РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ ТЕХНИЧЕСКОЙ ВОЗМОЖНОСТИ ВНЕДРЕНИЯ СИСТЕМЫ НАРУЖНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ КОРПУСА РЕАКТОРА НА
advertisement
8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ ТЕХНИЧЕСКОЙ ВОЗМОЖНОСТИ ВНЕДРЕНИЯ СИСТЕМЫ НАРУЖНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ КОРПУСА РЕАКТОРА НА ДЕЙСТВУЮЩИХ АЭС С ВВЭР-440 С.И. Пантюшин, Д.Л. Гаспаров, С.И. Асадский, Д.О. Веселов, Р.М. Следков, И.А. Мозуль, Е.А. Фризен, С.В.Шмелев, А.Е. Четвериков, Н.В. Букин, М.А. Быков, М.П. Никитенко, В.Я. Беркович (ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия) А.П. Колеватых (Концерн «Росэнергоатом», Москва, Россия) Введение. Актуальность работы В связи с произошедшей аварией на АЭС Фукусима – 1 (Япония) руководством Госкорпорации «Росатом» принято решение выполнить дополнительную оценку текущего состояния безопасности атомных станций России и разработать необходимые мероприятия по повышению устойчивости АЭС к аномальным, превышающим проектные, внешним воздействиям [1]. Одним из ключевых вопросов обеспечения безопасности АЭС с РУ ВВЭР является разработка мероприятий по управлению запроектными и тяжелыми авариями. В случае, если меры по управлению запроектными авариями не позволяют исключить плавление топлива в активной зоне, то одной из возможных мер по ограничению выхода расплава за пределы реакторной установки является реализация концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения корпуса реактора. Для реализации концепции удержания расплава внутри корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-440 предлагается управление тяжелой аварией посредством залива водой шахты реактора с организацией её циркуляции вокруг корпуса реактора. Данное условие обеспечивает удержание расплава активной зоны и ВКУ внутри корпуса реактора и предотвращение сквозного повреждения корпуса реактора за счет отвода тепла водой. Предложения по удержанию расплава базируются на идее, что при наличии дополнительного внешнего охлаждения температура металла нижней части корпуса будет ограничена такой величиной, при которой несущая способность нижней части корпуса позволит удержать расплав внутри корпуса. Опыт ранее выполненных работ С середины 80-х годов после аварии на «Три Майл Айланд» (США) удержание расплава внутри корпуса реактора является одним из ключевых моментов стратегии управления тяжёлыми авариями как для эксплуатируемых, так и для вновь проектируемых реакторных установок с водой под давлением. Была обоснована концепция внешнего охлаждения корпуса для реактора ВВЭР-440 на АЭС «Ловииза» (Финляндия) и «Пакш» (Венгрия). Для реакторов нового поколения АР-600, АР-1000 фирмы «Вестингауз» (США), реактора APR1400 (Корея) и проекта российского реактора нового поколения ВВЭР-640 принято техническое решение по организации наружного охлаждения корпуса для сохранения целостности корпуса реактора при тяжёлой аварии. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» с середины 1990-х годов выполняет комплекс работ по обоснованию внутрикорпусного удержания расплава. Работы проводятся для АЭС с РУ ВВЭР средней (ВВЭР-640 и ВВЭР-600) и большой мощности (ВВЭР ТОИ). В 2009-2012 гг. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» совместно с НИЦ КИ выполнил комплекс работ по разработке конструкций, технологических схем и решений, расчетному и экспериментальному обоснованию системы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых запроектных авариях для РУ ВВЭР-600 (СУРОК) [2-4]. На основании выполненных расчетов, технологических и конструкторских решений, подтверждена возможность реализации концепции удержания расплава в корпусе реактора для 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. РУ ВВЭР-600. Комплекс расчетных анализов, выполненных для РУ ВВЭР-600 с использованием современных российских расчетных кодов подтвердил, что ни один из критериев удержания расплава в корпусе реактора (целостность корпуса, критический тепловой поток) не нарушен и имеется определенный запас при реализации удержания расплава в корпусе реактора. При расчетах учитывалось успешное функционирование пассивных систем безопасности в течение 24 ч с момента исходного события (автономность при запроектных авариях), а принятые в проекте решения обеспечивают не менее 72 ч функционирования пассивных систем безопасности, что создает дополнительные запасы при обосновании СУРОК. Дополнительно потребуются экспериментальные исследования, направленные на подтверждение расчетов, а также на оптимизацию и обоснование выбора конструкторских решений. C учетом того, что при расчетах для РУ ВВЭР-600 были получены определенные запасы, было принято решение о проработке возможности внедрения СУРОК в качестве опции РУ ВВЭР ТОИ. На этапе разработки концепт-проекта в 2010-2011 гг. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» совместно с НИЦ КИ выполнил соответствующую работу [2-4]. При выполнении расчетов анализировались два варианта исполнения пассивных систем безопасности – функционирование в течение 24 ч (аналогично проекту АЭС-2006) и в течение 72 ч (особенность проекта РУ ВВЭР ТОИ за счет реализации гидроемкостей третьей ступени). Как и ожидалось, для варианта 24 ч обеспечить бескризисный отвод тепла от корпуса реактора не представляется возможным без внедрения дополнительных интенсификаторов теплообмена (даже в этом случае запасы не будут превышать 1,1). Для варианта с работой пассивных систем безопасности в течение 72 ч необходимый запас до кризиса теплоотдачи обеспечивается (даже без учета внедрения интенсификаторов теплообмена). Для РУ ВВЭР ТОИ были проработаны конструкторские и технологические решения по подаче воды под днище корпуса реактора, а также по отводу пара из бетонной шахты реактора. Разработан комплект расчетов, чертежей и обосновывающих материалов в виде эскизного проекта системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора. Документация вошла в концепт-проект АЭС с РУ ВВЭР ТОИ в качестве опции проекта. С конца 2011 года по решению руководства Концерна «Росэнергоатом» работы приостановлены. В целом необходимо отметить, что специалистами ОКБ «ГИДРОПРЕСС», НИЦ «Курчатовский институт» и другими научными и проектными организациями Государственной корпорации «Росатом» накоплен большой опыт, как с точки зрения конструкторских проработок, так и расчетных и экспериментальных исследований. Специалисты регулярно участвуют в совместных мероприятиях по обмену опытом [5-6] с западными специалистами с АЭС «Пакш», АЭС «Ловииза», компаниями Вестингауз, AREVA, Фортум, GRS и др. Накоплено большое количество материала по проблемам внутрикорпусного удержания расплава. Постановка задачи В соответствии с утвержденным руководством Концерна «Росэнергоатом» техническим заданием по итогам работы по оценке технической возможности и целесообразности реализации устройства наружного охлаждения корпуса реактора (УНОКР) для АЭС с РУ ВВЭР-440 необходимо определить принципиальную возможность внедрения на действующих российских энергоблоках с учетом фактической конфигурации. При этом детальному рассмотрению подлежит один тип РУ ВВЭР-440 в качестве базового. Для оставшихся типов РУ выполнить экспертную оценку технической возможности внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора. В результате выполнения указанной работы должны быть сформулированы общие требования к модернизации и доработке оборудования РУ, общестанционных систем, строительных конструкций и др. для обеспечения внедрения системы наружного охлаждения 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. корпуса реактора на действующих энергоблоках, а также определен совместно с Генпроектантами необходимый объем конструкторских и расчетных работ при внедрении системы наружного охлаждения корпуса реактора. В соответствии с указанными требованиями в 2012 году специалистами ОКБ «ГИДРОПРЕСС» проведен комплекс работ по оценке технической возможности реализации устройства наружного охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-440 по следующим направлениям: - разработан перечень ЗПА, при которых необходимо функционирование УНОКР; - выполнен анализ тепловых нагрузок для определяющих тяжелых запроектных аварий; - проведена оценка деформирования и повреждения корпуса реактора; - разработаны конструкторские решения по организации контура циркуляции теплоносителя; - разработаны технологические решения, режимы работы и принципы ввода в действие УНОКР; - выполнен теплогидравлический анализ контура циркуляции теплоносителя; - выполнена экспертная оценка с точки зрения сопротивления хрупкой прочности корпуса реактора; - выдвинуты требования к внешним системам, аварийному КИП, а также к действиям персонала по запуску УНОКР; - выполнена оценка целесообразности внедрения УНОКР; - сформировано заключение по итогам оценки технической возможности и целесообразности внедрения УНОКР. Исходные данные Для обеспечения внутрикорпусного удержания расплава предлагается реализовать в проектах АЭС с РУ ВВЭР-440 «Устройство наружного охлаждения корпуса реактора» (УНОКР). УНОКР является средством управления тяжелыми запроектными авариями, после разработки и обоснования должно войти в состав РУ ВВЭР-440, предназначено для предотвращения выхода расплава материалов активной зоны и ВКУ за пределы корпуса реактора при тяжелых запроектных авариях. В качестве базового проекта АЭС с РУ ВВЭР-440 для оценки технической возможности реализации УНОКР принимается типовой проект РУ В-213 (блоки 3 и 4 Кольской АЭС). По итогам оценки технической возможности реализации УНОКР для проекта В-213 выполнен анализ возможности внедрения данного устройства в проекты РУ В-179 и В-230 на основании экспертной оценки. Исходные данные для проектирования и расчетов принимаются в соответствии с характеристиками оборудования и систем РУ, которые соответствуют текущему состоянию энергоблоков. Расчеты проводятся в реалистичном приближении, т.е. без учета отклонений и неопределенностей в принимаемых исходных данных. Для отсутствующих или имеющих большую неопределенность данных (например, свойства материалов при высоких температурах, степени окисления циркония на поздних стадиях аварии и др.) проводится анализ неопределенности, на основании которого выбираются наиболее консервативные варианты. Данное обстоятельство должно обеспечивать необходимый запас до превышения принятых критериев (запасы по прочности и по теплогидравлическим характеристикам) при проектировании. Разработка перечня запроектных аварий для УНОКР 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Для последующего выполнения анализа тепловых нагрузок на корпус реактора необходимо сформировать перечень ЗПА с тяжелым повреждением активной зоны на основе современных подходов к проектированию систем по снижению последствий аномальных внешних воздействий. Результаты работ по анализу безопасности блоков 3, 4 Кольской АЭС при экстремальных внешних воздействиях (комплекс работ, ведущийся на всех АЭС «Концерна Росэнергоатом») позволяют расширить и усложнить возможные сценарии ЗПА с тяжелым повреждением активной зоны, для которых необходимо функционирование УНОКР. При этом учитываются решения и результаты ведущихся работ на действующих блоках 3, 4 Кольской АЭС с РУ ВВЭР-440/В-213 по внедрению дополнительных проектных решений, обеспечивающих снижение последствий аномальных внешних воздействий. По итогам общего анализа было предложено рассматривать при выборе определяющего режима ЗПА с тяжелым повреждением активной зоны, для которого необходимо функционирование УНОКР, следующие консервативные режимы ЗПА: а) режим «Большая течь (Ду500) первого контура в сочетании с полным отказом активной части САОЗ». б) режим «Большая течь первого контура в сочетании с отказом САОЗ ВД и отказом САОЗ НД при переходе на забор воды из приямков бокса ПГ». Режимы с малыми и большими течами теплоносителя схожи феноменологически, однако отличаются временем превышения максимального проектного предела повреждения твэлов (при больших течах теплоносителя данное событие происходит намного раньше). В соответствии с этим в анализе тепловых нагрузок будет рассматриваться режим «Большая течь (Ду500) первого контура в сочетании с полным отказом активной части САОЗ» как наиболее неблагоприятный с точки зрения тепловых нагрузок на корпус реактора. Режим с полным обесточиванием АЭС с отказом всех дизель-генераторов, а также с гипотетическим отсутствием действий оперативного персонала по подключению ПДГУ был рассмотрен в рамках других работ, по итогам которых определено, что запас по времени до начала плавления топлива в активной зоне для данного режима значительно больше, чем для режимов а) и б). Рассмотрение режимов а) и б) необходимо с точки зрения получения информации по эффективности и допустимому времени приведения в работу УНОКР (заполнения шахтного объема до требуемого уровня). Анализ указанных режимов позволит определить временной диапазон, в ходе которого требуются меры по управлению аварией с целью предотвращения выхода расплава на днище корпуса реактора при использовании УНОКР. Для основной массы режимов ЗПА (включая полное обесточивание АЭС с отказом всех дизель генераторов) время до начала поступления расплава на днище корпуса реактора будет значительно больше, а следовательно будет возможно удержать расплав в пределах корпуса реактора. В рамках разработки технического проекта при расчетном обосновании УНОКР будет выполнен анализ широкого спектра режимов ЗПА с целью подтверждения эффективности УНОКР. Основные результаты анализа тепловых нагрузок при определяющих тяжелых запроектных авариях Для аварии с большой течью теплоносителя (Ду500) и отказом всех каналов САОЗ НД и САОЗ ВД при функционировании только ГЕ САОЗ (пассивная часть) для РУ ВВЭР-440 (В-213) по результатам расчетов, выполненных с использованием кода СОКРАТ/В1 (Аттестационный паспорт программного средства № 275 от 13.05.2010) [7-8] получено, что интервал времени до начала массового разрушения твэлов может составлять до 43 мин после исходного события. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. При функционировании ГЕ САОЗ (пассивная часть) и трех каналов САОЗ НД (до перехода на рециркуляцию теплоносителя из гермообъема) для РУ ВВЭР-440 (В-213) по результатам расчетов, выполненных с использованием кода СОКРАТ/В1, получено, что интервал времени до массового разрушения твэлов может составлять до 5 ч 35 мин после исходного события. С учетом значительных неопределенностей, связанных с отсутствием проверенных экспериментальным путем данных приняты следующие консервативные допущения: - время поступления расплава на днище корпуса реактора соответствует началу массового разрушения твэлов в активной зоне(43 мин и 5 ч 35 мин соответственно), а следовательно не учитываются длительные процессы плавления и деградации активной зоны и ВКУ, которые могут занимать от 2 до 5 часов; - постулируется полное (100%) плавление топлива в активной зоне; - не учитывается снижение мощности остаточных энерговыделений за счет уноса с летучими продуктами деления; - начальная температура оксидного расплава соответствует температуре плавления топлива (2850 К), а температура металлического расплава принималась равной 2400 К. - степень окисления циркония и масса стали в расплаве определяются на основании анализа неопределенности с точки зрения наибольшей тепловой нагрузки на корпус реактора; Для оценки тепловых нагрузок на корпус реактора при тяжелой запроектной аварии с плавлением топлива был использован модуль HEFEST, являющийся составной частью аттестованного кода СОКРАТ/В1 [7,9]. В ходе расчетов велся контроль за режимом теплоотдачи с наружной поверхности корпуса реактора, получаемые в расчете значения теплового потока сравнивались с величиной критического теплового потока для корпуса ВВЭР-440. Величины КТП определялись в зависимости от угловой координаты теплоотдающей поверхности по формулам, приведенным в [10-14]. Высокотемпературные свойства корпусной стали были приняты в соответствии с [15]. Учитывая результаты ранее выполненных аналогичных работ [2-4], а также согласно проведенной оценке влияния степени окисления циркония и массы стали в расплаве для РУ ВВЭР-440 (В-213), максимальные тепловые нагрузки на корпус реактора получены при окислении 20 % циркония и массе стали 20 т (что является заведомо консервативным вариантом, т.к. гарантированная масса расплавленной стали за счет содержания в ТВС, опорных металлоконструкциях и днища внутрикорпусной шахты реактора значительно выше). Для случая поступления расплава на днище корпуса реактора через 43 мин по результатам анализа тепловых нагрузок получено, что максимальный тепловой поток составляет 2,067 МВт/м2. Тепловой поток на стенку корпуса реактора для данного варианта превышает критические значения (рисунки 1-3) на внешней стенке корпуса реактора, вычисленные исходя из предположения о пузырьковом режиме кипения. Для данного варианта тепловые потоки превышают значения критического теплового потока вплоть до 3-4 ч с начала аварии. До этого времени энерговыделение в расплаве складывается из мощности остаточных энерговыделений и энергии, выделяющейся при физико-химических взаимодействиях в расплаве. Превышение критического теплового потока наблюдается в начальный момент в области металлического расплава, затем в области металлического и оксидного расплава, а далее в области взаимодействия оксидного расплава и корпуса реактора реализуется максимальное значение теплового потока. Даже в случае интенсификации теплообмена на наружной поверхности корпуса реактора реализация бескризисного режима кипения невозможна в 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. связи со значительным превышением критического теплового потока в начальный момент аварии (до 3-4 ч). Для случая поступления расплава на днище корпуса реактора через 5 ч 35 мин по результатам анализа тепловых нагрузок получено: - минимальная остаточная толщина корпуса составляет 40,0 мм; - максимальный тепловой поток составляет 1,025 МВт/м2; - максимальная температура внешней поверхности стенки корпуса реактора составляет о 171 С при заданном коэффициенте теплообмена 20000 Вт/(м2·K). Тепловой поток на стенку корпуса реактора для данного варианта не превышает критические значения (рисунки 4-6) на внешней стенке корпуса реактора, вычисленные исходя из предположения о пузырьковом режиме кипения. q kW / m2 2100 1 2 1800 1500 1200 900 600 300 0 0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5 H m 1 – критический тепловой поток, 2 – расчетный тепловой поток Рисунок 1 – Тепловой поток на стенку корпуса реактора при поступлении расплава на днище корпуса реактора через 43 минуты 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Рисунок 2 - Распределение металлической Рисунок 3 - Распределение оксидной составляющей (сталь и цирконий) расплава на составляющей (топливо UO2 и оксид днище корпуса реактора через 43 минуты циркония) расплава на днище корпуса реактора через 43 минуты q kW / m2 1250 1 2 1000 750 500 250 0 0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 H m 1 – критический тепловой поток, 2 – расчетный тепловой поток Рисунок 4 - Тепловой поток на стенку корпуса реактора при поступлении расплава на днище корпуса реактора через 5 ч 35 мин 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Рисунок 5 - Распределение металлической Рисунок 6 - Распределение оксидной составляющей (сталь и цирконий) расплава на составляющей (топливо UO2 и оксид днище корпуса реактора циркония) расплава на днище корпуса реактора Для подтверждения и уточнения полученных результатов в составе исследований в обоснование возможности удержания расплава в корпусе реактора для РУ ВВЭР-440 необходимо выполнение комплексных расчетных анализов тяжелых аварий. В составе этих анализов должны быть рассмотрены представительные сценарии внутрикорпусной фазы тяжелой аварии (начиная с исходного события) с учетом характерных явлений: разогрева и деградации активной зоны, выхода и переноса продуктов деления, физико-химических взаимодействий материалов. Результаты оценки деформирования и повреждения корпуса реактора Методика оценки деформирования и повреждения корпуса реактора была использована для обоснования СУРОК проектов РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ [6]. Для оценок используется аттестованный расчетный код MSC.MARC [16], в качестве исходных данных используются свойства и данные по реальным корпусным сталям, при отсутствии данных принимаются консервативные допущения. Для расчетного варианта при поступлении расплава на днище корпуса реактора через 5 ч 35 мин проведена экспертная (на основании опыта расчетов для РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ) оценка деформирования и повреждения корпуса реактора при определяющем составе расплава и максимальных значениях теплового потока на стенку корпуса реактора. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Для расчетных тепловых нагрузок были оценены напряжения, действующие в стенке корпуса реактора после частичного проплавления (остаточная толщина корпуса ~ 40 мм) от действия веса расплава, которые не превышают 10 МПа, что существенно ниже предела текучести и предела прочности. Исходя из этого, можно сделать заключение о том, что статическая прочность корпуса реактора обеспечивается. Для сохранения целостности корпуса в области утонения необходимо выполнить условие, чтобы процесс ползучести не привёл к значительной потере несущей способности утонённой стенки. Это означает, что неповреждённая часть стенки корпуса реактора может выдерживать механические и температурные нагрузки, действующие на корпус реактора на всём протяжении длительного удержания расплава, при средней температуре в остаточной части стенки корпуса реактора ниже 600 оС. Комплексная инженерная задача по оценке термомеханического поведения корпуса реактора должна решаться на базе экспериментальных исследований образцов корпусной стали при высоких температурах, а также с учетом исследования влияния перепада давления на поверхностях. Соответствующих данных на настоящее время нет. После проведения необходимых экспериментов в рамках обоснования технического проекта будут выполнены расчетные исследования для оценки повреждаемости и деформирования корпуса реактора в ходе длительного удержания расплава. Конструкторские решения по организации контура циркуляции теплоносителя При разработке конструкторских решений по устройству наружного охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ В-440 (3 и 4 блоки Кольской АЭС) были рассмотрены два варианта: - вариант с отводом пара вверх по шахте реактора через опорную ферму; - вариант с отводом пара вниз по шахте реактора с последующим выводом его в бокс парогенераторов. В обоих случаях предполагается, что охлаждающая корпус реактора вода при возникновении запроектной аварии, связанной с расплавлением активной зоны, подается в шахту реактора по трубопроводу выведенному в подводящий коллектор, по которому подается охлаждающий сухую защиту и бетонную шахту реактора воздух. В обоих случаях реализации рассмотренных технических решений предполагается доработка подреакторных конструкций, размещенных в бетонной шахте реактора, а также доработка тепловой изоляции реактора в нижней его части. Вариант с отводом пара вверх по шахте реактора через опорную ферму предусматривает ряд доработок в оборудовании бетонной шахты реактора, опорной фермы и биологической защиты и тепловой изоляции зоны патрубков. В данном случае в опорной ферме между опорными балками фермы необходимо выполнить отверстия для выхода пара. Образовавшаяся в результате испарения пароводяная смесь выходит поднимаясь вверх проходит через зазор между корпусом реактора и опорной фермой, а также через указанные выше отверстия, далее через лабиринтные проходки в тепловой изоляции и биологической защите пар выходит в помещение парогенераторов, где, конденсируясь, скапливается на полу. Вариант с отводом пара вниз по шахте реактора через герметичную дверь шахты реактора предусматривает установку в проеме между корпусом реактора и тепловой изоляцией опускных труб. Монтируется отводящий трубопровод и подсоединяется к паровому коллектору с выводом через верхнюю часть герметичной двери шахты реактора и далее, в помещение бокса парогенераторов. В нижней части герметичной двери шахты реактора выполняется люк для доступа обслуживающего персонала. Пар, образовавшийся в результате испарения проходит через опускные трубы в коллектор пара и далее по трубопроводу в помещение парогенераторов. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Для отвода конденсата, который может образоваться при прохождении по коллектору и трубопроводу, а также капельной влаги, которую захватывает пар при охлаждении корпуса реактора, подключена дренажная линия. Для интенсификации теплообмена возможно установить подреакторные металлоконструкции, аналогичные применяемым для СУРОК проектов РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ [2-4]. С точки зрения проходных сечений для вывода пара оба варианта примерно одинаковы, однако для оценки работоспособности, дозозатрат, трудозатрат, потребного спец. оборудования, грузоподъемных средств на монтаж потребуются дополнительные оценки и анализ совместно с эксплуатирующей организацией – Концерн «Росэнергоатом», Генеральным проектировщиком АЭС – «Атомэнергопроект» г.Санкт-Петербург и непосредственно с Кольской АЭС. Технологические решения, режимы работы и принципы ввода в действие УНОКР Разработка технологических решений проводилась применительно к технологическим, схемным решениям и параметрам эксплуатации блоков 3, 4 Кольской АЭС. Рассмотрены «пассивный» и «активный» варианты применения систем блока для успешной реализации отвода тепла от корпуса с помощью УНОКР. Рисунок 7 – Технологическая схема подачи воды в помещение А005 по пассивному варианту (подварианты а) и б)) Предпочтительным является "пассивный" вариант. Его реализация обеспечивает минимальное количество активных элементов одного канала; возможность приведения в работу как дистанционно, так и персоналом; практически неограниченное время работы совокупных систем; минимальные доработки оборудования и систем блока – САОЗ и барботажно-вакуумной системы; минимальные требования по аварийному электроснабжению. Для обеспечения надежности возможна реализация двух идентичных каналов подачи воды. «Активный» вариант является альтернативным и менее 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. предпочтительным. Использование имеющегося на блоке оборудования не по проектному назначению (отвод тепла от активной зоны) возможно только при гипотетическом варианте, при котором указанное оборудование не функционирует до плавления топлива в активной зоне. С учетом подходов к анализу запроектных и тяжелых аварий принимается, что отказ оборудования, принимаемый как исходное событие аварии, не учитывается при рассмотрении аварии в дальнейшем. Внедрение полностью пассивного устройства наружного охлаждения корпуса реактора является небезопасным для действующих энергоблоков с РУ ВВЭР. Во время нормальной эксплуатации, а также в аварийных режимах, не связанных с плавлением топлива, возможно непредусмотренное поступление теплоносителя на пол бокса ПГ, а следовательно и затопление корпуса реактора. Данное обстоятельство может привести к невозможности дальнейшей эксплуатации энергоблока. Для запуска УНОКР действия персонала будут сводиться к открытию нескольких задвижек (двух-трех) для начала затопления корпуса реактора. Открытие соответствующих задвижек возможно как с пульта БЩУ/РЩУ, так и в ручном режиме из обслуживаемых помещений АЭС. Для организации электроснабжения соответствующих задвижек необходимо предусмотреть аккумуляторные батареи. Вопрос об электроснабжении арматуры должен быть дополнительно проработан с Генеральным проектировщиком АЭС на стадии разработки технического проекта УНОКР. Применение борированной воды обусловлено необходимостью исключения поступления обычной (дистиллированной или технической) воды в пределы корпуса реактора. Поступление обычной воды в реактор может вызвать повторную критичность в расплаве активной зоны, а следовательно привести к увеличению мощности, что неминуемо приведет к отказу корпуса реактора. Вопрос о необходимости применения борного раствора требует дополнительной проработки в рамках разработки технического проекта УНОКР. Обоснование необходимой концентрации, а также принципиальная необходимость подачи борного раствора на поздних стадиях тяжелых аварий будут определяться расчетным и экспериментальным путем. Экспертная оценка с точки зрения сопротивления хрупкой прочности корпуса реактора Для исключения хрупкого разрушения корпуса реактора температура охлаждающей борированной воды должна быть не ниже 50 оС. Требование по температуре охлаждающей воды выставлено с точки зрения СХР экспертным путем. Для оценки влияния СХР на целостность корпуса реактора при длительном удержании расплава необходимо выполнить расчетно-аналитические работы, а возможно и некоторые экспериментальные исследования. На данном этапе невозможно исключить влияние СХР на целостность корпуса реактора. Однако при детальном анализе и разработке технического проекта возможно исключить данное требование (с учетом того, что в ходе ЗПА температура и давление в ЗО будут значительно выше параметров при стационарном состоянии, а следовательно и температура воды будет выше). Результаты теплогидравлического анализа контура циркуляции теплоносителя Целью проведения теплогидравлического анализа является проверка обеспечения надежного охлаждения корпуса реактора без его сквозного проплавления. В процессе выполнения расчета должно быть показано отсутствие кризиса теплоотдачи, что является критерием обеспечения надежного охлаждения корпуса реактора без его проплавления. Рассматриваются следующие варианты, в которых расплав поступает на корпус реактора (в соответствии с результатами анализа тепловых нагрузок на корпус реактора): - вариант 1 - через 5 ч 35 мин после исходного события; - вариант 2 – через 43 мин после исходного события. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Давление под гермооболочкой консервативно принято минимальным (чем меньше давление, тем меньше значение коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи) для РУ ВВЭР-440, равным 0,2 МПа (абсолютное). Для выполнения расчетов использовалась методика расчета теплогидравлических характеристик контура циркуляции охлаждающей среды, ранее использованная для аналогичных расчетов для СУРОК применительно к РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ[12]. Наружное охлаждение корпуса реактора осуществляется водой, поступающей по каналам, ведущим в приямок бетонной шахты, и далее по каналам поступает в зазор между корпусом реактора и бетонной шахтой реактора (расход воды на входе в указанный зазор равен расходу пара). Образующийся пар по трубам, расположенным в зазоре между корпусом реактора и бетонной шахтой реактора, поступает в ГО. Созданный движущий напор в стационарных условиях равен сумме гидравлических сопротивлений всех участков контура и потерь на ускорение охлаждающей среды. По результатам расчетов получено, что надежное охлаждение корпуса реактора обеспечивается для варианта 1– минимальное значение коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи составляет 1,07 (по методике Сулацкого с учетом погрешности ~ 24 %). Надежное охлаждение корпуса реактора не обеспечивается для варианта 2– минимальное значение коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи менее 1,00. К недостаткам схемы циркуляции с отводом пара через вертикальные трубы можно отнести следующее: - возможность образования конденсата и перекрытие проходного сечения в горизонтальном участке паропровода. Эта проблема может быть решена врезкой дренажного трубопровода; - в случае, если уровень теплоносителя в зазоре снаружи корпуса реактора выше верхнего торца труб, то возможен нестабильный режим циркуляции теплоносителя с колебаниями уровня теплоносителя в указанном зазоре, что может привести к периодическому оголению греющей части корпуса реактора и его перегреву. Необходимо строго поддерживать уровень воды в указанном зазоре в диапазоне; - по предварительным оценкам, коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи меньше на 0,1, чем для высоконапорной схемы циркуляции с отводом пароводяной смеси с уровня расположения фермы опорной (через кольцевой зазор между фермой опорной и корпусом реактора). Для определения необходимых теплогидравлических характеристик высоконапорной схемы циркуляции (особенно скоростей теплоносителя, которые могут превышать допустимые значения) необходимо разработать чертежи трассы подвода воды под днище реактора и чертежи участка отвода пароводяной смеси из-под фермы опорной и выполнить соответствующий расчет. Результаты оценки должны быть уточнены после детальной разработки чертежей трактов подвода и отвода охлаждающей среды от корпуса реактора с указанием всех необходимых конструктивно-геометрических характеристик (размеров) и уточнением (при необходимости) других исходных данных. На основании анализа результатов выполненных конструкторских, технологических и расчетных решений необходимо в дальнейшем проработать вариант отвода среды (охлаждающей корпус реактора) в районе опорного бурта корпуса реактора. Этот вариант наиболее перспективен с точки зрения обеспечения условий надежности работы УНОКР. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Требования к внешним и обеспечивающим системам, аварийному КИП, а также к действиям персонала по запуску УНОКР Для работоспособности и эффективности устройства наружного охлаждения корпуса реактора должен быть организован контур циркуляции теплоносителя вокруг корпуса реактора. Для замыкания контура циркуляции необходимо обеспечить неограниченный во времени отвод тепла от парогазовой смеси внутри гермообъема путем конденсации пара на поверхностях теплообмена. Передача тепла осуществляется атмосферному воздуху (или другому конечному поглотителю). Теплообменные поверхности должны быть расположены в пределах гермообъема (в пределах контура герметизации) для исключения безвозвратной потери парогазовой смеси. Необходимо предусмотреть специальные каналы для подачи конденсата от теплообменных поверхностей на пол боксов ПГ или непосредственно в водяные каналы, соединенные с помещением под днищем корпуса реактора. Данные функции возможно реализовать за счет разработки дополнительной автономной спринклерной системы (или части проектной системы). Необходимо выполнить реконструкцию системы спецканализации гермообъема с заменой трапов в помещении А005 для исключения утечки теплоносителя при вводе в работу УНОКР. Потребуется частичная реконструкция системы спецвентиляции гермообъема (врезка трубопроводов УНОКР в короба вентиляции системы TL11. Необходимо обеспечить надежным питанием активные элементы КИП и УНОКР от передвижных дизель-генераторов при полном обесточивании АЭС. Должны находиться в работе все рекомбинаторы водорода. При невозможности сооружения теплообменных поверхностей внутри ГО следует рассмотреть вариант постоянной подпитки подреакторного объема от мобильных дизельнасосов. Во избежание повреждения ГО (вследствие постоянного роста давления пара) необходимо будет сбрасывать среду из ГО в атмосферу через фильтровальные установки. Требования к управлению ЗПА с целью исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны. По итогам теплогидравлического анализа тепловых нагрузок на корпус реактора определены предварительные требования к управлению ЗПА на действующих блоках проекта В-213 - для реализации возможности внутрикорпусного удержания расплава для действующих блоков проекта В-213, а также для снижения тепловых нагрузок на корпус реактора в ходе тяжелой стадии ЗПА необходимо отдалить момент поступления расплава на днище корпуса реактора как минимум до 5 ч 35 мин с момента начала аварии с использованием всех имеющихся средств для преодоления ЗПА (подача воды в первый и/или второй контур). В ходе аварии необходимо реализовать комплекс мероприятий для снижения давления в первом контуре для исключения плавления корпуса реактора при высоком давлении, а также исключения возможности отказа корпуса реактора в связи с потерей прочности несущей части при значительном (более 1 МПа) перепаде давления между внутренней и внешней стенкой корпуса реактора. Данные требования необходимо указать в РУЗА/РУТА. Требования к аварийному КИП, требования к управлению системами безопасности и другим оборудованием с целью смягчения протекания и последствий ЗПА. Для управления ЗПА с целью исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны, а также для исключения плавления активной зоны при высоком давлении необходимо диагностировать основные параметры РУ. Для управления ЗПА необходимо обеспечить функционирование и возможность управления следующими оборудованием и системами безопасности: - ПК КО; - САГ; - ГЕ САОЗ; 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. - САОЗ НД и ВД; - БРУ-А и ПК ПГ; системы подачи воды во второй контур. Для контроля и управления УНОКР потребуется внедрения дополнительного КИП. К действиям оперативного персонала при запуске и введении в работу устройства наружного охлаждения корпуса реактора также был составлен перечень требований и определен порядок их выполнения (в зависимости от исходного события и сценария протекания аварии). Выполнение требований, предъявляемых к внешним системам и к аварийному КИП, является необходимым условием функционирования устройства наружного охлаждения корпуса реактора. Требования к внешним системам и аварийному КИП будут уточняться на этапе разработки эскизного и технического проекта УНОКР. Конкретные проработки системы отвода тепла от защитной оболочки находятся в компетенции Генерального проектировщика АЭС. Соответствующая работа должна выполняться в рамках технического проекта УНОКР. Результаты оценки целесообразности внедрения УНОКР В ходе работ было получено заключение Генерального проектировщика АЭС с РУ ВВЭР-440 (проект В-213, реализованный на Кольской АЭС, блоки №3 и 4) – ОАО «СанктПетербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Атомэнергопроект» (далее – ОАО «СПбАЭП») и «Департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР» ОАО «Концерна Росэнергоатом» о возможности доработки и модернизации имеющегося оборудования АЭС, а также внедрения нового оборудования для обеспечения внутрикорпусного удержания расплава. На основании заключений представлена оценка целесообразности внедрения в проекты действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213) устройства наружного охлаждения корпуса реактора. По мнению ОАО «СПбАЭП» наиболее приемлемым вариантом исполнения технологической схемы УНОКР является «пассивный» вариант, предусматривающий затопление шахты бетонной реактора (помещение А004) при сбросе паровоздушной смеси через отверстия в ферме опорной в бокс ПГ. Конденсат самотеком возвращается в шахту бетонную реактора при работе существующей спринклерной системы. Внедрение устройства наружного охлаждения корпуса реактора для проектов действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213) затруднено рядом технических проблем, требующих работ по поиску оптимальных решений. В целом потребуется выполнение комплексных расчётных анализов тяжелых aварий, а так же выполнение расчётноэкспериментальных исследований в обоснование концепции удержания расплава внутри корпуса реактора. Несмотря на сложность реализации предлагаемых модернизаций, ОАО «СПбАЭП» подтвердил принципиальную техническую возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки 3 и 4 Кольской АЭС. По мнению «Департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР» ОАО «Концерна Росэнергоатом» к наиболее важным проблемам реализации системы наружного охлаждения корпуса реактора для проектов действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213) следует отнести: - не учитывались планируемые к реализации мероприятия, направленные на снижение последствий ЗПА на АЭС, внедрение которых ставит под сомнение необходимость устройства наружного охлаждения корпуса реактора; - требуется большой объем НИР и ОКР. Дополнительно отмечается, что существует зарубежный опыт внедрения устройства в проектах с аналогичной мощностью (АЭС «Ловииза»). 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. В соответствии с вышесказанным необходимо и целесообразно продолжить работы по оценке технической возможности и целесообразности внедрения устройства наружного охлаждения корпуса реактора на действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213). Заключение по итогам оценки технической возможности и целесообразности внедрения УНОКР проекта В-213 (Кольская АЭС блоки 3 и 4) По итогам представленной работы была подтверждена принципиальная возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки 3 и 4 Кольской АЭС. Для внедрения УНОКР и его успешного функционирования необходимо выполнение следующих требований: - исключение сценариев развития аварий с ранним плавлением активной зоны (реализовать комплекс мер по управлению ЗПА с целью исключения попадания расплава на днище корпуса реактора ранее 5 ч 35 мин с момента исходного события); - исключить плавление активной зоны и поступление расплава на днище корпуса реактора при внутрикорпусном давлении более 1 МПа (реализуется за счет действий оператора по снижению давления в первом контуре); - реализовать комплекс технических мер и конструкторских модернизаций по размещению и монтажу УНОКР в пределах гермообъема; - внедрить аварийный КИП с целью диагностирования состояния РУ и определения необходимости запуска УНОКР, а также контроля за выполнением УНОКР функций по наружному охлаждению корпуса реактора. Положительным эффектом от внедрения УНОКР для Кольской АЭС (блоки 3 и 4) будет повышение безопасности и внутренней самозащищенности АЭС по отношению к условиям аномальных внешних воздействий, исключение поступления высокорадиактивного расплава за пределы гермообъема, ограничение выхода радиактивных продуктов деления за пределы гермообъема. Внедрение УНОКР позволит учесть рекомендации МАГАТЭ и EUR по сохранению целостности корпуса реактора при тяжелых авариях для водо-водяных энергетических реакторов. Также необходимо отметить, что для проекта В-213 на АЭС «Ловииза» и АЭС «Пакш» приняты технические решения и проводится комплекс работ по внедрению систем наружного охлаждения корпуса реактора и внутрикорпусного удержания расплава. Данные работы для АЭС «Ловииза» и АЭС «Пакш» вызвали положительный отклик в европейских научных и эксплуатирующих организациях, а также в профильных департаментах Евросоюза. В поддержку данных работ в Европе проводятся обширные программы со стабильным финансированием в рамках проектов МНТЦ, SARNET-1, SARNET-2 и другие. Анализ применимости оценки технической возможности и целесообразности внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора на АЭС с ВВЭР-440 (проект В-213) для проектов РУ В-179, В-230. Общие выводы по анализу применимости: - анализ тепловых нагрузок для определяющей ЗПА. Применим для проектов В-179 и В-230 исключительно с качественной точки зрения. Для определения реальной тепловой нагрузки требуются дополнительные расчеты; - конструкторские решения по организации подвода воды под днище корпуса реактора, а также решения по организации выхода пара из кольцевого зазора вокруг корпуса реактора. Решения по В-213 не применимы. Для проектов В-179 и В-230 предложены шесть вариантов по отводу пара из кольцевого зазора вокруг корпуса реактора. - технологические решения, режимы работы и принципы ввода в действие УНОКР, разработанные для В-213 не применимы для проектов В-179 и В-230. Для проектов В-179 и В-230 предложены два варианта функционирования УНОКР (активный и пассивный 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. принцип работы). Наиболее предпочтительным является «пассивный вариант», при котором используется теплоноситель из бака Б-8; - теплогидравлический анализ контура циркуляции теплоносителя, в котором для предельных случаев определены запасы до кризиса теплообмена, не применим для проектов В-179 и В-230. Потребуются дополнительные расчеты; - предварительные требования к внешним системам, аварийному КИП, действиям персонала по управлению ЗПА и смягчению их последствий, а также к действиям персонала по запуску УНОКР В-213 применимы для проектов В-230 и В-179, выдвигается дополнительное требование о необходимости внедрения гидроемкостей САОЗ для исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны (до 20 мин с начала аварии с потерей теплоносителя первого контура). Как и для проекта В-213, можно подтвердить принципиальную возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки проектов В-179 и В-230. Для внедрения УНОКР и его успешного функционирование необходимо выполнение следующих требований: - исключение сценариев с ранним плавлением активной зоны (реализовать комплекс мер по управлению ЗПА с целью исключения попадания расплава на днище корпуса реактора ранее 5 ч с момента исходного события); - внедрить гидроемкости САОЗ для исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны (до 20 мин с начала аварии с потерей теплоносителя первого контура); - для исключения хрупкого разрушения корпуса реактора температура охлаждающей борированной воды должна быть не ниже 50 оС (для уточнения данного значения потребуются дополнительные исследования); - исключить плавление активной зоны и поступление расплава на днище корпуса реактора при внутрикорпусном давлении более 1 МПа (реализуется за счет действий оператора по снижению давления в первом контуре); - реализовать комплекс технических мер и конструкторских модернизаций по размещению и монтажу УНОКР в пределах гермообъема; - внедрить аварийный КИП с целью диагностирования состояния РУ и определения необходимости запуска УНОКР, а также контроля за выполнением УНОКР функций по наружному охлаждению корпуса реактора. По проектам В-179 и В-230 получены заключения Генерального проектировщика АЭС с РУ ВВЭР-440 (проект В-230, реализованный на Кольской АЭС блоки №1 и 2) –ОАО «СПбАЭП» и «Департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР» ОАО «Концерна Росэнергоатом» о том, что с учетом технических особенностей и ограниченного срока эксплуатации считать нецелесообразным внедрение УНОКР. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. АКБ АЭС БРУ-А БЩУ ВВЭР ВД ВКУ ГЕ ГО ГЦТ ДГ Ду ЗПА КИП КО КТП НД НИР НКР ОКР ПГ ПК РУ РУЗА РУТА РЩУ САГ САОЗ СХР ТА ТВС твэл ТОИ УНОКР - Перечень принятых сокращений аккумуляторная батарея атомная электрическая станция быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу блочный щит управления водо-водяной энергетический реактор высокое давление внутрикорпусные устройства гидроемкость герметичная оболочка главный циркуляционный трубопровод дизель-генератор диаметр условный запроектная авария контрольно-измерительный прибор компенсатор объема критический тепловой поток низкое давление научно-исследовательская работа напорная камера реактора опытно-конструкторская работа парогенератор предохранительный клапан реакторная установка руководство по управлению запроектными авариями руководство по управлению тяжёлыми авариями резервный щит управления система аварийного газоудаления система аварийного охлаждения зоны сопротивление хрупкому разрушению тяжелая авария тепловыделяющая сборка тепловыделяющий элемент типовой оптимизированный информатизированный проект устройство наружного охлаждения корпуса реактора 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. Список литературы 1. В.Я. Беркович. Результаты стресс-тестов и планирование на их основе мероприятий по повышению безопасности АЭС. Сборник трудов заседания Совета Управляющих и Совета Директоров ВАО АЭС-МЦ, г.София, Болгария, апрель 2012. 2. Pantyushin S. I., Bykov M.A, Mokhov V.A. and other. Development of the reactor vessel cooling and melt retention system in case of severe beyond design-basis accidents for NPP with WWER-600 RP and WWER-TOI RP // Сборник трудов 7-ой Международной НаучноТехнической Конференции «Обеспечение безопасности АЭС с РУ ВВЭР» - Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2011. 3. С.И. Пантюшин, М.А. Быков, В.А. Мохов. Разработка системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Международная конференция «Научная сессия НИЯУ МИФИ-2011».Сборник трудов. Раздел – «Физикотехнические проблемы ядерной энергетики», Москва, 2011. 4. Пантюшин С.И., Веселов Д.О., Асадский С.И., Фризен Е.А., Семишкин В.П., Быков М.А., Мохов В.А. Разработка и расчетное обоснование Системы Удержания Расплава и Охлаждения Корпуса реактора для РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012. 5. Yu. Zvonarev, A. Volchek and others. Benchmarking between ASTEC and SOCRAT Simulations of In-Vessel Corium Retention Process in a VVER-type Reactor // Proceedings of the 4th ASTEC User’s Club Meeting - Cologne, Germany, October 11 - 15, 2010. 6. Pantyushin S.I., Frizen Е.А., Semishkin V.P., Bukin N.V, Bykov M.А., Mokhov V.А.Consideration of a possibility for corium retention (reactor internals and core melt) in the vessel of WWER reactor with power from 600 to 1300 MW // 5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2012) - Cologne (Germany), March 21-23, 2012. 7. Bolshov L., Strizhov V. SOCRAT – The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents // Proceedings of ICAPP ’06 - Reno, NV USA, Paper 6439, 2006. 8. С.И. Пантюшин, Н.В.Букин и другие (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Д.Ю.Томащик, К.С.Долганов, А.Е.Киселев (ИБРАЭ РАН). Опыт выполнения анализов тяжелых аварий РУ ВВЭР с использованием кода СОКРАТ/В1 // Научно-технический и рекламный сборник №10. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2009 год - Подольск, 2010. 9. Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С., Букин Н.В. Оценка тепловых нагрузок на корпус реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Научно-технический и рекламный сборник №11. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2010 год - Подольск, 2011. 10. T.G.Theofanous, C.Liu, S.Addition, S.Angelini, O.Kymalainen, T.Salmass, In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt // DOE.ID-10460, v. 1 - October 1996. 11. А.А. Сулацкий, О.Д. Черный, В.К. Ефимов, В.С. Грановский. Кризис теплообмена на наружной поверхности корпуса ВВЭР // Теплоэнергетика №11 – Москва, 1998 12. Хорев Е.В., Дамрин Е.М., Следков Р.М. Расчетный анализ контура естественной циркуляции теплоносителя в проблеме надежного охлаждения корпуса реактора ВВЭР-600 при тяжелых запроектных авариях с расплавлением активной зоны // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012. 13. Dinh T.N., Tu J.P., Salmassi T., Theofanous T.G. LIMITS OF COOLABILITY IN THE AP1000-RELATED ULPU-2400 CONFIGURATION V FACILITY // «10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10)» - 2003. 14. Ю.А. Безруков, В.В. Пажетнов, С.И. Асадский, С.И. Пантюшин, В.П. Семишкин, М.А. Быков. Аналитический обзор работ по теме «Удержание расплава в корпусе реактора 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 28-31 мая 2013 г. ВВЭР и наружное охлаждение корпуса реактора // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012. 15. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. «Теплофизические свойства материалов ядерной техники», ИздАТ, Москва, 2007. 16. Description of programm MSC.Marc-2005 // MSC.Software GmbH - 2005. Зам. главного конструктора-начальника отделения М.П. Никитенко Зам. начальника отдела 2.02, начальник бюро Д.О. Веселов И.о. зам. начальника отдела 2.09, начальник бюро Е.А. Фризен Начальник бюро отдела 2.08 С.И. Пантюшин
