Конструкторские и технологические решения по повышению безопасности и надежности реакторной установки РБМК-1000
Диссертация
Помимо работоспособности и безопасности эксплуатации блоков АС в проблеме управления сроком службы существенным фактором является экономическая эффективность эксплуатации за пределами назначенного срока службы. Важной характеристикой экономической эффективности является глубина выгорания топлива. Повышение глубины выгорания приводит к снижению стоимости электроэнергии за счет уменьшения затрат… Читать ещё >
Список литературы
- Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme IAEA. Safety Reports Series, № 15. Vienna. 1999. p. 35.
- Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety IAEA. Technical Reports Series. № 338. Vienna- 1998.
- Лебедев В.И., Гарусов Ю. В., Ковалев C.M. и др. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблока Ленинградской АЭС. Архив ПТО ЛАЭС, инв.№ЦН-199,1999.
- Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing IAEA. Safety Practices Publications, № 50-P-3. Vienna. 1997.
- Крицкий В.Г., Стяжкин П. С., Березина И. Г., Ковалев C.M. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика. № 7, 2000, с.2−9.
- Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т.8. М., Машиностроение, 1990.
- Нормативно-методологические требования к управлению ресурсными характеристиками элементов АЭС. РД-ЭО-0039−95 (разрешен к применению письмом Госатомнадзор России № 14−05/686 от 02.11.95 г.).
- Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и ВХР АЭС. СИНТО, СПб, 1996.
- ГОСТ 27.203−83. Надежность в технике. Состав и общие правила задания требований по надежности.
- Дэниэл К. Применение статистики в промышленном эксперименте. М.: Мир, 1979, 299 с.
- Абагян А.А., Бирюков Г. И., Брюнин С. В. и др. Состояние и проблемы развития ядерной энергетики в СССР. Атомная энергия. Т.69, вып.2,1990, с.67−79.
- Черкашов Ю.М., Петров А. А., Потапов А. А., Брюнин С. В., Коньков Ю. В. Технические и экономические аспекты продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК. Препринт НИКИЭТ. М., НИКИЭТ. ЕТ-97/37, 1997.
- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97).
- Обеспечение качества для безопасности атомных электростанций и других ядерных установок. Свод положений и Руководства по безопасности Q1-Q14. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1998.
- Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК. ТС ОУОБ, РБ-12−42−97. Госатомнадзор РФ, М., 1997.
- Руководство МАГАТЭ по безопасности, S0-SG012. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1999.
- Адамов Е.О., Иванов В. А., Еперин А. П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М.: Энергоатомиздат, 1997.
- Белянин Л.А., Лебедев В. И., Еперин А. П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М., Энергоатомиздат, 1996.
- Группа по оценке значимых с точки зрения безопасности событий (миссия ASSET МАГАТЭ). Отчет. Вена, Австрия, 1994.
- Международная информационная система в области ядерной энергии. INIS, МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1995.
- ASSET Missions to NPPs Eguipped With the RBMK Type of Reactors. Report of the Consultants' Meetings, 93 CT 1243 (CM-23). Vienna, 6−10 September 1993.
- Атомные электрические станции с реакторами РБМК: общие проблемы безопасности. Публикация Внебюджетной программы МАГАТЭ по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР. Апрель 1997 г. (IAEA-EBR-РБМК
- Основные правила обеспечения безопасности АЭС (ОПЭ АС-96).
- Нормы радиационной безопасности. НРБ-99, М., 1999.
- Ковалев С.М., Крицкий В. Г., Ампелогова Н. И., Крупенникова В. И. и др. Формирование выбросов радиоактивного йода на АЭС с РБМК-1000. -Атомная энергия, 1997, т.82, с. 125−130.
- Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т. 10. М., Машиностроение, 1990.
- Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т.4. М., Машиностроение, 1990.
- Режим атомных электростанций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Нормы качества водного теплоносителя основного контура и контура системы управления и защиты, средства их обеспечения. ГОСТ 26 841–86, М.: 1986.
- Еперин А.П., Лебедев В. И., Иванов В. А. и др. Вопросы безопасности АЭС с канальными реакторами. Барьеры безопасности. М., Энергоатомиздат, 1996.
- Ковалев С.М., Лебедев В. И., Гарусов Ю. В., Еперин А. П. и др. Защита плато ядерного канального реактора. ПатентRU № 1563. Бкш№ 116.10.96.
- Ковалев С.М., Еперин А. П., Шмаков Л. В., Гарусов Ю. В. и др. Защита плато ядерного канального реактора. Патент RU № 2163. Бюл.№ 516.05.96.
- Лебедев В.И., Еперин А. П., Иванов В. А. и др. Барьеры безопасности на АЭС с канальными реакторами. М., Энергоатомиздат, 1997.
- Ковалев С.М., Еперин А. П., Московский В. П., Павлов М. А. и др. Способ ремонта графитовой кладки активной зоны канального ядерного реактора. Патент RU № 2 035 071. Бкж№ 13.10.05.95.
- Ковалев С.М., Богданов В. И., Павлов М. А., Московский В. П. и др.
- Устройство для ремонта графитовой кладки активной зоны канального ядерного реактора. Патент RU № 2459. Бкш№ 716.07.96.
- Ковалев С.М., Еперин А. П., Богданов В. И., Шмаков JI.B. и др. Способ восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора. Патент RU № 2 075 117. Бюл№ 710.03.97.
- Ковалев С.М., Еперин А. П., Лебедев В. И., Павлов М. А. и др. Опорный вкладыш для восстановления вертикальной компенсационной способности графитовой кладки ядерного реактора и устройство для его установки. Патент RU№ 2 117 340. Бкж№ 2210.08.98.
- Доллежаль Н.А., Емельянов И. Я. Канальный энергетический реактор. М., Атомиздат, 1980,208 с.
- Kupalov-Yarooplk A.I., Nikolaev V.A., Cherkashov Y.M. et. al. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. ICONE-4 ASME March 1996, Volume 4, p.235−242.
- Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатом -издат. 1990. 352 с.
- Лебедев В.И., Шмаков Л. В., Завьялов А. В. и др. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. Патент RU № 2 083 004. Бкш№ 18 27.06.97.
- Сборник докладов научно-технического семинара «Модернизация, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК». г. Электросталь, 25−27 октября 2000.
- Крицкий В.Г., Гарусов Ю. В., Гасанов И. К., Ковалев С. М., Стяжкин П. С. и др. Обеспечение эксплуатационной надежности элементов оборудования РБМК-1000 средствами водно-химического режима. Тезисы доклада, ПСС АЭС-99. 23−28 мая 1999 г. СПб- Сосновый Бор.
- Крицкий В.Г., Стяжкин П. С., Березина И. Г., Ковалев С. М. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика. № 7, 2000, с.2−9.
- Ковалев С.М., Еперин А.П., Крицкий В.Г., Лебедев В. И. и.др. Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов. Патент RU. № 2 107 956 Бюл№ 9 27.03.98.
- Ковалев С.М., Тищенко В. Н., Шмаков Л. В., Гарусов Ю. В. и др. Способ очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора. Полож. решение на заявку № 98 101 298/25 (11.02.99). Приоритет 06.01.98.
- Стандарт предприятия «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000». СТП ЭО 0005−01.
- Ford Е.Р. Quantitative Prediction of Environmentally Assisted Cracing. NACE International, 1996.
- Kovalev S.M., Kritski V.G., Berezina I.G., Stjazhkin P. S., Olejnik P.V. Determination of water chemistry parameters which influence on failure intensity of RBMK equipment. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 22−26 April 2002.
- Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system. Патент US № 4 842 811, Jun.27, 1989.
- Крицкий В.Г., Бабкин Д. Н., Шведова М. Н. и др. Многофункциональный стенд для моделирования фрагмента системы автоматизированного химического контроля и коррозионного мониторинга ВХР АЭУ. МНТС «Водно-химический режим АЭС» на Смоленской АЭС, октябрь 2003.
- Предотвращение коррозионного растрескивания трубопроводов на АЭС США (обзор). «Атомная энергия за рубежом», № 9, 1988, с. 20.
- Auerbach С. et all Pipe Crack Evaluation in Operating Boiling Water Reactors. NUREG/CR-4545,1986.
- Macdonald D.D. et all. Theoretical Estimation of Crack Growth Rates in Type 304 Stainless Steel in Boiling-Water Reactor Coolant Environments. NACE International, 1996.
- Andersen P.Z. Effect of transients in water chemistry, temperature and loading on integranular stress corrosion cracking of AISI304 stainless steel// Corrosion (USA), 1986, В.42, № 3, p.169−180.
- Ковалев C.M., Лебедев В. И., Черников О. Г. и др. Оптимизация пуска энергоблока РБМК-1000. Экология и атомная энергетика. Вып.1, Сосновый Бор, 2002, с.71−75.
- Программа 2Пр-2095, ЛАЭС, 1998, Программа 2Пр-2127, ЛАЭС, 2000.
- Назаров А.А. Защита металлов. Т. ЗЗ, № 4, 1997, с. 378.
- Kovalev S.M. Corrosion cracking of austenitic steel under nuclear installation operating conditions. Seventh international conference on fusion reactor materials. September 25−29, Obninsk, Russia, 1995.
- Kovalev S.M., Stjazhkin P. S., Kritski V.G., Simanovski V.M., Malov
- MJu., Butorin S.L. Extent estimation of different factors influence on the corrosion cracking of steels type X18H10T in NPP. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 2226 April 2002.
- Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. М., Атомиздат, 1973, 328с.
- Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатом-издат. 1990. 352 с.
- Крицкий В.Г., Симановский В. М., Ковалев С. М. и др. Снижение газоаэрозольных выбросов I как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК-1000 при продлении срока их службы. Теплоэнергетика, № 5, 2000, с.39−42.
- Крицкий В.Г., Стяжкин П. С., Ковалев С. М. и др. Некоторые особенности поведенияв КМПЦ РБМК. Доклад на НТС «Водно-химический режим действующих АЭС». Концерн «Росэнергоатом», Москва, 19−21 сентября 2000, с. 25.
- Lin С. Radiochemistry in nuclear power reactors. Washington, National Academy Press. 1996.
- Стырикович М.А., Полонский B.C., Циклаури Г. В. Тепломассобмен и гидродинамика в двухфазных потоках атомных энергетических станций. М., «Наука». 1982, 370 с.
- Kritskij V.G., Berezina I.G. Influence of water chemistry on corrosion be-hawiour of Zr+l%Nb alloy in NPP. 1998 JAIF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. WATER CHEMISTRY'98, Kashiwazaki, Japan. October 13−16, 1998.
- Lin C.C. Radiochemistry in nuclear power reactors. NAS-NS-3119. National Academy Press, Washington, D.C., 1996.
- EPRI BWR Water Chemistry Guidelines 1993. Revision Normal and Hydrogen rates chemistry. 1993.
- Ковалев C.M., Березина И. Г., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С. Способ длительного хранения отработанного ядерного топлива в бассейнах выдержки. Пат.№ 2 034 346 РФ. БИ№ 12, 1995.
- Герасимов В.В., Рябов М. И. Количественная оценка отложений продуктов коррозии железа на твэлах. В сборнике докладов первой межотраслевой конференции по водно-химическим режимам теплоносителей АЭС. Т.1. ВНИПИЭТ, с.102−113.
- Фрейман Л.И. Стабильность и кинетика развития питтингов. ИНТ Коррозия и защита от коррозии, т.11, Москва, 1985, с.3−71.
- Березина И.Г., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С. Особенности коррозионного поведения сплава Zr+l%Nb в теплоносителе АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика, № 7, 1998, с.62−67.