных и групп стержней СУЗ).

Программный комплекс SADCO на протяжении многих лет используется в НИКИЭТ, а также на Курской и Ленинградской АЭС для:

- расчётов НФХ;

- анализа и обоснования безопасности реакторов в процессе модернизации активных зон и реализации мероприятий, направленных на повышение безопасности реакторов;

- НФР по формированию загрузки активной и планирования перегрузок топлива.

- расчёта порядка извлечения стержней СУЗ при выводе реакторов в критические состояния;

- выполнения расчетов для Углублённой Оценки Безопасности (УОБ) реакторов РБМК-1000 [34].

Программа STEP AN

Программа STEP AN разработана в НИЦ «Курчатовский институт». Аттестованная стационарная версия программы позволяет проводить трехмерные расчеты НФХ РБМК-1000 в двухгрупповом диффузионном

приближении.

Для решения двухгрупповых диффузионных уравнений используется конечно-разностная схема. Ценности нейтронов деления используются в расчетах коэффициентов реактивности и скоростной эффективности аварийной защиты по соотношениям теории возмущений. Величины реактивности

Л1Г ЛЛО

выражаются в единицах (Зэф с учетом четырех делящихся изотопов: U, U, 239Ри и 241Ри.

При расчетах НФХ производится связанный нейтронно-теплогидравлический расчет. Учет обратных связей по температурам топлива, графита, концентрации ксенона и плотности теплоносителя. Подключение обратных связей производится в процессе внешних итераций одновременно с восстановлением объемного РЭ по показаниям ВРД.

Библиотека нейтронно-физических констант программы STEP AN генерируются с помощью кода WIMS-D4 в зависимости от температуры топлива и графита, концентрации ксенона и плотности теплоносителя. При подготовке констант используется модель ячейки с граничным условием отражения. Двухгрупповые сечения представляются в виде полиномов от параметров, описанных выше.

Программа STEP AN используется в НИЦ КИ для подготовки обоснований ядерной безопасности и выполнения УОБ РБМК-1000, а так же для расчетов НФХ паспорта РУ на Смоленской и Ленинградской АЭС.

Комплекс программ ЭНЕРГИЯ

Комплекс нейтронно-физических программ ЭНЕРГИЯ создан в ОАО «ВНИИАЭС» в начале 80-х годов для проведения неоперативных НФР на АЭС с РБМК-1000. Комплекс был внедрен на всех АЭС с РБМК-1000 (Курская, Смоленская, Ленинградская и Чернобыльская) и в настоящее время является одним из основных программных средств расчетного сопровождения эксплуатации.

Использование современных средств подготовки библиотеки нейтронно-

физических констант в сочетании с накопленным опытом проведения эксплуатационных расчетов позволило провести поэтапную модернизацию программ комплекса, верифицировать и аттестовать для современной номенклатуры элементов конструкции активной зоны РБМК и решения основных задач сопровождения эксплуатации.

Программы комплекса объединены единой сервисной оболочкой, которая обеспечивает пользовательский интерфейс, мониторинг расчетной информации и подготовку исходных данных для проведения расчетов с использованием системы архивации технологических параметров РБМК и каналов передачи данных Кризисного центра РЭА.

Функциональные программы выполнены в виде законченных программных модулей, каждый из которых использует для своей работы информацию базы данных и туда же помещает результаты расчетов. Т.е. результаты расчета по одной программе могут легко быть использованы как входная информация для другой.

В состав комплекса входят следующие расчетные коды:

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Дружинин, Владимир Евгеньевич, 2014 год

Список литературы

1. Техническое решение о замене стержней СУЗ сб. 2477.00.000 на

модернизированные стержни сб. 2477.00.000-01 на реакторах РБМК-1000 1-го поколения. Утв. Зам. министра Минатома РФ В.А. Сидеренко 10.11.1992, согласовано Нач. 2 управления Госатомнадзора РФ С.А. Адамчиком. М., 1992.

2. Обоснование безопасности внедрения в промышленную эксплуатацию

стержней СУЗ сб. 2477.00.000-01 на реакторе РБМК-1000 2-го энергоблока Ленинградской АЭС. Дополнение к ТОБ РУ блока № 2 Ленинградской АЭС. Е040-2706. Приложение № 20 к ТОБ РУ. 2002.

3. Техническое решение № 9-2/36 о внедрении в промышленную эксплуатацию стержней ДП сб. 2641.00.00 и стержней СУЗ сб. 2477.00.00001 на реакторе РБМК-1000 2-го энергоблока Курской АЭС. М., 1997.

4. Обоснование безопасности (Дополнение к ТОБ РУ 2-го энергоблока Курской АЭС) к техническому решению № 9-2/36 о внедрении в промышленную эксплуатацию стержней ДП сб. 2641.00.000 и стержней СУЗ сб. 2477.00.000-01 на реакторе РБМК-1000 2-го энергоблока Курской АЭС. Утв. 20.12.1996.

5. Обоснование безопасности (дополнение к ТОБ РУ 3-го энергоблока

Смоленской АЭС) к техническому решению о внедрении в промышленную эксплуатацию стержней ДП сб. 2641.00.000 на реакторе РБМК-1000 3-го энергоблока Смоленской АЭС. Е050-2726. Утв. 05.01.1996.

6. Программа внедрения в промышленную эксплуатацию стержней СУЗ сб.

2477.00.000-01 на реакторе РБМК-1000 3-го энергоблока Смоленской АЭС. Инв.№ 9-2/109. М., 2000.

7. Дружинин В.Е., Кудрявцев Б.К., Филимонцев Ю.Н., Шмонин Ю.В., Веселов В.П. Повышение и контроль ядерной безопасности реакторов РБМК-1000. Чернобыль. Двадцать лет спустя. - М., Энергоатомиздат, 2006, с. 136-161.

8. Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В. Повышение ядерной безопасности АЭС с

РБМК-1000 за счет совершенствования активной зоны. Доклад на миссии технической поддержки BAO АЭС на Курской АЭС «Концепция совершенствования активной зоны», Курская АЭС, г. Курчатов, 16-20 апреля 2007 г.

9. РД ЭО 1.1.2.99.0136-2011. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-

физических расчетов АЭС с реакторами РБМК-1000. М., 2011.

10. РД ЭО 1.1.2.10.0732-2007. Типовая методика планирования перегрузок на АЭС с реакторами РБМК-1000. М., 2007.

11. РД ЭО 1.1.2.01.0354-2012. Порядок контроля нейтронно-физических характеристик паспорта РУ РБМК-1000. М., 2012.

12. РД ЭО 1.1.2.01.0135-2012. Положение о порядке предоставления в Кризисный центр и центры технической поддержки технологических параметров энергоблоков атомных станций. М., 2012.

13. Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Плеханов Р.В., Лысов Д.А., Немиров A.C., Смирнов К.И. Методика и пакет прикладных программ планирования перегрузок топлива РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2010, вып. 3, с. 63 - 79.

14. Алексеев Н.И., Болыпагин С.Н., Гомин Е.А. Городков С.С., Гуревич М.И., Калугин М.А. и др. Статус MCU-5 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с. 4 - 23.

15. Бычков С.А., Дружинин В.Е., Зинаков Д.И., Иванов И.Е., Лысов Д.А., Немиров A.C., Плеханов Р.В., Шмонин Ю.В., Гомин Е.А., Гуревич М.И., Калугин М.А., Пряничников A.B., Сухино-Хоменко Е.А. Внедрение прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов активных зон реакторов РБМК-1000 // Атомные электрические станции России, 2012, с. 301-313.

16. Дружинин В.Е., Бычков С.А., Плеханов Р.В., Зинаков Д.Л., Лысов Д.А., Иванов И.Е., Калугин М.А., Гомин Е.А. Комплекс работ по внедрению прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов РБМК.

144

Доклад на восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М., 2012. Сборник докладов с. 234 - 241.

17. Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Веселов В.П., Дадакин B.C., Лысов Д.А., Немиров A.C., Смирнов К.И. Контроль ядерной безопасности реакторов РБМК-1000. Доклад на седьмой Международной научно-технической конференции ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», М., 2010. Сборник тезисов докладов с. 77-79.

18. Веселов В.П., Дружинин В.Е., Карасев Д.И., Лысов Д.А., Немиров A.C., Смирнов К.И. Шмонин Ю.В. Результаты расчетного контроля параметров ядерной безопасности и моделирования эффекта обезвоживания КМПЦ в холодном состоянии для реакторов РБМК-1000. Доклад на пятой Международной научно-технической конференции концерна «Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», М., 2006. Сборник тезисов докладов с. 70 - 71

19. Веселов В.П., Дружинин В.Е., Лысов Д.А., Немиров A.C., Полянских О.В.,

Смирнов К.И., Филимонцев Ю.Н., Шмонин Ю.В. Расчетный контроль параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности действующих энергоблоков с реакторами РБМК-1000. Сборник докладов четвертой Международной научно-технической конференции концерна «Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», М., 2004. Сборник докладов с. 109 - 121.

20. Дружинин В.Е., Веселов В.П., Шмонин Ю.В. Организация и результаты работ по расчетному сопровождению и контролю состояния ядерной безопасности при эксплуатации действующих энергоблоков с реакторами РБМК-1000». Доклад на международной научно-технической конференции «Канальные ректоры: проблемы и решения». ФГУП НИКИЭТ им. Доллежаля. Москва, 2004 г. Сборник тезисов докладов с. 36.

21. Дружинин В.Е., Лысов Д.А. Погосбекян Л.Р., Смирнов К.И., Шмонин Ю.В. Комплекс программ информационной поддержки РБМК. Материалы семинара по проблемам физики реакторов. МИФИ СОЛ ВОЛГА 1993.

22. В.Е. Дружинин, К.И. Смирнов, Д.И. Карасев. Программно-технические комплексы информационной поддержки Кризисного центра по реакторам РБМК-1000. Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов. МИФИ СОЛ ВОЛГА 2010.

23. Дополнение №1 к РД ЭО 1.1.2.10.0732-2007. Дополнение № 1 к Типовой

методике планирования перегрузок на АЭС с реакторами РБМК-1000. М., 2007.

24. РД ЭО 1.1.2.01.0448-2012. Положение об аттестации персонала АЭС с реакторами РБМК и БН, выполняющего нейтронно-физические расчеты. М., 2012.

25. РДЭО 0612-2005. Положение о порядке ввода в действие, использования и

модернизации программных средств, предназначенных для проведения нейтронно-физических расчетов по обеспечению эксплуатации на АЭС с реакторами РБМК-1000. М., 2005.

26. РДЭО 1.1.2.09.0137-2009. Комплексная методика определения физических и

динамических характеристик реакторов РБМК-1000. М., 2009.

27. РД ЭО 1.1.2.08.0175-2007. Типовая процедура вывода реактора РБМК-1000

в критическое состояние. М., 2007.

28. Калугин М.А. Развитие прецизионных и инженерных методов и программ

расчета ядерных реакторов с использованием алгоритмов метода Монте-Карло. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. На правах рукописи. М., 2009.

29. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. М., Атомиздат, 1980.

30. Типовой технологический регламент по эксплуатации энергоблока АЭС с реактором РБМК-1000. ОАО «НИКИЭТ» инв. № Е 411-3851. М., 2011.

31. Программный комплекс SADCO расчета нейтронно-физических характеристик реакторов РБМК-1000. Версия 10.1. ОАО Верификационный отчет РБМК-От-О439, ОАО «НИКИЭТ», М., 2013.

32. Программа STEP AN. Отчет по верификации программного средства. Отчет

НИЦ «Курчатовский институт. М., 2007.

33. Верификация и обоснование программ: ТРОЙКА, версия 7.1; БОКР, версия 2.1; КОРР-Е, версия 2.1; ОПТИМА, версия 5.0; POLARIS, версия 4.2.1. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-Ц360-01/07/, М., 2007.

34. Программа ТРОЙКА с библиотекой констант «БОКР-РБМК». Описание программного средства». Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-ЦЗбО-025/2012. М., 2012.

35. Программа MCU-REA/1.1 с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.2. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 224 от 23.05.2007. М., 2007.

36. Подготовка материалов по верификации программ комплекса ЭНЕРГИЯ с многопараметрической библиотекой констант MCU-FCP. Внедрение библиотеки констант в практику расчетов по контролю НФХ РБМК-1000. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-Ц360-047/2012. М., 2012.

37. Гомин Е.А. Статус MCU-4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2006. Вып. 1. С. 6-32.

38. Александров А.П., Доллежаль H.A. Развитие уран-графитовых канальных реакторов в СССР. // Атомная энергия, 1977, т.43, вып.5, с.337-343.

39. Емельянов И.Я., Еперин А.П., Алексаков А.Н. и др. Автоматическая система управления распределением мощности в энергетическом реакторе // Атомная энергия, 1980, т.49, вып.6, с.357-363.

40. Алексаков А.Н., Воронцов Б.А., Емельянов И.Я. и др. О деформации поля энерговыделения в РБМК // Атомная энергия, 1979, т.46, вып.4, с.227-232.

41. Будников В.И., Косолапов C.B., Крамеров А .Я., Сабаев Е.Ф. Устойчивость

радиальио-азимутального энергораспределения в кипящих канальных реакторах // Атомная энергия, 1978, т.45, вып.5, с.ЗЗ 1-335.

42. Емельянов И.Я., Алексаков А.Н., Ефанов А.И. и др. Разработка и испытание системы локального автоматического регулирования реактора РБМК-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып.1(5), с.3-16/

43. Федосов A.M. Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и

сопровождение его внедрения на АЭС. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. На правах рукописи, М., 2008.

44. Габараев Б.А., Стенбок H.A., Черкашов Ю.М. Безопасность АЭС с реакторами РБМК. Соответствие современным требованиям. Материалы Международной научно-технической конференции «Канальные реакторы: проблемы и решения», НИКИЭТ. М., 2003.

45. Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК от 19.12.86.

46. Е.О. Адамов, В.П. Василевский, A.A. Петров, Ю.М. Черкашов «Эксплуатация АЭС с реакторами РБМК и мероприятия по повышению их надежности и безопасности» Первая международная рабочая группа по тяжёлым авариям и их последствиям. Москва Наука 1990г. С.74-86СМ-90

47. Поглощающий стержень СУЗ реактора РБМ-К. Пояснительная записка 2477.00.000ПЗ. ГП МЗП инв. № Т5630, М., 1989.

48. Стержень поглощающий СУЗ реактора РБМК. ГП МЗП, технические условия ТУ 95.2214-89, 2477.00.000 ТУ, инв. № Т4730 от 28.12.89.

49. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ». Решение о внедрении кластерных регулирующих органов СУЗ (КРО) на реакторах РБМК-1000, per. №9-4/91, M., 2002.

50. Решение «По модернизации системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ) и других спецсистем реактора РБМК энергоблоков

148

Ленинградской, Курской и Смоленской АС», утвержденное Заместителем Министра РФ по атомной энергии А.Б. Малышевым 12.10.2002.

51. Михайлов М.Н., Ухаров С.Г., Потапова В.П., Десятников В.И., Джумаев С.Д. Управляющие системы канальных водографитовых реакторов. Материалы Международной научно-технической конференции «Канальные реакторы: проблемы и решения», НИКИЭТ. М., 2003.

52. Система контроля, управления и защиты комплексная. Пояснительная записка. ОАО «НИКИЭТ» РБМ-К1.С6.230 ПЗ.

53. Джумаев С.Д. Разработка и ввод в эксплуатацию нового поколения информационно-измерительной системы «СКАЛА-микро» // «Электротехника», № 6, 2005, с. 18-^-24.

54. Джумаев С.Д., Десятников И.И., Петров A.B. «Информационно -измерительные системы нового поколения для энергоблоков АЭС с реактором типа РБМК-1000. Результаты внедрения и перспективы развития» // Труды НПП ВНИИЭМ, Вопросы электромеханики, том 104. М., 2007.

55. Адамов Е.О., Черкашов Ю.М. Усовершенствование реактора РБМК и повышение его безопасности. Избранные труды Международной конференции «Ядерные аварии и будущее энергетики. Уроки Чернобыля», 15-17 апреля 1991 г. Париж, 1991. С.59-74.

56. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.П. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК // Атомная энергия, Т.62, вып. 4, апрель 1987 г., С.219-226.

57. Рекомендации к содержанию отчета по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций (ОУБ АС). РБ 001-05. М., 2005.

58. Инструкция по эксплуатации реакторной установки РБМК-1000 энергоблока № 2 Курской АЭС 1-ИЭ-14-РЦ-1-04.

59. Инструкция пользователя симптомно-ориентированными аварийными инструкциями и процедурами поддержки на энергоблоке № 4 Ленинградской АЭС. Инв. № 2СТУ-022-ИН-09, утв. 29.07.2009.

60. Ежемесячный журнал атомной энергетики России. Росэнергоатом № 3, март 2014, с. 3 - 57.

61. Расчёты нейтронно-физических характеристики и обоснование ядерной безопасности реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС после завершения ремонтно-восстановительных работ. ОАО «НИКИЭТ» и ОАО ВНИИАЭС». Отчёт РБМК-От-О734, № госрегистрации 01201352963. М., 2013.

62. Обоснование безопасности эксплуатации энергоблока № 2 Курской АЭС после проведения ремонтно-восстановительных работ в 2013-2014 г.г. ОАО «НИКИЭТ», НИЦ «Курчатовский институт», ОАО «Концерн Росэнергоатом» и др. Отчет 321.073 От, 2014.

63. Программа измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС после ВРХ ГК, инв. № ЛЕНАЭС1ПРК-41 к(04-07)2013.

64. Программа измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока №2 Курской АЭС после ВРХ ГК, Инв. № 211.92 ПМ, 2014.

65. Ленинградская АЭС. Результаты измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС после восстановления ресурсных характеристик графитовой кладки. Протокол. Сосновый Бор, 2013.

66. Результаты измерений и расчетов нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 2 Курской АЭС после восстановления ресурсных характеристик графитовой кладки. Протокол. Курчатов, 2014.

67. Перевод действующих реакторов РБМК-1000 на стержни СУЗ сб. 2477.00.000-01 и ДП сб. 2641.00.000. Отчет ВНИИАЭС, НИКИЭТ и РНЦ КИ инв. № ОЭ-3275/95. М., 1995.

68. Расчет нейтронно-физических характеристик РБМК-1000 при замене штатных стержней СУЗ сб. 2091 на стержни с ленточным поглотителем сб.2477. Отчет ВНИИАЭС, инв. № 03-5335/90. М., 1990.

69. Стержень дополнительного поглотителя (кассетный). Расчетно-пояснительная записка 2641.00.000 ПЗ, ПО МЗП, инв. № Т5339. М., 1989.

70. Орган регулирующий кластерный. Технический проект 2399.00.000. Пояснительная записка РБМ-К9.С6.207ПЗ. НИКИЭТ, ГП МЗП.М., 2001.

71. Концерн «Росэнергоатом». «Решение о внедрении кластерных регулирующих органов СУЗ (КРО) на реакторах РБМК-1000», per. №94/91, М., 2002.

72. Концерн «Росэнергоатом», ГП МЗП. «График замены стержней СУЗ для энергоблоков с РБМК-1000», М., 2002.

73. Программа работ по передаче функций контроля и защиты реактора РБМК-

1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС с СУЗ на СУЗ-В на период внедрения КСКУЗ Программа 5.78 ПМ. М., 2009.

74. Обоснование безопасности работ по переходу на СУЗ-В при внедрении КСКУЗ реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС. ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ВНИИАЭС». Отчёт 5.1417 От. М., 2009.

75. Обоснование безопасности работ по формированию активной зоны реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС под контролем СУЗ-В при внедрении КСКУЗ. ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ВНИИАЭС». Отчёт 14.971 От. М., 2010.

76. Программа работ по формированию топливной загрузки под контролем СУЗ-В в период внедрения КСКУЗ на реакторе РБМК-1000 энергоблока №1 Смоленской АЭС Программа 5.82 ПМ, 2010.

77. Программа работ по перестановкам и замене стержней СУЗ под контролем СУЗ-В на реакторе РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС при внедрении КСКУЗ. Программа 14.96 ПМ, 2010.

78. Программа работ по переводу контроля и аварийной защиты реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС с СУЗ-В на КСКУЗ. Программа 14.97 ПМ, 2009.

79. Обоснование безопасности работ по переводу контроля и аварийной защиты реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС с СУЗ-В на КСКУЗ. ОАО «НИКИЭТ» и ОАО ВНИИАЭС». Отчёт 14.972 От. М., 2009.

80. Программа измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС после внедрения КСКУЗ. Программа 14.101 ПМ, 2010.

81. Обоснование безопасности работ по проведению измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Смоленской АЭС после внедрения КСКУЗ. ОАО «НИКИЭТ» и ОАО ВНИИАЭС».Отчёт 14.974 От. М., 2010.

82. Патент на изобретение № 2182734 «Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах». Заявка № 2000128580, приоритет от 16.11.200, регистрация в Госреестре 20.05.2002

83. Программа ТРОЙКА (версия 7.2) Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 309 от 09.10.2012.

84. Программа ПРИЗМА-М-АНАЛОГ. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 224 от 23.05.2007. М., 2007.

85. Программа ПРИЗМА-ДУБЛЕР (версия 1.1.3). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 289 от 09.12.2010. М., 2010.

86. РД-04-01-2005. Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции. М., 2005.

87. Обоснование эксплуатационных пределов нейтронно-физических характеристик паспорта РУ РБМК-1000. Отчет ВНИИАЭС, инв. № От-ЦЗ60-049/2012, М., 2012.

88. Программа ОПТИМА (версия 5.0). Аттестационный паспорт программного

средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 232 от 18.09.2007. М., 2012.

89. Программа РОЬАШ8( версия 4.4.1). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 308 от 09.10.2012. М., 2012.

90. Программа БОКР (версия 2.1). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 230 от 18.09.2007. М., 2007.

91. Результаты расчетных исследований по обоснованию функционалов и критериев обеспечивающих безопасность и качество формирования загрузки активных зон реакторов РБМК-1000 при планировании перегрузок. Отчет ОАО «ВНИИАЭС», инв. № От-Ц360-28/2008. М., 2008.

92. Анализ НФХ реакторов энергоблоков № 1 - 4 Курской АЭС при полном

переходе на КРО и топливо с обогащением 2,8 %. Подготовка рекомендаций по выбору аксиального и радиального профилей энерговыделения, размещению УСП и поддержанию подкритичности на основе моделирования перегрузок топлива. Отчет ОАО «ВНИИАЭС», инв. № От-ЦЗ60-27/2010. М., 2010.

93. Проведение расчетных исследований и подготовка рекомендаций по повышению подкритичности и выравниванию энергораспределения при выводе реакторов в критическое состояние в условиях полного перехода на топливо с обогащением 2,8 % и КРО. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-ЦЗ60-037/2011. М., 2011.

94. Гольцев А.О., Карпов В.А. НЕКТАР - программа расчета физических и топливных характеристик графитовых реакторов с учетом термализации нейтронов и выгорания топлива. Препринт ИАЭ-2795. М., 1977.

153

95. Askew J., Fayers F., Kemshell P. A General Description of Lattice Code WIMS. - Journal of British Nuclear Society, 1966, v.5, p.564-585.

96. Halsal M.J. A Summary of WIMS-D4 Input Options. - Winfrith, AEEW-1337,

1980.

97. Проведение исследований по совершенствованию и верификации библиотек нейтронно-физических констант с использованием кодов WIMS-D4 и WIMS-8 и MCU-REA1. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-Ц360-037/2011. М., 2011.

98. P.F.Rose and C.L.Dunford ."ENDF-102, Data Formats and Procedures for the

Evaluated Nuclear Data File, ENDF-6," Brookhaven National Laboratory report BNL-NCS-44945, (July 1990).

99. Николаев M.H., Абагян Л.П., Кощеев B.H. и др. Нейтронные данные для урана-238. Часть 1. Аналитический обзор. Препринт ФЭИ ОБ-45, Обнинск, 1978.

100. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М. Энергоиздат, 1981.

101. Бычков С.А., Дружинин В.Е., Зинаков Д.И., Иванов И.Е., Лысов Д.А., Немиров А.С., Плеханов Р.В., Шмонин Ю.В., Гомин Е.А., Гуревич М.И., Калугин М.А., Пряничников А.В., Сухино-Хоменко Е.А. Внедрение прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов активных зон реакторов РБМК-1000 // Атомные электрические станции России, 2012, с. 301-314.

102. Дружинин В.Е., Бычков С.А., Плеханов Р.В., Зинаков Д.Л., Лысов Д.А., Иванов И.Е., Калугин М.А., Гомин Е.А. Комплекс работ по внедрению прецизионных кодов в практику эксплуатационных расчетов РБМК. Доклад на восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2012 г. Сборник докладов с. 234 - 241. Сборник тезисов докладов МНТК-2012, с. 95-96.

103. Зарицкий С. М., Гомин Е. А., Городков С.С., Кватор В.М., Рождественский М.И., Дружинин В. Е. и др. Рабочее техническое задание на набор тестовых задач. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№36/30-2000. М., 2000.

104. Бычков С.А., Бабайцев М.Н., Дружинин В.Е., Зинаков Д.Л., Плеханов Р.В., Шмонин Ю.В. База данных прецизионных тестов типовых полиячеек РБМК-1000. СОЛ ВОЛГА 2006.

105. Бычков С.А., Плеханов Р.В., Зинаков Д.Л., Бабайцев М.Н., Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В. База данных прецизионных тестов типовых полиячеек РБМК-1000. Пятая Международная научно-технической конференция концерна «Росэнергоатом» «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», М., 2006. Сборник докладов с. 117 - 120.

106. Гуревич М.И., Тельковская О.В., Дружинин В.Е., Зинаков Д.Л. Программная конвертация данных для полномасштабного расчета РБМК по МСи // Атомная энергия, 2012, т. 113, номер 6, с. 319-323.

107. Гомин Е.А., Майоров Л.В., Гуревич М.И., Абагян Л.П. и др. Программа МСи-ЯЕА/1 с библиотекой констант БЬС/МСШАТ-2.2. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№36/3 8-2004. М., 2004.

108. Плеханов Р.В., Бычков С.А., Дружинин В.Е. Гуревич М.И. Программа регистрации расширенного набора функционалов для кода МСи. Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов («Волга-2010») «Новая технологическая платформа атомной отрасли». МИФИ СОЛ ВОЛГА 2010/

109. Разработка методики расчёта коэффициентов диффузии рабочих и нерабочих каналов РБМК методом среднеквадратичных пробегов, позволяющей рассчитывать коэффициенты диффузии для каждой ячейки бесконечной решётки одинаковых полиячеек содержащих нерабочие каналы и проводить расчёты коэффициентов диффузии в трёхмерных системах с учетом краевых эффектов, возникающие на внешних

поверхностях системы с «чёрными» граничными условиями. Отчет ОАО «ВНИИАЭС», инв. № ОТ-Ц360-033/2012. М., 2012.

110. Гомин Е.А., Гуревич М.И., Калугин М.А., Лазаренко А.П., Пряничников A.B., Сидоренко В.Д., Дружинин В.Е., Жирнов А.П., Рождественский И.М. Статус пакета ПЕРСТ-5. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ // Серия: Физика ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с. 29 - 41.

111. Разработка интерфейса между программами MCU-REA и ТРОЙКА. Демонстрация совместной работы MCU - ТРОЙКА/ С.С. Городков, М.И. Гуревич, О.В. Тельковская, М.Н. Бабайцев, В.Е. Дружинин, A.C. Немиров, Ю.В. Шмонин. Отчет о выполнении работ ФГУП РНЦ КИ, Инв. № 36/37-2004-АС/17-2004, М., 2004.

112. Гуревич М.И., Тельковская О.В., Шкаровский Д.А. Графическое представление исходных данных и результатов расчетов для программы MCU // Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 3, с. 163-167.

113. Программный комплекс MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации № 115 от 02.03.2000. М., 2000.

114. Бычков С.А., Бабайцев М.Н., Дружинин В.Е., Зинаков Д.Л., Плеханов Р.В., Шмонин Ю.В. Верификация программы WIMS8 на типовых полиячейках РБМК-1000. . Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов («Волга-2006»). МИФИ СОЛ ВОЛГА 2006.

115. Подготовка многопараметрической библиотеки констант размножающих каналов с использованием кода MCU-FCP. Верификация и адаптация библиотеки для проведения эксплуатационных нейтронно-физических расчетов по программе ТРОЙКА-М. Отчет ВНИИАЭС инв. № От-ЦЗбО-34/2010. М., 2010.

116. Подготовка материалов по верификации программ комплекса ЭНЕРГИЯ с многопараметрической библиотекой констант MCU-FCP. Внедрение

библиотеки констант в практику расчетов по контролю НФХ РБМК-1000. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-Ц360-047/2012. М., 2012.

117. Соловьев Д. А. Система расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. На правах рукописи. М., 2013.

118. Расчёты нейтронно-физических характеристик и обоснование ядерной безопасности реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС после завершения ремонтно-восстановительных работ. Отчет ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ВНИИАЭС» РБМК-От-О734, инв. № 211-001-10196. М., 2013.

119. Обоснование безопасности работ по проведению измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 энергоблока № 1 Ленинградской АЭС после ВРХ ГК. Отчет ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-ЦЗ60-038/2013. М., 2013.

120. Проведение серии прецизионных расчетов РЭ с установленной точностью восстановления по показаниям ВРД и их сравнение с результатами расчетов по диффузионным кодам. Исследования влияния методики корректировки параметров прецизионной модели на результаты расчетов основных НФХ. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-ЦЗ60-003/2013, М., 2013.

121. Иванов И.Е., Щукин Н.В., Бычков С.А., Дружинин В.Е., Черезов А.Л. Использование параллельных вычислений на графических процессорах в современных технологиях нейтронно-физических расчетов в рамках модернизации программы GETERA // Ядерная Физика и инжиниринг. Том 3, №1,2012, с. 188-192.

122. Иванов И.Е., Щукин Н.В., Бычков С.А., Лысов Д.А., Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Родина Е.А. Опыт использования видеопроцессоров для моделирования переноса нейтронов методом Монте-Карло в РБМК-1000 с коррекцией на показания внутриреакторных датчиков. Сборник докладов ежегодных межведомственных семинаров «Нейтронно-физические

157

проблемы атомной энергетики», «НЕЙТРОНИКА-2012», ГНЦ ФЭИ. Том 2, с. 388-397.

123. Обоснование правильности выбора параметров расчётов полномасштабных активных зон РБМК-1000 методом Монте-Карло. Проведёние комплекса прецизионных расчётов рабочих состояний реактора РБМК-1000 на многопроцессорных ЭВМ. Отчёт РНЦ КИ/ М., 2010.

124. Алгоритмы программы «ПРИЗМА-М» - специального математического обеспечения ИИС «Скала-микро» энергоблока № 1 Смоленской АЭС. Отчет НИКИЭТ 212.986 От. М., 2011.

125. Иванов И.Е., Щукин Н.В., Бычков С.А., Моисеев И.Ф., Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В. Использование средств визуализации для анализа статистических ошибок расчета методом Монте-Карло поканальных функционалов реактора РБМК-1000 // Научная визуализация, 2012, том 4, номер 1, квартал 1, стр. 22-30.

126 Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Лысов Д.А., Бычков С.А., Иванов И.Е. Разработка, реализация и тестирование алгоритмов корректировки параметров модели по показаниям ВРД. Разработка архитектуры программного комплекса повышенной точности для эксплуатационных расчетов реакторов РБМК методом Монте-Карло на базе программно-аппаратной платформы С1ЮА/ Техническая справка ОАО «ВНИИАЭС» инв. № Тс-Ц360-018/2013. М., 2013.

127. Локальная сеть верхнего уровня системы «СКАЛА», Техническое задание ПИБШ.460058.008 ТЗ, утв. 07.08.2000.

128. Решение концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ» № 7/336 «Об объемах работ по повышению безопасности блока № 1 во время КПР 2000 г.», утв. 25.08.2000.

129. Программа ПРИЗМА-Дублер, версия 5.0. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации №232 от 18.09.2007.

130. Решение концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ» о составе алгоритмов специального математического обеспечения Локальной сети верхнего уровня системы «СКАЛА» энергоблоков Смоленской АЭС, утв. 17.01.2001.

131. Локальная Сеть Верхнего Уровня системы «СКАЛА» энергоблоков Смоленской АЭС. Дополнение № 1 к Техническому заданию. ПИБШ.460058.008 ТЗ/ М., 2004.

132. Обоснование безопасности внедрения в промышленную эксплуатацию Локальной Сети верхнего уровня системы «СКАЛА» энергоблоков 1 очереди Смоленской АЭС. Дополнение к ТОБ РУ 1 очереди Смоленской АЭС.

Инв. № Е040-2645, извещение об изменении ЕЦ0707-03, приложение № 18. М., 2002.

133. Локальная сеть верхнего уровня системы «Скала» энергоблоков Смоленской АЭС. Программа и методика испытаний. ПИБШ.466453.008 ПМ. М., 2001.

134. Акт приемочных испытаний ЛСВУ системы СКАЛА энергоблока № 1 Смоленской АЭС. Сдача в промышленную эксплуатацию. Утв. Главным инженером Смоленской АЭС 18.12.2002. Десногорск, 2002.

135. Акт приемочных испытаний ЛСВУ системы СКАЛА энергоблока № 2 Смоленской АЭС. Сдача в промышленную эксплуатацию. Утв. Главным инженером Смоленской АЭС 17.12.2003. Десногорск, 2003.

136. Акт приемочных испытаний ЛСВУ системы СКАЛА энергоблока № 3 Смоленской АЭС. Утв. Главным инженером Смоленской АЭС 15.12.2005. Инв. № 33/013-57 ПТО. Десногорск, 2005.

137. Локальная сеть верхнего уровня системы «Скала» энергоблока № 4 Курской АЭС. Техническое задание. ПИБШ.460641.019 ТЗ.

138. Решение концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ» «о расширении диапазона контроля распределения энерговыделения в реакторах РБМК-1000», утв. 15.06.2006.

139. Система удаленного доступа к информационным системам поддержки операторов энергоблоков Курской. Техническое задание инв. № ТЗ-ЦЗбО-06/2008. М., 2008.

140. Нейтронно-физические характеристики реактора РБМК-1000 энергоблока № 3 Курской АЭС в процессе вывода в критическое состояние и подъема мощности до номинальной при сокращенном времени простоя. Отчет ОАО «ВНИИАЭС» инв. № От-ЦЗ60-20/2009. М., 2009.

141. Дружинин В.Е., Немиров A.C., Лысов Д.А. Рождественский М.И., Алимов Ю.В., Кузнецов П.Б., Давыдов В.К. Полянских С.А., Егоров М.И., Чижевский Ю.Б. Вывод на мощность реакторов РБМК-1000 после кратковременного останова. Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов. МИФИ СОЛ ВОЛГА 2010.

142. Дружинин В.Е., Смирнов К.И., Карасев Д.И. Программно-технические комплексы информационной поддержки Кризисного центра по реакторам РБМК-1000. Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов. МИФИ СОЛ ВОЛГА 2010.

143. Дополнение № 4 к ТЗ на информационно-измерительную систему «Скала-микро» для энергоблоков АЭС с реактором РБМК-1000. ПИБШ.420051.002 ТЗ.

144. Информационно-измерительная система «Скала-микро» энергоблоков Смоленской АЭС Комплекс программ верхнего уровня. Технические требования. ОАО «ВНИИАЭС», Смоленская АЭС, инв. № ТТ-Ц360-001/2011.

145. Информационно-измерительная система «Скала-микро» энергоблоков Смоленской АЭС. Комплекс программ специального математического обеспечения. Технические требования. ОАО «ВНИИАЭС», ОАО «НИКИЭТ», Смоленская АЭС инв. № ТТ-360-002/2011.

146. Протокол приемочных испытаний КП ВУ ИИС «Скала-микро» энергоблока № 1 Смоленской АЭС. Смоленская АЭС, Десногорск, 2012.

147. Информационно-измерительная система «Скала-микро» энергоблоков Смоленской АЭС. Комплекс программ верхнего уровня. Программа и методика приемочных испытаний. ОАО «ВНИИАЭС», НПП «ВНИИЭМ», ОАО «НИКИЭТ». Инв. № ПМ-Ц360-005/2011. М., 2012.

148. Протокол приемочных испытаний КП ВУ ИИС «Скала-микро» энергоблока № 2 Смоленской АЭС. Смоленская АЭС, Десногорск, 2013.