На правах рукописи

БЕЗЛЕПКИН

Владимир Викторович

РАЗРАБОТКА ПРОБЛЕМНО-ОРИЕНТИРОВАННЫХ ПОДХОДОВ

К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

НОВЫХ ПРОЕКТОВ АЭС С ВВЭР

Специальность 05.14.03 — "Ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ – 2003

Работа выполнена в Санкт-Петербургском научно-исследовательском и проектноконструкторском институте "Атомэнергопроект".

Научный консультант — доктор техн. наук, профессор Благовещенский Анатолий Яковлевич

Официальные оппоненты:

— доктор техн. наук, профессор Бор Станислав Михайлович;

— доктор техн. наук, профессор Калинин Ремос Иванович;

— доктор техн. наук, ст. науч. сотр. Судаков Александр Вениаминович.

Ведущее предприятие — Научно-исследовательский технологический институт им. А. П. Александрова (г. Сосновый Бор)

Защита диссертации состоится 10 июня 2003 г. в 16-00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в Санкт-Петербургском государственном политехническом университете по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке СанктПетербургского государственного политехнического университета.

Автореферат разослан "_" мая 2003 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета.

Факс: (812) E-mail: [email protected]

Ученый секретарь диссертационного совета К.А.Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Стратегия развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века предусматривает увеличение доли атомной энергетики в структуре генерирующих мощностей. В период 2010-2020 годов планируется ежегодный ввод в эксплуатацию АЭС суммарной установленной мощностью до 2000 МВт. Большая часть вводимых АЭС будет оснащена реакторами типа ВВЭР.

Существенно возросла потребность в повышении конкурентно способности российских проектов за рубежом. В настоящее время за рубежом строятся АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии. Российские организации участвуют в тендере на строительство АЭС в Финляндии. В ближайшей перспективе планируется участие российских проектов в тендерах на строительство АЭС в Китае, странах Восточной Европы и СНГ.

Анализ программных документов Правительства России по развитию атомной энергетики показывает, что в ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигураций новых проектов АЭС с ВВЭР, прежде всего, определения технических решений и мер повышающих безопасность новых проектов.

Российскими надзорными органами разработан свод нормативных документов, регламентирующих вопросы обеспечения безопасности АЭС на современном уровне понимания данной проблемы. Требования российских нормативов в целом соответствуют рекомендациям МАГАТЭ и требованиям по безопасности стран Европы и США, а в ряде случаев являются более жесткими. Нормативные документы устанавливают основные критерии, принципы и правила, которые необходимо учитывать при разработке технических средств обеспечения безопасности АЭС. Наиболее важным вопросом обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР является удовлетворение основным критериям безопасности, главными из которых являются обеспечение заданного уровня суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и непревышение предельного аварийного выброса. Выбор конкретных путей обеспечения безопасности АЭС осуществляется разработчиком.

Решение проблемы повышения безопасности АЭС с ВВЭР может основываться на результатах разработок новых проектов АЭС российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности нового поколении с повышенными характеристиками по безопасности. К проектам нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99 и АЭС-92.

На основе технических решений по обеспечению безопасности, разработанных в проектах АЭС-91/99 и АЭС-92, создаются АЭС в Китае и Индии. Опыт лицензирования этих проектов в национальных надзорных органах, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР, поскольку эти рекомендации отражают мировой уровень требований к разрабатываемым проектам.

В данной работе представлены результаты исследований, выполненных автором в Санкт-Петербургском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте «Атомэнергопроект» (СПбАЭП) в рамках разработки проектов нового поколения АЭС с ВВЭР-640 и АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Эти проекты выполнялись в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами, такими как ОКБ «Гидропресс»(г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНЦ ФЭИ (г.Обнинск), ИБРАЭ (г. Москва).

';

Цель работы. Целью работы является анализ существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации, а так же на использовании специально разработанных компьютерных программ, верифицированных для решения поставленных задач.

Научная новизна:

1. Предложены и обоснованы подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

2. Впервые на основе экспериментальных данных обоснованы производительность системы отвода тепла от парогенераторов (СОТ ПГ) при различных давлениях в ПГ и гидравлических характеристиках контура естественной циркуляции теплоносителя, а также устойчивость работы контура естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦТ) в зависимости от геометрических и режимных факторов.

3. Получены рекомендации по расчету процессов теплообмена в теплообменнике аварийного расхолаживания системы пассивного отвода тепла от парогенераторов.

4. Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки на различных уровнях мощности.

5. Исследованы особенности течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, и даны рекомендации по исключению условий возникновения гидроударов и повышению устойчивости.

6. Выполнен расчетный анализ для решения проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях в зависимости от уровня мощности.

7. Впервые выполнен анализ динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава в устройстве локализации.

8. Разработана концепция и выработаны рекомендации по обеспечению водородной безопасности с учетом предложенных мер по управлению тяжелыми авариями.

9. Разработана методика расчета динамики давления в контейнменте при тяжелых авариях с учетом поведения продуктов деления.

Предмет защиты. Автор защищает:

• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов.

• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба.

• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР различной мощности.

• Концепцию устройства удержания расплава в пределах шахты реактора и расчетный анализ динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава.

• Концепцию обеспечения водородной безопасности АЭС большой мощности при тяжелых авариях и рекомендации по проектированию системы подавления водорода на основе пассивных каталитических рекомбинаторов.

• Методику и результаты расчетов процессов нагружения защитной оболочки АЭС с ВВЭР-1000 при тяжелых авариях.

Практическая ценность работы. Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности, реализованные в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности. Эти же рекомендации будут реализованы во вновь проектируемых АЭС.

Личный вклад автора. Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке технических средств безопасности и расчетно-экспериментальных исследованиях в их обоснование. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались автором на научно-технических конференциях и семинарах, в том числе: междунар. конф. "Теплофизика-95" (Обнинск, 1995); науч.-практич. семинар "Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР" (С-Петербург, 2000); междунар. конф. "Теплофизика-2001" (Обнинск, 2001); II Всерос. науч.-технич. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (Подольск, 2001); междунар. семинар по управлению тяжелыми авариями на АЭС (Цурцах, Швейцария, 2001); совещ. рабочей группы Европейского Комитета по безопасности АЭС "EUROCORE" (Гренобль, Франция, 2002); EUROCOURSE-2003 "CORIUM" (Экс-Эн-Прованс, Франция, 2003).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 42 статьи.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 250 наименований; содержит 350 страниц текста, в том числе 36 рисунков, 30 таблиц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении кратко обоснована актуальность темы диссертационной работы и сформулированы ее основные цели. Показано, что перед атомной энергетикой России стоит задача наращивания мощностей и существенного увеличения выработки электроэнергии. За период до 2020 года выработку электроэнергии на атомных станциях предполагается увеличить в 2,5 раза и довести до 330 млрд. кВт·час. Наряду с выполнением требований по повышению экономичности необходимо обеспечить высокий уровень безопасности новых проектов АЭС.

После нескольких крупных аварий на АЭС доверие населения к атомной энергетике было подорвано. Надзорные органы России и многих стран пересмотрели требования по обеспечению безопасности АЭС в сторону их ужесточения. В последние годы МАГАТЭ выпустило ряд документов регламентирующих вопросы безопасности АЭС не только рекомендательного характера, но и имеющих нормативный статус. По основным показателям безопасности для новых проектов АЭС устанавливаются следующие критерии:

суммарная частота плавления активной зоны 10-5 соб./(реак.·год);

• частота превышения предельного выброса из контейнмента должна быть как минимум на порядок ниже.

Для удовлетворения ужесточающимся требованиям по безопасности на перспективу и учитывая необходимость обеспечения конкурентоспособности на мировом рынке, следует значительно перекрывать указанные показатели.

В период до 2020 года предполагается ввод АЭС в основном с реакторами ВВЭР. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС.

В первой главе приведен анализ развития международных требований по безопасности АЭС и эволюции основных показателей безопасности АЭС с ВВЭР.

Рассмотрено в исторической перспективе формирование принципов и требований по безопасности АЭС. Представлено развитие принципов безопасности и рекомендаций по обеспечению безопасности в документах МАГАТЭ. Рассмотрен современный уровень требований и подходов к проектированию АЭС и требования EUR.

Произведена количественная оценка безопасности АЭС с ВВЭР на основе данных, полученных при выполнении вероятностных анализов безопасности АЭС 1- поколений. Были проанализированы опубликованные результаты ВАБ Кольской АЭС (блок 1), Южно-Украинской АЭС (блок 1), Калининской АЭС (блок 1,3), НовоВоронежской АЭС (блоки 3-5), Балаковской АЭС (блоки 1-5), АЭС «Куданкулам», Ростовской АЭС (блок 1).

С целью определения наиболее перспективных направлений повышения безопасности новых проектов выполнен обзор усовершенствованных проектов АЭС с легководными реакторами. Выявлены общие тенденции в развитии концепций безопасности новых АЭС. В качестве наиболее характерных решений для АЭС средней и большой мощности рассмотрены концепции проектов АP-600 и EPR.

Выполненный анализ литературных источников позволяет сделать вывод о том, что в настоящий период повысились требования к обеспечению безопасности АЭС.

Несмотря на то, что по оценке специалистов МАГАТЭ риск для населения от АЭС значительно ниже риска от многих видов промышленности и транспорта, чтобы получить доверие населения необходимо значительно увеличить показатели безопасности новых АЭС.

Для удовлетворения этим требованиям в ближайшей перспективе для новых проектов потребуется обеспечить непревышение уровня суммарной частоты плавления активной зоны 10-6/(реакт.·год) (по крайней мере, по внутренним исходным событиям). Частота предельного выброса должна быть как минимум на порядок ниже.

Сравнительная оценка безопасности действующих АЭС с ВВЭР показала несоответствие уровня их безопасности перспективным требованиям. Большой вклад в частоту плавления активной зоны дают невыполнение функций безопасности и человеческий фактор. В связи с этим для новых проектов АЭС с ВВЭР поставлены цели достижения указанных выше или еще более высоких показателей безопасности.

Предварительная оценка безопасности проекта АЭС «Куданкулам» показывает, что намеченные показатели безопасности могут удовлетворить возрастающим требованиям, но для окончательных выводов необходимо завершение обоснования проекта и рассмотрение результатов финального лицензирования.

Основным принципом обеспечения безопасности является глубокоэшелонированная защита. Обеспечение безопасности достигается за счет создания барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов деления и принятия комплекса мер по сохранения целостности этих барьеров и обеспечения определенных уровней безопасности.

Усовершенствование проектов АЭС осуществляется по двум направлениям: создание эволюционных проектов и создание инновационных проектов. Инновационные проекты характеризуются кардинальными изменениями по отношению к традиционным решениям и требуют создания пилотных установок. Новые проекты АЭС с ВВЭР относятся к эволюционным проектам.

Наиболее эффективными путями решения проблемы повышения безопасности эволюционных проектов являются:

• повышение надежности выполнения функций безопасности;

• принятие мер по управлению тяжелыми авариями с целью защиты контейнмента.

Надежное выполнение функций безопасности обеспечивается за счет резервирования и разнопринципности в системах, выполняющих функции безопасности. В случае применения на АЭС пассивных систем в сочетании с активными системами можно ожидать лучших показателей по вероятности плавления активной зоны.

Поскольку требуется обеспечить частоту аварийного выброса как минимум на порядок меньше по сравнению с частотой плавления активной зоны необходимо принимать специальные меры по защите контейнмента. Прежде всего, необходимо проектными мерами практически исключить явления, которые могут представлять серьезную опасность для контейнмента, такие как сценарии плавления при высоком давлении, паровые взрывы внутри контейнмента, взаимодействие расплава активной зоны с бетоном фундаментной плиты.

Важным моментом концепции защиты контейнмента является концепция локализации расплава активной зоны при тяжелых авариях. В проекте может быть предусмотрена локализация расплава в корпусе реактора или в специальном устройстве, расположенном в контейнменте. Данная концепция должна быть согласована с концепцией повышения надежности функций безопасности.

В соответствии с современными требованиями проект АЭС должен разрабатываться с учетом мер по управлению авариями. При этом требуется использование реалистических оценок и расширенное использование вероятностных методов.

Во второй главе рассмотрены современные методы и проблемы обоснования безопасности АЭС.

Для обоснования безопасности АЭС на современном уровне необходимо применение совершенной методологии обоснования. В работе рассмотрено основное содержание детерминистического и вероятностного подходов. Отмечается необходимость сочетания этих методов при обосновании проектов. Для обоснования проектов на современном уровне подчеркивается необходимость использования при проектировании АЭС не только результатов вероятностного анализа безопасности (ВАБ-1), но и результатов ВАБ-2.

Рассмотрено современное состояние расчетных компьютерных программ (кодов), и определены направления их улучшения и развития. Основной акцент делается на теплогидравлический анализ процессов в условиях проектных и тяжелых аварий.

Рассмотренные коды могут быть разделены по их назначению: реакторные теплогидравлические коды, контейнментные коды и тяжелоаварийные коды. Сформулированы основные задачи, стоящие перед разработчиками кодов. Необходимо обеспечить улучшение точности моделирования оборудования в нештатных ситуациях, например, в пульсационных режимах работы реактора и/или при принятии мер по смягчению последствий аварий. Необходимо достоверно моделировать такие физические явления, как естественная конвекция, термическая стратификация, транспорт бора, гидродинамика потока при срабатывании систем безопасности, перенос неконденсирующихся газов и теплообмен в присутствии неконденсирующихся газов. Новые разработки должны быть верифицированы на результатах, полученных в ходе проведения исследований по международным программам и учитывать весь накопленный опыт решения данных проблем. Для кодов улучшенной оценки требуется проведение анализа влияния неопределенностей на результаты расчета. Создаваемые или модифицируемые коды должны быть ориентированы на задачи по обоснованию безопасности новых проектов АЭС.

В настоящее время для обоснования безопасности реакторной установки предпочтительным является использование кодов улучшенной оценки. В России для реализации такого подхода для расчета тяжелых аварий реакторных установок (РУ) с реакторами ВВЭР создается комплексный расчетный комплекс ASTRA, в рамках которого предполагается интеграция тяжелоаварийного кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ с контейментным кодом КУПОЛ и радионуклидными пакетами.

Рассмотрены основные принципы создания и обоснования пассивных систем безопасности для АЭС нового поколения. Основным назначением таких систем является: снижение давления в реакторе в случае аварий с малыми течами из первого контура или с сохранением его целостности, отвод остаточного тепловыделения от активной зоны (АЗ), отвод тепла от защитной оболочки (ЗО).Работа пассивных систем безопасности основана только на использовании «природных сил», таких как гравитация, обеспечивающая ЕЦТ, энергия сжатых газов и т.п.

Рассмотрены способы обеспечения безопасности в зарубежных проектах АЭС нового поколения. Для отвода тепла от АЗ при сохранении целостности первого контура в данных проектах используются либо специальные теплообменники, соединенные с первым контуром и расположенные в объемах воды внутри ЗО, либо отвод тепла через парогенераторы (ПГ) со стороны второго контура. Данные системы работают на естественной циркуляции теплоносителя и используются также для первоначального снижения давления в первом контуре.

Для снижения давления в корпусе реактора также предусмотрены системы автоматического сброса давления со специальными клапанами. Для отвода тепла от АЗ при авариях с большими течами используется залив АЗ водой из различных источников внутри ЗО: баков подпитки, гидроемкостей, топливного бассейна и.т.п. Залив АЗ водой из указанных источников осуществляется под действием силы тяжести без использования активных элементов.

На поздней стадии аварии с потерей теплоносителя, после опорожнения баков запаса воды, подающих воду в реактор, в ряде проектов предусмотрено затопление околореакторного пространства в нижней части контейнмента. При этом уровень воды находится выше горячих патрубков реактора, что обеспечивает дальнейший залив АЗ. Генерируемый в реакторе пар поступает в контейнмент и конденсируется на его внутренних стенках в результате работы пассивной системы отвода тепла от ЗО.

Охлаждение ЗО с внешней стороны в зарубежных проектах осуществляется, как правило, естественной циркуляцией воздуха в зазоре между внутренней и внешней ЗО.

Учитывая, что при работе компонентов пассивных систем безопасности имеют место низкие скорости теплоносителя, малые перепады давления и низкое давление, для обоснования систем необходимо проведение экспериментальной оценки адекватности расчетных кодов, использованных при выполнении анализа безопасности. Все эксперименты можно разделить на три основных типа: локальные эксперименты по обоснованию отдельных компонентов систем, интегральные эксперименты по обоснованию систем в целом и эксперименты по обоснованию вновь созданных конструкций.

Результаты локальных экспериментов используются для доработки соответствующих моделей и замыкающих соотношений в расчетных кодах, а цель интегральных экспериментов - продемонстрировать, что расчетные коды могут объединять в достаточной мере различные модели компонентов систем. Важно отметить, что ни один из интегральных экспериментов при обосновании проектов, как правило, не рассматривается как прямая демонстрация действия пассивной системы безопасности, поскольку на каждой экспериментальной установке существуют определенные искажения в масштабировании. Поэтому эксперименты проводятся, в основном, для верификации и валидации расчетных кодов, используемых при анализе безопасности.

Рассмотрено влияние масштабного фактора в проблеме обоснования пассивных систем безопасности. С этой целью использована методика, позволяющая разделить аварию на фазы, основываясь на компонентах, которые вступают в действие по мере развития аварии с указанием исходного и завершающего события. Данная методика позволяет определить процессы и параметры, важные при работе той или иной системы безопасности, и оценить, насколько данные, полученные на экспериментальных установках с тем или иным коэффициентом масштабирования, применимы для верификации расчетных кодов и анализа работы натурной системы.

Представлен обзор явлений, которые могут представлять угрозу целостности защитной оболочке при тяжелых авариях. Отмечается, что ЗО является последним барьером на пути распространения радиоактивных продуктов деления. Поэтому в проектах практически должен быть исключен отказ контейнмента. Для этого должны быть предусмотрены меры по усилению конструкции и/или должны быть исключены наиболее опасные явления. К таким явлениям относятся: сценарий плавления активной зоны при высоком давлении, и, как следствие, прямой нагрев контейнмента; паровые взрывы при взаимодействии расплава активной зоны с теплоносителем; детонация водорода. Подчеркивается, что применительно к эволюционным проектам полностью исключить угрозы раннего и позднего разрушения контейнмента практически невозможно. В связи с этим требуется определенный набор средств для обеспечения целостности контейнмента. Наиболее реальными угрозами являются: проплавление расплавом активной зоны бетонного основания контейнмента, горение водорода в больших объемах и превышение допустимого давления при длительном нагружении за счет выбросов массы и энергии пара и газов.

В третьей главе приведено обоснование применения пассивных систем для повышения безопасности АЭС средней мощности.

Концепция обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР-640.

В соответствии с принципом глубокоэшелонированной защиты АЭС на пути распространения радиоактивных материалы установлены физические барьеры. Система барьеров АЭС с ВВЭР-640 включает в себя:

• топливную матрицу;

• оболочки тепловыделяющих элементов (твэл);

• границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону;

• систему герметичных ограждений.

Для обеспечения эффективной защиты барьеров АЭС с ВВЭР-640 предусматривается четыре уровня защиты АЭС.

• Первый уровень — нормальная эксплуатация (выработка электроэнергии, перегрузка топлива, проведение ремонтов и т.п.) • Второй уровень — нарушения нормальной эксплуатации (аварийные ситуации) • Третий уровень — проектные аварии • Четвертый уровень — запроектные аварии Предотвращение повреждения защитных барьеров и удержание установки на проектных (1-3) уровнях безопасности выполняют защитные и локализующие системы безопасности.

Минимальная вероятность перехода на четвертый уровень достигается путем применения пассивных защитных систем безопасности в сочетании с активными системами. Защитные системы безопасности построены с учетом принципов единичного отказа, независимости, разнообразия и резервирования.

А. ТОПЛИВНАЯ С. ГЛАВНЫЙ D. СИСТЕМА ЗАЩИТНЫХ

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО

МАТРИЦА ЦИРКУЛЯЦИОННЫЙ ГЕРМЕТИЧНЫХ

деления под оболочку теп- теплоноситель главного продуктов деления под Продуктов деления в Рис. 1. Барьеры, предотвращающие выход продуктов деления в окружающую среду Принципиальная схема систем важных для безопасности АЭС с реактором ВВЭР-640, представлена на Рис. 2.

турбоустановку Рис. 2. Принципиальная схема важных для безопасности систем АЭС с реактором ВВЭР- Для аварийного охлаждения активной зоны используется следующий комплекс систем:

• система гидроемкостей системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ);

• система баков САОЗ;

• система аварийного разуплотнения первого контура;

• система пассивного отвода тепла через парогенераторы (СПОТ ПГ);

• система аварийной подпитки первого контура.

Локализующие системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ в окружающую среду, состоят из:

• стальной оболочки;

• системы пассивного отвода тепла от стальной защитной оболочки (СОТ ЗО);

• системы изолирующих устройств, герметичных проходок и шлюзов;

• системы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода.

Принципы обеспечения безопасности при запроектных авариях Предусмотренные меры по управлению запроектными авариями практически исключают наиболее опасные явления:

• плавление активной зоны при высоком давлении;

• прямой нагрев контейнмента;

• паровые взрывы при взаимодействии расплава с теплоносителем.

Для исключения повреждения ЗО предусмотрены следующие меры:

• Обеспечена возможность удержания расплава в корпусе реактора путем охлаждения теплоносителем с внешней стороны.

• Предусмотрена система пассивных каталитических дожигателей водорода.

Все элементы ЗО рассчитаны на условия тяжелых аварий, протекающих по сценарию низкого давления.

Представлены результаты исследований, выполненных в обоснование концепции АЭС с ВВЭР-640.

На основе результатов ВАБ показано, что применение данной концепции, опирающейся на расширенное использование пассивных систем безопасности (в сочетании с активными), позволяет достигнуть требуемых показателей по вероятности плавления активной зоны. Повышение уровня безопасности достигнуто в основном за счет повышения надежности выполнения функций безопасности и снижения влияния человеческого фактора.

Расчетно-экспериментальные исследования процессов в системе пассивного отвода тепла от защитной оболочки Для верификации расчетной программы "SPAS_AEP", экспериментальной проверки технических решений и исследования теплогидравлических процессов в системе система отвода тепла от защитной оболочки (СОТ ЗО) создан крупномасштабный стенд.

При создании стенда СОТ ЗО использовался метод объемно-мощностного моделирования. Принят коэффициент объемно-мощностного моделирования 110, пропорционально которому уменьшены объемные, расходные и мощностные параметры системы. Основные геометрические параметры, непосредственно влияющие на работу контуров ЕЦТ, и процессы теплообмена в каналах охлаждения 3О (перепады высот контура СОТ ЗО, уровень воды в баке аварийного отвода тепла (БАОТ), высота каналов охлаждения 3О) максимально близки к натурным. Подвод тепла к защитной оболочке имитировался электрическим нагревом.

Рис. 3 Схема крупномасштабного стенда СОТ Рис. 4 Схема КИП стенда СОТ ЗО ЗО: 1-БАОТ; 2- короб-охладитель; 3- подводящий трубопровод; 4- отводящий трубопровод СОТ ЗО; 5- дроссельная шайба Принципиальная схема стенда СОТ ЗО и схема измерений представлены на Рис.

3, Рис. 4.

Были исследованы отдельные локальные явления и процессы, такие как истинное объемное паросодержание в каналах охлаждения ЗО, перепад давления по длине горизонтального (отводящего) трубопровода СОТ ЗО при движении по нему пароводяной смеси, устойчивость работы контура ЕЦТ СОТ ЗО.

Результаты верификационного эксперимента на стенде СОТ ЗО представлены на Рис. 5, Рис. 6 в виде графиков изменения основных параметров контура в ходе эксперимента.

На основе результатов экспериментов можно сделать следующие выводы:

• принятая конструкция СОТ ЗО обеспечивает эффективный отвод тепла от гермообъема в аварийных ситуациях;

• при принятой геометрии контура имеет место устойчивая работа контура ЕЦТ без существенных низко- и высокочастотных колебаний;

• для рассматриваемой конструкции СОТ ЗО характерны низкие скорости циркуляции теплоносителя через каналы охлаждения ЗО;

• среднее по объему БАОТ значение истинного объемного паросодержания () при отводе тепла от СОТ ЗО не превышает 10 %; вследствие этого физический уровень в БАОТ не увеличивается выше предельно допустимого значения;

Для исследования влияния геометрии контура СОТ ЗО на устойчивость работы системы проведены эксперименты для различных вариантов подключения к БАОТ отводящего трубопровода. Эксперименты показали возможность существования в контуре ЕЦТ низкoчастoтных колебаний теплогидравлических параметров. При наличии большого по высотным отметкам (2м) тягового участка (Вариант1) получены низкoчастoтные пульсации теплoгидравлических параметров: температуры по высоте каналов; расхода теплoнoсителя (Рис. 7).

Уменьшение высоты тягoвoгo участка (Вариант 2) привело к существенной стабилизации процессов (Рис. 8).

Одним из наиболее важных параметров, определяющих поведение двухфазной смеси, является истинное объемное паросодержание. От данного параметра в каналах охлаждения ЗО существенно зависит реализуемый движущий напор контура ЕЦТ.

Сложность расчета в рассматриваемых условиях состоит в том, что в каналах охлаждения ЗО имеют место низкое давление (Р=0.1-0.2 МПа) и низкие скорости циркуляции (W Cs, I, Kr, Rb, Sb, Te, Xe 50%) На Рис. 29 показана относительная доля остаточного энерговыделения, связанная с классами летучих ПД в топливе.

Рис. 29 Доля остаточного энерговыделения в летучих продуктах деления По результатам выполненных оценок, доля остаточного тепла, связанного с ПД, поступающими в ЗО при тяжелой аварии с учетом их коэффициентов выхода из топлива при его плавлении и разогреве и возможном частичном осаждении на поверхностях конструкций первого контура, составляет около 25-30%.

Скорости осаждения продуктов деления на поверхности зависят от их физикохимических форм. Для ИРГ осаждение на поверхности не происходит. Скорости осаждения на поверхности аэрозолей зависят от их распределения по размерам. Для соединений йода скорость осаждения определяется его физико-химическими формами.

Кинетика формирования аэрозольных частиц в пределах технологических контуров и помещениях защитной оболочки при запроектных авариях определяется процессами конденсации и коагуляции, каждый из которых имеет свои специфические особенности, характерные для рассматриваемых условий. При взаимодействии сухих аэрозольных частиц с парами воды и других химических элементов происходит конденсация пара на сухом ядре. При взаимодействии частиц друг с другом в процессе броуновского движения, турбулентной диффузии и гравитационного осаждения происходит их коагуляция. Осаждение на поверхностях происходит в результате гравитационного осаждения, броуновской диффузии, термофореза и диффузиофореза.

При взаимодействии сухих аэрозольных частиц с парами воды и других химических элементов происходит конденсация пара на сухом ядре.

Кинетические уравнения конденсации для функции распределения числа частиц по размерам f (m1,..., m N +1, t )записываются в следующем виде:

где Vi –скорость конденсации i–той компоненты.

При взаимодействии частиц друг с другом в процессе броуновского движения, турбулентной диффузии и гравитационного осаждения происходит их коагуляция. В предлагаемом подходе учитывается процесс коагуляции и перераспределения по спектру различных компонент конденсированной фазы при этом процессе.

Кинетическое уравнение коагуляции является уравнением для изменения концентраций аэрозолей заданного диапазоны размеров n (m, t ) во времени:

где: K (m k, k ), K(m,k)- ядра коагуляции.

Формулы для расчета ядер коагуляции при различных механизмах взаимодействия частиц являются замыкающими соотношениями для модели.

Осаждение на поверхностях происходит в результате гравитационного осаждения, броуновской диффузии, термофореза и диффузиофореза.

Суммарная скорость осаждения v на одну из поверхностей расчетного объема зависит от типа этой поверхности:

где vg, vbd, vtp, vdp есть скорости осаждения гравитационная, броуновской диффузией, термофорезом, диффузиофорезом соответственно. Скорости vg и vbd всегда неотрицательные, однако vtp и vdp могут иметь любой знак. Поэтому если v, вычисленная по формуле, получилась отрицательной (для Тип 3), то полагается v = 0, т.е. ресуспензия не учитывается. Таким образом, всегда v 0.

Поверхности первых четырех типов являются "физическими" поверхностями, поверхность типа 5 есть "фиктивная" поверхность, через которую аэрозоль из данного бокса оседает в соседний снизу. Если данный бокс имеет “соседей” сверху, то из них в данный бокс поступают аэрозоли за счет гравитационного осаждения, но в программе соответствующие потоки вычисляются при обработке этих соседних боксов.

Для реалистической оценки распространения и накопления продуктов деления (соответствующих групп соединений) в защитной оболочке выполнена разработка модели и программы аэрозольной кинетики, в настоящее время интегрированной в программу КУПОЛ-М в рамках комплекса ASTRA в части контейнментных расчетов.

Примеры результатов расчетов двух сценариев тяжелых аварий приведены на рисунках Рис. 30, Рис. 31.

Density (kg/m3) Достаточно длительный период незначительно меняющихся концентраций аэрозолей в атмосфере контейнмента соответствует условиям затрудненной конденсации водяного пара на нерастворимых частицах в условиях перегрева атмосферы над температурой насыщения. При этом значительная часть остаточного энерговыделения, связанного с летучими продуктами деления, будет выделяться в атмосфере помещений контейнмента, что оказывает влияние на динамику давления.

Поведение и транспорт радиоактивного йода в помещениях контейнмента при запроектной аварии определяются рядом процессов и механизмов, которые влияют на концентрацию и соотношение различных форм йода в газовой и водной фазах. Поэтому для определения изменения концентрации и соотношения форм йода во времени и распределения его между фазами по помещениям контейнмента необходимо моделировать все основные протекающие процессы в функции от времени.

Анализ динамики роста давления в контейнменте при аварии с длительным обесточиванием выполнен с использованием компьютерного кода КУПОЛ-М. Расчеты по интегральному коду РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ предоставляют необходимые данные по скоростям и интегральному количеству воды, пара и неконденсирующихся газов, поступающих в защитную оболочку из реакторной установки на внутрикорпусной стадии аварии. Расчеты по коду ДИНКОР и описанным в главе методикам предоставляют данные по скоростям и интегральному количеству воды, пара и неконденсирующихся газов, поступающих в защитную оболочку из УЛР на внекорпусной стадии аварии.

Были учтены остаточные тепловыделения в контейнменте и их перераспределение между атмосферой ЗО, приямком ЗО и тепловыми структурами с учетом возможной задержки ПД на поверхностях оборудования и строительных конструкциях. В свою очередь, тепловая мощность, поглощаемая поверхностью тепловых структур, распределялась на тепловой поток на поверхности и на тепловыделение внутри конструкций, что отличает постановку данной задачи от моделей MELCOR, в которых не учитывается поглощение проникающего излучения по толщине тепловых структур.

Для возможности учета энерговыделения на поверхности и внутри конструкции, исходная модель КУПОЛ-М 1.0 в версии 1.1 была адаптирована для расчетов с возможностью учета изменяющегося энерговыделения ПД в расчетных объемах и, в отличие от кода MELCOR, с возможностью распределения энерговыделения по толщине конструкции.

Существенное влияние на динамику давления внутри ЗО при тяжелых авариях оказывает учет распределения остаточных энерговыделений между первым контуром, атмосферой, тепловыми структурами и приямком. В качестве сценариев для выполнения расчетов с учетом менее консервативного распределения остаточных энерговыделений выбраны авария Ду 346 с полным обесточиванием и авария с полным обесточиванием без течи.

Рис. 32 Давление в контейнменте при SBO Рис. 33 Давление в контейнменте при Ду Результаты расчетов выбранных сценариев представлены на Рис. 32 и Рис. 33.

Влияние данных по распределению остаточных энерговыделений в контейнменте хорошо видно при сравнении графиков давления. Как видно из сравнения графиков, интенсивность роста давления на внекорпусной стадии аварий уменьшилась. При аварии Ду 346 c наложением полного обесточивания давление через 24 часа достигает величины 0.63 МПа. При аварии без течи давление достигает величины 0.62 МПа.

Сильное влияние на параметры среды под защитной оболочкой при аварии с большой течью объясняется большей суммарной энергией остаточных тепловыделений, попадающих в атмосферу контейнмента и оседающих в приямке ЗО.

Выполнен анализ процессов позднего нагружения контейнмента при тяжелых авариях с длительным обесточиванием энергоблока. Подтверждено, что при использовании устройства локализации расплава существует возможность преодоления аварий с длительным обесточиванием (до 24 часов) без применения специальных мер по защите ЗО от превышения давления. Подтверждено, что герметичность защитной оболочки обеспечивается, в основном гермооблицовкой, которая гарантированно сохраняет целостность при избыточных давлениях до 0.7 МПа и имеет при этом запас прочности.

Уточнение полученных ранее консервативных результатов стало возможным после разработки методик для реалистичной оценки поведения источников излучения в контейнменте при ЗПА. Подтверждено выполнение приемочных критериев радиационной безопасности для аварий данного класса и ограничение защитных мер в зоне планирования защитных мероприятий при тяжелой аварии.

Обеспечение водородной взрывобезопасности. Концепция обеспечения водородной безопасности основана на рассмотрении следующих аспектов, характеризующих водородную ситуацию:

• выработка критериев обеспечения водородной безопасности;

• определение сценариев аварий;

• анализ источников водорода;

• исследование распространения водорода;

• разработка методов управления водородной ситуацией в контейнменте.

Из литературных данных известно, что эффективный способ защиты целостности ЗО в случае тяжелых аварий может состоять в том, чтобы полностью исключить возможность детонации водорода и максимально снизить возможность развития быстрых режимов горения в водородосодержащей смеси внутри ЗО. Так как в этом случае возникают высокие локальные и динамические глобальные нагрузки, которые могут представлять угрозу для оборудования и ЗО в целом.

Для определения возможного режима горения в РНЦ «Курчатовский институт»

разработаны следующие критерии:

• пределы воспламенения смеси, построенные на эмпирических данных;

• критерий возможности ускорения пламени, основанный на расчете коэффициента объемного расширения смеси и сравнении его с критическим значением *, которое определяют значения числа Льюиса и Зельдовича;

• необходимый критерий возможности развития детонации L > 7, где L – характерный геометрический размер помещения, заполненного горючей смесью, а размер детонационной ячейки для горючей смеси.

В процессе анализа по этим критериям определялся наиболее вероятный режим горения при условиях аварии. Данная методика реализована в программе Limits. Далее проводился консервативный расчет нагрузок с использованием моделей, адекватных данному режиму горения. Расчеты проводились с использованием 3-D кодов Crebcom (РНЦ «Курчатовский институт») и Firecon (ВНИИЭФ).

На основе проведенного анализа горения водорода, анализа нагружения и поведения строительных конструкций и элементов оборудования в условиях тяжелых аварий, были выработаны критерии и рекомендации по обеспечению водородной безопасности:

• допущение превышения концентрации водорода сверх детонационных пределов только в ограниченном пространстве с характерным размером L, удовлетворяющим критерию L < 7 ( - размер детонационной ячейки смеси);

• исключение режима быстрого горения в достаточно больших объемах (соизмеримых с размерами основных отсеков контейнмента) и, как следствие, возникновения не допустимых нагрузок.

С целью уточнения допустимых объемов газовых смесей с возможностью развития быстрого горения, выполнен параметрический анализ нагрузок на оборудование и строительные конструкции. Для условий строительных конструкций контеймента АЭС 91/99 на основе подобного анализа установлены допустимые объемы газовых смесей с быстрым горением (~ 3000 м3).

Выбор сценариев тяжелых аварий для обоснования водородной безопасности выполняется на основе детерминистического и вероятностного подходов. Как правило, перечень запроектных аварий, которые должны быть учтены в проекте, задается на основе опыта проектирования АЭС с ВВЭР.

Основными источниками водорода на внутрикорпусной стадии аварии являются пароциркониевая и паростальная реакции, возникающие вследствие взаимодействия элементов (фрагментов) активной зоны и внутрикорпусных устройств с теплоносителем. При этом различные сценарии аварий отличаются скоростями и интегралом выхода водорода. Аварии с малой течью теплоносителя характеризуются максимальными интегральными выбросами водорода из реакторной установки на внутрикорпусной стадии аварии (до 855 кг). При этом процесс поступления водорода под ЗО растянут во времени, а выброс его основных масс происходит в течении 2-5 часов с момента начала аварии. Аварии с большой течью теплоносителя, характеризуются большой величиной расхода водорода через течь (3.1 - 5.8 кг/с). При этом продолжительность столь интенсивных выбросов не превышает 30 секунд. При этом величина интегрального выхода водорода не превышает 400 кг.

На основе расчетного анализа, выполненного с использованием кода Купол-М и 3-D кода SRP показано, что в отсутствии мер по подавлению водорода и управлению авариями невозможно выполнение вышеуказанных критериев обеспечения водородной безопасности.

Рассмотрена эффективность мер по подавлению водорода на основе применения системы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода и мер по инертизации среды паром путем управления спринклером.

Для аварий с большой течью теплоносителя в качестве меры по управлению водородной ситуацией предложена инертизация среды паром за счет заблаговременного отключения спринклерной системы оператором. Проведенные расчеты показали, что такое управление аварией позволит снизить пиковые значения локальных концентраций водорода до 12 % об. (средних по объему до 4%) и полностью предотвратить образование смесей с возможностью быстрого горения и детонации.

Таким образом, концепция обеспечения водородной безопасности предусматривает выполнение следующих мер:

• При тяжелых авариях с большой течью теплоносителя необходимо управление спринклерной системой оператором. Пассивные каталитические рекомбинаторы при данном классе аварий используются для снижения уровня водорода в послеаварийный период;

• Для сценариев типа малая течь требуется сочетание мер: применение системы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода и отключение спринклера оператором.

Даны рекомендации по выбору производительности и мест размещения пассивных каталитических рекомбинаторов водорода. Данные рекомендации основываются на тех выявленных закономерностях процессов, которые были получены в результате расчетного анализа. Прежде всего, это наличие в момент выхода водорода интенсивного перемешивания среды (даже при относительно небольших сечениях зазоров между помещениями контейнмента), основной причиной которого является наличие конвективных потоков. В связи с этим при выборе мест размещения рекомендуется равномерное по объему контейнмента распределение мощностей рекомбинаторов.

Симметричность нагрузки групп дожигателей, за исключением тупиковых объемов, демонстрирует Рис. 34.

Рис. 34 Отношение массы водорода, сжигае- Рис. 35 Средняя по объему концентрация мой каждой группой рекомбинаторов к их водорода в ЗО при аварии с течью Ду Эффективность работы системы демонстрирует Рис. 35. К моменту образования максимальных концентраций система пассивных каталитических рекомбинаторов выжигает порядка 230 кг водорода, что обеспечивает выполнение критериев водородной безопасности в конкретных условиях тяжелых аварий на АЭС 91/99.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнен сравнительный анализ международных и отечественных требований по безопасности АЭС с ВВЭР и рассмотрено состояние вопроса их выполнения на современном этапе развития атомной энергетики.

2. Разработаны проблемно-ориентированные подходы обеспечения безопасности реакторных установок, определяемые необходимостью максимально-возможного сохранения работоспособности первых трех барьеров безопасности при развитии аварийной ситуации с безусловным сохранением работоспособности последнего барьера – защитной оболочки для исключениея выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при запроектных авариях.

3. В основу предложенных технических решений по обеспечению безопасности положено проявление естественной циркуляции теплообменивающихся сред (теплоносителя первого контура и др.) в качестве надежного резервного средства, не требующего использования специальных средств циркуляции и внешних источников энергии.

4. Обоснованная в работе концепция безопасности реакторных установок с ВВЭР средней мощности базируется на сочетании активных и пассивных средств отвода тепла в аварийных ситуациях. Показано, что фактор использования пассивных систем важен не только в плане повышения надежности выполнения функции безопасности, но и с позиции положительного влияния на психологическое состояние эксплуатационного персонала в аварийной ситуации.

5. Показано, что концептуальные решения при обеспечении безопасности РУ с ВВЭР находятся в зависимости от единичной мощности блока. Улучшение экономических показателей (снижение стоимости установленного киловатта) при увеличении мощности блока приводит к поиску специальных неординарных решений по техническим средствам безопасности. В частности, если для РУ с ВВЭР-640, при организации контура внешнего охлаждения корпуса, запроектная авария не приводит к проплавлению днища реактора, то в ВВЭР-1000 в данной ситуации необходимо решать задачу сохранения работоспособности последнего барьера в условиях выхода кориума за пределы реактора.

6. Разработаны и внедрены специальные компьютерные программы (с проведением широкого круга их верификации), необходимые для решения сложных теплогидродинамических и массообменных задач по пассивным системам безопасности (SPAS_AEP, SPOT_AEP).

7. Выполненные экспериментальные работы по обоснованию схемных и конструктивных решений систем безопасности выявили ряд особенностей (низкочастотные колебания расходов, конденсационные гидроудары) и существенные расхождения опытных данных в оценке теплогидродинамических характеристик с полученными по известным программам, потребовавших специальных обоснований расчетноэкспериментального характера для практической реализации.

8. Для подтверждения работоспособности ЗО в случае тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР-1000 в работе обосновано техническое решение по УЛР с анализом динамического процесса взаимодействия кориума с жертвенным материалом, образования ванны расплава и гарантированного отвода тепла. Проведено исследование и анализ тепло-массообменных процессов в ЗО для подтверждения сохранения работоспособности этого последнего защитного барьера.

9. Для случая с проплавлением корпуса реактора проведено исследование (анализ) теплообменных процессов в ЗО (распространение, каталитическое сжигание и горение водорода, распространение продуктов деления, поглощение энергии деления в элементах контейнмента и средах), подтверждающее сохранение работоспособности ЗО как последнего барьера.

10. На основе выполненных исследований научно обоснован комплекс систем безопасности и технических средств обеспечения безопасности для РУ средней и большой мощности, удовлетворяющий современным отечественным и зарубежным требованиям.

11. Проектные решения, базирующиеся на представленных в диссертации научных результатах, нашли практическую реализацию как в проектах отечественных АЭС с ВВЭР, так и в проектах, выполненных в интересах зарубежного заказчика (АЭС в Китае). Эти технические решения заявлены в проекте, участвующем в тендере на строительство АЭС в Финляндии.

Основные положения и результаты диссертационной работы отражены в следующих публикациях:

1. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Молчанов А.В. и др. Защитная оболочка как барьер безопасности АЭС // Расчетные и экспериментальные исследования тепломассопереноса в защитной оболочке при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР. Ч. 1. Обнинск, 1995.

2. Безлепкин В.В., Ефанов А.Д., Шаньгин Н.Н. и др. Некоторые результаты расчетноэкспериментального обоснования защитной оболочки // Расчетные и экспериментальные исследования тепломассопереноса в защитной оболочке при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР.

Ч. 2. Обнинск, 1995.

3. Безлепкин В.В., Афров А.М., Рогов М.Ф. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 // Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. СПб., 1997.

4. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Солодовников А.С. и др. Верификационные исследования в обоснование системы пассивного отвода тепла от гермо-оболочки // Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. СПб., 1997.

5. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Солодовников А.С. и др. Обоснование констуктивных и технологических решений, применяемых в пассивной системе отвода тепла от гермооболочки // Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. СПб., 1997.

6. Безлепкин В.В., Рогов М.Ф., Логвинов С.А. и др. Анализ возможности удержания кориума в корпусе ВВЭР-640 при тяжелых авариях с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика. 1996. №11.

7. Безлепкин В.В., Афров А.М., Рогов М.Ф. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1996. №11.

8. Безлепкин В.В., Молчанов А.В., Горбаев В.А. и др. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1995. №12.

9. Безлепкин В.В., Горбаев В.А., Молчанов А.В. и др. Концепция безопасности при запроектных авариях АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1995. №12.

10. Безлепкин В.В., Шаньгин Н.Н., Ефанов А.Д. и др. Расчетно-зкспериментальное обоснование системы подавления водорода а защитной оболочке АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1995. №12.

11. Безлепкин В.В., Ефанов А.Д., Лукьянов А.А., Шаньгин Н.Н. Задачи обеспечения водородной безопасности контейнмента ВВЭР-640 при тяжелой аварии // Тр. междунар. конф.

"Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР".Т. 2. Обнинск, 1998.

12. Безлепкин В.В., Бирюков Г.И., Рогов М.Ф. и др. Проблема удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелой аварии АЭС с НП-500 // IV науч.-техн. конф.

ядерного общества. NE-93. Ч.1., Нижний Новгород, 1993. (Реф. конф.).

13. Патент № 2050025 России. Система аварийного охлаждения реакторной установки / Безлепкин В.В., Гершевич Б.А., Ермолаев В.Ф. и др. №5042902/25; Опубл. 1995, Бюл. № 34.

14. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Грановский В.С. и др. Концепция локализации расплава кориума Тяньваньской АЭС на внекорпусной стадии запроектной аварии АЭС с ВВЭР-1000 // Тр. науч.-практ. семинара "Вопросы Безопасности АЭС с ВВЭР" (СанктПетербург, 12-14 сентября 2000).

15. Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Недорезов А.Б. и др. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС. Конструкция и функционирование // Тр. науч.-практ. семинара "Вопросы Безопасности АЭС с ВВЭР" (Санкт-Петербург, 12-14 сентября 2000).

16. Безлепкин В.В., Ефанов А.Д., Кириллов П.Л. и др. Моделирование теплообменных процессов в защитной оболочке АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1995. №3.

17. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Голиков Ю.А. и др. Анализ водородной ситуации в контейнменте АЭС с ВВЭР-1000 при запроектных авариях // Тр. науч.-практ. семинара "Вопросы Безопасности АЭС с ВВЭР" (Санкт-Петербург, 12-14 сентября 2000).

18. Безлепкин В.В., Ефанов А.Д., Лукьянов А.А. и др. Верификация контейнментного кода КУПОЛ-М. Обнинск, 1997.

19. Патент 2165652 России. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа / Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Носенко Г.Е. и др 20. Патент 2165106 России. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа / Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Носенко Г.Е. и др 21. Патент 2165107 России. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа / Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Носенко Г.Е. и др 22. Патент 2165108 России. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа / Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Носенко Г.Е. и др 23. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Грановский В.С. и др. Концепция локализации расплава кориума на внекорпусной стадии запроектной аварии АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2001. №9.

24. Безлепкин В.В., Сидоров А.С., Недорезов А.Б. и др. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2001. №9.

25. Безлепкин В.В., Сидоров В.Г., Светлов С.В. и др. Исследование работы модели конденсатора системы пассивного расхолаживания реактора ВВЭР-640 // Вторая Всероссийская науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г.Подольск, 19-23 ноя. 2001 г.).

(Сб. тр. конф. Т. 3.) 26. Безлепкин В.В., Семашко С.Е., Карасева М.А. и др. Анализ процессов позднего нагружения контейнмента при тяжелых авариях // Вторая Всероссийская науч.-техн. конф.

«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г.Подольск, 19-23 ноя. 2001). (Сб. тр. конф. Т. 3.) 27. Безлепкин В.В., Кухтевич В.О., Сидоров В.Г. и др. Состояние разработки кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ для описания процессов деградации активной зоны при запроектных авариях // Вторая Всероссийская науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г.Подольск, 19-23 ноя. 2001 г.). (Сб. тр. конф. Т. 3.) 28. Безлепкин В.В., Карасева М.А., Леонтьев Ю.Г., Федоров А.А. Разработка математических моделей источников ионизирующего излучения в условиях запроектных аварий на АЭС с ВВЭР // Вторая Всероссийская науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г.Подольск, 19-23 ноя. 2001 г.). (Сб. тр. конф. Т. 3.) 29. Kukhtevich I.V., Bezlepkin V.V., Leontiev Yu.G., Strizhov V., Proklov V.B., Khabensky V.B. Severe Accident Management Measures for Tianwan NPP with VVER-1000. Workshop on the implementation of severe accident management measures, Paul Scherrer Institut, Villigen-PSI, Switzerland, 10-13 September 2001.

30. Безлепкин В.В., Волкова С.Н., Ефимов В.К. и др. Моделирование теплофизических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в проектных авариях с разгерметизацией первого контура // Теплоэнергетика. 2002. №12.

31. Безлепкин В.В., Голиков Ю.А., Кухтевич И.В., Лукьянов А.А, Смирнов В.В., Соловьев В.П. Обеспечение водородной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2002. №5.

32. Безлепкин В.В., Онуфриенко В.C., Кухтевич И.В. и др. Анализ процессов в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при тяжелых авариях с применением отечественного интегрального кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ // Труды ЦКТИ.

33. Bezlepkin V.V., Semashko S.E., Ivkov I.M., Krylov Yu.V. Hydrogen Safety Concept of NPP with VVER-1000 Reactor // Proc. of Conference ICAPP ’03 Crdoba, Spain, May 4-7, 2003. Paper 3077.

34. Bezlepkin V.V., Svetlov S.V., Leontiev Yu.G. Addressing Design Extension Conditions in VVER-91/99 // Proc. of Conference ICAPP ’03 Crdoba, Spain, May 4-7, 2003. Paper 3078.

35. Bezlepkin V.V., Semashko S.E., Ivkov I.M., Kuzmin E.Yu. Analysis of Long-term Loading of Containment During Severe Accidents // Proc. of Conference ICAPP ’03 Crdoba, Spain, May 4-7, 2003. Paper 3079.

36. Bezlepkin V.V., Svetlov S.V., Alexeev S.B., Kuhtevich V.Ol., Semashko S.Ev., Sidorov V.G.

Passive Heat Removal System for Reactor Plant of New Generation VVER-640. Design and Experimental Justification // Proc. of Conference ICAPP ’03 Crdoba, Spain, May 4-7, 2003. Paper 3154.

37. Bezlepkin V.V., Svetlov S.V., Leontiev Yu.G. Severe Accident Management Measures in VVER-91/99 // 11th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo, JAPAN, April 20Paper ICONE11-36108.

38. Kukhtevich I.V., Bezlepkin V.V., Svetlov S.V. et al. Core Catcher for Tianwan NPP with VVER-1000 reactor. Concept, Design and Justification // 11th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo, JAPAN, April 20-23, 2003. Paper ICONE11-36102.

195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.