WWW.LIBRUS.DOBROTA.BIZ
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - собрание публикаций
 

Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |

«и тепловой энергии на атомных станциях» Седьмая международная научно-техническая конференция «БезопаСноСть, эффективноСть и экономика атомной энергетики» Тезисы докладов Москва, 26–27 мая ...»

-- [ Страница 1 ] --

открытое акционерное общество

«Российский концерн по производству электрической

и тепловой энергии на атомных станциях»

Седьмая международная

научно-техническая конференция

«БезопаСноСть,

эффективноСть и экономика

атомной энергетики»

Тезисы докладов

Москва, 26–27 мая 2010 г .

Содержание

пленарные доклады

Plenary session

Секция 1. Эксплуатация аЭс

Эксплуатация ввЭР, РБМк, БН

n .

Тепломеханическое оборудование, диагностика, ресурс,

n .

модернизация и продление срока службы аЭс

n. Техническое обслуживание и ремонт, материаловедение и контроль металла

n. совершенствование электротехнического оборудования, систем контроля и управления

n. Пожарная безопасность аЭс

n. Рао, оЯТ, вывод из эксплуатации энергоблоков аЭс

n. Радиационная безопасность, экология аЭс, противоаварийная готовность

Секция 2. Развитие атомной энергетики

Секция 3. Экономика атомной энергетики

Материалы сборника тезисов конференции представлены в авторской редакции пленарные доклады опыт эксплуатации аэС оао «концерн росэнергоатом» .

обеспечение безопасности и повышение эффективности атомной энергетики россии .

Асмолов В.Г., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

В докладе представлена информация об опыте безопасной эксплуатации блоков АЭС Российской Федерации и основных итогах за 2009 год .

По состоянию на 01.01.2010 в эксплуатации находились 31 энергоблок общей мощностью 22 700 МВт. В мае 2010 г. планируется ввод в промышленную эксплуатацию энергоблока № 2 Ростовской АЭС мощностью 1000 МВт. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями России в 2009 году составило 163,3 млрд кВт·ч (около 16 % общего объема производства электроэнергии в России). Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 80,2% .

Достижение таких показателей обеспечено за счет проведения в 2008–2009 гг. комплекса работ, направленных на повышение уровня надежности эксплуатации энергоблоков АЭС, на совершенствование технического обслуживания и ремонта, на модернизацию и продление срока службы энергоблоков действующих АЭС .

В докладе рассмотрены мероприятия, способствовавшие повышению эффективности работы АЭС, приведены динамика нарушений в работе АЭС и показатели состояния радиационной безопасности на АЭС России, а также сформулированы задачи и технико-экономические цели для атомной генерации Концерна на 2010 год .

Особое место в докладе занимают мероприятия по реализации Программы повышения эффективности ОАО «Концерн Росэнергоатом» на 2010-2012 годы, направленные на максимизацию выработки электроэнергии на энергоблоках АЭС при обеспечении их гарантированной безопасности, выполнение планов комплексной поэтапной модернизации энергоблоков с ВВЭР-1000 .

В докладе приводится анализ влияния внешних граничных условий на развитие атомной энергетики России начиная с «постчернобыльского» периода по настоящее время .

Дается оценка влияния мирового экономического кризиса на развитие атомной энергетики, приводится информация по текущему состоянию сооружаемых АЭС, планах по сооружению АЭС на новых площадках, подтверждается стратегическая роль атомной энергетики в обеспечении энергетической безопасности России .

В завершающей части доклада представлена информация об основных направлениях оптимизации технологии ВВЭР, разработке проекта АЭС-2010 (ВВЭР-ТОИ), как эволюционного развития проекта АЭСа также дается прогноз облика ядерно-энергетической системы России на середину XXI века .





освоение и опыт эксплуатации аэС на повышенном уровне мощности. перспективы дальнейшего повышения мощности до 110% и 112% Шутиков А.В., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Одной из возможностей увеличения выработки электроэнергии на блоках АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 является повышение тепловой мощности РУ за счёт инженерных запасов оборудования с учётом фактических характеристик, полученных в результате его изготовления и зафиксированных в процессе эксплуатации .

В соответствии с Решением от 27.11.2003 НТС «Концерна Росэнергоатом» и секции №4 НТС Минатома России совместными усилиями Эксплуатирующей организации и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги, была организована работа по повышению тепловой мощности РУ действующих энергоблоков АЭС .

Разработана отраслевая «Программа увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках АЭС «Концерна Росэнергоатом» в целях реализации которой был разработан ряд подпрограмм различного уровня по нескольким направлениям, включая «Повышение тепловой мощности энергоблоков ВВЭР-1000 на 4%» и «Повышение тепловой мощности энергоблоков ВВЭР-440 на 7%» .

В докладе рассмотрены основные моменты повышения тепловой мощности энергоблоков АЭС, которые включают в себя:

• обоснование безопасности;

• модернизацию систем и оборудования;

• анализ дополнительного воздействия на окружающую среду;

• проведение испытаний и опытной эксплуатации .

Возможность повышения мощности на российских АЭС подтверждается заключениями Главных конструкторов реакторных установок и Генеральных проектантов АС .

В 2008 году Ростехнадзор одобрил подход разработчиков проекта РУ и АС к обоснованию безопасности испытаний и эксплуатации на уровне тепловой мощности 104% от номинального и выдал разрешение на опытно-промышленную эксплуатации блоков №2 Балаковской АЭС и №1 Ростовской АЭС на повышенной мощности. В дальнейшем данный подход был использован при выполнении аналогичных работ на других энергоблоках АЭС .

Программой повышения эффективности деятельности ОАО «Концерн Росэнергоатом» на 2010–2012 гг. определены дальнейшие шаги в реализации задач повышения безопасности и увеличения производства электроэнергии на действующих блоках АС .

В 2008–2009 годах ОАО «ВНИИАЭС» совместно с ОАО ОКБ «Гидропресс», ОАО «Атомэнергопроект», ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП НПО «ВЭИ Электроизоляция» и ОАО «Турбоатом»

выполнил «Анализ технических возможностей и экономической целесообразности увеличения мощности на блоке №4 Балаковской АЭС». Результаты данного анализа свидетельствуют о принципиальной возможности работы блока на мощности 107–110% от номинального уровня. На основании выполненного анализа в соответствии с программой повышения эффективности деятельности ОАО «Концерн Росэнергоатом» разработан «План организационно-технических мероприятий по увеличению тепловой мощности реактора пилотного блока № 4 БАЛАЭС до 107-110% Nном в 18-месячном топливном цикле» .

Основной целью реализации данного плана является получение разрешения Ростехнадзора на опытно-промышленную эксплуатацию блока № 4 Балаковской АЭС на уровне мощности 107% от номинального на базе обоснований для уровня мощности 110% Nном. По результатам опытной эксплуатации на уровне мощности 107% будет принято решение о дальнейшем повышении мощности до 110% и распространении данного опыта на другие энергоблоки АЭС с реакторами ВВЭР-1000 .

перспективы развития технологии ввэр Сидоренко В.А., РНЦ «Курчатовский институт»

Ближняя перспектива развития атомной энергетики России опирается на эволюционное развитие технологии ВВЭР, а среднесрочная и более отдаленная перспективы ориентируются на новые цели, которые должны определять задачи как эволюционного, так и инновационного развития этой технологии. Центральная задача стратегии развития атомной энергетики – формирование оптимальной структуры всего ядерного топливного цикла в топливно-энергетическом балансе страны. Необходимо обеспечить возможность полного использования изотопов урана и тория путем создания замкнутого топливного цикла .

В обозримое время центральными задачами инновационного развития реакторов деления становятся разработка эффективных бридеров на быстрых нейтронах и повышение эффективности топливоиспользования в реакторах на тепловых нейтронах. Легководные корпусные реакторы имеют все основания занять приоритетное место в решении этой задачи, поскольку именно в этом направлении накоплен наибольший опыт, имеются проверенные на практике решения и практические проработки по их дальнейшему совершенствованию.

Основные требования к ВВЭР в инновационной ядерно-энергетической системе:

• более эффективное использование урана;

• снижение инвестиционных рисков;

• повышение термодинамической эффективности .

Исходя из рассмотрения целесообразной структуры атомной энергетики в энергетической стратегии России в первой половине текущего столетия в настоящее время необходимо сосредоточиться на разработке реакторных систем, которые смогут быть реализованы в период 2020–2025 годов и далее.

Выявляются два направления технологического развития ВВЭР:

• первое – эволюционное, являющееся продолжением эволюционного развития ближайшего десятилетия, проявляющегося в разработке блоков АЭС-2010, с качественным улучшением характеристик топливоиспользования как в открытом топливном цикле, так и при переходе к замкнутому топливному циклу в сочетании с бридерами на быстрых нейтронах;

• второе – инновационное, с переходом в область сверхкритического давления воды, и отодвинутое в своей реализации на 5-10 лет .

Параллельно с реализацией эволюционного направления развития ВВЭР следует разработать и реализовать в серийном строительстве энергоблоки широкого мощностного ряда для региональной энергетики. Все блоки должны допускать свободное размещение по условиям безопасности, и время сооружения энергоблока должно составлять 3,5–4 года .

Подчеркивается важность своевременного научно-технического обоснования возможных проектно-конструкторских и технологических решений, чтобы обеспечить выбор оптимальных вариантов реакторной установки, соответствующих конкретным условиям их внедрения в ядерно-энергетическую систему .

экономическая политика в условиях реформирования рынка электрической энергии и мощности и реализации инвестиционной программы оао «концерн росэнергоатом Архангельская А.И., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

1. Прогнозирование доходов ОАО «Концерн Росэнергоатом» на перспективу до 2022 года в условиях работы АЭС на реформируемом рынке энергии и мощности. В рамках этого раздела доклада будет представлен обзор основных сценарных условий прогнозирования доходов ОАО «Концерн Росэнергоатом» на перспективу до 2022 года с учетом макропараметров МЭР России, особенностей работы рынка на сутки вперед (РСВ) в период до 2014 года, особенностей долгосрочного рынка мощности для атомных станций .

2. Прогнозирование эксплуатационных расходов ОАО «Концерн Росэнергоатом» на перспективу до 2022 года. Представляются подходы к прогнозированию эксплуатационных расходов, учитывающие изменения в ядерном топливном цикле, требования к повышению экономической эффективности генерирующей компании .

3. Прогнозирование инвестиционных источников ОАО «Концерн Росэнергоатом», сопоставление с инвестиционными потребностями. Поиск путей сближения реальных источников и инвестиционных потребностей .

опыт эксплуатации новых топливных сборок и перспективы развития топливных циклов для аэС с ввэр Рыжов С.Б., Мохов В.А., Васильченко И.Н., Кушманов С.А., Куракин К.Ю., Медведев В.С., ОКБ «Гидропресс»

В докладе под понятием «новые сборки» понимается конструкция ТВС-2 с жестким каркасом и ее модификации, обеспечивающие геометрическую стабильность активной зоны .

По внешней конфигурации и конструкции отдельных элементов она является эволюционным развитием предшествующих модификаций бесчехловых ТВС. Новое качество обеспечено модернизацией решеток и сваркой их к направляющим каналам ТВС. Такая конструкция в российском исполнении имеет значительные преимущества по сравнению со всеми другими аналогами и с учетом опыта эксплуатации является базовой для новых проектов РУ с реактором типа ВВЭР-1000 .

На базе этой конструкции реализованы топливные циклы, соответствующие сегодняшним потребностям АЭС .

Началу создания ТВС-2 предшествовала ситуация на АЭС с известными проблемами по обеспечению проектного срабатывания аварийной защиты, проблемами с перегрузкой активной зоны. Эти проблемы проявились и на так называемых «нержавеющих» кассетах, и на циркониевых типа УТВС .

Первым опытом создания ТВС с жестким каркасом явилось создание ТВСА, где жесткий каркас обеспечивается уголками, связанными жестко с ДР и расположенными на внешнем контуре. Направляющие каналы воспринимающие осевую нагрузку оставались не связанными жестко с ДР .

Жесткий каркас ТВС-2 был создан более простыми конструктивными средствами без заметного изменения внешней конфигурации топливной сборки .

Первая партия кассет ТВС-2 была установлена на опытнопромышленную эксплуатацию в 2003 году. Для увеличения жесткости в конструкции первой партии содержалось 15 ДР. Следующая модификация содержала уже 12 ДР, расположенных с шагом 340 мм .

Этот параметр является важнейшим для конструкции ТВС, так как он обеспечивает необходимую жесткость и надежное дистанционирование .

Опытно-промышленная эксплуатация закончилась в 2006 году на Балаковской АЭС. Основным результатом ОПЭ было обеспечение проектной геометрии ТВС, в результате чего была упрощена эксплуатация блоков, упрощен процесс перегрузки реактора. Следует подчеркнуть, что за время ОПЭ и в дальнейшем (даже при увеличении скорости перемещения) ни одна ТВС не была повреждена в процессе ТТО, что, как минимум, позволяет утверждать, что конструкция ТВС-2 как для существующих блоков, так и для вновь проектируемых не нуждается в дополнительных конструктивных или организационных мерах для страховки от повреждения при ТТО .

На базе ТВС-2 на Балаковской АЭС достигнут коэффициент использования установленной мощности 90% и надежность твэл 1,610-6 .

После внедрения конструкции ТВС-2 появилась возможность модернизации топливных циклов и перехода на топливный цикл 31,5 года .

Одновременно с этим внедряется новый тип ТВС-2 – ТВС-2М .

На первой фазе с бланкетами, на второй – без бланкетов. Цель этого перехода – увеличение длительности топливной кампании с одновременным повышением мощности РУ до 104% Nном .

Переход на повышенную мощность до 104% Nном был осуществлен без изменений эксплуатационных ограничений по активной зоне .

С целью обеспечения быстрого перевода блока № 2 Ростовской АЭС на эксплуатацию в 18-месячном топливном цикле на уровне мощности 104% Nном активная зона с первой топливной загрузки блока № 2 была сразу сформирована из ТВС-2М без бланкетов .

ТВС-2М внедряются на блоке 1 ТАЭС в топливном цикле 41 год при мощности 100% Nном. В дальнейшем блоки 1 и 2 ТАЭС будут переводиться на эксплуатацию ТВС-2М в топливном цикле 31,5 года .

Показана принципиальная возможность эксплуатации ТВС-2М в топливном цикле 51 год с учетом повышенной неравномерности энерговыделения до Kr=1,65 .

Дальнейшим возможным шагом увеличения загрузки топлива в активной зоне и, соответственно, длительности топливного цикла (22 года) является проведение НИОКР и обоснование безопасности РУ с таблеткой 7,8/0 мм .

разработка новых видов топлива и конструкционных материалов для крупномасштабной ядерно-энергетической системы россии Троянов В.М., Ватулин А.В., Новиков В.В., Шкабура И.А., ОАО «ВНИИНМ»

В докладе рассматриваются 3 вопроса, касающиеся разработки ядерного топлива для обеспечения ядерно-энергетической системы России: 1 — топливо для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200; 2 — концептуальные подходы к созданию производства смешанного топлива для реакторов на быстрых нейтронах, работающих в замкнутом топливном цикле, 3 — разработка твэлов дисперсионного типа для плавучих энергоблоков (ПЭБ) и атомных станций малой мощности (АСММ) .

ВВЭР-1200. В России начато строительство блоков по проекту АЭСимеющих по сравнению с серийным ВВЭР-1000 особенности в конструкции ТВС и параметрах эксплуатации топлива, таблица 1 .

Таблица 1. Основные параметры РУ ВВЭР-1200 и ядерного топлива

–  –  –

Повышение мощности блока обеспечивается как измененной геометрией активной зоны, так и повышенными параметрами её эксплуатации. Эти изменения (наряду с другими по увеличению длительности работы и выгорания топлива) предопределили основные работы по разработке проекта топлива для АЭС-2006. Конструкция тепловыделяющих элементов основывается на референсном опыте проектов ТВСА и ТВС-2. Она имеет увеличенную габаритную длину твэла и длину навески двуокиси урана (рисунок 1). Величина свободного объема осталась без изменений .

В докладе обсуждаются особенности конструкции твэлов и их обоснования .

Смешанное топливо. Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения…» определяет приоритетным направлением создание замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) с регенерацией плутония из отработавших ТВС для использования его в качестве топлива реакторов на быстрых нейтронах .

Обоснованным вариантом вовлечения плутония в топливный цикл является изготовление таблеточного смешанного оксидного топлива (МОКС-топлива) для реакторов типа БН. На текущий момент на ПО «Маяк» накоплен значительный опыт по получению на перерабатывающем заводе РТ-1 регенерированного диоксида плутония и опытнопромышленному изготовлению ТВС с таблеточным МОКС-топливом для БН-350 и БН-600. Всего испытано 53 таких ТВС до максимальной глубины выгорания 11,8 % т.а. с повреждающей дозой на оболочке до 82 сна. В настоящее время в БН-600 проходят испытания три экспериментальных ТВС с таблеточным МОКС-топливом в конструктиве БН-800, отличающемся, главным образом, наличием в верхней части поглощающих элементов вместо торцевого экрана .

Перспективным направлением развития топливных технологий является переход на так называемые плотные виды смешанного топлива, к которым относят нитриды, карбиды, металлические сплавы и композиционные топливные материалы на их основе. В исследовательских реакторах испытано значительное количество экспериментальных твэлов с различным видом плотного топлива, включая нитридное и металлическое смешанное топливо .

Во ВНИИНМ разработана универсальная технология изготовления смешанного таблеточного топлива с применением современных технологий .

Разработанная технология позволяет осуществить переход к изготовлению таблеток плотного топлива (например, смешанного нитридного) без изменения состава основного технологического оборудования. В этом случае требуется лишь создание дополнительного модуля для производства соответствующих исходных материалов .

Унифицированное таблеточное производство гармонично стыкуется с широко применяемой в мире и на российском перерабатывающем заводе водно-экстракционной технологией переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов, обеспечивая преемственность технологий топливного цикла на переходном этапе развития атомной энергетики. Высокие степени очистки отработавшего топлива от осколков деления (107 – 108), заложенные в природу водных методов переработки, позволяют свести к минимуму экологическую нагрузку на топливный цикл, обеспечив приемлемые радиационные характеристики при производстве и обращении со свежими ТВС на всех стадиях .

Технологическая связка таблеточного топлива с усовершенствованными водно-экстракционными методами обеспечивает наивысший экспортный потенциал продукции и услуг замкнутого топливного цикла, как в целом, так и по элементам. Это подтверждает интерес китайских заказчиков, проявленный к данным технологиям .

ПЭБ и АСММ. Разработка активной зоны для головного ПЭБ проводилась на основе известной ледокольной активной зоны КЛТ-40 канального типа. ОАО «ОКБМ Африкантов» была разработана активная зона КЛТ-40С кассетной структуры с увеличенной по сравнению с КЛТ-40 длиной активной части .

В активных зонах атомных ледоколов типа КЛТ-40 используются твэлы с ядерным топливом на основе высокообогащенного урана (содержащего более 20 % 235U). Для обеспечения экспортного потенциала ПЭБ и АСММ с КЛТ-40С необходимо было разработать ядерное топливо с обогащением урана не более 20%, удовлетворяющее требованиям МАГАТЭ по нераспространению ядерного оружия .

Разработка твэлов для ПЭБ и АСММ проводилась путем модернизация твэлов атомных ледоколов на основе проверенных конструкции и технологии. Анализ возможных вариантов ядерного топлива показал, что требуемую ураноемкость можно обеспечить, используя диоксид урана. Во ВНИИНМ имелся научно-технический задел, который был использован для разработки твэлов. С его использованием для активной зоны головного ПЭБ разработаны твэлы на основе топливной композиции «UO2+алюминиевый сплав» («керметное» топливо), обладающей существенно большей ураноёмкостью, чем топливо атомных ледоколов .

оценка эффективности конструкторских решений быстрых натриевых реакторов и их развития в новых проектах Васильев Б.А., ОАО «ОКБМ Африкантов»

Эффективность конструкторских решений РУ следует оценивать с разных позиций, характеризующих качество атомного энергоблока: с позиций обеспечения надежности, экономичности и безопасности .

Конструкторские решения для РУ с энергетическим быстрым реактором были предложены первоначально для проекта БН-350 с петлевой компоновкой первого контура, а затем, более совершенные для РУ БН-600 .

Проект РУ БН-600 оказался успешным – к апрелю 2010г. реактор отработал 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. При эксплуатации БН-600 подтверждена оптимальность принятой двухконтурной схемы РУ с реактором интегрального типа .

Конструкция РУ БН-600 сохранила высокую работоспособность, что позволило обосновать возможность продления срока эксплуатации энергоблока до 45 лет .

Эффективность конструкторских решений РУ БН-600 и других возможных решений оценивалась при разработке сооружаемого энергоблока БН-800 и дополнительно анализируется в настоящее время при разработке проекта БН-1200 .

В проекте БН-800 сохранены основные конструкторские решения БН-600. Основные изменения направлены на создание дополнительных систем безопасности и возможности эксплуатации реактора с МОКС-топливом вместо диоксида урана, используемого в реакторе БН-600. Последнее обстоятельство привело к изменению конструкции активной зоны и системы загрузки свежих ТВС .

В проекте БН-1200, разрабатываемом с целью коммерциализации реакторов БН – перехода к их серийному сооружению предусматриваются более существенные изменения, направленные, в первую очередь, на улучшение технико-экономических показателей РУ и энергоблока .

Основные намеченные изменения конструкторских решений в проекте БН-1200 следующие:

• укрупнение диаметра твэла с целью увеличения кампании ТВС;

• введение в бак реактора вспомогательных систем первого контура, что позволило сократить ряд вспомогательных систем и повысить безопасность РУ;

• упрощение системы перегрузки за счет увеличенной выдержки отработавших ТВС во внутриреакторном хранилище;

• укрупнение модулей парогенератора с целью снижения материалоемкости;

• ослабление нейтронного потока на внутриреакторные конструкции для обеспечения 60-летнего срока службы РУ .

научно-техническая поддержка эксплуатации аэС с канальными реакторами Драгунов Ю.Г., Петров А.А., ОАО «Ордена Ленина Научноисследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля»

Основные работы на энергоблоках АЭС с РБМК, выполненные за 2008–2010 года при участии специалистов ОАО «НИКИЭТ»:

• выполнение работ по модернизации и реконструкции энергоблоков № 4 Курской АЭС и № 4 Ленинградской АЭС, при этом работы по замене КСКУЗ и других спецсистем на энергоблоке № 4 Курской АЭС выполнены в рекордно короткие сроки (250 суток);

• разработка ОУОБ по энергоблокам № 1 Смоленской АЭС и № 3 Ленинградской АЭС;

• проведение работ по продлению срока эксплуатации энергоблока № 3 Ленинградской АЭС;

• подготовка обоснований возможности эксплуатации энергоблоков № 2 Курской АЭС, № 2 и № 3 Ленинградской АЭС на мощности 105% от номинальной;

• проведение испытаний энергоблоков № 1 и № 2 Курской АЭС и № 2 Ленинградской АЭС на повышенной мощности .

Перевод систем СУЗ на кластерные органы регулирования позволил снизить эффект реактивности при обезвоживании контуров охлаждения СУЗ до величины менее 1, увеличить скоростную эффективность СУЗ .

По результатам дополнительных испытаний на энергоблоке № 3 Курской АЭС обоснована возможность снижения простоя после срабатывания аварийной защиты с 48 до 27 часов .

Улучшению нейтронно-физических характеристик активных зон реакторов способствовало продолжение загрузки всех реакторов уран-эрбиевым топливом обогащением 2,8% и содержанием эрбия 0,6%. На начало 2010 года доля нового топлива достигла 76%, остальное топливо – также уран-эрбиевое, но с обогащением 2,6% .

Подготовлена к загрузке на Ленинградскую АЭС первая партия ТВС с антидебризным фильтром и профилированием по высоте уранэрбиевого топлива. Использование профилированного топлива позволит полностью отказаться от дополнительных поглотителей в активной зоне и снизить принятый сегодня оперативный запас реактивности .

Параллельно с практическими работами на энергоблоках продолжались расчётно-аналитические и экспериментальные работы по совершенствованию расчётных кодов, применяемых для обоснования безопасности .

Проведены, совместно с ЭНИЦ и РНЦ «Курчатовский институт», эксперименты по доказательству отсутствия зависимого разрушения технологических каналов (ТК) при хрупком разрушении одного ТК .

Подготовлены расчётно-экспериментальные исследования по определению границ увеличения внутреннего диаметра ТК с точки зрения теплотехнической надёжности на заключительном этапе эксплуатации реакторов РБМК .

Мониторинг состояния элементов активных зон реакторов показал, что основные усилия должны быть направлены на сохранение зацепления трактов с графитовыми колоннами .

Продолжались работы по решению проблем повреждения по механизму межкристаллитного растрескивания сварных соединений аустенитных трубопроводов Ду300 и Ду200 на АЭС с РБМК и Билибинской АЭС. Результаты работ и темпы решения проблем указывают на необходимость усиления административного руководства и научнотехнической координации по этому направлению .

По снятию с эксплуатации энергоблоков № 1 и № 2 Белоярской АЭС специалисты ОАО «НИКИЭТ» принимали участие в обосновании безопасности при реализации различных этапов этого процесса и в выполнении проектно-конструкторских работ по реализации конкретных технологических процессов при подготовке ОЯТ к вывозу на ПО «МАЯК» .

программы магатэ по повышению безопасности аэС во всем мире М. Эль-Шанавани, МАГАТЭ Согласно положениям Статьи 3.A.6 своего устава МАГАТЭ уполномочено «…устанавливать или принимать…стандарты безопасности…и обеспечивать меры для их применения». МАГАТЭ ведет разработку стандартов (норм) безопасности в рамках открытого и прозрачного процесса при участии Комитетов по Стандартам Безопасности и Комиссии по Стандартам Безопасности, в которых представлены Государства-члены. Стандарты безопасности МАГАТЭ, не являясь юридически обязательными для Государств-членов, де-факто используются в глобальном масштабе как ссылочный материал для целей достижения высоких уровней безопасности .

Стремясь к глобальному применению своих стандартов безопасности [1], МАГАТЭ предлагает Государствам-членам ряд консультативных услуг и услуг по анализу безопасности. Эти услуги ориентированы на оказание помощи Государствам-членам на протяжении всего срока службы их установок. Услуги охватывают многие области, в том числе – Систему регулирования [2], Оценку безопасности [4], Инженернотехническую безопасность [5 и 7], Эксплуатационную безопасность [6], Управление безопасностью, Культуру безопасности, а также обучение в вопросах, относящихся к атомных электростанциям, исследовательским реакторам и предприятиям ядерного топливного цикла. В настоящей статье дается более подробная информация о некоторых услугах МАГАТЭ [8], таких как миссии Группы по рассмотрению эксплуатационной безопасности (ОСАРТ) и Концептуальное рассмотрение безопасности реакторов (GRSR) для реакторов новых проектов .

В статье, кроме того, будет рассмотрена деятельность Международного центра ядерной безопасности (INSAC), который был учрежден с целью извлечения выгод из поступательного движения, достигнутого к настоящему моменту, для формирования в глобальном масштабе компетенций в области ядерной безопасности, основанных на интерпретации и применении стандартов безопасности МАГАТЭ .

Этот центр совершенства будет способствовать дальнейшему наращиванию усилий МАГАТЭ по созданию компетенций и расширению его поддержки, оказываемой Государствам-членам .

Безопасность и экономика атомной энергетики Украины Билей Д.В., ГП НАЭК «Энергоатом», г. Киев В Украине атомная энергетика занимает главенствующее положение в общей структуре топливно-энергетического комплекса и является стабилизирующим фактором в социально–экономическом развитии страны. За 2009 г. в Украине выработано 173,1 ТВтч электроэнергии .

Удельный вес ядерной энергетики в отечественном производстве электроэнергии составляет 48% .

Государственное предприятие Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» объединяет четыре атомные электростанции – Запорожскую, Ривненскую, Южно-Украинскую и Хмельницкую, на которых эксплуатируется 15 ядерных энергоблоков общей установленной мощностью 13,8 ГВт (13 энергоблоков типа ВВЭР-1000 с установленной мощностью 1000 МВт каждый и 2 энергоблока ВВЭР-440 установленной мощностью 420 и 415 МВт) .

В перспективе планируется завершение строительства еще 2 энергоблоков - №3 и №4 Хмельницкой АЭС .

1. Итоги работы Компании в 2009 году .

Снижение спроса на электроэнергию в 2009 году заставило пересмотреть планы на производство в сторону их снижения. Учитывая, что основным источником финансовых ресурсов Компании являются средства за отпущенную в Энергорынок электроэнергию, плановое снижение производства электроэнергии привело к недополучению 5,4% денежных средств. Поэтому в Компании была четко расставлена приоритетность реализуемых программ с максимально эффективным и экономным использованием имеющихся ресурсов .

Основные производственные показатели НАЭК «Энергоатом» за 2009 год свидетельствуют о надлежащей работе атомщиков Украины в прошлом году - плановое задание по выработке электроэнергии выполнено на 101,1%. Было выработано 83,2 млрд.кВтч электроэнергии .

В Энергорынок отпущено 78,0 млрд.кВтч электроэнергии, что соответствует 101,3% планового задания .

Коэффициент использования установленной мощности за 2009 г .

составлял 68,4% .

За 2009 год выполнено 11 планово-предупредительных, 7 текущих и 5 внеплановых ремонтов. Энергоблоки пребывали в ремонте общей продолжительностью 1 279,56 суток. Внеплановые ремонты привели к недовыработке 1 803,4 млн кВтч электроэнергии, что на 893,3 млн кВтч меньше, чем в 2008 г. (в 2008 г. – 2 696,7 млн кВтч) .

2. Выполнение мероприятий по повышению безопасности на АЭС Украины Наивысшим приоритетом в деятельности НАЭК «Энергоатом»

является повышение безопасности действующих энергоблоков АЭС .

Повышение безопасности проводится по программам, основная из которых - «Концепция повышения безопасности действующих энергоблоков атомных электростанций», утвержденная Кабинетом Министров Украины .

В Компании создана и действует система планирования и управления реализацией мероприятий по повышению безопасности и модернизации. Тем не менее, в 2009 году возникали определенные трудности, связанные с наличием различных технических подходов к решению некоторых вопросов для блоков «малой серии» (№1 и №2 ЮУАЭС). Имеется в виду: обоснованность установки регуляторов САОЗ ВД и подходы к квалификации БРУ-А. По этим вопросам проведены научно-технические советы с участием проектных институтов, академии наук

Украины. Приняты соответствующие решения и сегодня у нас есть полная ясность в путях реализации этих сложных мероприятий .

Из запланированных на 2006–2009 годы 250 пилотных мероприятий фактически выполнено 228 пилотных мероприятий, из них согласовано регулятором – 220 мероприятий .

Значительно перевыполнены взятые на себя обязательства по адаптации мероприятий. Процент выполнения и согласования адаптационных мероприятий составляет – 110% и 108% соответственно .

Причины невыполнения в 2009 году некоторых плановых адаптационных мероприятий связаны с календарным переносом сроков ППР и задержкой в реализации пилотных мероприятий .

В настоящее время пути решения всех технических проблем известны. В условиях финансового кризиса в 2009 году удалось реализовать большинство пилотных мероприятий Концепции, в т.ч. в первую очередь на энергоблоке №1 РАЭС .

Основной проблемой для реализации Концепции в полном объеме сегодня является недостаток средств, учитывая одновременное проведение работ по подготовке пилотных блоков к продлению срока эксплуатации .

3. Программа модернизации и повышения безопасности энергоблоков Х2/Р4 Реализация мероприятий по повышению безопасности и модернизации новых блоков РАЭС-4 и ХАЭС-2 проводится по отдельной Программе, которая прошла экспертную оценку западных специалистов. Это было обусловлено обязательствами Украины, взятыми для обеспечения уровня безопасности новых блоков, отвечающего современным требованиям .

Сегодня Программа модернизации «после пуска» энергоблока Х-2/Р-4 выполнена в полном объеме. По результатам выполнения Программы обеспечено доведение уровня безопасности энергоблоков Х-2/Р-4 до уровня безопасности, соответствующего лучшим зарубежным аналогам .

4. Сводная программа повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины Целью реализации Сводной программы повышения безопасности

АЭС Украины (СПБ) являются:

• доведение уровня безопасности всех энергоблоков Украины до уровня, соответствующего международным требованиям по безопасности;

• выравнивание уровня безопасности до уровня энергоблоков Х-2/Р-4;

• выполнение существующих обязательств перед международными организациями по реализации мероприятий по повышению безопасности;

• приведение в соответствие с требованиями правил, норм и стандартов по безопасности;

• продление срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС .

СПБ прошла государственную экспертизу украинского регулирующего органа и международной экспертной организации РИСКАУДИТ .

Все мероприятия программы должны быть реализованы на каждом энергоблоке, как правило, до окончания проектного срока эксплуатации. Ориентировочная стоимость СПБ ~ € 1,4 млрд .

5. Продление сроков эксплуатации энергоблоков Пилотными по продлению эксплуатации являются энергоблоки №№1, 2 РАЭС и энергоблок №1 ЮУАЭС. Для этих энергоблоков выбран вариант выполнения организационно-технических мероприятий для продления эксплуатации без остановов, то есть на протяжении проектного срока эксплуатации. Работы выполняются в соответствии с «Комплексной программой работ по продлению срока эксплуатации действующих энергоблоков атомных станций» .

В 2009 году выполнен рекордный объем работ по продлению срока эксплуатации энергоблока №1 РАЭС. И сегодня есть все основания ожидать, что в декабре текущего 2010 года регулирующий орган Украины (ГКЯРУ) примет позитивное решение относительно выдачи нам соответствующей лицензии уже на продленный срок эксплуатации этого блока .

6. Нарушения в работе АЭС ГП НАЭК «Энергоатом»

Благодаря внедрению на АЭС ряда мероприятий по повышению безопасности и надежности, а также действующей в ГП НАЭК «Энергоатом» системе учета опыта эксплуатации, динамика нарушений станционного уровня имеет отрицательный тренд .

перспективы развития ядерной энергетики китая и применения российских технологий ввэр и Бн реакторов Жан Тао, Национальная ядерная корпорация Китая Быстрый устойчивый экономический рост Китая и неуклонное повышение уровня жизни его населения обусловили огромный спрос на энергию, открывший большие возможности для развития атомной энергетики. Решая задачу «удовлетворения энергоспроса, изменения структуры энергетики, выполнения условий договора о сокращении выбросов углекислого газа и защиты окружающей среды», китайское правительство намерено увеличить установленную мощность атомной энергетики к 2020 г. до 40 ГВт действующих и 18 ГВт строящихся энергоблоков, что в сумме составит 4% всей установленной мощности энергоисточников Китая. Это создает значительные перспективы для быстрого развития атомной энергетики в стране. Будучи комплексным научным и технологическим ядерным предприятием, Национальная ядерная корпорация Китая (CNNC) является ключевым инструментом развития атомной энергетики. Корпорация накопила значительный опыт проведения НИОКР, строительства, эксплуатации и управления работой АЭС, и ей поручена миссия «развития отечественной атомной энергетики и обеспечения поставки ядерного топлива» .

CNNC давно имеет самые тесные связи с атомной отраслью России в области атомных электростанций, ядерного топлива и проведения ядерно-технологических НИОКР. Тяньваньская АЭС было сооружена Китаем и Россией на основе принципов «углубления политического доверия, развития экономического и торгового сотрудничества и укрепления стратегического партнерства». ТАЭС представляет собой высокотехнологичный совместный проект в области использования ядерной энергии и крупнейший проект технико-экономического сотрудничества Китая и России. В 2007 г. была введена в эксплуатацию первая очередь станции – два блока мощностью по 1060 МВт (эл.), построенные по российскому проекту «АЭС-91». Успешная работа блоков обеспечила выработку 44 ТВтч электроэнергии за прошедшие 3 года. Еще одним важнейшим совместным проектом двух стран является Китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR).

Работа по проекту этого первого в Китае быстрого бассейнового реактора с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 65 МВТ и электрической мощностью 20 МВт была начата в мае 2000 г. К настоящему времени завершена подготовка реактора к физическому пуску .

Атомная энергетика является важным направлением сотрудничества Китая и России в области энергетики. Быстрый рост энергоспроса в Китае создал хорошие возможности для углубления сотрудничества двух стран в области атомной энергетики. Корпорация CNNC и российская национальная ядерно-энергетическая компания подписали 23 марта 2010 г. рамочное соглашение о строительстве второй очереди (3 и 4 блоков) Тяньваньской АЭС, а также меморандум о взаимопонимании о сооружении в Китае двух энергоблоков с демонстрационным быстрым реактором типа БН-800, которые официально положили начало строительству второй очереди ТАЭС (два ВВЭР) и дали импульс совместной работе по сооружению демонстрационного быстрого реактора типа БН-800 .

Сотрудничество Китая и России в сфере ядерной энергетики имеет широкие перспективы. CNNC намерена развивать обмен и сотрудничество с российской атомной промышленностью в целях совместного развития атомной энергетики в Китае и других странах, совершенствования ядерных топливных технологий и применения ядерной энергии на благо человечества .

обеспечение радиационной прочности корпусов и внутрикорпусных устройств атомных реакторов аэС с ввэр Карзов Г.П., ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей»

Проблема обоснования и обеспечения прочности корпусов атомных реакторов является ключевой при определении безопасного срока их работы, как на стадии проектирования, так и в процессе эксплуатации, при этом, важнейшим фактором, определяющим ограничение срока эксплуатации, как корпуса, так и внутрикорпусных устройств, является нейтронное облучение, приводящее к повреждению металла и, как следствие, к деградации его служебных характеристик. Эта проблема носит комплексный характер и может быть разделена на несколько самостоятельных, но в то же время тесно связанных между собой этапов .

1. Оценка напряженного состояния и определение уровня воздействующего на металл нейтронного облучения для различных зон рассматриваемых конструкций .

2. Изучение физики повреждения конструкционных материалов и механизмов возможного разрушения конструкций с учетом воздействия на металл всего комплекса эксплуатационных факторов .

3. Обоснование критериев разрушения материала и определение закономерностей изменения этих характеристик в процессе эксплуатации .

4. Определение предельных состояний конструкций и разработка методов расчета их долговечности, максимально адекватно отражающих условия повреждения материала, а также процессы возникновения и развития возможного разрушения .

5. Обоснование на базе разработанных методик безопасного срока эксплуатации конструкций и разработка, в случае необходимости, компенсирующих мероприятий, обеспечивающих возможность его увеличения .

6. Создание системы мониторинга состояния конструкций с целью поэтапного уточнения и дополнительного обоснования безопасности их работы .

7. Создание и промышленное освоение новых или усовершенствование существующих конструкционных материалов для следующего поколения атомных реакторов с целью обеспечения возможности существенного повышения их эксплуатационных характеристик .

Следует отметить, что последние 15 лет по всем указанным направлениям по заданиям концерна Росэнергоатом проводились целенаправленные взаимно скоординированные работы, основными исполнителями которых являлись РНЦ Курчатовский институт, ЦНИИ КМ «Прометей» и ОКБ «Гидропресс». Это позволило к настоящему времени получить целый ряд практически важных результатов, направленных на решение задачи продления срока службы корпусов и внутрикорпусных устройств действующих реакторов типа ВВЭР-1000 .

Применительно к обеспечению создания реакторов типа ВВЭР нового поколения последние годы проводились работы по созданию и промышленному освоению новой высокорадиационностойкой корпусной реакторной стали. В настоящее время эти работы находятся на завершающей стадии. Испытания металла промышленных плавок стали и производственных сварных соединений показали, что на основе этих материалов могут быть созданы атомные реакторы, имеющие расчетный флюенс на корпус не менее 21020 н/см2. При этом значения критической температуры хрупкости на конец срока эксплуатации для металла корпуса реактора будут находиться в диапазоне не выше 30 °С. Это открывает большие возможности для повышения мощности энергетических реакторов типа ВВЭР без существенного увеличения их габаритов .

Что касается внутрикорпусных устройств, то с учетом накопленных знаний о природе повреждения металла ВКУ стала возможной постановка комплексной материаловедческо-конструкторской работы с целью достижения допустимого флюенса нейтронов на элементы ВКУ на уровне 160 сна .

Таким образом, в настоящее время созданы условия не только для успешного продления срока службы действующих атомных реакторов, но также и для создания в самое ближайшее время на основе применения новых материалов следующего поколения блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, обладающих качественно новыми эксплуатационными и технико-экономическими характеристиками .

разработка технологии отжига корпусов реакторов ввэр-1000 Штромбах Я.И., РНЦ «Курчатовский институт»

Решением задачи продления срока службы до 60 и более лет для корпусов реакторов ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля (более 1,65%), близких к исчерпанию радиационного ресурса, является проведение восстановительного отжига критичных сварных швов, подверженных наибольшей радиационной нагрузке). Подобный способ восстановления свойств металла сварных швов был успешно применен для корпуса реактора (КР) ВВЭР-440, однако, различия в химическом составе, конструкции и условиях эксплуатации потребовали для корпусов реакторов ВВЭР-1000 более высокой температуры восстановительного отжига .

Для оценки эффективности отжига необходимо не только подтвердить высокую степень восстановления свойств при выбранном температурно-временном режиме, но и исследовать кинетику радиационного охрупчивания при повторном облучении .

Эта задача требует проведения в короткие сроки облучения образцов материалов КР ВВЭР-1000, прошедших восстановительный отжиг, до флюенса, соответствующего 60 – летнему сроку службы КР, что может быть осуществлено посредством ускоренного облучения образцов в исследовательском реакторе. При этом плотность потока быстрых нейтронов (Е 0,5 МэВ) на два-три порядка величины превышает значения, характерные для стенки КР. При анализе результатов ускоренного облучения должно быть учтено возможное влияние, так называемого, «эффекта флакса» .

В данной работе проведена экспериментальная оценка эффективности проведения восстановительных отжигов КР ВВЭР-1000 на основании результатов механических испытаний и структурных исследований материалов основного металла и сварного шва с высоким содержанием никеля в состояниях: после первичного облучения в соответствующих КР условиях (результаты образцов-свидетелей), отжига по выбранному режиму и повторного ускоренного облучения до флюенса, соответствующего продленному сроку службы до 60 лет и более .

Показано, что

• темп накопления радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов в сварном шве гораздо выше, чем в основном металле, что и обуславливает существенно больший темп его охрупчивания

• облучение с большей в 50–400 раз плотностью потока быстрых нейтронов (большем флаксе), чем в условиях облучения в действующем реакторе приводит к возникновению «эффекта флакса»;

• отжиг по выбранному режиму обеспечивает достаточно полное восстановление структуры и свойств облученных материалов КР ВВЭР-1000 до уровня, необходимого для продления срока службы до 60 лет, а также минимизирует развитие сегрегационных процессов в материале;

• повторное после отжига радиационное охрупчивание сварного шва и основного металла ВВЭР-1000 с учетом эффекта флакса и температурного старения ниже, чем при первичном радиационном охрупчивании, что определяется темпом накопления радиационноиндуцированных изменений структуры .

повышение эффективности теплообменных аппаратов II контура аэС Авдеев А.А., Шамароков А.С., ОАО «ВНИИАМ»

ОАО «ВНИИАМ» ведет работы по повышению эффективности теплообменных аппаратов II-ого контура АЭС, начиная с 1988 г. Была разработана коллекторно-ширмовая трубная система с вертикальным центральным коллектором и кольцевым трубным пучком из вертикальных W-образных змеевиков (ширм).

На основе коллекторноширмовой трубной системы разработана линейка унифицированных теплообменных аппаратов различного технологического назначения:

подогреватели высокого давления (ПВД), подогреватели низкого давления (ПНД), сепаратор-пароперегреватель (СПП), подогреватель сетевой воды (ПСВ) и воздушный теплообменник системы пасивного отвода тепла от реактора ВВЭР-1000. ОАО «ВНИИАМ» предлагает для установки на вновь строящихся блоках АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 подогреватели коллекторно-ширмового типа (ПВД-Ш) в двухниточном исполнении .

Конструкция ПВД-Ш представляет собой вертикальный аппарат с центральным коллектором, закреплённым в нижнем днище. Внутри коллектора расположена цилиндрическая обечайка с кольцевыми перегородками, делящими его на раздающую и собирающую камеры .

В кольцевом пространстве между корпусом и коллектором расположены, вертикальные трубчатые ширмы из нержавеющей стали, подключённые концами труб к камерам коллектора. Ширмы установлены с образованием четырёх пучков, в виде «ромашки», в каждом из которых ширмы расположены в параллельных плоскостях. Пучки обрамлены периферийным и центральным (со стороны коллектора) кожухами .

Для выравнивания расхода пара между пучками предусмотрены вертикальные уравнительные каналы, образованные центральным и периферийными кожухами, и горизонтальные уравнительные каналы, образованные коробами, закреплёнными в вертикальных участках периферийного кожуха .

ПВД-Ш имеют преимущества по массе, поверхности теплообмена, габаритам, а в сравнении с коллекторно-спиральными ПВД дополнительно по тепловой эффективности (меньше недогревы питательной воды) и по гидравлическому сопротивлению по тракту питательной воды. Масса подогревателей на блок мощностью 1000–1200 МВт снижается в 1,5–2 раза с 530 т до 340 т. Масса поковок падает в 6 раз с 208 т до 36 т. Масса труб из нержавеющей стали уменьшается на 32 т .

Стоимость изготовления падает еще более существенно. Производство серийных поковок вместо уникальных. Общая длина сверлений уменьшается с 13600 м до 2400 м, т.е. почти в 6 раз. Падает не только материалоемкость, но и трудоемкость изготовления. Сокращаются сроки изготовления.

Повышаются технические характеристики:

уменьшается недогрев питательной воды и гидравлические потери .

Это позволяет рассматривать ПВД-Ш в качестве наиболее приемлемых для новых проектных разработок турбоустановок единичной мощностью 600…1200 МВт и более, а также для оптимизации тепловых схем турбоустановок путём перехода от двухниточного исполнения на однониточное в системах регенеративного подогрева .

Исследования, проведенные в США (EPRI) и Европе, 200 ПВД на ТЭС показали высокую надежность коллекторно-ширмовых ПВД .

В Германии ввод новых блоков предусматривает установку только коллекторно-ширмовых ПВД. Следует отметить тот факт, что при эксплуатации камерных ПВД через 12–15 лет возникает интенсивное трещинообразование, которое приводит к необходимости их замены на ширмовые. Критическая толщина трубной доски составляет около 500 мм. Создание камерных ПВД со сроком службы 35-50 лет практически невозможно .

Выполненные в ОАО «ВНИИАМ» разработки ПВД-Ш показали, что унифицированная коллекторно-ширмовая конструктивная схема может быть реализована для систем регенерации турбоустановок ТЭС мощностью от 50 МВт до 800 МВт и, в том числе для новых блоков на сверхкритические параметры, причем из существующих на настоящий момент отечественных материалов. Проект «Подогреватель высокого давления коллекторно-ширмового типа» (в двухниточном исполнении) удостоен «ДИПЛОМА ПОБЕДИТЕЛЯ» ярмарки инновационных решений для реализации проектов «АЭС-2006» .

эволюционное развитие автоматизированных систем управления аэС с ввэр Аркадов Г.В., Дунаев В.Г., Боженков О.Л., ОАО «ВНИИАЭС»

Стратегия энергетической политики России сегодня сориентирована на ускоренное развитие мощностей атомных электростанций (АЭС), включая достройку энергоблоков высокой степени готовности (Ростовская АЭС блоки 2–4, Калининская АЭС блок 4, Белоярская АЭС блок 4), продление сроков эксплуатации действующих блоков, строительство и ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков АЭС-2006 (АЭС с РУ 1200 нового поколения) .

Возникающие при этом задачи повышения безопасности и эффективности таких сложных технологических объектов, как энергоблоки АЭС, приводит к необходимости совершенствования систем управления АЭС: автоматизированных систем управления технологическим процессом (АСУ ТП), причем с использованием самых современных информационных технологий. АСУ ТП является важной стратегической частью проекта энергоблока АЭС .

При реализации программы развития атомной энергетики России существенно возрастает роль комплектного поставщика, главного конструктора и системного интегратора АСУ ТП. С 2006 года эта функция и ответственность возложена на Всероссийский научноисследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ОАО «ВНИИАЭС»). Концепция создания и внедрения АСУ ТП базируется на разработке максимально унифицированного проекта АСУ ТП, развитии и активном использовании современных технологий системной инженерии и системной интеграции, использовании в максимальной степени научного и промышленного потенциала предприятий ядерного комплекса, а также на кооперации с ведущими западными фирмами в плане поставок отдельных цифровых компонентов АСУ ТП .

Стратегия создания АСУ ТП, принятая госкорпорацией «Росатом», основана на поэтапном (эволюционном) совершенствовании проектных решений и реализации требований к АСУ ТП АЭС при безусловном выполнении директивных сроков пуска энергоблоков .

Основами проектных решений для АСУ ТП АЭС-2006 являются технические решения по АСУ ТП российских и зарубежных блоков АЭС (российской конструкции): энергоблок № 3 Калининской АЭС, АЭС «Тяньвань» (Китай), АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Куданкулам»

(Индия), а также мировые тенденции и требования в части АСУ ТП АЭС .

Реализация стратегии создания АСУ ТП АЭС-2006 уже сегодня осуществляется кооперацией российских предприятий путем поэтапного внедрения современных проектных решений и программно-технических комплексов для АСУ ТП не только в проектах достраиваемых и строящихся энергоблоков (№ 2 Ростовской, № 4 Калининской, № 4 Белоярской АЭС), но и при модернизации АСУ ТП действующих АЭС (Кольская АЭС блоки 3 и 4, Нововоронежская АЭС блок 5). Разработка и внедрение конкретных перспективных и унифицированных технических решений на модернизируемых и достраиваемых блоках обеспечат референтность проектных решений для АСУ ТП проекта АЭС-2006 (НВАЭС-2 и ЛАЭС-2) .

Российские предприятия имеют достаточно высокий научный и промышленный потенциал для создания конкурентоспособной российской АСУ ТП, что позволяет нам сегодня в кооперации с иностранными компаниями обеспечивать мировой научно-технический уровень АСУ ТП АЭС, а в недалеком будущем - соревноваться с Западом на равных в области информационных технологий .

Plenary sessIon

operating experience of JsC “Concern rosenergoatom” nPPs:

ensuring safety and enhancing efficiency of russian nuclear Power Asmolov V.G., JSC “Concern Rosenergoatom” The paper presents the experience related to Russian NPPs safe operation and the main results in 2009. As of 01.01.2010 there were 31 power units in operation with total capacity of 22 700 MW. Start of commercial operation of 1000-MW Unit 2 of Rostov NPP is planned for May 2010. Total electricity generated by nuclear power plants in 2009 was equal to 163.3 bln kW·h (around 16 % of total electricity generation in Russia). Load Factor (LF) was 80.2% in average .

These results have been reached due to a set of works performed in 2008and focused on power units’ operational reliability enhancement, maintenance improvement, life extension of the operating power units .

The paper reviews the activities having facilitated the NPPs performance enhancement, provides trends of operational events and radiation safety indicators at Russian NPPs, and describes the Concern’s nuclear generation goals and technical & economic objectives for 2010 .

Special attention is given in the paper to the activities aimed at implementation of the Efficiency Improvement Programme of JSC “Concern Rosenergoatom” for 2010-2012 period, which are focused on maximizing electricity generation at NPP power units while providing for their guaranteed safety and on implementation of the phased complex modernization of VVER-1000 power units .

The paper analyses an impact of external boundary conditions on Russian nuclear power industry development from “post-Chernobyl” time till present .

The world economic crisis influence on nuclear power development is evaluated, information on current status of the NPPs under construction is provided together with the plans of nuclear power plant construction at new sites, and the strategic role of the nuclear power in ensuring energetic security of Russia is reaffirmed .

In its concluding part, the paper provides information regarding the principal directions of VVER technology optimization, the AES-2010 design elaboration as an evolutionary development of the AES-2006 as well as the projection of a Russian nuclear power system look in the mid of 21st century .

Uprated operation of nuclear plants: current experience and prospects for further uprating to 110% and 112% A.V. Shutikov, JSC “Concern Rosenergoatom” One of the ways to increase electricity generation at VVER-1000 and VVER-440 plants lies through uprating of these facilities by using engineering margins of plant components taking into account their actual performance characteristics after manufacture, recorded during the plant operation .

Following the decisions made at the Scientific and Technical Board of Rosenergoatom on 27.11.2003 and at Section 4 of the Scientific and Technical Board of Minatom, the Utility and organizations performing relevant activities and providing services undertook to uprate the operating nuclear plants .

A program has been developed to raise output of nuclear power plants operated by Rosenergoatom, and several subprograms have been initiated in different areas and at different levels to support its implementation. The subprograms included among others things 4% uprating of VVER-1000 plants and 7% uprating of VVER-440 units .

The paper discusses the key aspects of NPP uprating activities, such as:

• safety analysis;

• upgrading of systems and components;

• additional environmental impact assessment;

• testing and trial operation .

The chief design organizations of the nuclear island and chief architect engineers of BOP confirmed feasibility of plant uprating .

Rostekhnadzor – Russian Regulator – approved in 2008 the safety approach of reactor and BOP designers to plant testing and trial operation at 104% of original thermal power level, and issued a permit to allow trial uprated operation of Balakovo 2 and Rostov 1. Later, this approach was used to perform similar activities at other nuclear plants .

Program for raising Rosenergoatom efficiency in 2010-2012 has identified the next steps towards achieving safety enhancement objectives and increasing electricity generation at operating NPPs .

VNIIAES performed in 2008–2009, together with Gidropress, Atomenergoproject, Kurchatov Institute, VEI Elektroisolyatsiay and Turboatom, a feasibility study on Balakovo 4 uprating. The study showed that the unit could be operated at 107%110% of the original rated power .

Following the program of raising its own efficiency, Rosnergoatom used the study as input to develop an action plan for pilot uprating of Balakovo 4 to 107-110% Nnom with an 18-month fuel cycle. The main objective of the Plan is to obtain Rostekhnadzor permit for trial operation of Balakovo 4 at 107% of rated power, based on the safety case developed for 110% Nnom power level. The results of trial operation at 107% will serve to make decisions about further increase of the unit power to 110% and about extending this experience to other VVER-1000 plants .

Prospects for vver technology V.A. Sidorenko, RRC Kurchatov Institute The near-term development of Russian nuclear power relies on evolutionary development of VVER technology. The mid-term and long-term prospects of the industry have other goals that would dictate objectives of both evolutionary and innovative advancement of this technology. The main strategic goal of nuclear power development is to provide optimum nuclear fuel cycle mix in the national energy park. It is necessary to achieve full utilization of uranium and thorium isotopes by closing fuel cycle. In the foreseeable future, the key goals of innovative advancement of fission reactors will include development of fast breeders and more efficient use of fuel in thermal reactor facilities. The light-water vessel reactor technology has everything to take the lead in attaining this goal because it has the most formidable experience, proved solutions and new developments for further improvement. The main requirements for

VVER reactors in innovative nuclear power include:

• more efficient use of uranium;

• lower investment risks;

• higher thermodynamic efficiency .

Analysis of the best nuclear power mix from the viewpoint of Russian energy strategy in the first half of the 21st century has shown that at present, emphasis should be made on developing reactor systems that could be put

into practice in 2020-2025 and later. Two lines are emerging in further development of VVER technology:

The first is a way of evolution, to continue into the longer term the evolutionary trend of the next decade. This will mean development of AES-2010 plants with drastically better use of fuel both in an open fuel cycle and later in a closed cycle in combination with fast breeders;

The second is an innovative way leading to water coolants under supercritical pressure, whose implementation would come 5-10 years later .

Parallel to the VVER evolution, an effort should be made to develop and construct serial plants of a broad power range, intended for regional applications. These plants should have no site limitations from the viewpoint of safety, and should have the construction time of 3.5-4 years .

Special attention should be given to timely scientific and engineering validation of candidate design and technological solutions, to enable selection of the best reactor options that would be fully eligible for integration into a nuclear power system .

economic policy under reforming of electricity and capacity market and implementation of rosenergoaton investment program A.I. Arkhangelskaya, JSC “Concern Rosenergoatom”

1. Forecasting of Rosenergoatom income in the period to 2022, when NPPs will be operating in conditions of energy and capacity market reforms .

This section contains an overview of main scenario conditions for predicting Rosenergoatom revenues to 2022 taking into account macroparameters of the energy market, specifics of day-ahead market in the period to 2014, specific features of the long-term nuclear capacity market .

2. Forecasting of operating costs of Rosenergoatom to 2022. The paper discusses approaches to operating costs prediction with allowance for alterations in the nuclear fuel cycle and requirements for more efficient economic performance of the utility .

3. Forecasting of investment sources of Rosenergoatom and their comparison with investment requirements. Looking for ways to harmonize realistic sources and investment requirements .

operating experience of new fuel assemblies and prospects for new fuel cycles at vver plants S.B. Ryzhov, V.A. Mokhov, I.N. Vasilchenko, S.A. Kushmanov, K.Yu. Kurakin, V.S. Medvedev “New fuel assemblies” discussed in this paper imply TVS-2 fuel assembly with rigid frame and its modifications ensuring stable geometry of core components .

From the viewpoint of its configuration and design of some components, this FA is an evolutionary modification of the earlier shroudless FAs. New – higher – quality of the assembly is provided by the upgraded grids welded to FA guide tubes. This Russian design has serious advantages over similar fuel bundles. Considering its operating experience, it has been chosen as a reference for new VVER-1000 systems. This FA has served to develop the fuel cycles that come up to the current demands of nuclear plants .

A prerequisite for TVS-2 development were the well-known problems at the plants, associated with provision of the design-basis operation of the shutdown system, and refuelling difficulties. These problems occurred with both “stainless” fuel bundles and advanced zirconium assemblies .

The first attempt to create a fuel assembly with rigid frame was made when TVSA was developed. In this FA, rigid frame was provided by angle pieces rigidly attached to spacer grid and located in the outer edge. The guide tubes which take axial load were not rigidly fixed to the spacer .

The rigid frame of TVS-2 was provided by more simple design solutions without introducing significant changes in the external configuration of fuel assembly .

The first bank of TVS-2 fuel assemblies was put in reactor for trial operation in

2003. It contained 15 spacer grids for greater rigidity. The subsequent modification contained 12 spacer grids arranged with a 340 mm pitch. This parameter is crucial for FA design because it provides the required rigidness and reliable spacing .

The trial operation of new FAs at Balakovo NPP ended in 2006. The key outcome of the trial was confirmed provision of FA design geometry, which enabled simplification of plant operation and of the refueling process. It is worth mentioning that none of the FAs have ever been damaged in the course of trial operation and in the subsequent period (even with greater displacement rate), which at least suggests that TVS-2 design does not need additional design or organizational measures either at the existing or new plants to insure against damage during handling operations .

TVS-2 application allowed Balakovo NPP to increase the capacity factor to 90% and raise fuel reliability to 1.610-6 .

Introduction of TVS-2 provided for fuel cycle improvement and move to the fuel cycle of 31.5 years .

New TVS-2 modification – TVS-2M is being introduced in parallel with the basic option: first with a blanket, then without it. The purpose is to prolong fuel cycle while uprating reactor to 104% Nnom .

The reactor was uprated to 104% Nnom without making any changes in the operating limits established for the core .

To enable quick transfer of Rostov 2 to the 18 month fuel cycle at the power level of 104% Nnom, its first core comprised TVS-2M without blanket only .

TVS-2М fuel assemblies are being introduced at Tianwan 1 with 41 year fuel cycle at 100% Nnom. In future, Tianwan 1 and 2 will use TVS-2M with

31.5 year fuel cycle .

The trials have proved possibility of TVS-2М operation with a 51 year fuel cycle and peaking factor up to Kr=1.65 .

Potential further step towards greater fuel inventory in the core and hence longer fuel cycle (22 year) lies through appropriate R&D and safety analysis for the reactor system with 7.8/0 mm fuel pellets .

Development of new Fuels and structural Materials for a largescale nuclear Power system in russia Troyanov V.M., Vatulin A.V., Novikov V.V., Shkabura I.A., JSC «VNIINM»

The paper considers three aspects of development of the nuclear fuel for the goal of Russian nuclear power system fuel supply: 1) fuel for VVER-1000 and VVER-1200 reactors; 2) conceptual approaches to establishment of a mixed fuel production for fast reactors operating within a closed fuel cycle;

and 3) development of dispersion-type fuel elements for floating power units and small-size nuclear power plants .

VVER-1200 reactors. Construction of power units of AES-2006 design has been commenced in Russia. These reactors differ from the serial VVERones by some FA design features and by fuel performance characteristics as given in the Table 1 Table 1. The main parameters of VVER-1200 reactor unit, including nuclear fuel

–  –  –

The increased power unit capacity is reached by means of both changes in core geometry and elevated core performance parameters. These modifications (together with the others aimed at raising fuel operational life duration and burnup level) predetermine the principal scope of fuel designing activities for AES-2006. The fuel element design is based on the reference experience of TVSA and TVS-2 fuel assembly projects. The fuel element is featured by an increased overall dimension as well as by a longer dioxide uranium containing part (Fig.1). The free space volume remains unchanged .

Peculiarities of fuel element design as well as their justification are discussed in the paper .

Mixed fuel. Federal goal-oriented programme “New generation nuclear power technologies …” sets as a priority direction of activities the development of a closed fuel cycle (CFC) with plutonium recovery from spent FAs for its subsequent use as a fuel for fast reactors .

Mixed oxide (MOX) fuel pellets manufacturing for BN-type reactors is a grounded way of plutonium involvement into the fuel cycle. To the moment, PA “Mayak” has accumulated significant experience in the areas of recycled plutonium dioxide production (at the RT-1 reprocessing plant) and pilot manufacturing of FAs with MOX fuel pellets for BN-350 and BN-600 reactors. In total there have been tested 53 such FAs up to maximum burnup level of 11.8 % h.a. with fuel cladding damaging doses up to 82 dpa. At present, three experimental FAs are tested in BN-600 reactor with pellet-type MOX fuel placed in the FA structure designed for BN-800 that characterizes mostly by presence of absorber elements instead of end shield in the upper part .

An advanced direction of fuel technology development is transition to so-called dense fuel types that include nitrides, carbides, metal alloys and composite fuel materials on this base. A significant number of experimental fuel elements with various types of dense fuel including nitride and metal mixed fuels have been tested in research reactors .

VNIINM has developed a universal technology for mixed fuel pellet manufacturing that involves most modern technologies .

The technology developed makes it possible to transit to dense fuel pellet manufacturing without modification of composition of the main process equipment. In such a case, creation of an additional module for relevant charging materials production is the only requirement .

The unified pellet production is congruously connected with the aqueous extraction technology applied at the Russian reprocessing plant and worldwide, thus ensuring fuel cycle technology continuity during the transition phase of the nuclear power industry development. High degrees of spent fuel purification from fission products (107 – 108), which are immanent for the aqueous reprocessing methods, allow to minimize an environmental impact of the fuel cycle and ensure acceptable radiation characteristics during all phases of fresh FAs production and management processes .

The technological compatibility of the pellet-type fuel with the advanced aqueous extraction methods ensures the highest export potential of the CFC products and services both as a whole and as regard to its different elements .

The said is confirmed by an interest from Chinese customers manifested to these technologies .

Floating power units and small-size NPPs. Reactor core for the lead floating power unit (PEB) has been developed on the basis of well-known “icebreaker” channel-type core KLT-40. JSC “OKBM Africantov” has developed a cassettetype KLT-40S core with a longer active part as compared to KLT-40 .

Nuclear icebreaker cores of KLT-40 type comprise fuel elements with nuclear fuel based on high-enriched uranium (more than 20 % 235U). In order to ensure export potential of PEBs and the small-size NPPs equipped with KLT-40S reactors it was necessary to develop nuclear fuel of not more than 20% enrichment that would be in line with the IAEA non-proliferation requirements .

Development of fuel elements for PEBs and small-size NPPs has been carried out through “icebreaker” fuel elements modernization on the basis of the proven design and technology. Analysis of possible nuclear fuel options has shown that the required uranium consumption ability could be ensured using uranium dioxide. VNIINM had a scientific and technical groundwork performed that has been utilized for the fuel elements development goal. This has resulted in the fuel elements developed for the lead PEB unit, which are based on “UO2+aluminium alloy” fuel composition (cermet fuel) with much higher uranium consumption ability than that for “icebreaker” fuels .

assessment of effectiveness of design solutions for sodium fast reactors and their improvement in new designs B.A. Vasiliev, OKBM Africantov Effectiveness of design solutions should be assessed from different points of view spelling the nuclear plant quality: reliability, cost-effectiveness and safety .

Design features of fast power reactors were first developed for BN-350 which had a loop-type primary circuit. Later, these features have been improved in BN-600 .

BN-600 design proved very successful: by April of 2010, the reactor stayed in operation for 30 years with high safety and reliability indicators .

Furthermore, its operating experience proved a two-circuit configuration with integral reactor to be an optimum engineering solution. BN-600 structures and components retained their high design service qualities which helped justify possibility of their life extension to 45 years .

Effectiveness of design and other solutions used in BN-600 was further assessed during development of BN-800 which is under construction now, and in the course of BN-1200 development .

BN-800 has the key design features of BN-600. The most significant changes are connected with the provision of extra safety systems and potential reactor operation with MOX fuel instead of uranium dioxide used in BN-600 .

The latter innovation led to changes in core configuration and in the system of fresh fuel loading into the core .

BN-1200, which is being developed to commercialize this technology and initiate serial construction of such units, will have more serious changes aimed primarily at improvement of reactor and plant performance characteristics .

The principal design alterations of BN-1200 include:

• greater diameter of fuel rods, to increase fuel assembly lifetime;

• auxiliary primary systems located in the reactor tank, to eliminate some auxiliary systems and enhance reactor safety;

• simplified refueling system, owing to longer SFA cooling in the in-pile storage;

• bigger size of steam generator modules, to reduce materials consumption;

• lower neutron flux on reactor internals, to provide 60-year service life of the reactor .

scientific & technical support of operation of nPPs with channel type reactors Dragunov Yu.G., Petrov A.A., JSC “Research and Development Institute of Power Engineering n.a. N.A.Dollezhal”

The principal activities accomplished with JSC RDIPE specialists involvement for NPPs with RBMK power units during 2008-2010 are as follows:

• completion of modernization and renovation works at Kursk NPP Unit 4 and Leningrad NPP Unit 4, while the replacements of Integrated Reactor Control & Protection System (KSKUZ) and other special systems at Kursk NPP Unit 4 have been accomplished within a record short term (250 days);

• in-depth safety analysis (OUOB) development for Smolensk NPP Unit 1 and Leningrad NPP Unit 3;

• operational life extension activities performed for Leningrad NPP Unit 3;

• development of feasibility justifications for uprated (105% of nominal power) operations of Kursk NPP Unit 2, Leningrad NPP Units 2 and 3

• uprated power tests performed at Kursk NPP Units 1 and 2 and Leningrad NPP Unit 2 .

Transition to cluster-type control rod assemblies has allowed us to reduce the reactivity effect in an event of CPS cooling circuit voiding down to levels less than 1 and to raise the CPS velocity effectiveness .

As outcome from additional tests, feasibility of downtime reduction from 48 to 27 hours after emergency protection actuation has been justified .

Reactor core neutron physics parameters improvement has been further facilitated by continuation of loading the uranium-erbium fuel of 2.8% enrichment and 0.6% erbium content. As of beginning of 2010, the new fuel share has reached 76%, and the remainder is the same uranium-erbium fuel but of 2.6% enrichment .

The first lot of FAs with anti-debris filter and height-profiled uraniumerbium fuel is prepared for loading at Leningrad NPP. The use of profiled fuel would allow us to abandon completely using additional absorbers in the core and to reduce the operational reactivity margin currently acceptable .

In parallel with practical works done at power units, a number of calculation analyses and experiments have been performing in order to improve the calculation codes applied in safety justifications .

Jointly with Electrogorsk SRC and RSC “Kurchatov Institute”, there have been performed experiments to demonstrate absence of fuel channel (FC) dependent damages in case of brittle fracture of one FC. Calculation and experimental studies are designed to determine the upper FC internal diameter limits from the viewpoint of thermal engineering reliability during the final stage of a RBMK reactor operation .

Condition monitoring of reactor in-core elements has shown that the primary efforts should be applied to maintenance of FCs coupling with graphite columns .

Activities to solve the problem of 300-mm and 200-mm diameter austenite piping damages via intergranular cracking mechanism have been continued at RMBK NPPs and at Bilibino NPP. Outcome from these works as well as the problem solution pace indicate that both administrative management and scientific & technical coordination need to be strengthened in this area .

As concerned Beloyarsk NPP Units 1 & 2 decommissioning, JSC RDIPE specialists took part in safety justification activities for different phases of the decommissioning process as well as in designing activities aimed at implementation of specific technological processes of SF preparation to shipment to the PA “Mayak” .

Iaea safety enhancement programme for nPPs worldwide El-Shanawany M., Head of Safety Assessment Section, Division of Nuclear Installations Safety, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria Under the terms of Article 3 .

A.6 of its statute, the IAEA is authorized “… to establish or adopt… standards of safety…and provide for their application…” The IAEA develops Safety Standards through an open and transparent process involving Safety Standards Committees and the Commission on Safety Standards (CSS) representing Member States. While the IAEA’s safety standards are not legally binding on Member States, the IAEA safety standards have become the de facto global reference for achieving high levels of safety .

To promote the global application and acceptance of the IAEA’s safety standards [1] an number of safety review and advisory services are offered by the IAEA to Member States. The services are aimed at assisting Member States throughout the life of the installations. The services cover many technical areas such as Regulatory Framework [2], Safety Assessment [4], Engineering Safety [5&7], Operational Safety [6], Management of Safety, Safety Culture and training covering nuclear power plants, research reactors and fuel cycle facilities. The paper provides more information on some of the IAEA’s services [8] such as the Operational Safety Review Team, OSART, and Generic Reactor Safety Review, GRSR, of new reactor designs .

The paper will also cover the International Nuclear Safety Centre (INSAC) which has been established to capitalize on the momentum achieved thus far to build global capacity in nuclear safety based on the interpretation and application of IAEA Safety Standards. This centre of excellence will further expand IAEA capacity building effort and enhance its support to Member States .

safety and economics of Ukrainian nuclear plants D.V. Biley, General Inspector & Safety Director of Ukrainian National Nuclear Operator “Energoatom” (Kiev) In Ukraine, nuclear is the major contributor to the national energy park, playing a stabilizing role in the social and economic growth of the country .

In 2009, nuclear sources accounted for 48% of domestic electricity generation (173.1 TWh) .

The state-owned national nuclear generating company “Energoatom” has four nuclear plants (Zaporozhiey, Rovno, South Ukrainian and Khmelnitsk) which have 15 operating units with total installed capacity 13.8 GW (13 VVER-1000s, each with the installed capacity 1000 MWe, and 2 VVER-440 with the installed capacity 420 MWe and 415 MWe). Two more units – Khmelnitsk 3 and 4 – are under construction .

1. Energoatom performance in 2009 Fall of electricity demand in 2009 made it necessary to downsize generation. Payments for electricity supplied to the energy market are the principal source of Energoatom’s financial resources, so the cutback in electricity generation resulted in 5.4% fund deficiency. As a consequence, the Company has made a special effort to set clear priorities among its programs in order to ensure the most efficient and cost-effective use of available resources .

The key performance indicators of Energoatom in 2009 point to successful operation of Ukrainian nuclear power in that year. Electricity generation plan was fulfilled to 101.1%. Of the 83.2 bln. kWh generated that year, 78.0 bln .

kWh were supplied to the energy market, i.e. 101.3% of the target figure .

Capacity factor in 2009 was 68.4% .

Maintenance activities performed in 2009 included 11 preventive outages, 7 corrective outages and 5 unscheduled outages. The overall outage time was

1279.56 days. Loss of generation due to unscheduled outages amounted to

1 803.4 mln. kWh, which is 893.3 mln. kWh less than in 2008 г. (in 2008. –

2 696.7 mln. kWh) .

2. Implementation of safety improvements at Ukrainian NPPs Safety improvement of operating nuclear plants is the top priority goal of NAEK “Energoatom”. Safety enhancement activities are carried out according to special programs, the most important of which is Safety Improvement Strategy for Operating Nuclear Plants, approved by Ukrainian Cabinet of Ministers .

The Company has developed and put into practice a system for planning and managing safety improvements and upgrades. Nevertheless, there were certain difficulties in 2009, caused primarily by inconsistent engineering approaches to solving some problems at the so-called “small series” plants (South Ukrainian 1 and 2). These problems were related to high-pressure ECCS regulators and approaches to BRU-A (steam dump facility) qualification. Scientific and technical meetings were held to discuss these issues, with participation of design and engineering institutes and Ukrainian Academy of Sciences. Necessary decisions were made so that now there is clear understanding of how to implement these complicated modifications .

Of the 250 pilot activities planned for 2006-2009, 228 have been fulfilled, and 220 of them have been already approved by the Regulator .

The scope of the committed activity adaptations has been greatly surpassed: 110% and 108% of the activities have been fulfilled and approved, respectively. Some adaptation activities planned for 2009 were not fulfilled because of rescheduling of some outages or delays in the implementation of pilot activities .

It is clear now what shall be done to resolve all technical problems. Despite the financial crisis, it proved possible to fulfill in 2009 the majority of the pilot activities included in the Strategy, primarily, at Rovno 1 .

At present, the main obstacle to complete fulfillment of the Strategy is insufficient funding because many life extension preparation activities are performed at the pilot plants at the same time .

3. Safety improvement and upgrading program for Khmelnitsk 2 and Rovno 4 The work on the safety improvement and upgrading of the new units Rovno 4 and Khmelnitsk 2 is carried out in accordance with a separate Program that has been reviewed by western experts. This was done following Ukraine’s commitment to ensure the safety of the new plants at the level of modern requirements .

The “post-startup” upgrading program for Khmelnitsk 2 and Rovno 4 was completely fulfilled by now. As a result of this effort, the safety of these two units has been raised to the level of the best similar plants .

4. Consolidated Safety Improvement Program for Ukrainian Nuclear Plants The Consolidated Safety Improvement Program for Ukrainian Nuclear Plants

pursues the following goals:

• bring safety of all Ukrainian nuclear plants to the level of international safety requirements;

• improve safety of all nuclear units to match that of Khmelnitsk 2 and Rovno 4;

• fulfill existing commitments to international organizations in respects of safety enhancement goals;

• improve nuclear plants to meet safety rules, standards and regulations;

• extend the life of operating NPPs .

The Consolidated Safety Improvement Program has successfully passed the state review by Ukrainian Regulator and the review by an international organization RISKAUDIT. All activities included in the Program are to be implemented at each unit; normally, before the end of its original design life .

The Program cost has been estimated at € 1.4 billion .

5. Life extension Rovno 1, 2 and South Ukrainian 1 have been identified as pilot units for life extension. Life extension activities – both administrative and engineering – will be performed at these units in the course of the entire design life period, without shutting the plants down specifically for the upgrading. The work is done in accordance with the Life Extension Program for Operating Nuclear Plants .

An exceptionally big effort was made in 2009 at Rovno 1 to extend service life of this unit. There are all grounds to believe that Ukrainian Regulator will give this unit in December of 2010 a license to continue operation beyond the original service life .

6. Events at Energoatom plants Owing to various safety and reliability enhancement measures taken at the nuclear plants, and due to the operational feedback system established at Energoatom, there has been a downward trend in plant-level events .

The prospects on the nuclear development in china and the application of the russian vver bn reactor technology Zhangtao, China National Nuclear Corporation, China The sustained and rapid growth of economy in China and the constant improvement of people’s living standards have generated enormous demands for energy and power supplies and brought about tremendous opportunities for the development of nuclear power. Proceeding from the scientific development of“satisfying the demand of energy, adjusting the energy composition, carrying out the agreement of reducing carbon dioxide emissions, and protecting the environment”, the Chinese government is expected the installed capacity of nuclear power in China to reach 40 GW in operation and 18 GW under construction by 2020, accounting for 4% of China total installed power capacity. This presents a significant opportunity for nuclear power industry in China to achieve rapid growth. With an integrated industrial system covering nuclear science and technology, China National Nuclear Corporation (CNNC) is a major body for the development of nuclear power in China .

CNNC has rich experiences in the R&D, project construction, operation and management of nuclear power plants, and it shoulders the mission of “developing China’s nuclear power and ensuring the supply of nuclear fuels” .

For a long time, CNNC has established a friendly co-operation with the nuclear industry circles of Russia in nuclear power, nuclear fuels, and the R&D of nuclear technologies. Tianwan Nuclear Power Plant was constructed jointly by China and Russia under the principle of “deepening political confidence, developing economic and trade, and strengthening strategic partnership”. Tianwan NPP is a high-tech cooperation project in the nuclear energy, and the biggest economic and technical cooperation project between China and Russia. In the first phase, two Russian 1060MW AES-91 type units were put into commercial operation in 2007. The two units have achieved good performance with 44TWh electric generation in the past 3 years. China Experimental Fast Reactor (CEFR) is a key cooperative project between China and Russia in test nuclear reactor areas. As the first sodium-cooled and pool-type fast reactor in China, with 65MW in thermal power and 20MW in electric power, CEFR was started in May 2000, and has completed preparations for criticality up to now .

The cooperation of nuclear power is an important aspect in energy cooperation between China and Russia. The rapid growth of energy demand of China has created good opportunities on deepening the cooperation in nuclear power field between the two countries. CNNC and the Russian National Nuclear Company had signed an framework agreement on Units 3 and 4 of Tianwan NPP Expansion construction and the memorandum of understanding on the construction of the two units of BN-800 type demonstration fast reactor in Chinain 23 mar 2010, which symbolized the official cooperation beginning of the construction on the two VVER units of Tianwan NPP Expansion construction, furthermore, gave an impetus to cooperate on the construction of the BN-800 type demonstration fast reactor .

There is a wide prospect on nuclear power cooperation between China and Russia. CNNC will take an positive attitude to heighten the exchanges and cooperation with Russian nuclear industry, with the goal to jointly develop nuclear power in China and the whole world, improve nuclear fuel technologies and make nuclear technologies benefit the people on a broader scale .

Provision of radiation-resistant vver vessels and internals G.P. Karzov, CNII KM “Prometei” Provision and justification of reactor vessel strength is the key challenge in estimating and designating safe service life for this component, both in the course of design and during operation. The crucial factor restricting the life of both reactor vessel and its internals is neutron flux which causes material degradation and, consequently, deterioration of service characteristics. The problem has many sides and can be split into several separate though cross-cutting areas .

1. Stress analysis and evaluation of neutron flux impact on various areas of the component .

2. Investigation of the physical nature of structural materials damage and potential failure mechanisms of components considering cumulative impact of various service factors on metal condition .

3. Justification of material failure criteria and identification of mechanisms responsible for the in-service variation of material properties .

4. Assessment of ultimate states of structures and components and development of life analysis methodologies most adequately reflecting material failure conditions as well as the processes of potential failure initiation and growth .

5. Using developed methodologies, validation of safe service life of structures and components and, if necessary, development of compensatory measures to prolong it .

6. Provision of component monitoring system with the aim of step-by-step updating of safety justification .

7. Development and commercialization of new or advanced existing structural materials for next- generation reactors, to enable drastic improvement of their service characteristics .

Following Rosenergoatom request, a directed cross-coordinated effort has been made in the last 15 years in all these areas by Kurchatov Institute, CNII RM “Prometei”, OKB “Gidropress” and other organizations. The effort has delivered by now several practical results important for extending the life of vessels and invessel components at operating VVER-1000 plants .

Recently, an effort has been made to develop and put into practice a new radiation-resistant steel intended for the reactor vessels of new-generation VVERs. The development work is in the final stage now. Testing of metal samples from industrial steel melts and industrial weld joints has shown that these materials are suitable for use in new nuclear reactors and can help achieve vessel resistance to fluence of no less than 21020 neutr./cm2 .

Furthermore, critical brittle temperatures in vessel metal will not rise above 30 °C. This opens good possibilities for increasing power of VVER plants without adding significantly to their size .

As regards in-vessel components, given the current insight into the nature of internals material failure, it proved possible to undertake combined material and design R&D to attain acceptable neutron fluence in reactor internals up to 160 dpa .

Therefore, a stage has been set not only for successful life extension of reactors already in operation but also for development and construction in near future, using novel materials, of the VVER nuclear power plants of a new generation that would possess essentially different operating and performance characteristics .

Development of annealing technology for vver-1000 pressure vessels Ya.I. Shtrombakh, RRC Kurchatov Institute The service life of VVER-1000 pressure vessels which have high content of nickel (over 1.65%) and are close to the end of their irradiation lifetime can be extended to 60 years and more by recovery annealing of critical welds suffering highest irradiation. This solution was successfully implemented at VVER-440 reactors to restore the vessel weld properties. However, because of their different chemical composition, design and operating conditions, the VVER-1000 vessels require higher annealing temperature .

To evaluate annealing effectiveness, it is necessary not only to confirm good recovery of vessel properties under selected time and temperature conditions, but also to investigate kinetics of radiation-induced embrittlement under subsequent irradiation. To do this, it is necessary to quickly irradiate sample materials of annealed VVER-1000 vessels to fluence corresponding to that after a 60 year life of a vessel, which can be achieved by accelerated specimen irradiation in a test reactor. In this case, the fast neutron flux (Е 0.5 MeV) is about two or three orders of magnitude greater than flux typical for the reactor vessels. Analysis of accelerated irradiation data should be made considering “flux effect” .

The study involved an experimental evaluation of recovery annealing effectiveness for VVER-1000 vessels. The assessment was made relying on mechanical tests and structural investigations of base material and welds with high nickel content following initial irradiation under conditions similar to those of the reactor vessel (surveillance specimens), after annealing under the selected temperature and time conditions, and after second accelerated annealing to fluence corresponding to vessel life of 60 years and greater .

The study has demonstrated that

• buildup rate of radiation-induced precipitates and radiation defects is considerably greater in weld than in base material, which causes higher rate of vessel embrittlement;

• irradiation to flux which is 50-400 times greater than that during reactor operation creates “flux effect”;

• annealing under the selected conditions provides good enough recovery of structure and properties of irradiated VVER-1000 vessel material, to the extent allowing vessel life extension to 60 years, with minimizing segregation processes in the material;

• considering flux effect and aging temperature, second radiation-induced embrittlement of VVER-1000 weld and base materials following annealing is smaller than initial radiation-induced embrittlement, which can be attributed to buildup rate of radiation-induced variations in material structure .

raising efficiency of heat exchange facilities in the secondary circuit of nuclear plants A.A. Avdeev, A.S. Shamarokov, VNIIAM VNIIAM has been seeking to raise the efficiency of heat exchange facilities in the secondary circuit of nuclear power plants since 1988. A platen-header tube system was developed for this purpose, with vertical header in the centre and an annular tube bundle consisting of vertical W-shape coils (platens) .

The platen-header tube system then served to develop a range of standard heat exchange facilities intended for various applications, in particular, highpressure feed heaters (HPFH), low-pressure feed heaters (LPFH), moisture separator reheaters (MSR), line heaters (LH), and air heat exchangers of passive heat removal system in VVER-1000. Currently VNIIAM offers two-leg platen-header feed heaters (HPH-P) for new VVER-1000 and VVER-1200 projects .

HPFH-P is a vertical facility with central header fixed in the bottom part .

Header has an inner cylindrical shell and circular baffles which divide it into a distribution and collection chamber. An annular gap between casing and header houses vertical tubular platens made of stainless steel, connected on the end to header chambers. Platens are arranged in four bundles – like a chamomile, and are placed in each bundle in parallel planes. Bundles have peripheral and central (on header side) jackets. To level the steam flow inbetween bundles there are vertical leveling channels formed by the central and peripheral jacket, and horizontal leveling channels formed by boxes fixed in the vertical parts of the peripheral jacket .

HPFH-P has smaller weight, larger heat exchange area, smaller size and, if compared with coil-header HPFH, also higher thermal efficiency (due to lower feedwater subcooling) and lower hydraulic resistance in feedwater line. HPFH-P intended for 1000-1200 MW plants weigh 1.5-2 times less – 340 t rather than 530 t. Forgings weigh 6 times less – 36 t instead of 208 t .

The weight of stainless steel tubes is reduced by 32 t. Manufacturing costs are cut even more significantly. Forgings are no longer unique; they become serial. Drilling scope is reduced from 13600 m to 2400 m, i.e. nearly 6 times .

Manufacture requires less material, less effort and less time. Performance characteristics are improved owing to smaller feedwater subcooling and lower hydraulic losses. All this makes HPFH-P the best option for new modifications of 600 – 1200 MW and larger turbo sets, and for further thermal cycle optimization, by using one leg rather than two legs in regenerative heating systems .

The studies carried out in the USA (EPRI) and Europe on 200 HPFHs of fossil-fuel plants have shown high reliability of platen-header high-pressure feed heaters. New German plants will be equipped with the HPFH of the platen-header type only. Chamber-type HPFHs tend to develop serious cracking after 12-15 years of operation, so they have to be replaced by platen heaters. A critical crack in a tube sheet is ~500 mm. It is practically impossible to design chamber-type HPFH with service life of 35-50 years .

The R&D performed in VNIIAM on HPFH-S have shown that it is possible to design a standardized platen-header system to be used in the regeneration systems of the turbine sets of 50 - 800 MW fossil-fuel plants, including new supercritical facilities, using existing Russian materials. The design of a high-pressure feed heater of a platen-header type (two-leg modification) received Winner’s Certificate at a fair of innovative solutions for AES-2006 .

evolutionary deverlopment of i&c systems for vver plants G.V. Arkadov, V.G. Dunaev, O.L. Bozhenkov, VNIIAES Current energy strategy of Russia is aimed at rapid growth of nuclear capacity, in particular, by completing the ongoing projects in advanced stage of construction (Rostov 2-4, Kalinin 4, Beloyarsk 4), extending the life of operating plants, constructing and commissioning new serial units to AESdesign (NPP with 1200 reactor facility of a new generation) .

This strategy calls for enhancement of NPP safety and reliability. It is necessary to improve the I&S systems of these sophisticated engineering facilities, using most advanced information technologies. I&C systems are a vital strategic part of nuclear plant design .

Implementation of Russian nuclear program raises the role of I&C turnkey vendors, chief designers and systems integrators. In 2006, these functions have been entrusted to Russian Research Institute for Nuclear Plant Operation (VNIIAES). I&C development and implementation strategy is aimed at maximum standardization of I&C system design; development and wide use of up-to-date systems engineering and systems integration technologies;

maximum involvement of nuclear science and engineering organizations, and cooperation with leading western suppliers of I&C digital components .

The I&C development strategy adopted by Rosatom relies on step-bystep (evolutionary) improvement of design solutions and implementation of features and characteristics required of the I&S systems of nuclear power plants, with unconditional fulfillment of plant commissioning schedule .

Design solutions for AES-2006 I&C are based on the features implemented at Kalinin 3, Tianwan NPP (China), Bushehr NPP (Iran), Kudankulam NPP (India), and on global trends and requirements for the I&C systems of nuclear plants .

Russian companies have been cooperating to implement the strategy of I&C development for AES-2006. They have been introducing, step-by-step, advanced design solutions, software and hardware for the I&C systems not only at new plants under construction (Rostov 2, Kalinin 4, Beloyarsk 4), but also in the course of I&C upgrading at operating units (Kola 3 and 4, Novovoronezh 5). Development and implementation of advanced and standard engineering solutions at the plants undergoing modernization and under construction is expected to provide reference solutions for AES-2006 I&C (Novovoronezh 2 and Leningrad 2) .

Russian companies have ample scientific and production capabilities to develop competitive I&C systems. Thus, we are already creating, in collaboration with foreign companies, the I&C systems of world class, and in not so distant future our information technologies will be on par with those of the West .

Секция 1экСплУатация аэС

эксплуатация ввэр, рБмк, Бн результаты технико-экономического анализа возможности увеличения мощности энергоблока №4 Балаковской аэС до тепловой мощности 110-112% ном Михальчук А.В., ОАО «ВНИИАЭС»

В 2008-2009 годах специалистами ОАО «ВНИИАЭС», РНЦ «Курчатовский институт» и ОАО ОКБ «Гидропресс» выполнены расчётноаналитические работы по анализу предельных технических возможностей и экономической целесообразности увеличения мощности на четвертом энергоблоке Балаковской АЭС:

• получены экспертные оценки заводов-изготовителей основного оборудования и проектно-конструкторских организаций о возможности повышения производительности оборудования и стоимости проведения необходимых мероприятий с целью повышения мощности энергоблока;

• разработана методика расчета экономической эффективности и выполнена оценка экономического эффекта от повышения мощности энергоблока;

• откорректированы проектные методики, определяющие единый системный подход к обеспечению безопасности активных зон ВВЭР-1000 при повышении мощности;

• оценены возможности эксплуатации турбогенераторного оборудования на повышенных уровнях мощности;

• оценены возможности модернизации парогенератора ПГВ-1000М с предложениями по реконструкции для повышения мощности энергоблока;

• выполнен анализ безопасности в определяющих режимах (с применением методики оптимизации объёма обоснований) при работе на повышенной мощности Nном до 107 %, 110 % и 112 % Nном (Nном=3000 МВт) и оценка допустимого уровня повышения мощности ВВЭР-1000, с применением усовершенствованных методик;

• выполнены оценки экономического эффекта от повышения мощности .

• определена принципиальная программа модернизации четвертого энергоблока Балаковской АЭС для поэтапного повышения мощности .

от рБмк к реактору рекорт через мкэр Бурлаков Е.В., Гольцев А.О., Степанов Н.В., РНЦ «Курчатовский институт»; Лебедев В.И., Павлов М.А., Полтараков Г.И., Ленинградская АЭС В атомной энергетике России доминируют два типа реакторов – ВВЭР (54%) и РБМК (46%) .

Работы по проектированию новых канальных реакторов в настоящее время не проводятся, хотя наработки имеются .

В 90-х годах выполнен проект серии реакторов МКЭР-800, 1000, 1500 как эволюция реактора РБМК с ресурсом графитовой кладки 50 лет (графит марки ГР-1) .

Перед атомной энергетикой на современном этапе стоят две основные задачи: производство дешевой энергии и сохранение ресурсов урана. Разработка и получение новых материалов активной зоны реактора позволяют осуществить идею полного сжигания ядерного топлива в реакторе путем конвертирования урана-238 в плутоний .

Такой процесс непрерывной конвертации может быть осуществлен в твэлах ТВС с расплавленным ядерным топливом в вертикальных каналах реактора при саморафинировании топлива от продуктов деления за счет эффектов гравитации и конвекции. Канальная структура реактора позволяет осуществлять дозагрузку топлива и периодическое удаление в верхней части продуктов деления без остановки реактора .

Все конструкционные элементы активной зоны реактора выполнены из композитного материала на основе нитрида бора изотопного состава B11 N15 с температурой плавления более 2400°С. Образцы этого материала получены и испытаны в НПО «Луч». Теплоносителем может служить литий (изотоп Li7) или кремнеорганическая жидкость .

Выполнены нейтронно-физические и теплофизические расчеты реактора. Показана возможность создания ядерного реактора с «бесконечной» кампанией. Реактор работает годы, десятки лет при практически одинаковом Кэф. Основной неопределенностью является количество продуктов деления, остающихся в жидком топливе .

Исследования показали, что реактор выводится в равновесный режим выгорания даже в том случае, если в топливе будет оставаться до 50% образующихся в нем шлаков. Канальная конструкция позволяет производить замену ТВС, каналов, органов СУЗ при необходимости .

Равновесное содержание продуктов деления в расплавленном топливе оценивается величиной 10-6 .

Реакторная установка РЕКОРТ обладает внутренне присущими свойствами безопасности при минимальном значении избыточной реактивности и отрицательных значениях температурного, мощностного и плотностного эффектов реактивности .

Реактор не образует отработавшего ядерного топлива, требующего переработки, использует отвальный уран или переработанное топливо ВВЭР, РБМК, судовых установок .

Энергоблок может эксплуатироваться в маневренных режимах, так как в расплавленном топливе не возникают термические напряжения .

Составлен план НИОКР в обоснование ядерно-энергетической системы, основанной на канальном реакторе-конвертере РЕКОРТ .

Совершенствование топливоиспользования в рБмк Федосов А.М., РНЦ «Курчатовский институт»

В реакторах РБМК используется топливо из двуокиси урана с добавлением выгорающего поглотителя – эрбия. Данный вид топлива явился результатом многолетних исследований по совершенствованию активной зоны реакторов РБМК после Чернобыльской аварии .

Использование эрбия позволило решить две основные проблемы физики РБМК: уменьшить паровой коэффициент реактивности до приемлемого по безопасности уровня и увеличить глубину выгорания топлива путем повышения его начального обогащения при одновременном выравнивании поля энерговыделения в активной зоне. Эрбий явился альтернативой дополнительным поглотителям, которые были загружены в часть рабочих каналов для уменьшения .

На первом этапе внедрения уран-эрбиевого топлива в реакторах РБМК-1000 происходила постепенная замена штатного топлива обогащением 2,4% на топливо обогащением 2,6%, содержащего 0,41% эрбия .

Первый этап позволил выгрузить бльшую часть ДП, компенсировать увеличение, вызванное заменой штатных стержней регулирования сб.2091 на стержни с ленточным звеном (сб.2477), увеличить глубину выгорания топлива примерно на 20% .

В настоящее время на большинстве энергоблоков заканчивается второй этап, в ходе которого топливо 2,6%-го обогащения заменяется на топливо обогащением 2,8%, содержащее 0,6% эрбия. По окончании данного этапа глубина выгорания должна по оценкам увеличиться еще примерно на 10% .

На следующем этапе планировалось дальнейшее повышение глубины выгорания топлива за счет увеличения обогащения до 3% с соответствующим увеличением концентрации эрбия для компенсации увеличения неравномерности энерговыделения. Однако, как показали расчетные исследования, на данном этапе более эффективным является использование профилированного по высоте топлива. Так при одинаковом среднем обогащении 3% увеличение обогащения в центральной части до 3,2% и уменьшение обогащения до 2,5% на верхнем и нижнем метре ТВС позволяет дополнительно увеличить глубину выгорания примерно на 5%. В марте 2010 началась загрузка опытной партии профилированного топлива на 2-ом энергоблоке Ленинградской АЭС .

Внедрение уран-эрбиевого топлива и повышение его обогащения можно рассматривать как стратегическую линию совершенствования топливоиспользования в РБМК. В то же время существуют резервы по повышению эффективности использования топлива на тактическом уровне, при заданном составе топлива подпитки.

К уменьшению расхода свежего топлива на единицу выработанной энергии приводят следующие меры:

• уменьшение непроизводительных потерь в поглотителях, а именно, выгрузка ДП, уменьшение количества воды в нерабочих каналах (переход на КРО), снижение оперативного запаса реактивности,

• уменьшение утечки нейтронов за счет оптимизации профиля энерговыделения и выгорания по радиусу реактора,

• снижение количества отказов топлива и повторное использование топлива, не достигшего проектного выгорания,

• уменьшение дисперсии глубины выгорания выгруженного топлива .

В докладе приводятся количественные оценки влияния перечисленных факторов на расход топлива, а также сравнивается эффективность использования топлива на разных энергоблоках РБМК-1000 .

ядерное топливо для аэС: современное состояние и перспективные разработки Лавренюк П.И., Молчанов В.Л., ОАО «ТВЭЛ»

ОАО «ТВЭЛ» является поставщиком российского ядерного топлива, обеспечивая потребности 17% мирового рынка. Среди потребителей ядерного топлива ОАО «ТВЭЛ» -исследовательские, транспортные и промышленные реакторы, зарубежные АЭС с реакторами ВВЭР, PWR и BWR. В рамках единой корпоративной структуры Госкорпорации «Росатом» важнейшим партнёром ОАО «ТВЭЛ» является «Концерн Росэнергоатом», которому «ТВЭЛ» поставляет ядерное топливо на АЭС с реакторами ВВЭР-IOGO, ВВЭР-440, РБМК-1000, БН-600, ЭГП-б .

Основными задачами

корпорации «ТВЭЛ» при выпуске продукции являются: удовлетворение требований Потребителей по эксплуатационным характеристикам и улучшению технико-экономических показателей ядерного топлива;

• обеспечение необходимого уровня безопасности при использовании иизготовлении ядерного топлива;

• повышение конкурентоспособности и расширение рынка сбыта продукции. Достижение указанных целей требует постоянного развития существующих конструкций тепловыделяющих сборок (ТВС) для различных типов энергетических реакторов .

Направления работ в обеспечение решения основных задач:

1. Обеспечение геометрической стабильности конструкции ТВС (для ВВЭР-1000);

2. Повышение эксплуатационного ресурса ТВС;

3. Повышение эксплуатационной надежности ТВС;

4. Создание разборных (ремонтопригодных) ТВС;

5. Реализация безопасных и экономически эффективных топливных циклов, включая:

• увеличение глубины выгорания топлива;

• повышение тепловой мощности энергоблоков,

• внедрение топливных циклов увеличенной длительности, например полуторагодичных,

• уменьшение нейтронной нагрузки на корпус .

В течение последних лет в результате выполненного с привлечением ведущих предприятий отрасли большого объёма НИР, ОКР и ТР разработаны, внедрены и успешно эксплуатируются АЭС новые виды ядерного топлива для основных типов энергетических реакторов:

• для ВВЭР-1000 -ТВСА и ТВО2 и их модификации;

• для ВВЭР-440 - РК и ТВС 2-го поколения,

• для РБМК - ТВС с профилированным по высоте обогащением и АДФ. Технико-экономические характеристики (выгорание топлива, длительность эксплуатации и топливные циклы, и т.д.) находятся на уровне мировых производителей ядерного топлива для энергетических реакторов .

Проводится дальнейшая работа по развитию и совершенствованию конструкций твэлов и ТВС, по конструкционным и топливным материалам, которая позволит обеспечить Потребителей эффективным топливом .

Проводится совершенствование топлива БН-600, ведутся разработки топлива для новых проектов (АЭС2006, ПАТЭС с реактором КЛТ-40С) .

планирование перегрузок ядерного топлива в реакторе рБмк-1000 Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Плеханов Р.В., Лысов Д.А., Немиров А.С., Смирнов К.И., ОАО “ВНИИАЭС” Изложена постановка задачи и методология планирования перегрузок ядерного топлива реакторов РБМК, формализованные в рамах отраслевой “Типовой методики планирования перегрузок на АЭС с реакторами РБМК” .

Конструкция реакторов РБМК-1000 предусматривает возможность проведения перегрузок топливных каналов (ТК), содержащих тепловыделяющие сборки (ТВС) и дополнительные поглотители (ДП), как при работе реактора на мощности, так и на остановленном реакторе .

Особенности конструкции активной зоны РБМК не позволяют свести задачу планирования перегрузок ТК к выполнению разработанного набора правил или приемов, определяющих порядок перегрузок, например, по глубине выгорания ТВС. Следовательно, неотъемлемым условием эксплуатации РБМК является наличие “оперативной” системы планирования перегрузок ТК .

Такая система включает:

• действующие методики и инструкции по планированию перегрузок;

• программное обеспечение для выполнения нейтронно-физических расчетов;

• группу сотрудников АЭС, которая выполняет расчеты и подготавливает задание на перегрузку ТК .

Основным нормативным документом по планированию перегрузок для реакторов РБМК-100 является “Типовая методика планирования перегрузок на АЭС с реакторами РБМК-1000”. Методика разработана ВНИИАЭС совместно со специалистами ОАО “Концерн Росэнергоатом”, НИКИЭТ, РНЦ “Курчатовский институт”, Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС .

В рамках “Типовой методики…”:

• формализованы основные этапы процедуры планирования перегрузок ТК;

• приведен набор технологических ограничений;

• определены параметры, характеризующих критерии приемлемости перегрузок и качество формирования загрузки активной зоны;

• сформулированы основные направления и рекомендаций по рациональному использованию ядерного топлива;

• приведены требования к расчетным кодам, используемым для планирования перегрузок на АЭС .

Стратегия перегрузок формируется на основе расчетных исследований по моделированию перегрузок реактора на длительный период с учетом особенностей конструкции активной зоны, условий эксплуатации реактора, типа и обогащения ядерного топлива и технологических ограничений. Немаловажное значение при разработке стратегии перегрузок имеет обобщение опыта эксплуатации и планирования перегрузок на АЭС .

При разработке стратегии перегрузок с использованием расчетного моделирования работы реактора с перегрузкой ТК теми или иными методами решается оптимизационная задача. В качестве целевой функции обычно используется расход свежего топлива для подпитки реактора, а в качестве ограничений предельные значения технологических и нейтронно-физических характеристик реактора (например, максимальная мощность ТВС, линейная нагрузка на твэл, паровой коэффициент реактивности и т.д.). На основе таких исследований подготавливаются рекомендации по использованию соответствующих профилей распределения энерговыделения и энерговыработки ТВС в активной зоне, выбору алгоритмов перестановок ТВС при перегрузках, дополнительных ограничений и алгоритмов подготовки списка каналов-кандидатов на перегрузку .

разработка стратегии ограничения последствий тяжелой аварии рБмк на первой стадии деградации активной зоны Михайлов Д.А., Ткачев В.В, Федоров В.Л., Орлова И.А., Гольцев А.О., Тишкин Ю.А., РНЦ Курчатовский институт; Никитин Ю.М., ОАО «НИКИЭТ»

Важнейшей частью реализации концепции глубокоэшелонированной защиты (см. п. 1.2.3 ОПБ) является подготовка персонала к действиям при нарушениях нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и авариях. Управление запроектными авариями составляет основное содержание 4-го уровня ГПЗ. Стратегия управления запроектной аварией делится на две стадии: первая стадия – предотвращение развития повреждений активной зоны; вторая стадия

– ограничение последствий тяжелого повреждения активной зоны .

Активная зона РБМК содержит большое количество графита, поэтому теплоемкость активной зоны РБМК в ~ 15-30 раз выше теплоемкости активной зоны корпусных реакторов. Вследствие этого процесс повреждения топлива и активной зоны в целом при разогреве до высоких температур развиваются сравнительно медленно для значительной части запроектных аварий, связанных с потерей функции охлаждения активной зоны. К таким авариям можно отнести запроектные аварии с потерей функции охлаждения топлива (разрывы трубопроводов КМПЦ без срабатывания САОР, потерю подпитки КМПЦ от всех источников, BlackOut). Разогрев топлива РБМК с высокой скоростью возможен только в части аварий типа ATWS .

Существенной особенностью РБМК является возможность выделения сравнительно длительной (несколько часов) начальной стадии развития деградации активной зоны, в которой еще будет мало повреждение активной зоны реактора и когда еще сохраняется возможность восстановления охлаждения активной зоны. Эта стадия неактуальна для корпусных аппаратов, т.к. разогрев осушенной активной зоны до высоких температур, когда начинается оплавление твэл, имеет малую длительность (~ 15 – 30 мин), за которое рассчитывать на восстановление персоналом функции отвода тепла от активной зоны вряд ли целесообразно. Низкая скорость развития процесса деградации активной РБМК зоны позволяет принять стратегию предотвращения развития запроектной аварии в тяжелую запроектную аварию в качестве приоритетной .

В докладе приведена классификация запроектных аварий РБМК .

Представлены расчетные оценки процессов, сопровождающих разогрев осушенной активной зоны реактора. Дан таймиг развития деградации активной зоны. Рассмотрены внутренние свойства активной зоны реактора и КМПЦ, ограничивающие повреждение топлива .

В частности: показана роль отвода остаточного тепла к каналам СУЗ;

позитивная роль образования гидрозатворов в U-образных участках КМПЦ, которые значительно снижают опасность генерации большого объема водорода из-за парового голодания ПЦР; показано, что на начальной стадии при развитии процессов деградации активной зоны длительно сохраняется возможность восстановления охлаждения (отсутствует блокировка проходного сечения каналов) .

Приводятся оценки подкритичности активной зоны при разогреве .

Даются рекомендации по управлению запроектными авариями этого типа. Ставится задача экспериментального исследования поведения осушенных каналов реактора при разогреве с целью подтверждения упомянутых свойств активной зоны и экспериментального обоснования рекомендаций по управлению запроектными авариями .

анализ ведения водно-химических режимов первого и второго контуров аэС с ввэр и основные направления их совершенствования Тяпков В.Ф., Ерпылева С.Ф., ОАО «ВНИИАЭС»;

Шкаровский А.Н., Мальков С.Е., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Водно-химический режим АЭС является одним из важнейших факторов, влияющих на надежную, экономичную и безопасную эксплуатацию АЭС. Начиная с ввода в эксплуатацию первых блоков АЭС, до настоящего времени остается актуальной проблема создания и поддержания таких физико-химических свойств теплоносителей, которые бы предотвращали коррозионные повреждения конструкционных материалов оборудования и образование отложений на его поверхностях .

Водно-химический режим должен быть организован таким образом, чтобы обеспечивалась целостность защитных барьеров (оболочек тепловыделяющих элементов и границ контура теплоносителя) и требования радиационной безопасности .

На действующих АЭС единственным фактором, на который сравнительно просто можно повлиять при умеренных капитальных затратах является водно-химический режим .

В докладе приведены данные по ведению водно-химических режимов первых и вторых контуров действующих АЭС с ВВЭР .

Анализ ведения водно-химического режима и систем поддержания ВХР выполнен на основании ежесменных данных ВХР, поступающих в Центр химической поддержки ВНИИАЭС с атомных электростанций .

Обработка информации проводится сотрудниками Центра 230

ВНИИАЭС по направлениям:

• оперативный анализ сменных и среднесуточных данных;

• долговременный анализ за месяц, квартал, год;

• расчетный анализ, включая:

построение по реальным данным и сравнение с регламентированной координирующей зависимостью ВХР первого контура;

расчет средних величин присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин;

расчет высокотемпературных значений рН продувочной воды парогенераторов;

расчет показателей качества питательной воды парогенераторов;

сопоставление результатов расчетов с эксплуатационными данными

Результаты обобщаются в месячных, квартальных и годовых отчетах, которые включают разделы:

• анализ качества и стабильности поддержания показателей питательной и продувочной воды ПГ;

• анализ эффективности работы систем обеспечения и поддержания ВХР (установки ХВО, БОУ, СВО-5, установки дозирования корректирующих реагентов и деаэрирования, баковое хозяйство);

• анализ ведения ВХР первых контуров (как в периоды стационарной работы блока на мощности, так и в переходных режимах, включая пуски, остановы, разгрузки, работу на мощностном эффекте реактивности активной зоны реактора) - оценка влияния ВХР на протекание коррозионных процессов, интенсивность накопления радиоактивных продуктов коррозии и на надежность подавления радиолиза теплоносителя;

• анализ ведения ВХР вспомогательных систем первого контура, включая системы безопасности .

Основными критериями оценки водно-химического режима первого и второго контуров АЭС с ВВЭР приняты требования к ведению

ВХР, при котором должно обеспечиваться:

• минимальное количество отложений на теплообменной поверхности парогенераторов и активной зоне реактора, в проточной части турбин и конденсатно-питательном тракте;

• предотвращение коррозионных и коррозионно-эрозионных повреждений конструкционных материалов, оборудования и трубопроводов контуров,

• обеспечение поддержания низких значений мощностей доз излучения от трубопроводов и оборудования первого контура, снижение количеств жидких радиоактивных отходов .

В докладе приведены пути совершенствования водно-химических режимов и систем поддержания .

Создание комплекса по переработке тро на ленинградской аэС по технологии nUKeM Technologies GmbH Трофимов А.В., Терехов К.А, Коневцов С.А, Арбузов А.Н., Ленинградская АЭС В 2002г. между Ленинградской АЭС и NUKEM Technologies GmbH заключен контракт на поставку систем по переработке и кондиционированию ТРО .

Комплекс по переработке и кондиционированию ТРО включает в себя четыре системы:

• Транспортно-технологических операций;

• Сортирования;

• Прессования;

• Сжигания .

Строительство комплекса начато в феврале 2002г .

Рассмотрены преимущества вновь вводимой структуры обращения с ТРО перед существующей .

Названа производительность комплекса по переработке и кондиционированию ТРО .

Выполнен прогноз заполнения хранилища ТРО после ввода в эксплуатацию спецкорпуса переработки отходов .

Разработана организационная структура цеха по обращению с радиоактивными отходами .

Проводится обучение и подготовка персонала .

Сравнение существующего водно-химического режима рБмк с водородно-кислородным вХр Архипов В.В. Ермаков В.А. Кузин В.С. Чабак А.Ф., РНЦ «Курчатовский институт»

В докладе представлены особенности создания и ведения водородно-кислородного водно-химического режима на реакторах РБМК .

Показано, что внедрение водородно-кислородного водно-химического режима по сравнению с существующим ВХР обеспечивает:

1. Повышение взрывобезопасности эксплуатирующихся блоков .

2. Подавляет коррозионное растрескивание нержавеющей стали .

3. Подавляет общую и локальную коррозию циркониевых сплавов, что позволяет увеличить время эксплуатации ТВС, увеличить выгорание топлива .

4. Снижает вынос продуктов коррозии из конденсатно-питательного тракта в активную зону реактора, что улучшает радиационную обстановку. При этом содержание водорода в теплоносителе в условиях водородно-кислородного ВХР не превышает его содержание при существующем режиме. Поэтому:

5. Система дожигания водорода сохраняется прежней и не требует реконструкции .

6. В случае разгерметизации контура или наличия протечек теплоносителя в при обоих ВХР режимах в помещения поступает одинаковое количество водорода .

нейтронно-физический расчет реактора Бн-600 в диффузионном нодальном приближении с использованием аналитических решений в гетерогенной ячейке Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Мымрин М.К., ИБРАЭ РАН Комплекс программ ГЕФЕСТ создан для эксплуатационных нейтронно-физических расчетов реактора типа БН в многогрупповом диффузионном приближении в трехмерной гексагональной геометрии .

В рамках работ по снижению расчетных погрешностей эксплуатационного комплекса ГЕФЕСТ авторами комплекса был предложен и разработан алгоритм решения уравнения переноса нейтронов в диффузионном нодальном приближении с использованием аналитических решений в гетерогенной ячейке .

В соответствии с мировыми тенденциями в развитии алгоритмов в него введены коэффициенты разрывности потока нейтронов на границах ячеек. Коэффициенты разрывности будут рассчитываться с использованием расчетных модулей на основе разных физических приближений, более высоких, по сравнению с диффузионным приближением (методом вероятности первых столкновений, одномерных модификаций метода Монте-Карло и в кинетическом приближении) .

Данные алгоритмы планируются к включению в разрабатываемый модуль. Программу расчета в кинетическом приближении разрабатывает Мымрин М.К. под руководством Трощиева В.Е .

Разрабатываемый модуль нейтронно-физического расчета GUITAR.A, оставаясь достаточно быстрым, в состоянии снизить погрешности рассчитываемых параметров за счет учета гетерогенности и транспортного приближения .

Пробные расчеты указывают на улучшение предсказаний расчетных параметров, особенно в местах значительных градиентов полей нейтронов (вблизи стержней СУЗ, на границе ЗМО и ВБЗВ, экспериментальных ТВС), в частности эффективности стержней СУЗ .

Программный комплекс ГЕФЕСТ построен на модульном подходе .

Это дает возможность достаточно просто внедрить новый расчетный модуль на основе организованной системы архивных данных и рабочих файлов. Большой объём накопленной информации о сравнении результатов расчетов по штатным нейтронно-физическим модулям с экспериментальными данными позволяет провести валидацию и верификацию нового модуля .

Новый модуль нейтронно-физического расчета GUITAR.A был поставлен в марте этого года в опытную эксплуатацию на БАЭС, как модуль комплекса ГЕФЕСТ .

комплекс экспериментальных исследований возможных аварийных и переходных режимов рБмк-1000 на крупномасштабном интегральном стенде Брус Н.А., ОАО «ЭНИЦ»; Афремов Д.А., ОАО «НИКИЭТ»

В настоящее время безопасность атомных энергоблоков обосновывается расчетным анализом возможных аварийных и переходных режимов. Для экспериментального подтверждения получаемых расчетных результатов в ОАО «ЭНИЦ» (г. Электрогорск Московской области) создан и введен в эксплуатацию новый крупномасштабный интегральный стенд безопасности реактора РБМК – ПСБ РБМК (полномасштабный стенд безопасности реактора РБМК) .

Стенд ПСБ РБМК моделирует одну петлю контура многократной принудительной циркуляции РБМК и включает модели всех основных элементов КМПЦ: полномасштабные модели шести топливных каналов РБМК, модель барабана- сепаратора, модели всасывающего, напорного и двух раздаточных групповых коллекторов, модели клапанов и элементов арматуры КМПЦ. В состав стенда также входит модель баллонной САОР и предусмотрена возможность имитации работы насосной подсистемы САОР за счет подачи питательной воды в РГК. Для проведения исследования режимов с потерей теплоносителя предусмотрено подключение линии течи к моделируемым точкам разрыва. Тепловыделение в ТВС и графитовой кладке моделируется с помощью электронагревателей .

В период с 2006 по 2009 годы, в соответствии с утвержденной программой, на стенде ПСБ РБМК были проведены эксперименты по исследованию следующих аварийных режимов реактора РБМК-1000:

• Снижение расхода в одном РГК из-за повреждения механического фильтра на входе в РГК;

• Охлаждение активной зоны реактора в режиме естественной циркуляции при обесточении собственных нужд станции;

• Разрыв паропровода за приделами помещений СЛА с обесточением собственных нужд блока;

• Разрыв опускного трубопровода;

• Полный двухсторонний разрыв напорного коллектора;

• Полный двухсторонний разрыв РГК после ОК с отказом ОК соседнего РГК;

• Полный двухсторонний разрыв РГК до ОК («Разрыв РГК»);

• Частичный разрыв РГК после ОК («Критический частичный разрыв») .

Для каждого аварийного режима на стенде выполнены два эксперимента: базовый режим и режим с дополнительными отказами .

Выполненные эксперименты сопровождались предтестовыми и посттестовыми расчетами с использованием кода RELAP5/MOD3.2 .

Полученные результаты будут использованы при выпуске следующей версии верификационного отчета для кода RELAP5/MOD3.2 применительно к реактору РБМК .

разработка стратегии внедрения мониторов риска на российских аэС Винников Б.И., РНЦ «Курчатовский Институт»

В настоящее время имеется три концепции (стратегии) внедрения Мониторов Риска на Российских АЭС. Первая относится к разработке отечественного математического обеспечения и последующему внедрению его на АЭС. Эта стратегия эпизодически разрабатывается уже более 20-ти лет и все еще не завершена. Вторая стратегия основана на шведском Мониторе Риска Risk Watcher, пилотное внедрение которого сейчас проводится на Ленинградской АЭС. В докладе предлагается для рассмотрения стратегия, которая была разработана в РНЦ «Курчатовский Институт», в дальнейшем – Курчатовский Институт .

До аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС Курчатовский Институт не воспринимал должным образом методологию Вероятностного Анализа Безопасности (ВАБ). Однако после Чернобыльской аварии Курчатовский Институт резко изменил свое отношение к методологии ВАБ. Стало понятным, что стратификация (сочетание) большого количества маловероятных отказов оборудования систем безопасности и ошибок персонала могут привести к тяжелым авариям на АЭС. Собственно изучение этих сочетаний (аварийных последовательностей) составляет сущность методологии ВАБ, на основе которой разрабатываются Мониторы Риска .

После Чернобыльской аварии сотрудники Курчатовского Института последовательно осваивали и по возможности внедряли математическое обеспечение, относящееся и к методологии ВАБ, и к Мониторам Риска. Это: код PSAPACK, разработанный в МАГАТЭ, американский код IRRAS, Монитор Риска EOOS, Монитор Безопасности SCIENTECH и другие. В последние годы появилась возможность внедрить на Российских АЭС Монитор Риска, основу которого составляет код SAPHIRE, разработанный Айдаховской Национальной Лабораторией (INL) США .

В связи с этой возможностью Курчатовский Институт и Ленинградская АЭС разработали: электронную модель Базы Данных по вероятностям отказа компонент технических систем (примерно 6000 базисных событий), электронную версию необходимых Деревьев Отказов систем безопасности, электронную версию необходимых Деревьев Событий и, наконец, выполнили линковку (связь) Деревьев Событий .

В результате была получена пилотная «Живая» Вероятностная Модель энергоблока №1 Ленинградской АЭС. Эта модель полностью приспособлена к включению ее в Айдаховский Монитор Риска SAPHIRE .

Анализ всех Деревьев Событий требует примерно2-3 минут работы персонального компьютера PENTIUM-4, т.е. анализ одной конфигурации систем безопасности можно выполнить почти в реальном временном масштабе. Таким образом имеется возможность мониторить (контролировать) уровень эксплуатационной безопасности Российских АЭС с помощью Монитора Риска SAPHIRE .

Принимая во внимание вышеизложенное Курчатовский Институт считает, что необходимо сейчас, пока нет соответствующего отечественного программного обеспечения, внедрять вышеназванные американские мониторы: Монитор Риска EOOS, Монитор Безопасности SCIENTECH, Монитор Риска SAPHIRE. Не имеет принципиального значения то, какой монитор внедрять, потому что имеются переходники (адаптеры) для конверсии Вероятностной Модели от одного монитора к другому .

Сейчас Российские АЭС начинают заключать контракты с разработчиками этих американских Мониторов Риска .

комплексная система контроля, управления и защиты рБмк-1000 ленинградской аэС Гредасов П.О., Ленинградская АЭС Введение В течение последнего десятилетия на отечественных станциях (Курская АЭС, Смоленская АЭС, Ленинградская АЭС) проведена модернизация систем управления и защиты реакторов РБМК-1000 с целью повышения безопасности .

В результате модернизации на энергоблоках Ленинградской АЭС введена в эксплуатацию Комплексная система контроля, управления и защиты реактора РБМК-1000 (далее – КСКУЗ) .

Состав системы

В состав КСКУЗ входят:

• две системы остановки реактора (каждая со своим набором исполнительных механизмов);

• два комплекта аппаратуры контроля и преобразования информации от датчиков и логической обработки всей совокупности информации по заданным алгоритмам (каждый комплект со своим набором датчиков);

• аппаратура общей (внекомплектной) части КСКУЗ .

Преимущества и недостатки КСКУЗ Преимущества КСКУЗ по сравнению с предшествующей системой управления и защиты (СУЗ) реактора:

1. Наглядное представление информации о параметрах работы энергоблока;

2. Возможность оперативного получения в графическом виде любого контролируемого параметра;

3. Наличие второго независимого комплекта системы контроля, управления и защиты;

4. Возможность диагностики всего оборудования КСКУЗ при любом состоянии энергоблока;

5. Усовершенствованная система автоматического регулирования мощности реактора;

6. Наличие независимой системы бесперебойного электроснабжения КСКУЗ .

К недостаткам можно отнести следующее:

1. Избыточность информации о параметрах технологического процесса, представляемой на панелях и мониторах системы;

2. Недостаточность эргономики расположения информационных панелей;

3. Несовершенство действующей документации по эксплуатации КСКУЗ .

Заключение Опыт эксплуатации КСКУЗ показывает, что система обеспечивает безопасное управление, защиту и контроль реакторной установки при любом режиме работы энергоблока .

Создание транспортно-технологического оборудования и систем управления на основе методики количественного анализа безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом Федосовский М.Е., Алексанин С.А., Дунаев В.И., Шерстобитов А.Е., Григорьева А.Г., Сыров А.А., ЗАО «Диаконт»

В 2006 году ЗАО «Диаконт» разработало «Методику количественного анализа безопасности проведения транспортно-технологических операций с ядерным топливом». Методика была согласована с ведущими предприятиями атомной отрасли и утверждена ОАО «Концерн Росэнергоатом» .

В основу формирования методики положен разработанный ЗАО «Диаконт» метод анализа безопасности сложных технологических процессов с нестационарными условиями безопасности. Разработанный метод анализа позволяет учесть изменение условий безопасности при выполнении отдельных технологических операций и связь событий, происходящих на различных участках процесса перегрузки .

Методика ориентирована на использование аттестованных в атомной энергетике программных комплексов Risk Spectrum и CRISS .

В соответствии с методикой был выполнен ряд работ по количественному анализу безопасности перегрузки реакторных установок на Нововоронежской АЭС (энергоблок №5), Ростовской АЭС (энергоблок №1, №2), АЭС Ловиза (Финляндия) .

Методика использовалась не только как средство, позволяющее оценить вероятностные показатели безопасности выполнения транспортно-технологических операций с ядерным топливом, но и как инструмент проектирования перегрузочного оборудования и систем управления. Причем в ряде случаев количественный анализ безопасности проводился уже на ранних этапах создания или модернизации оборудования с целью разработки обоснованных требований к его проектированию. В ходе выполнения работ по разработке проводился анализ отдельных технических решений и усовершенствований, позволяющий принимать оптимальные решения по стоимости и показателям безопасности .

По результатам анализа была обоснована возможность перегрузки топлива в автоматических режимах и разработаны рекомендации по повышению безопасности перегрузочных операций .

С использованием методики количественного анализа безопасности была проведена работа по созданию пилотного образца системы управления нового поколения, выполненной на принципах существенно отличающихся от традиционных подходов к созданию систем управления оборудованием перегрузки ядерного топлива .

Путем проведения расчетов вероятностных показателей безопасности показано, что система управления, выполненная с разделением функций управления, защит и блокировок обладает значительно лучшими показателями безопасности по сравнению с используемыми ранее двухканальными системами с интеграцией функций управления и защиты за счет уменьшения вероятности зависимых отказов .

В 2009 году ЗАО «Диаконт», совместно с ОАО «СПБАЭП», ОАО «ОКБМ Африкантов» и ОАО «НИАЭП» разработало новую версию «Методики количественного анализа безопасности проведения транспортно-технологических операций с ядерным топливом». Новая версия Методики учитывает опыт выполненных работ по анализу безопасности, а так же замечания и предложения АЭС .

повышение динамической устойчивости энергоблоков с реакторами типа рБмк Алексанин С.А., Алексаков А.Н., Дунаев В.И., Григорьев Г.А., Кушбасов А.Н., ЗАО «Диаконт», ОАО «НИКИЭТ»

На АЭС с реакторами типа РБМК турбина вращается паром от первого контура и кроме основной функции преобразования тепловой энергии в энергию вращения турбогенератора обеспечивает условия безопасной работы энергоблока в нормальных эксплуатационных, переходных и аварийных режимах путем поддержания баланса паропроизводительности реактора и заданного давления в барабансепараторе (БС). Последнее очень важно для обеспечения устойчивого теплосъема в активной зоне реактора .

Для поддержания давления в БС используются системы автоматического регулирования и защиты (САРЗ) турбины. САРЗ предыдущего поколения построены на базе электрогидравлической системы регулирования (ЭГСР) с использования электрогидравлического преобразователя (ЭГП). Основными недостатками этого поколения являлось сильная зависимость от качества масла, что при попадании механических частиц в масло приводило к заклиниванию и зачастую к отказам, вплоть до останова. Постоянная скорость перемещения РК этого поколения и отсутствие учета нелинейности расхода пара от открытия регулирующих клапанов (РК) приводило к перерегулированию, неустойчивому и колебательному процессу поддержания давления в БС, также не обеспечивались условия безопасной работы энергоблока в переходных и аварийных режимах работы .

Новое поколение САРЗ на базе ЭГСР с электромеханическим преобразователем (ЭМП) лишено этих недостатков, что было подтверждено опытом внедрения модернизированной САРЗ на Смоленской АЭС. В работе по созданию и внедрению модернизированной САРЗ принимали участие ОАО «Турбоатом» (производитель турбин), ОАО «НИКИЭТ» (разработчик РБМК), а также ЗАО «Диаконт» (разработчик модернизированной САРЗ) .

При разработке и внедрении ЭГСР с ЭМП были реализованы следующие решения:

• реализация алгоритма «упреждающего» поддержания давления в БС с учетом скорости изменения давления, что повысило быстродействие регулятора, динамическую устойчивость энергоблока и позволило поддерживать давление в БС с точностью 0.01 кгс/см2 во всех режимах работы блока;

• силовые характеристики ЭМП позволяют позиционировать отсечной золотник не только с высокой скоростью и точностью, но и в случае возникновения сопротивления – развить большое усилие (свыше 150 кг), что решило проблему отказов САРЗ от попадания в золотниковые устройства механических частиц;

• включение второй турбины в процесс поддержания давления в БС в парном режиме обеспечило условия безопасной работы энергоблока, как в переходных, так и аварийных режимах работы .

Пуско-наладочные работы и опытно-промышленная эксплуатация на Смоленской АЭС показали, что внедрение ЭГСР с ЭМП повысило динамическую устойчивость энергоблока за счет увеличения быстродействия систем автоматического регулирования и реализации новых алгоритмов поддержания давления в БС .

теплогидравлический анализ активной зоны быстрых реакторов с натриевым теплоносителем Ефанов А.Д., Жуков А.В., Калякин С.Г., Сорокин А.П., ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

Условия работы быстрых реакторов (БР) с натриевым теплоносителем (высокие нейтронные и тепловые потоки, высокое выгорании ядерного горючего, высокие температуры топлива и оболочки, большие подогревы теплоносителя, неопределенность многих параметров и т.д.), а также необходимость обеспечения их высокой безопасности и самозащищенность, выдвигают высокие требования к обоснованию характеристик активной зоны БР в различных режимах их работы .

Теплогидравлический анализ активной зоны ЯР является важнейшей компонентой комплекса взаимосвязанных задач по обоснованию параметров БР .

В ГНЦ РФ-ФЭИ создан комплекс экспериментальных стендов с жидкометаллическими теплоносителями, разработаны методы моделирования теплогидравлических процессов в активных зонах и узлах оборудования БР с жидкометаллическим охлаждением, датчики, методики экспериментов и техника измерений. Развиваются соответствующие методы теплогидравлического расчета активной зоны .

Исследования, как правило, носят комплексный – экспериментальный и расчетный характер .

Фундаментальные (общефизические) исследования направлены на получение данных по физике и характеристикам теплофизических процессов в аварийной зоне БР:

• профили скорости и температуры на нормалях к стенкам каналов сложной формы, в том числе, стержневых сборок;

• распределение касательных напряжений и гидравлическое сопротивление в каналах сложной формы, включая сборки твэлов;

• распределение температуры по периметру и теплоотдача в каналах сложной формы, в том числе, сборках твэлов;

• контактные термические сопротивления на стенках каналов, связанные с содержанием примесей в теплоносителях;

• пульсации температуры в потоках теплоносителя и на теплоотдающих поверхностях;

• длины начальных гидродинамических и тепловых участков;

• теплоотдача, картограммы режимов течения двухфазных потоков теплоносителя, критические тепловые потоки жидких металлов в сборках тепловыделяющих элементов;

• межфазный обмен массой, импульсом и энергией в двухфазных потоках жидких металлов;

• межканальный обмен массой, импульсом и энергией для однофазных и двухфазных потоков жидкометаллических теплоносителей .

Актуальными проблемами фундаментальных исследований являются – изучение структуры и характеристик турбулентного переноса импульса и энергии (тепла) в каналах сложной формы, их моделирование с учетом анизотропии переноса и влияния дистанционирующих устройств, определение турбулентного числа Прандтля; определение влияния различных критериев подобия, выявление областей автомодельности, создание надежных методов теплогидравлического моделирования процессов теплообмена в стационарных и переходных режимах с естественной и вынужденной конвекцией .

Прикладные теплогидравлические исследования направлены на изучение влияния различных факторов на теплогидравлику ТВС, оптимизацию конструкции с целью увеличения ресурса (повышения надежности) и достижения высокого выгорания ядерного топлива, в том числе, влияния:

• геометрии периферийной области на распределение скорости теплоотдачи и характеристик гидродинамики и теплообмена твэлов;

• формоизменения ТВС и пучка твэлов на теплогидравлику ТВС, в том числе, в процессе кампании под воздействием распухания и радиационной ползучести сталей;

• неравномерного энерговыделения в поперечном сечении и по длине активной зоны;

• межканального теплообмена; внутрикассетной гетерогенности;

различных видов дистанционирования твэлов и т.д .

Для моделирования номинальных, переходных и аварийных режимов ТВС активной зоны развиваются методики и расчетные коды по четырем направлениям:

• инженерные методики теплогидравлического расчета для одиночного («горячего») канала ТВС с учетом факторов перегрева;

• поканальный метод, рассматривающий систему взаимодействующих каналов, на которые разбиваются ТВС, позволяющий учитывать неоднородности геометрии ТВС и неравномерное энерговыделение твэлов, а главное – влияние межканального обмена, являющегося решающим фактором формирования температурных полей в ТВС активной зоны;

• модель пористого тела, рассматривающая ТВС как гомогенную среду с внутренним сопротивлением и распределенным энерговыделением;

• методы моделирования локальных значений полей скорости и температуры в теплоносителе и твэлах (сопряженная задача теплообмена) для турбулентного режима течения жидких металлов .

Инженерные методы расчета используются для оценки характеристик активной зоны на стадии эскизного проектирования реакторной установки (РУ) .

Поканальная методика является эффективным инструментом на стадии выполнения технического проекта РУ, а также при расчете эксплуатационных режимов. Разработано значительное количество поканальных теплогидравлических кодов, хорошо отработанным является созданный в ГНЦ РФ-ФЭИ поканальный код МИФ. Дальнейшее развитие поканальных кодов предполагает расширение за счет дополнительного расчета случайных отклонений параметров с использованием метода Монте-Карло и расчета активной зоны в целом с учетом межпакетного взаимодействия .

Теплогидравлический анализ активной зоны в аварийных режимах включает решение значительного комплекса задач, включая изучение:

• влияния на теплогидравлику ТВС блокировок части проходного сечения ТВС;

• развития кипения натрия в различных режимах, пределов охлаждения ТВСВ, кризиса теплообмена, устойчивости циркуляции теплоносителя;

• генерации и отложений твердофазных примесей в циркуляционных контурах РУ;

• развитие естественной конвекции (аварийное расхолаживание активной зоны);

• взаимодействие расплава топлива с жидкими металлами .

Актуальны задачи валидации методов теплогидравлического расчета активной зоны и верификации созданных расчетных кодов. Для этого необходима разработка верификационных матриц, систематизация результатов экспериментальных исследований, создание баз данных по теплогидравлике активной зоны БР, разработка системы верификационных твэлов и проведение стандартных задач. Кроме этого необходима реализация программы экспериментальных работ в обеспечение развития расчетных теплогидравлических кодов .

причины разгерметизации и выход цезия из негерметичных твэлов ввэр-1000 Поленок В.С., Марков Д.В., Жителев В.А., Перепелкин С.О., ОАО «ГНЦ НИИАР»

Для прогнозирования радиоактивного загрязнения теплоносителя и поведения твэлов после разгерметизации разработаны модели и расчетные коды, которые совершенствуются по мере накопления экспериментальных данных. Предварительно установлены критерии допустимого количества негерметичных твэлов в активной зоне и критерии возможности продолжения эксплуатации или досрочной выгрузки ТВС с негерметичными твэлами. Однако к настоящему времени количество исследованных негерметичных твэлов ВВЭР незначительно, соответственно мало данных по их состоянию. Существующие критерии необходимо уточнять по мере накопления результатов послереакторных исследований негерметичных твэлов .

Для уменьшения количества случаев разгерметизации необходимо установление их причин и принятие соответствующих мер. В этом плане наиболее полная и достоверная информация может быть получена в результате послереакторных материаловедческих исследований .

К настоящему времени проведены исследования 10-ти ТВС ВВЭРв каждой из них было по одному негерметичному твэлу со средним выгоранием топлива от 13 до 42 МВтсут/кгU .

Установлено, что в 60% случаев сквозное повреждение оболочек происходит за счет взаимодействия с посторонними предметами (debris), попадающими в пучок твэлов из теплоносителя (эксплуатационная причина); два случая разгерметизации произошли за счет фреттинг-коррозии при взаимодействии твэлов друг с другом, однако коренная причина раскрепления нижнего конца одного из них не установлена; два твэла (20%) разгерметизировались по технологической причине – внутреннее гидрирование оболочки .

Debris-дефекты оболочек по сечению ТВС распределены случайным образом, а по высоте регистрируются, преимущественно, в районе опорной решетки пучка или под нижними дистанционирующими решетками. В твэлах с внутренним гидрированием дефекты распределены, практически, по всей высоте, при этом не представляется возможным отделить первичные дефекты от вторичных. Разгерметизация твэлов по механизму фреттинг-коррозии произошла вблизи нижней решетки .

При эксплуатации негерметичных твэлов ВВЭР в оболочках могут образоваться вторичные дефекты вследствие локального гидрирования. Время между образованием первичного и вторичного дефекта меньше, чем длительность топливной кампании. В твэлах ВВЭР-1000 участки вторичного гидрирования оболочек удалены от первичных дефектов, как правило, на расстояние 2500-3000 мм и часто вплотную примыкают к верхним сварным соединениям .

Выход цезия из топливного сердечника негерметичного твэла находится в пределах 16-44%. Эффект вблизи сквозных повреждений оболочки значительно выше, чем на удаленных от них координатах .

В диапазоне изменения суммарной площади сквозных дефектов от

0.6 до 106 мм2 и среднего выгорания топлива от 13 до 42 МВтсут/кгU выход цезия из топлива и твэла слабо уменьшается с увеличением размера дефектов .

Выход цезия из топливных таблеток зависит не только от мощности, но и от степени окисления топлива. Зависимость выхода цезия из топлива от мощности твэла имеет пороговый характер. Уменьшение выхода радиоактивных продуктов деления из негерметичного твэла в теплоноситель может быть достигнуто снижением его мощности до уровня менее 150 Вт/см .

применение полномасштабного тренажера для организации и проведения учений на Балаковской аэС в 2009 году Жукавин А.П., Горский С.Н., Фукс Р.Л., ОАО «ВНИИАЭС»

В сентябре 2009 г. на Балаковской АЭС проводилось противоаварийное учение ОПАС. Перечень организаций, участвовавших в данном мероприятии, достаточно широк. В докладе представлена точка зрения разработчиков полномасштабного тренажера, использованного в качестве «имитатора аварийного энергоблока» при проведении учения .

Рассмотрены три сценария запроектных аварий, заканчивающихся изменением радиационной обстановки, и требования, которые к ним предъявлялись. Один из сценариев был выбран для проведения учения .

При подготовке учения разработчики ПМТ привлечены к следующим работам:

• проверка передачи фрагментов отображения состояния энергоблока в стационарном и аварийном режимах в сеансе связи между ПМТ энергоблока №4 Балаковской АЭС и Кризисным центром Концерна «Роснергоатом»;

• экспертиза сценариев, предполагаемых для использования в противоаварийном учении;

• отработка предполагаемых сценариев на модели тренажера с целью выявления проблем работы модели в данных режимах и внесении, в случае необходимости, необходимых корректировок в модель .

На основании полученного опыта участия в подготовке и проведении учения сделан ряд выводов и предложений:

1. Разработчики тренажера должны обязательно участвовать в выборе и подготовке аварийных сценариев будущих учений .

2. Расчетный анализ сценария учения должен выполняться или уточняться с использованием программного комплекса тренажера, на котором будет выполняться учение .

3. Если при подготовке сценариев будут задействованы элементы, выходящие за объем моделирования тренажера, необходимо предусматривать соответствующие трудозатраты на дополнение и корректировку моделей тренажера .

4. Спланировать и выполнить работу по систематизации получаемой с блока информации, разработке удобных видеокадров представления информации, в том числе в виде графиков и цветовой визуализации изменения параметров в оборудовании реакторной установки .

5. Увеличить протяженность теплогидравлической части развития аварийного сценария с тем, чтобы осознание ситуации и необходимых действий персонала было более полноценным и качественным .

тренажерные комплексы томаС для поддержки кризисного центра оао «концерн росэнергоатом»

Жукавин А.П., Посаженников А.А., Федоровский А.Ю., Фёдоров И.В., ОАО «ВНИИАЭС»

Программные комплексы ТОМАС, разработанные ВНИИАЭС, представляют собой специализированные аналитические тренажеры, которые позволяют моделировать нормальные и аварийные режимы работы АЭС с ВВЭР-1000 (ТОМАС-1) и РБМК-1000 (ТОМАС-2) .

Разработанные для Кризисного центра (КЦ) ОАО «Концерн

Росэнергоатом» версии комплексов ТОМАС предназначены для:

• составления и быстрой оценки набора сценариев противоаварийных учений;

• обучения экспертов КЦ и представителей Центров технической поддержки Концерна «Росэнергоатом» .

Комплексы ТОМАС могут также использоваться для:

• первичного обучения физическим процессам и технологическим процедурам при авариях энергоблока;

• экспресс-оценок при анализе аварийных процессов, проверке противоаварийных инструкций и анализе состояния критических функций безопасности .

В качестве средства обучения предыдущая версия (2001 г.) ТОМАС-1 успешно применяется в Московском энергетическом и Томском политехническом институтах – организованы курсы лабораторных работ, наглядно демонстрирующих функционирование систем энергоблока с ВВЭР-1000 .

Каждый программный комплекс ТОМАС имеет следующие структурные составляющие:

• математическую модель энергоблока, описывающую нейтроннофизические, теплогидравлические, электрические и логические процессы в оборудовании и системах управления АЭС;

• графическую систему моделирования, управления и визуализации, позволяющую осуществлять интерактивное управление моделью в реальном масштабе времени (или быстрее) и представлять результаты ее работы .

ТОМАС-1 имеет также модель для анализа тяжелых аварий, описывающую процессы разогрева, плавления и разрушения активной зоны и корпуса реактора, а ТОМАС-2 – модель радиационного мониторинга для анализа выхода и распространения радионуклидов .

Основные математические модели многократно испытаны на целом ряде полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС .

настройка и поддержание теплогидравлического режима на реакторах ленинградской аэС Клевцов Д.Н., Ленинградская АЭС В настоящее время профилирование на Ленинградской АЭС расходов теплоносителя по каналам реактора РБМК-1000 осуществляется в соответствии с «Программой и методикой испытаний (Профилирование расходов теплоносителя по ТК)», НИКИЭТ, инв. № ПМ.040-0142 .

Данная методика позволяет:

• распределять ТК по зонам профилирования расхода теплоносителя и задавать зональные положения ЗРК, исходя из выбранных т/г характеристик: мощность ТК, минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена в ТК, общий расход теплоносителя через реактор, разность давлений в НК ГЦН и БС;

• выявлять ТК с аномальными гидравлическими характеристиками до пуска реактора (в ходе промывки КМПЦ и «холодной» отладки расходов) и своевременно устранять причины этих аномалий;

• значительно сократить число операций по корректировке расходов в ТК («снятие» сигналов СРВ и ПРВ) в процессе подъема мощности реактора вплоть до номинальной (в сравнении с предыдущими настройками по прежней методике);

• обеспечить на номинальном уровне мощности предварительно (до пуска энергоблока) запланированные гидравлические характеристики реактора: min Кзк, Gоб, рнк-бс .

В результате внедрения на Ленинградской АЭС методики гидропрофилирования были достигнуты следующие результаты:

• оперативно, до пуска реактора (в ходе промывки КМПЦ и «холодной» отладки расходов) выявлялись и устранялись дефекты по десяткам ТК с аномальными гидравлическими характеристиками;

• значительно, в 2-3 раза, сократилось число операций по корректировке расходов в ТК («снятие» СРВ и ПРВ) в процессе подъема мощности реактора до номинального уровня в сравнении с предыдущими настройками по прежней методике;

• основные теплогидравлические характеристики реактора и КМПЦ оказывались весьма близки к предварительно (до пуска блока после ППР) запланированным .

В настоящее время НИКИЭТ совместно с Ленинградской АЭС ведутся работы по усовершенствованию данной методики, в частности по разработке и вводу в эксплуатацию методики выявления топливных каналов с аномальными гидравлическими характеристиками на действующем реакторе, а также процедуры корректировки гидравлического режима реактора и КМПЦ, направленной на поддержание суммарного расхода через ТК и перепада НК-БС в регламентных пределах, в процессе длительной работы энергоблока на постоянной мощности .

возможности по управлению эксплуатацией аэС в системе esoMs Комонюк О.В., НПП «СпецТек», г.Санкт-Петербург Комплекс eSOMS Suite разработан корпорацией Ventyx. Компания НПП ”СпецТек” является официальным партнером Ventyx и поставщиком eSOMS на территории России, Казахстана и Украины. eSOMS Suite охватывает весь спектр задач управления оперативной эксплуатацией на атомной станции и решает их в единой информационной среде .

По своей сути, eSOMS Suite является приложением для всестороннего управления деятельностью смен оперативного персонала. Общая направленность системы – на безопасность, соблюдение нормативных требований, выполнение технологических процедур .

Комплекс eSOMS имеет модульную архитектуру.

Основные модули системы:

”eSOMS-Оборудование” – обеспечивает быстрый доступ эксплуатационного персонала к наиболее важным данным по оборудованию .

В дополнение к паспортным данным и соответствующим документам, предоставляются текущие, а также исторические данные о состоянии оборудования и его режимах. Основа системы .

”eSOMS-Оперативные журналы” – обеспечивает электронным журналом для регистрации, сбора и квалификации событий .

Отслеживает состав сменного персонала, параметры эксплуатации, записи в журнале, соотнесенные уточняющие данные, ссылки на документы в разрезе оборудования и/или сменного персонала. Модуль сокращает время рутинной работы, увеличивает точность и применимость записей журналов .

”eSOMS-Управление режимами” – автоматизирует и отслеживает деятельность по изменению режимов (на основе текущих схем подключений и коммутации, структуры штатных операционных команд), и регистрирует отклонения в конфигурации оборудования (временные изменения, выводы оборудования из эксплуатации и т.д.), реализует динамическую модель режимов эксплуатации. Помогает не потерять управляемость режимов эксплуатации и снизить риск останова или задержки запуска .

”eSOMS-Отсечение оборудования” – помогает внедрить, исполнять и контролировать процедуры LOTO (Lockout-Tagout). Модуль помогает избежать ошибок, которые могут привести к простою, снижению безопасности, штрафным санкциям, несчастному случаю или даже гибели работников. Он позволяет связать с отсеченным оборудованием информацию о статусе работ и плане-графике работ посредством взаимодействия с системами управления потоком работ и планирования .

”eSOMS-Обходы оператора” – автоматизирует сбор, подсчет и хранение данных, получаемых в процессе обходов. Операторы и инженеры, используя карманные ПК, могут в любой момент, в том числе из производственной зоны, обратиться в систему eSOMS, чтобы ввести данные, произвести вычисления, получить тренды и результаты анализа данных. Вероятность обнаружения и предупреждения проблем в работе оборудования значительно возрастает, увеличивается надежность .

”eSOMS-Контроль” – предоставляет простой инструмент, позволяющий быстро определить и назначить необходимые нормативные и/или административные мероприятия, ограничивающие условия эксплуатации, и далее контролировать их выполнение. Модуль значительно сокращает вероятность пропущенного или неправильно назначенного мероприятия, тем самым максимизируется надежность и предотвращаются штрафные санкции регулирующих органов .

”eSOMS-Квалификация персонала” – обеспечивает контроль компетентности и соответствие персонала обязательным требованиям, определение квалификации работников, способных занимать определенную должность и распределение персонала по сменам. Снижает вероятность возникновения ошибок, когда квалификация персонала не соответствует занимаемой должности или когда переутомление персонала выходит за пределы нормативных требований и/или трудового соглашения .

построение ядерных оценок показателей надежности оборудования аэС по цензурированным выборкам Моисеев И.Ф., Кулаков Г.В., ОАО «ВНИИАЭС»

Располагая обобщенной информацией об отказах устройств на АЭС, приходится решать вопросы повышения надежности при наработках на отказ, объединенных в группы. В современных стандартах, вводится два способа определения показателей надежностей: при известных наработках на отказ и, когда наработки объединены в группы .

Оценка плотности распределения наработки до отказа начинается с анализа информации об отказах и построения гистограммы .

В настоящее время для оценки надежности ЭО СУЗ БиАЭС используется метод в соответствии с которым, в начале, находится гистограмма ППО w (t), ее сглаженная ядерная оценка, а при решении

– уравнения Вольтерра второго рода находится плотность f (t) .

– Однако, f (t), как решение уравнения Вольтерра второго рода при оптимальном окне сглаживания h оказывается, как правило, непригодным для дальнейших расчетов (например, для нахождения вероятности безотказной работы), так как f (t) имеет колебания, уходящие в отрицательную область. Для устранения этого эффекта - отрицательность f (t), рекомендуется использовать две сигмы: первая используется в определении h, а вторая в оценке поправки .

В то же время, указанные недостатки устраняются, если следовать классическим методом расчета надежности, позволяющим обходиться без субъективизма в проведении расчетов и использование которых приводит к результатам, согласующихся с общей теорией надежности. Замена функции Хевисайда на ядерную оценку симметричной взвешенной функцией дает существенные преимущества. Такая замена называется оценкой Епанечникова. Если при отказе элемент мгновенно восстанавливается, то параметр потока отказов (ППО) (t)

– можно найти по ядерной оценке плотности наработки на отказ f (t), решая интегральное уравнение Вольтерра второго рода .

При таком подходе никогда не возникает отрицательных значений у

– плотности наработки на отказ f (t) и всегда выполняются все свойства плотности .

Выводы. Для проведения исследования надежности было разработано программное обеспечение на Дельфи с использованием баз данных с тем, чтобы иметь возможность более детальной обработки данных в любое доступное время и в любом месте (например, на Билибинской АЭС), а также проводить обучение специалистов .

При проведении расчетов использовались реальные данные по отказам на Билибинской АЭС. Результаты, полученные при использовании классических подходов, полностью стыкуются с результатами основополагающих трудов по теории надежности .

Адаптация классических методов для анализа показателей надежности ЭО СУЗ БиАЭС, демонстрирует избавление от недостатков

– методов, использующихся в настоящее время: отрицательность f (t), излишней «сглаженности», субъективизма .

Все выше сказанное позволяет рекомендовать применение классических подходов к задачам надежности оборудования АЭС .

экспериментальные исследования массообмена в обоснование оптимальной конструкции перемешивающей решетки твСаальфа реакторов ввэр Бородин С.С., Дмитриев С.М., Легчанов М.А., Солнцев Д.Н., Хробостов А.Е., ГОУ ВПО «Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е.Алексеева»; Новикова О.Ю., ОАО «Концерн Росэнергоатом»

На сегодняшний день наиболее актуальным и перспективным направлением развития атомного реакторостроения является создание энергоблоков, способных работать на более высоком уровне мощности, обеспечивая при этом современный уровень безопасности. Одним из вариантов решения этой задачи является усовершенствование конструкции ТВС, в частности применение перемешивающих решеток (ПР) .

В ОАО «ОКБМ Африкантов» проводится модернизация сборок ТВСА (ТВСА-АЛЬФА) для реакторов типа ВВЭР, отличающихся конкурентоспособностью по сравнению с аналогами по следующим критериям: надежности, безопасности, экономичности и технологичности изготовления. Новые конструкции ТВСА-АЛЬФА имеют пояса перемешивающих решеток, которые позволяют улучшить перемешивание теплоносителя между ячейками и турбулизировать поток в пределах отдельных ячеек. Для увеличения интенсивности межъячейкового массообмена в ТВСА было предложено использовать два конструктивно различных типа перемешивающих решеток: ПР типа «закрутка вокруг твэла» и ПР типа «порядная прогонка». Однако, оптимальная конструкция перемешивающей решетки требует поиска вариантов, обеспечивающих наиболее благоприятное сочетание таких параметров, как интенсивность перемешивания, гидравлические потери и запасы до кризиса теплоотдачи .

Применение модернизированных ТВСА-АЛЬФА с различными перемешивающими решетками требует обоснования теплотехнической надежности активных зон реакторных установок и определение влияния конструкции решеток на гидродинамику и массообмен потока теплоносителя .

Сложность математического описания трехмерного течения потока теплоносителя в пучке твэлов не позволяет решить эту задачу путем численного моделирования и основным методом изучения массообмена и гидродинамики сборок является экспериментальное исследование масштабных и полноразмерных моделей кассет и фрагментов активных зон на аэро- и гидродинамических стендах. Поэтому исследования локальных характеристик межъячеечного массообмена потока теплоносителя проводились на аэродинамическом экспериментальном стенде методом диффузии газового трассера на 61-стержневой модели фрагмента ТВСА. Экспериментальная модель выполнена с соблюдением полного геометрического подобия и включает в себя твэлы-имитаторы, пояса дистанционирующих и перемешивающих решеток .

Все экспериментальные исследования проводились на участке автомодельного течения, и их результаты могут быть использованы для пересчета на натурные условия течения теплоносителя в ТВСААЛЬФА активной зоны реактора ВВЭР .

В докладе приведены результаты экспериментальных исследований локальных характеристик гидродинамики и массообмена потока теплоносителя в ТВСА-АЛЬФА с различными типами перемешивающих решеток. Полученные результаты могут быть использованы в качестве банка экспериментальных данных для верификации программ поячеечного расчета активных зон водо-водяных ядерных реакторов с ТВСА-АЛЬФА .

Создание компьютерной системы по сопровождению эксплуатации ядерного топлива на энергоблоках ввэр-1000 Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Сорокин А.А., Канюкова В.Д., Зборовский В.Г., ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ; Угрюмов А.В., ОАО «ТВЭЛ»; Рябинин Ю.А., ОАО «Концерн Росэнергоатом»;

Терещенко А.Б., Кравченко Ю.Н., Горобцов Л.И., Голубев Е.И., Бондаренко А.М., Нововоронежская АЭС Одним из направлений повышения экономической эффективности АЭС является продление сроков эксплуатации ядерного топлива до более высоких выгораний, внедрение новых топливных циклов и маневренных режимов. Для обеспечения безопасной работы ядерного топлива в новых более жестких условиях эксплуатации требуются надежные методы контроля и прогнозирования поведения топлива во время работы энергоблока. Для этих целей в мире создаются компьютерные системы по сопровождению эксплуатации топлива. Такие системы обычно решают два блока задач. Во-первых, с их помощью осуществляют мониторинг/прогноз состояния герметичного топлива в активной зоне, включая контроль потвэльных характеристик. При этом могут определяться выход газовых продуктов деления и изменение микроструктуры топлива в твэлах, механические напряжения в оболочках, приближение к порогам разрушения оболочки с учетом деградации свойств материала при длительном облучении в реакторе .

Второй важной задачей мониторинга состояния активной зоны является контроль герметичности топлива (КГО) на энергоблоке. За рубежом созданы несколько систем, решающих подобные задачи, например, это система BEACON (США), блоки SCORPIO-PCMS (Словакия), PESPEPA (Чехия), системы КГО на основе кодов DIADEME (Франция), RING (Венгрия) .

Актуальным является развитие подобной системы и для российских АЭС. В настоящей работе описан опыт создания и апробации на российских энергоблоках ВВЭР-1000 модернизированной методики КГО на работающем реакторе. Модернизированная методика основана на применении аттестованного расчетного кода РТОПСА. Методика обладает повышенной надежностью и позволяет определять следующие параметры: массу топливных отложений и наличие негерметичных ТВС в активной зоне, выгорание дефектного топлива, количество негерметичных твэлов, размер дефекта (мелкий/крупный). Наряду со стандартным методом оценки выгорания дефектного топлива по соотношению активностей 134Cs и Cs при спайк-эффекте, в методике используется дополнительный метод, основанный на анализе активности газовых продуктов деления (85mKr, 88Kr, 135Xe). Это позволяет значительно сужать диапазон неопределенности оценок .

Также в работе описана опытная версия компьютерной системы по сопровождению эксплуатации топлива ВВЭР, созданная для 5-го блока Нововоронежской АЭС. Основу компьютерной системы составляет модернизированная методика КГО на работающем реакторе .

Для повышения надежности оценок параметров негерметичного топлива компьютерная система интегрирована с СВРК энергоблока .

В опытную систему также включены предварительные упрощенные версии модулей для мониторинга и прогнозирования состояния герметичного топлива. На основе опытной системы в дальнейшем планируется создать интегральные компьютерные комплексы по сопровождению эксплуатации топлива для всех российских энергоблоков ВВЭР-1000 .

анализ теплогидравлической эффективности бесчехловых твС с перемешивающими решетками Корсун А.С., Круглов В.Б., Маслов Ю.А., Меринов И.Г., Харитонов В.С., НИЯУ «МИФИ»; Васильченко И.Н., Махин В.М., Мальчевский Д.В., ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

В настоящее время разрабатываются новые элементы тепловыделяющих сборок ВВЭР с целью улучшения теплотехнических характеристик ТВС для й эксплуатации при повышенной мощности. Для этого в ТВС устанавливаются специальные перемешивающие решетки (ПР), предназначенные для повышения запаса до кризиса теплообмена .

Рассматриваются решетки как для турбулизации теплоносителя, так и для его перемешивания, которые могут обеспечить снижение энтальпии потока теплоносителя в областях активной зоны с существенной неравномерностью энерговыделения .

При обосновании безопасности и эффективности эксплуатации ТВС необходимо корректно моделировать процессы гидродинамики и теплообмена, так как в этом случае в полной мере проявляется трехмерный характер анизотропии тепломассопереноса .

Целью работы являлось проведение расчетного исследования теплогидравлической эффективности применения в бесчехловых ТВС ПР «секторного» типа разработки ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Анализ выполнялся с использованием версии программного кода ТРЕТОН, которая была разработана для расчета нестационарных трехмерных полей температур, давления и скорости теплоносителя в стержневых тепловыделяющих сборках с ПР .

Выполнено расчетное моделирование воздействия ПР на поток теплоносителя. При моделировании учитывалась экспериментально установленная зависимость коэффициента сопротивления поперечному потоку от угла обтекания сборки, которая позволяет повысить достоверность и снизить консерватизм анализа безопасности ядерных реакторов .

Приводятся результаты расчетов поперечной циркуляции теплоносителя по высоте ТВС и по воздействию закрутки на снижение неравномерности температур на выходе из сборки. Определены характерные размеры области затухания поперечной циркуляции теплоносителя в ТВС .

Проведено расчетное исследование теплотехнической надежности различных вариантов расположения ПР в ТВС. Получены количественные оценки влияния ПР на значения основных функционалов безопасности: максимальный подогрев теплоносителя, максимальные температуры топлива и оболочки твэлов, коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи. Показано, что применение ПР позволяет повысить теплотехническую надежность работы ТВС и обеспечивает необходимый запас до кризиса теплоотдачи в случае работы реактора на повышенном уровне мощности .

Разработанная методика и программный комплекс могут быть рекомендованы для анализа эффективности эксплуатации ТВС с различным расположением ПР и выработки рекомендаций по оптимизации их теплогидравлической эффективности .

опыт разработки и внедрения автоматизированной системы обнаружения течи теплоносителя (аСотт) на энергоблоках с рБмк-1000 Матвеев А.Л., Ресин Д.А., Рябинина В.Н., ОАО «НИКИЭТ»

Одним из мероприятий, обеспечивающих реализацию концепций «течь перед разрушением» и «исключение разрыва» трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) на энергоблоках с РБМК-1000 является внедрение автоматизированной системы обнаружения течи теплоносителя .

Требование к наличию систем контроля герметичности 1-го контура отражено в разработанных и введенных в действие нормативных документах Ростехнадзора РФ .

Такая система оперативной диагностики должна обеспечивать своевременное обнаружение сквозного дефекта трубопровода и, тем самым, позволить предотвратить его внезапный разрыв. Этот подход основан на том, что мгновенному катастрофическому разрушению всегда предшествует устойчивый докритический медленный рост сквозных дефектов. Данное обстоятельство положено в основу концепции «течь перед разрушением» (ТПР). В ней сформулированы основные требования к системам контроля течи трубопроводов на

АЭС:

• обнаружение течи на ранней стадии развития;

• определение местоположения течи;

• оценка величины расхода истекающего через течь теплоносителя;

• должны быть использованы по крайней мере три независимые физически, дополняющие друг друга и фиксирующие различные физические параметры системы;

• система должна обеспечить выдачу предупредительного и аварийного сигнала на пульт управления реактором в случае обнаружения течи выше установленного предела;

• каждая из локальных систем должна осуществлять все свои функции вне зависимости от функционирования других систем .

Рекомендованная чувствительность должна быть не хуже 3,8 л/мин, при этом временной интервал обнаружения не должен превышать одного часа, а рекомендованная точность определения местоположения составляет ±2м. Следует особо отметить, что требования к чувствительности системы должны уточняться для каждого конкретного объекта контроля в зависимости от расхода теплоносителя, диаметра трубопровода, прочностных параметров металла и других факторов .

Система должна функционировать непрерывно весь период работы энергоблока, а также в период гидравлических испытаний .

Для обеспечения требуемых характеристик была разработана

АСОТТ, использующая три метода контроля, основанных на различных физических принципах, сочетание и взаимное дополнение которых позволяет удовлетворить всем предъявленным требованиям:

• мониторинг объемной аэрозольной активности воздушной среды в помещениях с оборудованием;

• мониторинг влажности воздушной среды в помещениях с оборудованием;

• акустический мониторинг .

В основу работы системы активности и влажности положен принцип непрерывного мониторинга воздушной среды в контролируемых помещениях. Отбор воздуха из контролируемых помещений при работе блока на мощности производится по пробоотборным трубопроводам .

В основу работы акустической системы контроля герметичности положен принцип регистрации и анализа распределения уровня звуковых колебаний генерируемых истекающим теплоносителем, которые распространяются в воздушной среде. Регистрация акустических колебаний в помещениях с контролируемым оборудованием производится при помощи высокотемпературных микрофонов .

Определение местонахождения течи выполняется путем определения наиболее вероятного положения течи на основе анализа пространственного распределения уровня звукового давления, регистрируемого микрофонами до и после появления течи. Определение расхода теплоносителя через течь осуществляется путем сравнения текущего значения уровня звукового давления, генерируемого течью в месте истечения, с расчетно-эмпирической зависимостью, связывающей величину утечки и уровень генерируемого ею звука. Следует отметить гибкость акустической подсистемы в том смысле, что она легко адаптируется к возможным изменениям требований по чувствительности .

При повышении требований к чувствительности системы для какойлибо группы трубопроводов, достаточно вблизи от них расположить дополнительные микрофоны .

Четыре компьютера (по одному на каждую подсистему и один, объединяющий все подсистемы в комплекс) помещаются в стандартной 19” стойке .

Разработка подсистем влажности и аэрозольной активности была основана на расчетных обоснованиях, выполненных в НИКИЭТ .

Указанные методы контроля течи в свое время прошли экспериментальные исследования в условиях работы энергоблока на мощности с целью определения их применимости и оценки характеристик точности. Подробные натурные исследования систем контроля герметичности КМПЦ по влажности, аэрозольной активности и акустическому мониторингу проводились на ЛАЭС с использованием специального стенда в помещении раздаточно-групповых коллекторов (РГК), позволяющего имитировать протечки теплоносителя первого контура .

При внедрении АСОТТ для каждого энергоблока разрабатывается технорабочий проект на базе типового проекта с учетом его особенностей, утверждается программа испытаний. Система с точки зрения метрологии квалифицируется как индикаторная с измерительными каналами .

АСОТТ на энергоблоках внедряется в два этапа. На первом этапе (в связи с повышенным вниманием к трубопроводам Ду 300) был внедрен контроль в объеме помещений барабан-сепараторов и шахт опускных трубопроводов на Курской и Смоленской АЭС. На Ленинградской АЭС была смонтирована и введена в эксплуатацию подсистема контроля влажности и производился контроль объемной аэрозольной активности. На втором этапе система доводится до полномасштабной по числу контролируемых помещений и количеству подсистем .

К настоящему времени полномасштабная АСОТТ смонтирована на следующих энергоблоках:

Курская АЭС: 1,2,3 (смонтирован пусковой комплекс), 4 (выполнена поставка оборудования);

Ленинградская АЭС: 1,2,3,4(идет монтаж оборудования);

Смоленская АЭС: 1(разработан проект), 3 (в объемах программы ТАСИС) .

В процессе эксплуатации АСОТТ показала свою способность обнаруживать течь в КМПЦ .

экспериментальное моделирование аварийного разрушения тк рБмк вследствие дефекта канальной трубы Андреев А.В., Марцинюк Д.Е., Медведева Н.Ю., ОАО «ЭНИЦ»;

Баранов И.М., Воронин И.И., Европин С.В., Малышев А.В., Новиков В.С., Новосельский О.Ю., Родин М.Е., Сизарев В.Д., Якушина Л.В., ОАО «НИКИЭТ»

В 2009 году в ОАО «ЭНИЦ» проведены экспериментальные исследования, являющиеся новым этапом в обосновании безопасности реакторов РБМК в аварийных ситуациях. Первый этап исследований был завершен в июне 2005 года экспериментом на полномасштабном стенде ТКР (технологический канал – разрыв), рабочий участок которого содержит натурный фрагмент кладки РБМК-1000 с 25 топливными каналами (ТК) в графитовых колоннах. В эксперименте были реализованы наиболее неблагоприятные условия протекания аварии, инициированной разрывом ТК вследствие аварийного перегрева канальной трубы для оценки возможности разрушения канальных труб, соседних с аварийной .

Этап экспериментальных исследований 2009 года связан с необходимостью обоснования безопасности реакторов РБМК в случае появления дефекта канальной трубы в процессе длительной эксплуатации энергоблока. Основной целью постановки полномасштабного эксперимента являлось изучение нестационарных теплофизических и динамических процессов, протекающих в кладке РБМК в процессе разрыва ТК на эксплуатационных параметрах.

Для обеспечения возможности распространения на активную зону реактора результатов моделирования «хрупкого» разрушения трубы ТК при выборе параметров и условий проведения эксперимента выполнялись следующие требования:

• разрушение инициируется при температуре 240 – 300°C и внутреннем давлении от 5,0 МПа до 8,5 МПа;

• площадь очага разрушения должна составлять не менее 10000 мм2 (удвоенная площадь проходного сечения ТК);

• объем массового расхода среды через очаг разрушения должен быть не менее 30 кг/с .

При моделировании разрушения в заданном сечении ТК для получения заданной площади очага разрушения на наружной поверхности ТК наносился искусственный дефект. Расчетные оценки и выбранная геометрия дефекта были проверены в предварительных экспериментах на фрагментарной установке ТКР-Ф с разрушением уменьшенных макетных образцов ТК с искусственно нанесенным дефектом .

В процессе проведения полномасштабного эксперимента на стенде ТКР системой исследовательских измерений регистрировались теплогидравлические параметры теплоносителя, температура и деформация труб ТК, температура и перемещения графитовых блоков, параметры динамического нагружения (виброускорения и пульсации давления) элементов рабочего участка стенда ТКР, Анализ состояния рабочего участка стенда ТКР после разрушения аварийного ТК и последующего демонтажа графитовой кладки показал отсутствие повреждений ТК, соседних с аварийным .

Полученные на стенде ТКР уникальные экспериментальные данные могут использоваться в качестве представительного верификационного примера для проведения аттестации вычислительных программ, применяемых для расчетного анализа динамических воздействий и поведения графитовой кладки РБМК-1000 при единичных разрывах ТК на всех этапах жизненного цикла реакторной установки .

перспективы контроля пкр по измерениям Бмкр Моисеев И.Ф., Фадеев А.Н., ОАО «ВНИИАЭС»

Как известно, при разных способах создания возмущения по плотности теплоносителя реализуются разные высотные изменения паросодержания. Соответственно «зондируются» разные участки активной зоны (а.з.) реактора (идет «фильтрация» физических свойств а.з.). В итоге при обработке соответствующих опытов (равно как и при выполнении соответствующих расчетных оценок) получаются разные оценки величины парового коэффициента реактивности (ПКР). Так, результаты расчетных оценок ПКР при создании возмущении по плотности теплоносителя за счет изменения его температуры на входе в а.з. и за счет изменения мощности реактора устойчиво различаются на 0,4 b .

Ценность ПКР, как характеристики реактора, заключатся в том, что его можно измерять и, поскольку он состоит в устойчивом, стабильном соотношении с величиной эффекта обезвоживания реактора, контролировать этот эффект, сам по себе экспериментально определяемый лишь в исключительных случаях. С этой точки зрения не очень важно, какой именно величиной ПКР пользоваться для контроля эффекта обезвоживания а.з., важно лишь чтобы эта величина находилась в стабильном соотношении с искомым эффектом .

В связи с изложенным была предпринята попытка обоснования возможности использования для этих целей величины ПКР, соответствующей созданию возмущения по плотности теплоносителя за счет изменения мощности реактора (w). Привлекательность такого подхода связана с тем, что для получения указанной величины можно не проводить специальных опытов, а извлекать ее из результатов измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР,w) .

Критерием надежности таких оценок ПКР могли бы быть результаты их сравнения с экспериментальными оценками ПКР, получаемыми при измерениях с возмущением расхода питательной воды (РПВ): при сравнении должна четко прослеживаться устойчивость различий между ними (постоянство такого различия) .

Для оценки масштаба и устойчивости таких различий использовалась информация, содержащаяся в базе данных (БД) результатов измерений, ведущейся в Центре 360 ВНИИАЭС .

В итоге проведенных тестов на основе использования базы данных с результатами измерения ПКР и БМКР и базы данных с расчетными оценками этих величин получены следующие основные результаты:

• Выявлена несопоставимость результатов измерения ПКР и БМКР на различных АЭС;

• Оценен масштаб различия между результатами измерений ПКР (изм.) и оценками ПКР по результатам измерения БМКР (w) при единообразном подходе к выполнению измерений;

• Показана перспективность упрощенного способа контроля ПКР по результатам измерения БМКР, сочетающаяся с достижением цели сопоставимости результатов контроля на разных АЭС при условии единообразного выполнения измерений БМКР с обязательным использованием сигналов мощности по датчикам ВРД .

Изложенный подход предопределяет возможность отказа от длительных непосредственных измерений ПКР, сопряженных со сложной математической обработкой .

экспериментальные исследования в обоснование процедур управления авариями для аэС с ввэр-1000 Блинков В.Н., Мелихов О.И., Елкин И.В., Мелихов В.И., Никонов С.М., Парфенов Ю.В., ОАО «ЭНИЦ»; Быков М.А., ОКБ «Гидропресс»

В рамках Европейского проекта TACIS R2.03/97A на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР (ЭНИЦ) выполнены 15 экспериментов по верификации процедур по управлению авариями на АЭС с ВВЭР-1000. В экспериментах моделировалось воздействие процедур по управлению авариями на реакторную установку в разных аварийных ситуациях: течь из первого контура, течь из первого во второй контур, разрыв паропровода, непосадка ИПУ КД, потеря питательной воды и обесточивание АЭС .

Со стороны Европейского Союза в проекте участвовали Университет г. Пиза (Италия), а с российской стороны – ЭНИЦ, РНЦ “Курчатовский институт”, ОКБ “Гидропресс” и Балаковская АЭС. Рассматривался третий блок Балаковской АЭС .

В экспериментах на стенде ПСБ-ВВЭР воспроизведена феноменология аварийных процессов, исследовано влияние и эффективность процедур по управлению аварией на реакторную установку .

Экспериментальные исследования показали эффективность предлагаемых процедур по управлению авариями. Получены новые экспериментальные данные для верификации расчетных системных кодов .

обоснование минимального уровня мощности реакторов рБмк-1000 для получения достоверных расчетов эксплуатационных параметров по программе «призма-м»

Александров С.И., Постников В.В., ОАО «НИКИЭТ»

В настоящее время в «Типовом технологическом регламенте по эксплуатации АЭС с реактором РБМК-1000» указано, что использование результатов эксплуатационных расчетов по программе «Призма» или «Призма-М» должно осуществляться при подъеме мощности реактора выше минимального контролируемого уровня (МКУ). При этом за МКУ принимается такой уровень мощности, когда возможна стабильная работа автоматического регулятора по внутризонным детекторам мощности (АРВ), но не выше 160 МВт(т) (5% Nном) .

Снижение нижней границы поканального контроля энерговыделения в активной зоне существенно облегчит работу оператора по извлечению стержней регулирования в процессе выхода в критическое состояние и на МКУ, а также обеспечит формирование полей энерговыделения для включения АРВ, снизит вероятность срабатывания аварийной защиты по периоду. Нижняя граница контроля энерговыделения, как известно, в значительной степени зависит от чувствительности внутриреакторного детектора (ВРД) контроля энерговыделения к нейтронному потоку, параметров усилителя в измерительном тракте, точности представления нормированных сигналов в системе центролизированного контроля (СЦК) «Скала», информационноизмерительной системы (ИИС) «Скала-Микро» и аналого-цифрового преобразования (АЦП) сигнала в этих системах .

Проведенные исследования по обоснованию минимального уровня мощности реактора РБМК-1000 показали, что для получения достоверных расчетов эксплуатационных расчетов в ИИС «Скала-Микро»

по программе «Призма-М» требуется увеличение разрядности АЦП и учет фоновых сигналов ВРД, которые фиксируются на заглушенном реакторе непосредственно перед подъемом мощности .

Блок учета фоновых сигналов ВРД на заглушенном реакторе вошел в алгоритмы специального математического обеспечения (СМО) «Призма-М» ИИС «Скала-Микро» начиная с пуска энергоблока №3 Курской АЭС после модернизации в сентябре 2008 года. Также на энергоблоке №3 в июле 2009 года проведены испытания работоспособности алгоритмов СМО на мощности меньше МКУ в процессе вывода реактора на мощность из заглушенного состояния .

По результатам испытаний можно констатировать, что стабильные показания результатов расчета по программе «Призма-М» наблюдаются с мощности ~ 0,5 МВт(т) (0,02% Nном). Достоверными результаты можно считать с уровня ~ 8,0 МВт(т) (0,25% Nном), когда дисперсия поля становится стабильно меньше 400 (%)2 .

Сканирование высотных полей энерговыделения реактора рБмк-1000 штатным радиальным детектором Александров С.И., Постников В.В., ОАО «НИКИЭТ»

В процессе работы реактора РБМК-1000 периодически возникает необходимость экспериментального определения аксиального распределения плотности потока нейтронов (ППН) в активной зоне .

В частности, такие данные нужны для градуировки секций внутриреакторных детекторов по высоте (ВРДВ); процедуры метрологической аттестации и подтверждения паспортных характеристик программы «Призма-М» – специального математического обеспечения (СМО) информационно-измерительной системы (ИИС) «Скала-Микро» .

А также для других расчетов, носящих исследовательский характер .

На реакторах РБМК-1000 для экспериментального определения аксиального распределения ППН (АРППН) используются разные измерительные устройства и программно-аппаратные средства .

К измерительным устройствам можно отнести дифференциальную калибровочную камеру деления Кт.19, гамма-нейтронную камеру Кт.18 и др. Практически все измерительные устройства для проведения сканирования предполагают их размещение в центральной гильзе тепловыделяющей сборки (ТВС) сб.49. Некоторые из них достаточно просто установить в ТВС, другие необходимо равномерно перемещать по высоте ТВС при помощи мостового крана центрального зала. В работе рассмотрен вариант, когда сканирование активной зоны производится протяженным равномерно перемещаемым по высоте ТВС сб.49 радиальным детектором Дт.4 или его аналогом Дт.6, предназначенным для проведения радиального сканирования. При сканировании таким образом регистрируется изменение интегрального сигнала детектора, зависящего от глубины погружения чувствительной части детектора в активную зону реактора .

Разработанный математический аппарат позволяет получить коэффициенты гармонической аппроксимации, с помощью которых можно рассчитать аксиальное распределение ППН Ф(h) в любом количестве точек по высоте активной зоны (в большинстве программ расчета параметров активной зоны реактора РБМК-1000 принято 28) .

Проверка работоспособности алгоритма произведена на экспериментальных данных, полученных в феврале 2009 года на энергоблоке №1 Курской АЭС, где было проведено измерение сигнала радиального детектора Дт.4 при его равномерном перемещении по высоте ТВС сб.49 .

внедрение расчетно-экспериментальной методики Александров С.И., Постников В.В., Якунин И.С., ОАО «НИКИЭТ»

Процедура расчетного оперативного контроля двумерных полей энерговыделения в активной зоне реактора РБМК-1000, реализованная в программе «Призма-М» информационно-измерительной системы (ИИС) «Скала-Микро», основана на использовании показаний датчиков внутриреакторного контроля (ВРД) и результатов опорного нейтронно-физического расчета (НФР) мощностей технологических каналов (ТК). Контроль трехмерного распределения использует полуэмпирическую методику (ПЭМ), основанную на использовании только показаний высотных секций датчиков внутриреакторного контроля по высоте (ВРДВ) и положения регулирующих стержней. Повышение точности восстановления трехмерного распределения возможно было только за счет перехода на расчетноэкспериментальную методику (РЭМ), основывающуюся на результатах трехмерного нейтронно-физического тепло-гидравлического расчета (НФР3), работающем в режиме автоматического ввода в базу данных ИИС «Скала-Микро» .

На Ленинградской АЭС в январе 2010 года проведены работы по внедрению данной методики в режиме опытно-промышленной эксплуатации. Внедрению предшествовали верификационные расчеты .

Для верификации использованы результаты сканирования по высоте активной зоны реактора энергоблока №1 Курской АЭС, проведенного в феврале 2009 года протяженным равномерно перемещаемым по высоте радиальным детектором Дт.4. Сравнению подлежали дисK персии D zотклонения коэффициента аксиальной неравномерности и дисперсии DЭотклонения аксиального распределения плотности потока нейтронов, рассчитанных по ПЭМ, РЭМ в каналах сканирования от аналогичных величин, полученных из результатов измерения. При этом оценено влияние «устаревания» НФР3 на интервале за ~ 5 часов .

Из результатов верификации следует, что РЭМ обладает наилучшей точностью. При использовании РЭМ погрешность восстановления высотного профиля АРЭ в среднем составляет ~3,6%, а погрешность расчета коэффициента аксиальной неравномерности в среднем составляет ~2,4%. Также следует ожидаемое ухудшение точности расчетов АРЭ по РЭМ с использованием коррекции НФР3 во времени в отличие от случая без использования коррекции. Однако это ухудшение не является существенным и составляет ~1,3%, а ухудшение погрешности расчета коэффициента аксиальной неравномерности составляет ~1,2% .

Учет спектральной чувствительности внутриреакторных гафниевых детекторов в алгоритмах ииС «Скала-микро»

реакторов рБмк-1000 Александров С.И., Постников В.В., Шубин Д.А., ОАО «НИКИЭТ»

В настоящее время в алгоритмах расчета мощностей технологических каналов РБМК-1000, используемых в программе «Призма-М», практически не учитываются эффекты, связанные с различием соотношения плотностей потоков тепловых (ППТН) и надтепловых (ППНН) нейтронов по активной зоне реактора. Однако, это соотношение заметно меняется от зоны «плато» реактора к периферии (на расстоянии более 22-23 ячеек от центра активной зоны имеется заметный «загиб») .

Таким образом, выглядит целесообразным учет соотношения плотностей потоков в ячейке при расчете энерговыделения в канале с датчиком, разделяя вклад в его сигнал от тепловой и надтепловой составляющих спектра. Внесение данных поправок может позволить увеличить точность восстановления энерговыделения в каналах активной зоны .

В настоящее время для расчета мощности канала с внутриреакторным детектором (ВРД) используется эмпирическая формула (1) где J – ток ВРДР; – зависимость, учитывающая изменение чувствительности датчика с увеличением его интегрального тока I;

– зависимость, учитывающая энерговыработку тепловыделяющей сборки (ТВС) E; Кгр– градуировочный коэффициент ВРД .

Эта формула имеет достаточно большое среднеквадратическое отклонение случайной погрешности, не учитывает спектральную чувствительность ВРД .

Основным изменением алгоритма является расчет ППТН в канале с датчиком, на основании которых восстанавливаются ППТН по всей активной зоне аналогично тому, как это делается для мощностей в программе «Призма-М».

Зная ППТН в ячейке и мощность, рассчитанные по программе нейтронно-физического расчета (НФР), а также восстановленные ППТН в каждой ячейке активной зоны, можно определить мощность каждой ТВС как:

. (2) Целью работы является внесение изменений в алгоритм восстановления мощностей программой «Призма-М» с целью повышения точности восстановления распределения энерговыделения .

производство гафната диспрозия как поглощающего материала для органов регулирования ядерных реакторов на тепловых нейтронах Захаров А.В., Рисованый В.Д., Клочков Е.П., Муралева Е.М., Соколов В.Ф., ОАО «ГНЦ НИИАР»

Начиная с 2005г, в ОАО «ГНЦ НИИАР» были отработаны все основные элементы производства изготовления таблеток из высокоэффективного радиационностойкого поглощающего материала – гафната диспрозия .

Основные преимущества гафната диспрозия как поглощающего материала для органов регулирования легководных реакторов:

• неограниченная радиационная стойкость;

• два поглощающих компонента - Dy и Hf, что увеличивает физическую эффективность материала по сравнению с Dy2O3TiO2 и сплава 80%Ag-15%In-5%Cd;

• возможность варьирования физической эффективности изменением состава с сохранением остальных эксплуатационных свойств материала;

• высокая технологичность из-за отсутствия фазовых переходов и однофазной структуры типа твердого раствора;

• возможность изготовления качественных таблеток высокой плотности;

В результате лабораторной отработки получения гафната диспрозия и изготовления из него таблеток показана принципиальная возможность синтеза материала твердофазным методом, а также возможность изготовления таблеток гафната диспрозия с использованием холодного прессования и последующего спекания. Во всем диапазоне исследованных составов (от 23мол% до 75мол% Dy2O3) был получен однофазный материал с флюоритоподобной структурой, которая имеет большой потенциал по радиационной стойкости. Эксперименты по отработке холодного прессования и спекания таблеток подтвердили возможность получения качественных таблеток гафната диспрозия из синтезированного порошка .

Была изготовлена опытная партия таблеток гафната диспрозия с типоразмерами, соответствующими поглощающим элементам ПС СУЗ реактора ВВЭР-1000 и удовлетворяющими основным требованиям к сердечникам поглощающих элементов. Объем опытной партии 20 п.м. (примерно 6 кг). Проведены приемочные испытания этой партии таблеток гафната диспрозия и исследованы их дореакторные свойства. Подтверждено высокое качество изготовленных таблеток, что демонстрирует реальную возможность производства больших партий таблеток гафната диспрозия .

В 2009-2010г в ОАО «ГНЦ НИИАР» в основном закончено создание производства для массового изготовления таблеток гафната диспрозия для органов регулирования реакторов на тепловых нейтронах. Основные требования к производству включают обеспечение норм по подготовке исходной шихты (просеивание и смешивание исходных компонентов), по поддержанию температуры синтеза в заданном диапазоне, по холодному прессованию таблеток (достижение необходимой плотности холоднопрессованных таблеток), по спеканию таблеток, финишной обработке шлифованием, обеспечению методов контроля. Для обеспечения соответствия этим требованиям подобрано необходимое оборудование, в том числе шаровая мельница-активатор, просеивающая машина, прессавтомат, печное оборудование, бесцентровошлифовальный станок, бесконтактный измеритель геометрических размеров. Отработаны методики определения химического состава и фазового состава материала .

Проведена оптимизация отдельных операций и режимов при изготовлений таблеток гафната диспрозия различных составов. Результаты исследований свойств получаемых на данном оборудовании таблеток показали, что они удовлетворяют всем требованиям и имеют стабильные свойства .

Планируется, что следующим шагом в освоения этого перспективного поглощающего материала будет изготовление опытных поглощающих элементов и кластерной сборки ПС СУЗ для реактора ВВЭР-1000 с последующей его постановкой на одной из Российских АЭС на опытную эксплуатацию .

Накопленный опыт по изучению и производству таблеток гафната диспрозия позволяет считать, что в ближайшие годы гафнат диспрозия будет готов к широкому внедрению в атомную энергетику, обеспечивая широкий круг требований к органам регулирования существующих и перспективных реакторов на тепловых нейтронах .

повышение эффективности и ресурса стержней СУз ядерных реакторов на быстрых нейтронах Рисованый В.Д., Захаров А.В., Клочков Е.П., ОАО «ГНЦ НИИАР»

Особенностью ядерных реакторов на быстрых нейтронах является наличие в них сравнительно небольшого количества стержней управления и защиты (СУЗ). Имеются большие ограничения по использованию в них поглощающих материалов. Основное предъявляемое к ним требование – высокое сечение поглощения нейтронов в области высоких энергий. Среди известных поглощающих материалов наилучшие ядерные свойства имеет изотоп бор-10 (10В), у которого сечение поглощения нейтронов с энергией более 1МэВ превышает 2барн (2 10-28м2). Поэтому наиболее широко в стержнях СУЗ отечественных и зарубежных БН-реакторов применяется карбид бора от 20% до 92% обогащения по изотопу бор-10 .

Накоплен большой опыт по проектированию и эксплуатации самых различных конструкций стержней СУЗ в реакторах БН-600 и БОРБольшинство из них выполнены в виде чехла, внутри которого по периферии располагаются 6 поглощающих элементов и один – в центре. Каждый поглощающий элемент состоит из оболочки с концевыми деталями, заполненными таблетками карбида бора. Для лучшего теплоотвода между поглощающими элементами имеются металлические вытеснители. Проведенные исследования позволили значительно увеличить ресурсные характеристики стержней СУЗ. Так, для стержней аварийной защиты с рефабрицированным карбидом бора реактора БН-600 за последние 10 лет ресурс увеличен с 330 эфф.сут. до 720 эфф.сут. Использование в них одного вместо двух поглощающих звеньев, соединенных между собой по торцам шарнирным соединением, использование таблеток карбида бора с повышенной плотностью ( более 95% от теоретической) позволило более, чем на 8% повысить их физическую эффективность .

Следующим этапом предлагается переход на конструкцию однопэльного стержня СУЗ с кольцевым поглощающим элементом из карбида бора с внешним диаметром около 70 мм и толщиной стенки от 10 мм до 25 мм в зависимости от требуемой физической эффективности. Только в этом случае имеется возможность на 20-25% увеличить загрузку в стержне поглощающего материала, максимально его приблизить к наружному чехлу, что позволит, как показали расчеты, увеличить физическую эффективность на (9-11)%. Принципиально важным является возможность использования бора с меньшим обогащением по изотопу бор-10, так как требуемая ядерная плотность в стержне достигается загрузкой большей массы поглощающего материала. Таким образом, вместо карбида бора 92%-го обогащения по изотопу бор-10, который планируется использовать в стержнях СУЗ строящегося реактора БН-800, можно будет применять карбид бора (80-82)%-го обогащения. Его радиационные характеристики хорошо изучены и материал имеет меньшую стоимость. Следует отметить, что в отрасли, в частности во ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ», имеется опыт изготовления таких больших колец высокого качества. Ранее стержни СУЗ с кольцевыми образцами карбида бора прошли успешные испытания в реакторах БН-350 и БОР-60 .

Повышение ресурса стержней СУЗ обеспечивается использованием конструкционных элементов из слабо распухающей ферритной стали типа ЭП-450. Проблема безопасного длительного хранения отработавших в реакторе стержней СУЗ в бассейне выдержки решается их радиохимической переработкой с получением рефабрицированного карбида бора. Данная технология впервые в мире реализована в ОАО «ГНЦ НИИАР» и применяется для стержней СУЗ реакторов БН-600 и БОР-60 .

Следует ожидать, что из-за больших радиационных повреждений карбида бора, прежде всего его распухания до (30-40)% при выгорании (40-50)% 10В максимальные ресурсные характеристики стержней СУЗ в реакторах БН-600 и БН-800 не будут превышать 900 эфф.сут .

Для инновационных ядерных реакторов на быстрых нейтронах нового поколения, возможно, потребуются более радиационно-стойкие нераспухающие поглощающие материалы с высокой физической эффективностью. Таким кандидатным материалом является гидрид гафния (HfHx, где х=1,3-1,5), физическая эффективность которого в исходном состоянии немногим уступает карбиду бора 80%-го обогащения по изотопу бор-10 и за 10 лет эксплуатации снижается всего на (8-10)% (у В4С снижение на (20-30)% из-за выгорания изотопа бор-10). Гидрид гафния планируется использовать в стержнях СУЗ проектируемого в Японии реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем IY-го поколения JSFR. Их серийное строительство ожидается в 2030-2040 годах .

Предлагается также вернуться к использованию в стержнях СУЗ ядерных реакторов на быстрых нейтронах поглощающих материалов на основе европия. Эти материалы имеют очень высокую радиационную стойкость и достаточную эффективность поглощения быстрых нейтронов. У них отсутствует опасность снижения эффективности из-за структурных изменений, что имеет место при высоких температурах для гидрида гафния, когда водород выходит из материала. Имея цепочку дочерних изотопов с высокими сечениями поглощения нейтронов, физическая эффективность стержней СУЗ с европием практически не снижается в течение длительного (около 10 лет) времени. Эти изделия успешно ранее эксплуатировались в реакторах БН-600 и БОР-60 .

Основной их недостаток – высокая наведенная активность из-за накопления высокоактивных и долгоживущих радиоизотопов европия решается путем создания двухцелевых конструкций стержней СУЗ, когда после эксплуатации в реакторе стержень или отдельно поглощающий сердечник используются в виде мощных гамма-источников .

эксплуатация энергоблоков Балаковской аэС в топливных кампаниях продолжительностью более 12 месяцев Рыжков Ю.А., Балаковская АЭС В соответствии с «Подпрограммой перехода на 18-ти месячный топливный цикл энергоблоков ВВЭР-1000 (№ АЭС ПРГ-103 К(1.6)2007)»

ведутся работы по увеличению продолжительности межремонтных циклов энергоблоков с ВВЭР-1000 .

Полезные эффекты от внедрения длинных топливных циклов очевидны: повышение КИУМ, упрощение организации ремонтных кампаний для многоблочной АЭС .

Выполнен значительный объём работ по обоснованию возможности увеличения межремонтных циклов, получен первый опыт эксплуатации энергоблоков в циклах более 12 месяцев .

Однако увеличение продолжительности ТЦ не соответствует требованиям некоторых нормативных документов .

В данном докладе представлены результаты выполненных обоснований, а также результаты эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС в топливных циклах продолжительностью более 12 месяцев .

температурный режим твэлов ввэр Сараф Б.А., ОАО «ВНИИАМ»

Температурный режим обогреваемых поверхностей твэлов рабочих кассет ВВЭР некипящего типа предусматривает их эксплуатацию в однофазной конвективной области нагрева воды без её кипения, поскольку ранее было известно, что при общем кипении воды при паросодержаниях x + 0,2 и выше на поверхностях нагрева возникают режимы ухудшенного и кризисного теплообмена, приводящие в конечном итоге к их разрушению. Поскольку конечная температура воды на выходе из рабочих кассет реактора в общем недогрета до температуры насыщения воды на 15 – 25 С, поэтому на теплообменных поверхностях твэлов ВВЭР общего кипения воды не происходит .

Анализ процессов теплообмена на поверхностях нагрева твэлов ВВЭР показывает, что нагревание воды происходит одновременно и в однофазной конвективной области нагрева, и в двухфазной области с поверхностным кипением воды при величинах паро-содержаний потока до х - 0,1. Однако известно также, что в области поверхностного кипения воды имеется небольшая зона с неподвижными «прилипшими» к стенке паровыми пузырьками с размерами от зародыша (микронного) диаметра до отрывного (миллиметрового) диаметра, растущих около микронных центров парообразования и удерживаемых около них силами адгезии и поверхностного натяжения воды. И только в последующих сечениях теплообменных поверхностей твэлов по ходу теплоносителя, когда другие такие же зародыши паровых пузырьков достигнут отрывных диаметров и начнётся разрушение пограничного слоя воды и его турбулизация, будет происходить снижение температуры стенки. Причем при кризисном ухудшении теплообмена как повышение, так и снижение температуры обогреваемой поверхности будет в разных зонах поверхностного кипения достаточно резким на несколько сот градусов .

Характер разрушений только некоторых из твэлов действующих реакторов типа ВВЭР указывает первопричину их выхода из строя или из-за ухудшенного теплообмена при появлении интенсивных накипеотложений, или из-за кризисного ухудшения теплоотдачи без накипеотложений с разрушением металла стенки. Это происходит, очевидно, потому что из-за всегда имеющихся теплогидравлических неравномерностей по сечению, длине и объему реактора на некоторых из твэлах или сборках возникает поверхностное кипение с различной интенсивностью. Соответственно в зоне с неразвитым поверхностным кипением накипеотложения максимальны, а в последующей за ней зоне развитого поверхностного кипения накипеотложения даже частично отмываются .

Так как рост интенсивных накипеотложений в зоне неразвитого поверхностного кипе-ния имеет лавинообразный характер, поскольку циркуляция воды проходит по другим параллельным твэлам и сборкам, поэтому разверенный твэл или сборка продолжает быстро зарастать интенсивными накипеотложениями вплоть до её перегрева и раз-рушения. Другой вид разрушения теплообменной поверхности твэла или сборки при возникновении поверхностного кипения связан с формированием в зоне неразвитого поверхностного кипения воды только при высоких значениях параметра q /w сплошной паровой пленки с низким коэффициентом теплоотдачи .

Таким образом, причиной ухудшенного теплообмена и кризисного ухудшения теплоотдачи является начало поверхностного кипения воды, которое, как уже отмечалось выше, на теплообменных поверхностях избежать невозможно. Для них требуется только проведение специальных мероприятий по снижению влияния ухудшения теплообмена .

Начало поверхностного кипения воды в условиях работы твэлов ВВЭР достаточно точно можно определить по величине минимально допустимого недогрева воды до ки-пения tнедмин, результаты расчёта которого представлены в виде номограммы .

метод оперативного контроля за концентрационным распределением микрочастиц гранулята по размерам Игашов С.Ю., Лаврентьев Н.П., Мотин Ю.Д., НИЯУ МИФИ;

Тиунов С.Д., Бугров А.В., ОАО «ВНИИАЭС»

Определенный эффект от использования представленного метода может быть получен в процессе реализации направления “Разработка технологий производства перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах”, представленного в содержательной части ФЦП “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года” .

Физические основы метода заключаются в численном анализе параметров индикатрисы когерентного рассеяния монохромного потока оптического излучения каждой микрочастицы. В зависимости от соотношения характерного размера каждой микрочастицы и длины волны оптического излучения, зондирующего тестируемый объем жидкости (газа) с взвешенным в этом объеме ансамблем частиц, фиксируется набор различных дифракционных картин. Вычисление характерного размера микрочастицы по параметрам ее дифракционного отображения осуществляется на основах волновой оптики .

При практическом использовании разработанный метод позволяет определять в режиме реального времени характерные размеры и также, концентрационные распределения по размерам микрочастиц, составляющих, например, гранулят уран-плутониевого оксида, предназначенного для формирования в оболочке тепловыделяющего элемента топливного стержня т.н. насыпным методом с последующим уплотнением. Поскольку фракционный состав гранулята уран-плутониевого оксида является определяющей характеристикой при формировании топливного стержня в целях получения максимальной физической и ядерной плотности, непрерывный контроль за фракционным составом представляется обязательным звеном в технологической цепи изготовления тепловыделяющих элементов для реакторов на быстрых нейтронах. Следует отметить также, актуальность непрерывного контроля фракционного состава гранулята для производства топливных (уран-плутониевый нитрид) таблеток – плотного топлива для реакторах на быстрых нейтронах. Предложенный в докладе метод является универсальным; его применение представляется целесообразным при решении проблем оперативного определения концентрации ультрадисперсных частиц в технологических средах (единицы частиц в реальных объемах) в целях успешной реализации определенных циклов при производстве, например, электронной компонентной базы, медицинских препаратов, при аттестации ресурса и эффективности широкого ряда фильтрующих устройств, используемых для устранения из объема теплоносителя ядерного реактора продуктов коррозии .

В настоящее время для решения перечисленных проблем используются лазерные нефелометры в производстве которых специализируется фирма SHIMADZU (нефелометр SALD-7001). Известен также отечественный аналог ГРАН-152. Поскольку лазерные нефелометры производят оценку концентрационного распределения микрочастиц по размерам на основе статистического метода (по принципу неразличимости микрочастиц), все они имеют предел чувствительности .

В докладе представлены:

• фундаментальные основы для расчета размеров ультрадисперсных частиц по их дифракционным изображениям,

• конструктивная и функциональная схема аппаратурного комплекса для практической реализации предложенного метода,

• набор экспериментальных результатов – основы для расчетов, полученных с использованием действующего макета аппаратурного комплекса .

Способ и устройство для автоматизированного контроля поверхностных, объемных дефектов керамического ядерного топлива Лаврентьев Н.П., Мотин Ю.Д., НИЯУ МИФИ;

Тиунов С.Д., Бугров А.В., ОАО «ВНИИАЭС»

В настоящее время ядерная энергетика базируется на силовых реакторах, активная зона которых сформирована из тепловыделяющих элементов, конструктивно объединенных в тепловыделяющие сборки – кассеты. Каждый тепловыделяющий элемент состоит из оболочки – трубки циркониевого сплава с набранным из таблеток двуокиси урана топливным стержнем. Следует отметить, что важным параметром при изготовлении тепловыделяющего элемента является плотность загрузки двуокиси урана в топливный стержень в процессе его формирования из таблеток. Это требует высокой плотности каждой таблетки, жестких допусков на их размеры, которые и определяют общую величину пустых промежутков в объеме оболочки .

На цилиндрической поверхности одного изделия отчетливо просматривается характерный дефект – трещина. Дефект, очевидно, является как поверхностным, так и объемным. Дефекты, распределенные по объему таблеток до настоящего времени выявляются методами рентгенографии или ультразвуковой спектроскопии в выборочном режиме .

Наличие поверхностных и объемных дефектов в керамическом ядерном топливе создает дополнительные поверхности раздела негативно влияющие на процесс теплопередачи, а так же, ведет к локальным возмущениям плотности потока нейтронов, что снижает эффективность процесса энерговыделения .

Представленный в докладе способ тотального контроля поверхностных и объемных дефектов основан на получении тепловизионного изображения температурных фронтов, распределенных на поверхностях изделия в некоторый момент времени t и возникающих в результате импульсного ввода теплового потока аксиально в один из торцов изделия в момент времени t0. Временной интервал t=t-t0 зависит, очевидно, от теплопроводности материала изделия, чувствительности тепловизионного приемника и может составлять единицы миллисекунд .

Детальный анализ распределения температурных фронтов программными методами позволяет обнаружить как поверхностные, так и распределенные по объему изделия дефекты .

Основу устройства, предназначенного для практической реализации предложенного метода, составляет трансформатор оптического изображения, выполненный из материала, прозрачного в инфракрасной области спектра до 10 мкм. Трансформатор сводит в одну плоскость развертку цилиндрической поверхности изделия в виде кольца с расположенным в центре кольца изображением торцевой поверхности изделия, противоположной принимающему импульс воздействия .

Последовательность операций при осуществлении дефектоскопии изделия в автоматическом режиме:

• изделие позиционируется в объеме трансформатора оптического изображения;

• торец изделия засвечивается импульсом оптического излучения достаточной мощности от полупроводникового лазера в момент времени t0;

• зафиксированная в момент времени t тепловизионное изображение температурных фронтов сравнивается с аналогом, полученным для эталонного изделия и, с учетом критериальной базы, система вырабатывает сигнал “годен-негоден” .

Процедура дефектоскопии изделий по предложенному способу легко поддается алгоритмизации в целях создания автоматизированной системы контроля .

Состояние и прогноз работоспособности графитовых кладок реакторов рБмк-1000 в продленный период эксплуатации Платонов П.А., Чугунов О.К., Маневский В.Н., Алексеев В.М., Новобратская И.Ф., Лышов Л.Л., Смородкин Е.И., РНЦ «Курчатовский институт»

Согласно разработанной методике оценки работоспособности графитовых кладок реакторов РБМК-1000 их состояние оценивается по следующим критериям:

• критическому флюенсу нейтронов (F кр) – оценка работоспособности графита как конструкционного материала;

• исчерпанию газового зазора в системе «графитовый блок – труба ТК»;

• целостности графитовых блоков;

• стреле прогиба графитовых колонн;

• вертикальной усадке графитовых колонн .

Проведенные в последние годы обследования графитовых кладок в связи с продлением срока службы АЭС и, особенно, обследование графитовой кладки 1-го энергоблока Ленинградской АЭС в 2008 г. после 35 лет эксплуатации позволяют существенно (хотя и не окончательно) уточнить прогноз работоспособности кладок всех реакторов РБМК .

Исследование графитовых кернов, взятых из кладок этих реакторов, подтверждают величину критического флюенса нейтронов для 1-го энергоблока ЛАЭС около 2,9 1022 н/см2 (Ен0,18 МэВ) .

Для остальных блоков ЛАЭС и 1-го и 2-го энергоблоков Курской АЭС его величина может находиться в интервале (2,4-2,8)1022 н/см2, что с учетом истории эксплуатации обеспечит 45-летний срок службы реакторов по этому критерию. Хотя в некоторых случаях флюенс нейтронов на графитовые блоки кладки может превысить величину Fкр для данного блока, но прочность графита, как показали исследования кернов (в том числе и из кладок промышленных реакторов), позволит обеспечить несущую способность графитовых блоков .

Для реакторов 3-го и 4-го энергоблоков Курской АЭС и 1-го энергоблока Смоленской АЭС, где кладки эксплуатируются при более высокой температуре, величина Fкр может быть определена только после их обследования, однако он будет заметно ниже и потребуется дополнительное рассмотрение предельного уровня прочности графита за пределами Fкр для достижения 45-летнего срока эксплуатации реакторов .

Данные обследования ЛАЭС-1 2008 г. позволяют говорить, что после расточки ячеек исчерпания газового зазора не произойдет, и этот критерий не препятствует достижению 45-летнего срока эксплуатации реакторов .

Сделанные расчеты высотной усадки графитовых колонн показывают, что она в некоторых случаях может превысить допустимую величину еще до достижения 45-летнего срока эксплуатации реакторов. Однако эти расчеты нуждаются в уточнении на основе последних экспериментальных данных .

Основным критерием, который может ограничить срок службы графитовых кладок, является величина стрелы прогиба периферийных колонн кладки. При обследовании кладки 1-го энергоблока ЛАЭС в 2008 г. был получен очень важный результат. Было обнаружено растрескивание графитовых блоков, не вызванное силовым воздействием .

При этом из 10 обследованных ячеек сквозные продольные трещины были обнаружены в блоках 8 ячеек. Это подтвердило сделанный ранее прогноз о сроках начала растрескивания блоков, при этом прогноз оказался несколько более оптимистичным, чем реальный результат .

2008 год следует считать для ЛАЭС-1 началом массового растрескивания графитовых блоков .

Сделанные расчеты показывают, что уже в 2012 году трещины будут в 70% ячеек (во многих по нескольку блоков с трещинами) и начнется рост температуры графита и увеличение стрелы прогиба колонн. К 45 годам от начала эксплуатации реактора стрела прогиба колонн может достигнуть величины 120 мм. В настоящее время расчетная допустимая величина прогиба колонн составляет 50 мм, которая будет превзойдена уже к 2014 году. Если к этому времени не будет обоснована большая предельная величина прогиба колонн, то срок службы реактора будет ограничен примерно 42-мя годами эксплуатации. В целом этот прогноз согласуется с результатами эксплуатации промышленных реакторов .

В последнем из действующих реакторов стрела прогиба колонн превышала 140 мм, максимальная – более 250 мм .

Представленный выше прогноз сделан на основе модели с рядом допущений. Для уточнения прогноза необходимо завершить начатую работу по созданию комплексной термомеханической модели кладки, учитывающей изменение температуры кладки на последней стадии ее эксплуатации .

На фоне представленных данных планирующееся повышение мощности энергоблоков с реакторами РБМК представляется рискованным мероприятием, неизбежно ведущим к сокращению срока их службы .

выбор оптимальной концепции обращения с ядерным топливом и надежность тепловыделяющих сборок по функции герметичности твэлов Шестаков Ю.М., ОАО «ВНИИАЭС»

Принятая в России концепция допускает эксплуатацию ядерного топлива с негерметичными твэлами. Предел нормальной эксплуатации по активности теплоносителя реактора соответствует наличию в активной зоне примерно 10 твэлов с дефектами типа прямой контакт топлива и теплоносителя и 100 газонеплотных твэлов. Кроме того, согласно заданному в технических условиях (ТУ) или в договорах на поставку тепловыделяющих сборок (ТВС) для реакторов типа ВВЭР критерию отказа (индивидуальной отбраковки ТВС) допускается эксплуатация ТВС с удельной активностью 131I в воде стенда КГО с поправкой на радиоактивный распад к моменту останова реактора до 3,7·10 6 Бк/кг (10-4 Ки/кг). В тоже время, на зарубежных АС ведущих стран или вообще не допускается эксплуатация негерметичных твэлов (Япония), или допускается эксплуатация твэлов только с микродефектами (35 микрон, Франция) .

Исходным положением для введения критерия индивидуальной отбраковки ТВС ВВЭР была недопустимость продолжения эксплуатации твэлов с такой степенью разрушения оболочек, при которой возникает опасность ухудшения теплосъема в районе расположения дефектного твэла, что может привести к повреждению окружающих твэлов. К «особо опасным» было предложено относить ТВС, в которых появились твэлы, имеющие перелом оболочки, так как предполагалось, что вибрация концов такого твэла будет интенсифицировать попадание (высыпание) топлива из твэла в теплоноситель первого контура .

В качестве «эталонного» разрушения, при котором дальнейшая эксплуатация ТВС является недопустимой, был выбран поперечный перелом твэла .

Критерий досрочной выгрузки или отказа ТВС первоначально был установлен для ТВС ВВЭР-440 на основании результатов КГО, проведенного штатным пенальным методом, и послереакторных исследований двух кассет, эксплуатировавшихся на энергоблоке № 3 Нововоронежской АЭС в конце 1970-х годов. В одной из них был обнаружен один твэл с поперечным переломом, а в другой послереакторные исследования выявили 19 твэлов со сквозными дефектами (диаметром) от 6 мм до 8 мм. Удельные активности 131I в воде стенда КГО при проверке этих кассет составили соответственно 3,7·106 Бк/кг (1·10-4 Ки/кг) и 4,5·107 Бк/кг (1,2·10-3 Ки/кг) .

Именно по совокупности результатов послереакторных исследований данных двух ТВС было установлено указанное выше предельное значение удельной активности 131I, соответствующее критерию досрочной выгрузки или отказа ТВС ВВЭР-440. Этот критерий впоследствии, без научного обоснования, был распространено также и на ТВС ВВЭР-1000 .

В последние годы предположение о завышенности критерия отказа для ТВС ВВЭР-1000 получило свое подтверждение при проведении на различных энергоблоках с ВВЭР-1000 визуального осмотра негерметичных ТВС, а также послереакторных исследований ТВС. Несмотря на отмеченные выше ограниченные возможности визуального осмотра бесчехловых и неразборных кассет данного типа, в некоторых из них были обнаружены твэлы с крупными сквозными повреждениями в оболочках, в том числе и подлежащие безусловной выгрузке, то есть имеющие поперечный перелом или отсутствие верхней заглушки. При проведении КГО твэлов ТВС, подлежащих по результатам визуального осмотра безусловной выгрузке (наличие поперечного перелома твэла), удельная активность 131I в пробах воды стенда КГО ни разу не достигала установленного ранее критерия досрочной выгрузки ТВС. В результате существующий критерий отказа ТВС по функции герметичности твэлов противоречит последней редакции НП-082Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, в которых данный критерий соответствует не отказу ТВС при нормальной эксплуатации, а разрушению твэла, соответствующему проектной аварии .

Следует отметить, что возможность эксплуатации ядерного топлива (ЯТ) со значительными дефектами оболочек твэлов, создает только иллюзию экономии затрат. Экономия на первом этапе (приобретение ЯТ) многократно перекрывается экономическими потерями в процессе эксплуатации АС. Для отработавших ТВС (ОТВС) с негерметичными твэлами необходимы особые условия хранения (в герметичных пеналах) и транспортировки. Попадание радиоактивных ПД, а также двуокиси урана в теплоноситель первого контура приводят к повышению выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду, накоплению радиоактивных отходов (РАО), к повышенным дозозатратам персонала, особенно в период проведения ремонтов .

Повышение надежности ЯТ и переход к концепции эксплуатации реакторных установок только с незначительными дефектами оболочек твэлов типа газовой неплотности, позволит сократить количество РАО на АС на порядки и заменить дорогостоящие и приводящие к загрязнению окружающей среды хранилища жидких отходов установками по их отвердению и хранению РАО в твердом виде, в соответствии с применяемой на западных АС концепцией .

Очевидно, что принятую в настоящее время концепцию эксплуатации ЯТ со значительными дефектами оболочек твэлов необходимо пересматривать, как для эксплуатируемых АС, так и, в первую очередь, для планируемых к строительству АС согласно проекту АС-2006 .

В последние годы разрабатывается и поставляется на АС России много нового ЯТ и внедряются на АС новые более продолжительные топливные циклы. Однако, для реакторов типа ВВЭР положительного эффекта, в том числе экономического, от этих поставок пока не наблюдается. Отсутствует согласованная с поставщиком методика оценки экономической эффективности внедрения новых видов топлива .

С внедрением новых видов топлива растет его цена. Нет соответствия цены и качества. Из-за позиции поставщика ЯТ не пересматривается устаревший критерий отказа ТВС. Очевидно, критерий отказа ТВС должен охватывать весь топливный цикл. Поскольку не допускается транспортировка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с дефектами типа прямой контакт топлива и теплоносителя, очевидно, и критерий отказа ТВС должен быть установлен с учетом этого требования .

контроль ядерной безопасности реакторов рБмк-1000 Дружинин В.Е., Шмонин Ю.В., Веселов В.П., Дадакин В.С., Лысов Д.А., Немиров А.С., Смирнов К.И., ОАО «ВНИИАЭС»

В соответствии с указанием ОАО «Концерн Росэнергоатом» №127ук от 24.06.2002 во ВНИИАЭС осуществляется непрерывный расчетный контроль ядерной безопасности реакторов РБМК-1000, находящихся в эксплуатации. Расчеты проводятся по данным, передаваемым непосредственно с АЭС, а также с использованием архива данных, поступающих по каналам Кризисного центра ВНИИАЭС .

Контроль ядерной безопасности включает расчеты текущих технологических параметров, паспортных характеристик РУ с РБМК-1000, параметров характеризующих безопасность реакторов и эффективность топливоиспользования, а также их анализ с учетом перехода на новые виды топлива (ЭТВС-2,8%, ТВС-П), внедрения новых типов стержней СУЗ и модернизации систем контроля реакторов РБМК, включая их программное обеспечение .

Кроме того ВНИИАЭС обеспечивает оперативное согласование картограмм загрузок активных зон реакторов РБМК-1000 и последовательностей извлечения стержней СУЗ при выводе реакторов в критические состояния, а также проводит контрольную обработку результатов измерений парового и быстрого мощностного коэффициентов реактивности .

Результаты расчетного контроля ВНИИАЭС систематически представляются в Эксплуатирующую организацию и на АЭС с реакторами РБМК-1000 .

Продолжается работа по депонированию в ФЭП НФР РБМК ОАО «Концерн Росэнергоатом» и тестированию расчетных кодов, находящихся в эксплуатации на АЭС, пополнение базы данных ВНИИАЭС по параметрам критических состояний реакторов РБМК-1000 и результатам измерений физических характеристик .

По результатам расчетного контроля в 2009 году на Курской,

Смоленской и Ленинградской АЭС:

• основные технологические параметры РУ реакторов РБМК-100 находились в допустимых пределах. Началась работа по реализации Технического решения НИКИЭТ о доработке методики расчета оперативного запаса реактивности в программах «Призма» и «Призма-М»;

• нейтронно-физические характеристики паспортов РУ изменялись в допустимых пределах. Однако, расчеты показали, что при полном переводе на КРО энергоблоков № 2 КуАЭС и № 1 ЛАЭС без компенсирующих мероприятий подкритичность может снизиться до величины порядка 2,0 %, что потребует выполнения перегрузок для обеспечения проведения ядерно-опасных работ, особенно при обезвоженном КОСУЗ;

• параметры, характеризующие качество формирования загрузки активных зон реакторов, в целом поддерживались в установленном диапазоне. В то же время продолжают наблюдаться превышения рекомендованного предела по коэффициенту неравномерности в холодном разотравленном состоянии. В целом принятые на АЭС стратегии перегрузок за небольшими исключениями позволяют поддерживать паспортные характеристики и параметры безопасности энергоблоков с РБМК в допустимых пределах;

• депонированы модернизированные версии программных комплексов «SADCO» КуАЭС и ЛАЭС (разработчик НИКИЭТ) .

Проведено тестирование их расчетных моделей с выдачей экспертного заключения. Депонированы аттестованные в 2007 году комплекс нейтронно-физических программ «Энергия» (разработчик ВНИИАЭС) и программа STEPAN-2 (разработчик РНЦ КИ), проведено их тестирование .

реализация основных положений «комплексной методики определения физических и динамических характеристик реакторов рБмк-1000» на основе метода спектральной проекции Черезов А.Л., Щукин Н.В., НИЯУ «МИФИ»

Одним из основных аспектов приемлемости развития ядерной энергетики является обоснование ядерной безопасности действующих и перспективных ядерных энергетических установок. Применяемые для этого на практике методики [1] могут давать значительные погрешности в значениях определяемых параметров ядерной безопасности .

Современная математическая теория реакторов [2,3] позволяет предложить и обосновать более точный, по сравнению с действующим, подход к обработке реакторных измерений, основанный на применении современных программных средств, используемых в практике эксплуатации и проектировании ядерных реакторов .

Предлагаемая методика определения реактивности основана на использовании теоремы о спектральном разложении решения уравнения переноса. Методика позволяет учесть эффекты пространственновременного перераспределения нейтронного поля, что повышает точность и оперативность получения значения реактивности .

технико-экономическая оценка мероприятий по снижению дозозатрат на примере внедрения дозировки цинка Юрманов В.А., Белоус В.Н., Юрманов Е.В., ОАО «НИКИЭТ»;

Турбаевский В.В., Запорожская АЭС; Филимонов С.В., Скорынин Г.М., Тимофеев Д.В., ОАО «ПО «Электрохимический завод»; Чабак А.Ф., РНЦ «Курчатовский институт»; Пырков И.В., ОАО «ВНИИАЭС»

После ужесточения дозовых пределов снижение облучаемости персонала АЭС в основном достигалось организационно-техническими мероприятиями, но в дальнейшем для оптимизации радиационной защиты необходимо внедрение технологий, направленных на устранение источников формирования радиационных полей. На зарубежных АЭС наиболее эффективными оказались дозировки цинка в теплоноситель, что обеспечивалось поставками отечественного цинка, обедненного по изотопу 64Zn. Его крупнейшим производителем в России - ОАО «ПО «Электрохимический завод» («ПО ЭХЗ») накоплен опыт создания уникальных методов получения изотопной продукции на основе газоцентрифужной технологии, изначально применявшейся для обогащения урана. Качество продукции обеспечивается современной АСУТП, а изотопный состав и чистота продукции контролируется ЦЗЛ, которая внесена в реестр «Системы аккредитации аналитических лабораторий Госстандарта России» на техническую компетентность и независимость. Технологические мощности «ПО ЭХЗ» могут обеспечить потребности как зарубежных, так и отечественных АЭС обедненным цинком .

В выпущенном ТФ в 2008 г. «Техническом обосновании внедрения водно-химического режима (ВХР) первого контура с дозировкой цинка на АЭС с ВВЭР» показано снижение мощности дозы от оборудования, отсутствие негативного влияния на коррозию, а также возможность дозирования цинка для выполнения принципа ALARA. Протоколом совещания от 13.11.2008 по данному вопросу предусмотрено до 27.02.2009 ВНИИАЭС представить проект программы по научному обоснованию дозирования цинка на действующих энергоблоках ВВЭР. Вследствие невыполнения этого решения рядом организаций предложено включить эти работы в “Комплексную программу работ по совершенствованию химических технологий на АЭС на 2009-2014г.» .

Анализ опыта зарубежных АЭС исключает необходимость проведения дополнительных исследований для научного обоснования дозировки цинка, однако необходимо технико-экономическое обоснование (ТЭО) и решение практических вопросов по оптимальному способу дозировки цинка на отечественных АЭС. Требуемая концентрация цинка (~0,005 мг/л) в тысячу раз ниже по сравнению с другими компонентами теплоносителя, поэтому его дозировка не окажет влияния ни на один его нормируемый показатель качества .

Тем не менее, она в несколько раз выше реальной концентрации кобальта в теплоносителе и, тем самым предотвращает дальнейшую генерацию радиоактивного кобальта, что необходимо для улучшения радиационной обстановки и сокращения количества дезактиваций и отходов. В связи с этим предлагается выполнить отработку технологии дозировки цинка в рамках работ по повышению радиационной защиты на АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом». «ПО ЭХЗ» готово предоставить образцы цинка для проведения технологических испытаний .



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |


Похожие работы:

«НАРУЖНАЯ ПАНЕЛЬ ДОМОФОНА Руководство по эксплуатации Подключение 4-х абонентов; совместима с 4-х проводными мониторами видеодомофона большинства фирм; вандалозащищенное исполнение; голосовая связь; скрытое видеонаблюдение; встроенная ИК подсветка; подсветка обозначен...»

«знание и применение методик оценки безопасности ГТС: критерии безопасности, правила мониторинга состояния, проверка работоспособности и состояния технических средств контроля, проведение комиссионных обследований, определение значений риска аварии;работа с обслуживающим персоналом ГТС: учения, тренировки и теорети...»

«Масло для промывки двигателей автомобилей Газпромнефть РПБ № 84035624.02.36145 стр. 3 Действителен до 28.10.2019 г. из 15 МП Синтетик по СТО 84035624-123-2014 1 . Идентификация химической продукции и сведения о производителе...»

«ГОСТ Р 50267.34-95 (МЭК 601-2-34-93) ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ИЗДЕЛИЯ МЕДИЦИНСКИЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ Часть 2 ЧАСТНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ К ПРИБОРАМ ДЛЯ ПРЯМОГО МОНИТ...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования САНКТ ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ АЭРОКОСМИЧЕСКОГО ПРИБОРОСТРОЕНИЯ В. В. Перлюк КОМПЬЮТЕРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ ХРАНЕНИЕ И ОБРАБОТКА ДАННЫХ Практикум Санкт Петербург УДК [004](0...»

«УДК 515.142.22+514.172.45 Айзенберг Антон Андреевич ТЕОРИЯ НЕРВ-КОМПЛЕКСОВ И ЕЕ ПРИЛОЖЕНИЯ Специальность: 01.01.04 – геометрия и топология АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук Москва – 2012 Работа выполнена на кафедре высшей геометрии и топологии...»

«ESET MAILSECURITY ДЛЯ MICROSOFT EXCHANGESERVER Инструкция по установке и руководство пользователя Microsoft® Windows® Server 2000 / 2003 / 2008 / 2008 R2 Щелкните здесь, чтобы загрузить актуальную версию этого документа ESET...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ТЕХНИЧЕСКОМУ РЕГУЛИРОВАНИЮ И МЕТРОЛОГИИ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ГОСТР СТАНДАРТ 54150РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПРОВОЛОКА ИЗ БРОНЗЫ МАРКИ БрКМцЗ-1 Технические условия Издание официальное Москва Стамдарт...»

«Elec.ru Электротехническая библиотека Elec.ru ГОСТ 14340.3-69 МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ ПРОВОДА ЭМАЛИРОВАННЫЕ КРУГЛЫЕ МЕТОДЫ ИСПЫТАНИЯ ИЗОЛЯЦИИ НА ЭЛАСТИЧНОСТЬ Издание официальное БЗ 10-98 ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ Москва Электротехническая библиотека Elec.ru Электротехни...»

«Золотарева Ирина Владимировна КОНТРОЛЬНО – МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ УЧЕТА ДЕЯТЕЛЬНОСТИ СТРОИТЕЛЬНЫХ ОРГАНИЗАЦИЙ В ПЕРИОД ПЕРЕХОДА НА МЕЖДУНАРОДНЫЕ СТАНДАРТЫ ФИНАНСОВОЙ ОТЧЕТНОСТИ 08.00.12 – Бухгалтерский учет, статистика Автореферат диссертации на соис...»

«Г РА Ж Д А Н СК А Я П Р ОД У К Ц И Я О РГА Н ИЗА Ц И Й О Б О Р О Н Н О П Р ОМ Ы Ш Л Е Н Н О ГО КОМ П Л Е КС А Г РА Ж Д А Н С К А Я П Р О Д У К Ц И Я О Р ГА Н И З А Ц И Й О Б О Р О Н Н О П Р О М Ы Ш Л Е Н Н О Г О К О М П Л Е К С А ВВЕДЕНИЕ Основная деятельность предприятий оборонно-просудои авиастроение, ракетно-космическая и обомышленного комплекса Российской Федерации ронная п...»

«~~[Ц/.Щ~Р._, ЛУБОllП-IИКОВА Екатерина Андреевна УПРАВЛЕНЧЕСКИЙ УЧЕТ ИННОВАЦИЙ НА МАШИНОСТРОИТЕЛЬНЫХ ПРЕДПРИЯТИЯХ Специальность: Бухгалтерский учет, статистика 08.00.12 Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата экономических наук Волгоград 2009 Работа выполнена н...»

«ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗ А ССР БАЛКИ СТРОПИЛЬНЫЕ И ПОДСТРОПИЛЬНЫЕ ЖЕЛЕЗОБЕТОННЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ ГОСТ 2 0 3 7 2 9 0 Издание официальное БЗ 10—90/783 40 коп. ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТРОИТЕЛЬНЫЙ КОМИТЕТ СССР Москва образец сертификата У...»

«Масло моторное для двухтактных двигателей стр. 3 РПБ № 84035624.19.46357 Действителен до 16.05.2022 г. G-Wave 2T по СТО 84035624-226-2017 из 16 1 Идентификация химической продукции и сведения о производителе и/или поставщике 1.1 И...»

«LM WPAM-2B РУКОВОДСТВО ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ Вышка передвижная несамоходная телескопического типа LM WPAM-2B-080 АС LM WPAM-2B www.lemarus.ru www.lemarus.ru Общие сведения Введение Настоящее руководство по эксплуатации распространяется на вышку передвижную несамоходную телескопического...»

«Павловский Евгений Алексеевич ИНТЕГРИРОВАННАЯ СРЕДА МОНИТОРИНГА ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ЦИФРОВЫХ СЕТЕЙ СВЯЗИ НА ОСНОВЕ ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ Специальность 05.13.18 Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ Автореферат диссертации на соискание ученой степени кан...»

«МОДЕЛИ СЕРИИ STEM 18 Инструкция по эксплуатации СОДЕРЖАНИЕ Введение.............................................. ............................................. 2 Меры безопасности..........................»

«Elec.ru Электротехническая библиотека Elec.ru ГОСТ 14340.4-79 МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ ПРОВОДА ЭМАЛИРОВАННЫЕ КРУГЛЫЕ МЕТОД ИСПЫТАНИЯ ИЗОЛЯЦИИ НА ТЕПЛОВОЙ УДАР Издание официальное БЗ 10-98 ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ...»

«Информатика и системы управления, 2014, №2(40) Измерительная техника УДК 629.424:621.436 2014 г. А.Ю. Коньков, д-р техн . наук (Тихоокеанский государственный университет, Хабаровск), А.О. Петрухин (Дальневосточный государственный университет путей сообщения, Хабаровск) ПРИБОР ДЛЯ ДИАГНОС...»

«СИДОРОВ Александр Стальевич ЛОКАЛИЗАЦИЯ И ОХЛАЖДЕНИЕ КОРИУМА В ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПРИ РАЗРУШЕНИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание...»

«Персональный алкотестер Динго А-025 Руководство по эксплуатации www.med-magazin.ru 8 (800) 100-53-10 СОДЕРЖАНИЕ 1 ОПИСАНИЕ И РАБОТА 1.1 Назначение 1.2 Технические характеристики 1.3 Упаковка 2 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПО НАЗНАЧЕНИЮ 2.1 Важные предупреждения...»

«Годовой план работы на 2017-2018 учебный год Горноправдинск 2017 ЦЕЛЕВЫЕ ОРИЕНТИРЫ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ДОШКОЛЬНОГО ОБРАЗОВАТЕЛЬНОГО УЧРЕЖДЕНИЯ НА 2017-2018 УЧЕБНЫЙ ГОД Исходя из условий и потребностей дошкольного учреждения и окружающего социума, счита...»

«Парко Владимир Львович РАЗРАБОТКА ОПТИЧЕСКИХ СИСТЕМ АПОХРОМАТИЧЕСКИХ ОБЪЕКТИВОВ ДЛЯ СЕРИЙНОГО ТЕЛЕСКОПОСТРОЕНИЯ 05.11.07 – "Оптические и оптико-электронные приборы и комплексы" Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических...»

«Руководство по эксплуатации TCP/IP цифровые системы v3.0 SIP 3C 1A 2 B 5E 4D 6F 7G 8 9 H I # * J AA-01 AA-03 AA-05 Многоабонентская BAS IP вызывная панель Примечание Для правильной установки следуйте дальнейшей инструкции. Если у Вас...»







 
2019 www.librus.dobrota.biz - «Бесплатная электронная библиотека - собрание публикаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.