Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Моделирование на крупномасштабных установках аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 с целью обоснования и обеспечения их безопасной эксплуатации

Диссертация: Моделирование на крупномасштабных установках аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 с целью обоснования и обеспечения их безопасной эксплуатации
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Применительно к РУ с реактором с водой под давлением такие программы есть у большинства стран, имеющих атомную энергетику. Программа экспериментов на стенде PKL (Германия) финансировалась совместно German Ministry of Education and Research/German Utilities/ Siemens KWU. Она выполнялась 18 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 120 аварийным и переходным режимам для немецкого PWR и составила… Читать ещё >

Моделирование на крупномасштабных установках аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 с целью обоснования и обеспечения их безопасной эксплуатации (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • 1. Общая постановка задачи
    • 1. 1. Матрицы верификации
    • 1. 2. Идентификация и приоритезация процессов и явлений
      • 1. 2. 1. Важность для безопасности
      • 1. 2. 2. Наличие и пригодность экспериментальных данных
      • 1. 2. 3. Программа экспериментальных исследований 35 Идентификация явлений и процессов 37 Матрицы верификации
  • 2. Обзор методов моделирования
    • 2. 1. Методы моделирования, используемые при создании инте- 49 тральных установок
      • 2. 1. 1. Закон моделирования с изменением масштаба по времени
      • 2. 1. 2. Объемно-мощностное моделирование
      • 2. 1. 3. Идеализированный закон моделирования с сохранением 60 масштаба по времени
      • 2. 1. 4. Закон моделирования однофазных течений
      • 2. 1. 5. Закон моделирования двухфазных течений
      • 2. 1. 6. Анализ законов моделирования
      • 2. 1. 7. Оценка качества моделирования установки
    • 2. 2. Основные принципы, использованные при создании ИСБ- 74 ВВЭР и ПСБ-ВВЭР
    • 2. 3. Оценка качества установки ПСБ-ВВЭР
  • 3. Интегральные теплофизические установки
    • 3. 1. Интегральная теплофизическая установка ИСБ-ВВЭР 86 3.1.1 Описание установки
      • 3. 1. 1. 1. Структура у стан овки
      • 3. 1. 1. 2. Система измерения
      • 3. 1. 1. 3. Погрешности измерений
      • 3. 1. 1. 4. Тепловые потери
    • 3. 2. Интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР 98 3.2.1 Описание установки
      • 3. 2. 1. 1. Структура установки
      • 3. 2. 1. 2. Система измерений
      • 3. 2. 1. 3. АСУТП установки ПСБ ВВЭР
      • 3. 2. 1. 4. Погрешности измерений
      • 3. 2. 1. 5. Тепловые потери
    • 3. 3. Обобщенная характеристика экспериментальных установок
  • 4. Результаты экспериментальных исследований
    • 4. 1. Экспериментальные исследования на установке ИСБ-ВВЭР
    • 4. 2. Экспериментальные исследования на установке ПСБ-ВВЭР
      • 4. 2. 1. Основные результаты выполненных опытов
      • 4. 2. 2. Результаты экспериментальных исследований
        • 4. 2. 2. 1. Течь из первого во второй контур
        • 4. 2. 2. 2. Течь теплоносителя из «холодного» трубопровода
        • 4. 2. 2. 3. Течь теплоносителя из выходной камеры модели реактора
        • 4. 2. 2. 4. Разрыв паропровода между парогенератором и БЗОК
        • 4. 2. 2. 5. Большая течь из «горячего» трубопровода (2×25%)
        • 4. 2. 2. 6. Испытание новой системы безопасности ГЕ
        • 4. 2. 2. 7. Отключение четырех ГЦН
        • 4. 2. 2. 8. Отключение двух турбопитательных насосов
        • 4. 2. 2. 9. Сопоставительный эксперимент
        • 4. 2. 2. 10. Потеря всех источников переменного тока
        • 4. 2. 2. 11. Изучение эффективности процедуры управления аварией
        • 4. 2. 2. 12. База экспериментальных данных 183 4.2.3 Результаты верификации системных расчетных кодов
        • 4. 2. 3. 1. Верификация системного расчетного кода ТРАП
        • 4. 2. 3. 2. Верификация системного расчетного кода КОРСАР
        • 4. 2. 3. 3. Верификация системного расчетного кода БАГИРА
        • 4. 2. 3. 4. Верификация системного расчетного кода СATHARE
        • 4. 2. 3. 5. Верификация системного расчетного кода RELAP 190
  • Заключение

В настоящее время в России эксплуатируются 30 энергоблоков на десяти АЭС. Общая мощность АЭС — 22.2 ГВт. В их числе 14 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 блока с реакторами типа ЭГП и один блок на быстрых нейтронах БН-600. Доля АЭС в выработке энергии в настоящее время составляет 16% / 46, 47, 48/.

Программой развития атомной энергетики России до 2010 г. определены задачи по сохранению и наращиванию мощностей.

В этой программе также запланировано замещение выработавших ресурс АЭС на новые модификации, при этом к 2010 г. доля выработки электроэнергии на АЭС должна быть доведена до 195 млрд. кВт-ч.

Кажущееся благополучие в энергетике России, возникшее в связи со снижением в последние годы электрои теплопотребления (соответственно на 22 и 30%) и появление действительных и мнимых резервов уменьшило остроту проблемы ввода новых мощностей, но это положение имеет временный характер.

Для надежного обеспечения баланса России в целом необходимо сохранить выработку на действующих АЭС (при продлении срока эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков), а также замещать выбывающие АЭС. Для этого суммарный ввод мощности на АЭС до 2010 г. должен составить 6ч-9 млн. кВт (естественно на базе новых современных безопасных энергоблоков).

В настоящее время мировая и российская общественность осознает, что ядерная энергетика при обеспечении высокого уровня безопасности является экологически чистой и как базовая составляющая электроэнергетики имеет право на свое дальнейшее развитие. С учетом прогнозов на удорожание всех видов органического топлива и снижения уровня их добычи на долгосрочную перспективу, развитию атомной энергетики в России нет альтернативы.

Сейчас понятно, что АЭС будут более востребованы через ~ 40 лет, когда станет ощутим дефицит органического топлива. В то же время трудно ожидать, что в ближайшие годы в России будет закладываться необходимое количество новых энергоблоков АЭС. Действующие станции ~ к 2023 г. постепенно исчерпают свой ресурс. В результате этого может произойти потеря научного и инженерного потенциала целой отрасли.

Единственное реальное, что можно предложить в настоящее времяэто достройка и ввод в эксплуатацию АЭС, а также продление срока службы действующих АЭС. Сейчас эта тенденция начала проявляться во всем мире и становиться наиболее актуальной задачей в настоящее время. Если эта задача будет решена, то удастся достичь периода 2030;г2040 г. К этому периоду АЭС снова будут востребованы обществом, и начнется новый этап развития ядерной энергетики.

В настоящий период требуется решить еще одну важную задачу: обоснование и обеспечение безопасности энергоблоков третьего поколения, которые Россия строит в Китае, Индии и Иране. Проекты этих энергоблоков имеют высокую степень готовности, но и для них еще надо выполнить большой объем НИР.

Такова картина состояния атомной энергетики в России. Для того чтобы страна не утратила свое положение в этой области, необходимо сконцентрировать усилия на следующих направлениях:

— обеспечение безопасности действующих блоков;

— продление срока службы действующих блоков;

— ввод энергоблоков третьего поколения.

В настоящее время основные проектные решения по эксплуатирующимся и строящимся энергоблокам в значительной степени отработаны и обоснованы. В тоже время, ужесточение требований к повышению эффективности эксплуатации и достижению конкурентоспособности по экономическим показателям при безусловном обеспечении современных требований к безопасности АЭС формируют основные проблемы, требующие экспериментального обоснования.

Решение этих проблем достигается двумя путями: верификацией расчетных кодов и прямыми экспериментами. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между стендом и РУ должен быть как связующее звено посредник — математическая модель, реализованная в виде программного средства. Собственно обоснования безопасности выполняются расчетным путем, а экспериментальные установки служат для верификации расчетных кодов. Лишь в отдельных случаях на стендах возможны прямые квалификационные или демонстрационные эксперименты.

Как и во всех других отраслях промышленности, за последние два-три десятилетия требования, предъявляемые к безопасности в области ядерной энергетики, постоянно повышались. Безопасность не является застывшим и окончательным понятием. Оно меняется благодаря углублению знаний, приобретаемых в результате ведущейся научно-исследовательской работы, новых исследований, выполняемых на экспериментальных установках, а также в результате опыта эксплуатации, накопленного в России и других странах.

Пересмотр требований безопасности АЭС является деятельностью, дополняющей этот процесс и выявляющий вопросы, которые до этого не изучались.

Анализ поведения параметров РУ позволяет определить последствия переходных процессов и аварий. Это в свою очередь позволит выполнить проверку возможности систем безопасности и без постороннего вмешательства перевести энергоблок в безопасное состояние. Такой анализ может быть выполнен двумя способами /42/.

Первый — экспериментальный. На специальном стенде (установке) или на реальной АЭС исследуется нужный режим, в котором изучается поведение параметров РУ. Если исследование выполняется на АЭС, то этот способ пригоден для узкого класса режимов. В противном случае требуется создание специальных стендов, оборудованных соответствующей системой управления и измерения.

Второй — аналитический. Он основан на анализе последствий переходных режимов или аварий с помощью системных программных средств (теп-логидравлических кодов). Этот способ требует соответствующей базы знаний для создания кодов и их последующей верификации. Важным элементом в создании такой базы являются экспериментальные исследования, необходимые для формирования верификационной базы данных.

Необходимость выполнения верификации расчетных кодов с использованием данных полученных на интегральных установках, обусловлена как объективными причинами, так и требованиями нормативных документов Госатомнадзора России, рекомендациями международных организаций (IAEA, OECD/NEA).

Объективно это связано со спецификой РУ, состоящей в невозможности воспроизведения непосредственно на блоке с целью изучения аварийных режимов, а также сложностью возникающих процессов и явлений, большой долей эмпиризма в моделях двухфазных потоков. Нормативные документы Госатомнадзора России требует выполнение верификации кода до подачи его на аттестацию.

Для целей верификации кодов используются исследования, выполненные на реальных АЭС или экспериментальных установках двух типовфрагментных и интегральных.

Фрагментные установки моделируют компоненты реакторных установок или их узлы и предназначены для исследования отдельных теплогидрав-лических явлений. Эти исследования используются для верификации отдельных моделей кодов.

Интегральные установки моделируют циркуляционный контур реакторных установок с их ключевыми элементами и предназначены для комплексного исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах. Эти исследования используются для верификации расчетного кода как интегральной математической модели АЭС.

В то же время идет непрерывный процесс развития и усовершенствования расчетных кодов, позволяющий снижать завышенные коэффициенты запаса (консерватизм) путем более глубокого понимания, как самих явлений, так и способов их моделирования. Этот процесс так же базируется на использовании соответствующих экспериментальных данных.

Проблема верификации отечественных теплогидравлических кодов является актуальной, так как ее решение обеспечивает стратегическую независимость проектов АЭС с ВВЭР и их коммерческую конкурентоспособность. Верификация кода является так же необходимым этапом в процессе аттестации расчетного кода.

Недостаточность уровня верификации российских расчетных кодов отмечалась в материалах и рекомендациях МАГАТЭ, в докладе группы ОЕСД «Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования» (Париж, 1997 г.). При этом особенно очевидна необходимость в получении дополнительных экспериментальных данных на интегральных установках, где отставание от мирового уровня проявляется наиболее остро.

На необходимость верификации расчетных теплогидравлических кодов с использованием данных, полученных на интегральных установках, указывается в письме начальника Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности генеральному директору концерна «Росэнергоатом» (от 13.03.97 исх. № 5−08.201):

Госатомнадзор России придает большое значение проблеме аттестации кодов, которая в частности была рассмотрена 12.03.97 на коллегии Госатомнадзора России. Принято решение рекомендовать концерну «Росэнергоатом» поддержать НИОКР, направленные на адаптацию и верификацию отечественных и зарубежных кодов на базе упомянутых крупномасштабных установок" .

Верификация расчетных теплогидравлических кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу. Для её решения необходимо: выполнить качественный анализ аварий и переходных режимов, определить степень важности процессов и явлений с точки зрения безопасности АЭС, рассмотреть возможности стендовой базы и качество полученных экспериментальных данных, выполнить отбор типов экспериментов для проведения верификационных расчетов и выполнить эти эксперименты, выполнить расчеты и сопоставить результаты расчетов и экспериментальных данных (собственно верификация), подготовить верификационные отчеты.

К настоящему времени этот процесс уже достаточно формализован. Составлены специальные матрицы верификации для РУ ВВЭР /34/, в которых обобщена информация по явлениям и процессам, степени их изученности, важности для безопасности и наличию соответствующей экспериментальной базы. Эти матрицы разработаны Международной рабочей группой под эгидой OECD, которая состояла из ведущих специалистов российских организаций (ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский Институт», ФЭИ, НИТИ, ЭНИЦ и др.) и западных экспертов. При выполнении работы выявилось практически полное отсутствие данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000 /41/.

Можно также отметить, что полноценная проверка технических решений, заложенных в новых системах безопасности, может быть выполнена путем экспериментальных исследований.

Выполнение экспериментов на интегральных установках позволяет оперативно проводить исследования, необходимые для проверки не только технических решений, но и отладке и проверке процедур по управлению авариями.

Для выполнения экспериментальных исследований необходимо разработать программу исследований, которая учитывает имеющееся состояние базы данных, а также потребность в получении новых данных.

Применительно к РУ с реактором с водой под давлением такие программы есть у большинства стран, имеющих атомную энергетику. Программа экспериментов на стенде PKL (Германия) финансировалась совместно German Ministry of Education and Research/German Utilities/ Siemens KWU. Она выполнялась 18 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 120 аварийным и переходным режимам для немецкого PWR и составила основу для верификации расчетного кода ATHLET. Программа экспериментов на стенде BETHSY финансировалась совместно CEA/IPSN/EdF/Framatom. Она выполнялась 10 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 100 аварийным и переходным режимам для французского реактора PWR 900 и составила основу для верификации расчетного кода CATHARE.

Правильность такого пути подтверждает пример Южной Кореи, которая, поставив задачу стать страной независимой с точки зрения ядерно-энергетических технологий и экспортером энергоблоков, как одно из мероприятий разработала программу создания крупномасштабного теплогидрав-лического стенда ITL. Этот стенд в настоящее время строиться в KAERI.

Актуальность темы

Обоснование и обеспечение безопасности АЭС, а так же экспертиза проектов базируются на использовании системных расчетных теплогидравлических кодов. В связи с этим Госатомнадзор России выдвинул требование о верификации применяемых расчетных кодов. Процесс верификации состоит из нескольких этапов, ключевым из которых является получение экспериментальных данных на установках разного класса и типа.

Использование экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, структурно подобных реальному объекту, значительно повышает уровень верифицированности системных теплогидравлических кодов. Это, в свою очередь, повышает качество обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.

Актуальность выполненных работ определяется потребностями верификации программных средств, используемых организациями Главного конструктора и Научного руководителя при разработке проектов, эксплуатирующей организацией — при выполнении УДЛ, а надзорным органам — при экспертизе материалов, обосновывающих безопасность реакторных установок.

Цель работы: разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных решений при создании интегральных установок, а также последующего выполнения экспериментального моделирования режимов РУ ВВЭР-1000, формирования банка данных для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000.

В рамках этой работы решались следующие задачи:

1. постановка задач экспериментальных исследований;

2. создание современных интегральных теплофизических стендов как инструмента для исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах применительно к АЭС с РУ ВВЭР-1000;

3. выполнение экспериментальных исследований;

4. формирование банка экспериментальных данных. В рамках первой задачи:

• сформулированы проблемы исследований (разработаны матрицы верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР),.

• выполнена приоритезация явлений и процессов,.

• разработана программа экспериментальных исследований.

В рамках второй задачи:

• выполнен анализ методов моделирования и масштабирования, применяемых при создании интегральных установок,.

• разработаны технические задания на проектирование интегральных установок, а также системы управления и измерения параметров,.

• выполнено курирование проектных и строительно-монтажных работ,.

• проведены пуско-наладочные работы и выполнены характеристические эксперименты.

В рамках третьей задачи:

• разработаны сценарии экспериментов,.

• подготовлены установки для выполнения конкретных экспериментов,.

• выполнены экспериментальные исследования.

В рамках четвертой задачи:

• выполнена обработка и анализ экспериментальных данных,.

• подготовлены и выпущены научно-технические отчеты по экспериментам.

Методический подход Решение поставленных задач осуществлялось путем: разработки матриц верификации, приоритезации и ранжирования явлений/процессов, разработки Программы экспериментальных исследований, обобщения предыдущего опыта создания установок, создания экспериментальных установок, выполнения экспериментальных исследований и формирования банка данных.

Структурно это выглядит следующим образом.

Научная новизна обусловлена следующим:

1. Впервые для АЭС с реакторами типа ВВЭР разработаны матрицы верификации расчетных кодов.

2. Выполнена идентификация наиболее важных с точки зрения безопасности явлений/процессов для аварийных и переходных режимах АЭС с РУ ВВЭР, а также ранжирование этих явлений/процессов по степени их важности с точки зрения обоснования и обеспечения безопасности.

3. Впервые разработана «Программа экспериментальных работ на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР для верификации программ, используемых при обосновании безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003;2006 г.» Программа утверждена РНЦ «Курчатовский институт» (№ 32−25/295 от 25.03.02) и ОКБ «Гидропресс» (№ 10−82/6478 от 27.08.03).

4. Впервые для целей получения экспериментальной информации созданы две интегральные теплофизические установки разного масштаба с современной системой управления и измерения параметров, моделирующие один объектпервый контур РУ ВВЭР-1000.

5. Впервые применительно к условиям РУ ВВЭР-1000 выполнены экспериментальные исследования: гильотинный разрыв «горячего» трубопровода, течь из первого во второй контур, а также исследованы новые инженерные решения, использованные в системе пассивной подачи воды второй ступениГЕ-2.

6. Впервые на интегральной теплофизической установке выполнены экспериментальные исследования по проверке эффективности процедур управления авариями.

Достоверность результатов и выводов по работе.

Разработанные матрицы верификации, идентификация и ранжирование явлений /процессов получили одобрение российских и международных организаций. Программа экспериментальных исследований была поддержана организациями Главного конструктора и Научного руководителя. Результаты получены на современных экспериментальных установках, построенных с использованием общепризнанных принципов моделирования и обоснованной программой исследования. Экспериментальные исследования базировались на применении: проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.

На основе полученных новых данных выполнена верификация отечественных и зарубежных системных расчетных кодов. Экспериментальные данные, использованные при верификации расчетных кодов, позволили заявителю кода расширить область применения кода при аттестации в Госатомнадзоре России.

Практическая ценность и реализация результатов работы.

Практическая значимость выполненных исследований состоит в применении полученных новых знаний при разработке матриц верификации для определения области исследования, проведении экспериментальных исследований и верификации системных расчетных кодов, проверке новых инженерных решений, используемых в системах обеспечения безопасности и проверке эффективности процедур управления авариями.

Основные этапы работы выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с ведущими организациями в отечественной атомной энергетике: ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский Институт», АЭП, Концерн «Росэнергоатом», а также по международным контрактам с Европейским сообществом.

Экспериментальные данные, полученные на интегральных теплофизи-ческих установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, использованы при верификации системных теплогидравлических кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP, при их экспертизе, проводимой НТЦ ЯРБ ГАН РФ, а также при изучении эффективности процедур управления авариями.

Созданные интегральные установки включены в матрицы верификации и являются базовыми экспериментальными установками для исследования внутриконтурных теплогидравлических процессов, проверке новых инженерных решений и эффективности процедур управления авариями применительно к АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.

Автор защищает совокупность научных результатов, имеющих внутреннее единство:

S результаты идентификации и приоритезации явлений/процессов, S идеологию создания экспериментальных стендов и их представительность,.

S результаты экспериментальных исследований, S результаты анализа поведения теплогидравлических процессов. Автор непосредственно участвовал в разработке:

• матриц верификации,.

• приоритезации процессов и явлений,.

• программы экспериментальных исследований,.

• технических заданий на создание интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Автор непосредственно руководил работами по:

• созданию экспериментальных интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,.

• модернизации и реконструкции установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,.

• разработке сценариев экспериментальных исследований,.

• выполнению экспериментов и обработке полученных данных,.

• анализу результатов экспериментальных исследований и подготовке отчетов.

На протяжении всей работы автор являлся представителем научного руководителя — РНЦ «Курчатовский Институт» .

Апробация результатов работы. Основные результаты изложены в печатных статьях и научно-технических отчетах по НИР, а также представлены на международных конференциях и семинарах.

Результаты работы докладывались и обсуждались на: отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС «Теплофизика-99» — Обнинск, 1999 г.- Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК — Обнинск, 1999 г., Пиестану (Словакия) 2003 г.- Отраслевой конференции «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов» Обнинск, 29−31 мая 2001 г., Международной конференции 15−17 мая 2001 г. Дрезден, ГерманияВторой научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», ноябрь 2001 г., Третьей научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», май 2003 г., семинаре по динамике «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» 4−8 октября 2004 г., НИТИ, Сосновый Бор, отраслевом совещании «Базы знаний и экспериментальные исследования по теплогидравлике ЯЭУ» 23−24 ноября 2004 г., ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, на научных семинарах в РНЦ «Курчатовский Институт», ФГУП «ЭНИЦ», а также международных конференциях: ICONE (8, 9, 10, 11), NURETH 10, ICAP 03.

По теме работы автором в соавторстве выпущено 43 научно-технических отчета и опубликовано 32 статьи.

Структура и объем диссертации

.

Работа состоит из Введения, 4-х глав, Заключения и Списка литературы.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 125 наименований. Диссертация содержит 205 страниц текста, в том числе 42 рисунка и 33 таблицы.

4.3.

Заключение

.

1. Выполнен анализ матриц верификации ОЕСД и разработаны матрицы верификации для АЭС с РУ ВВЭР. Выполнена приоритезация явлений/процессов важных с точки зрения влияния на безопасность АЭС с РУ ВВЭР.

2. Разработана «Программа экспериментальных работ на интегральной установке ПСБ-ВВЭР для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003;2006 г.» Программа утверждена РНЦ «Курчатовский институт» (№ 32−25/295 от 25.03.02) и ОКБ «Гидропресс» (№ 10−82/6478 от 27.08.03).

3. Впервые для решения проблемы верификации отечественных расчетных кодов созданы и эксплуатируются две современные интегральные теплофизиче-ские установки разного масштаба, моделирующих один объект — первый контур РУ ВВЭР-1000.

4. Решение задачи наполнения банка данных для целей верификации, закрытия «белых» пятен в матрицах верификации, обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000 стало возможным в результате выполнения экспериментальных исследований на интегральных установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

5. Полученные результаты позволили: выполнить проверку инженерных решений, использованных в новых пассивных системах безопасности АЭС с РУ ВВЭР, проверить эффективность процедур управления авариями.

6. Полученные уникальные экспериментальные данные используются при выполнении работ по верификации расчетных кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИ-РА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP5.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Proposed SET of Criteria in Designing Nuclear Power Plant Experimental Simulators / F. D’Auria, P. Vigni // Proceedings of the Third International Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics 15−18 October, 1985. Newport, Rhode Island USA.
  2. Scaling of the Accuracy of RELAP5/Mod2 Code / R. Bovalini, F. D’Auria // 6th ICAP Specialist Meeting 14−16 May, 1991. Stockholm. (S)
  3. Summary of Papers on Current and Anticipated Uses of Thermal Hydraulic Codes, Presentation by Mr. Caruso, Proceedings of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, NUREG/CP-0159, November 5−8, 1996
  4. Current and Anticipated Uses of the Thermal Hydraulics Codes at the NRC, Prepared by R. Caruso, Proceedings of the OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, NUREG/CP-0159, November 5−8, 1996
  5. F. D’Auria, M. Frogheri, W. Giannotti. RELAP5/MOD3.2 Post Test Analysis and Accuracy Quantification of SPES Test SP-SB-04Pisa, Italy, February 1999, NUREG/IA-0155
  6. Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования. Доклад Вспомогательной группы ОЭСР, Агентство по Ядерной Энергии, Париж, Октябрь, 1996 г.
  7. Relevant Thermal Hydraulic Aspects of Advanced Reactor Design, Status Report, November 1996, NEA/CSNI, R (96)22
  8. Статус интегрального стенда безопасности ПСБ-ВВЭР. ЭНИЦ, 1995
  9. Yuh-Ming Ferng, Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP5/MOD3 Code, Nuclear Science and Engineering, 123, № 2, pp190.205, 1996, /
  10. F. D’Auria, P. Vigni, Proposed Set of Criteria in Designing Nuclear Power Plant Experimental Simulators, paper performed in the frame of ENEA LWR Safety Research Programme. 1986
  11. SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research, A. An-nuunziato, L. Mazzocchi et al. 1986
  12. N.Zuber, Problems in Modeling of Small Break LOCA, NUREG-0724, 1980
  13. Semiscale MOD-3 test Program and System Description, L. Morris, Patton, pp. 78, 1978
  14. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis, Experimental Facility Description (appendix A), NUREG-1230, 1988
  15. В.Ф. Бай, и др. Опыт наладки питательной установки энергоблока с ВВЭР-1000, Энергетик, № 7, стр. 9−11, 1987
  16. Б.И. Нигматулин и др., Вопросы теплогидравлики парожидкостных потоков при анализе безопасности водо-охлаждаемых ядерных реакторов, ЭНИЦ, препринт 1/92, стр. 128, 1992
  17. Стратегический план исследований по безопасности для российских АЭС. Министерство РФ по атомной энергии, Международный центр по ядерной безопасности Минатома России, проект, версия 1. 1998
  18. В.Г. Асмолов, В. А. Вознесенский, И. В. Елкин и др., Интегральный те-плофизический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР), препринт № 5044/14 ИАЭ им. И. В. Курчатова, Москва, стр. 55, 1990
  19. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Энергоатомиздат, Москва, стр. 411, 1992
  20. CSNI Standard Problem Procedures, CSNI report N 17, revision 3, pp. 9, November 1989
  21. Б.Г. Гордон, Экспериментальное обоснование безопасности ЯЭУ и верификация расчетных кодов. Семинар по динамике, г. Дмитровоград, май, 1993 г.
  22. Lessons Learned from OECD/CSNI ISP on Small Break LOCA, Final report, July 1996, NEА/СSNI/R (96)20, pp. 45
  23. CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients, July 1996, NEA/CSNI/R (96)17, pp.363
  24. Б.И. Нигматулин, Современные методы обоснования теплогидравлических аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах, Теплоэнергетика № 8, 1990, стр. 21−27
  25. М.П. Гашенко, А. П. Прошутинский, И. В. Елкин, А. Ю. Сконкин, Экспериментальный стенд для исследования теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с ВВЭР, Сб. научных трудов ЭНИН им. Г. М. Кржижановского, Москва, 1988, стр.171-И 84
  26. В.Г. Асмолов, Г. А. Волков, И. В. Елкин и др., Состояние расчетных программ и экспериментальных исследований по обоснованию безопасности АЭС с ВВЭР, препринт ИАЭ им. И. В. Курчатова, заказ 183, Москва, стр. 15, 1986
  27. Экспериментальная установка на сверхкритическое давление для исследования стационарных и переходных процессов применительно к АС с реактором ВВЭР, отчет ИАЭ им. И. В. Курчатова, инв. № 2933, 1987, стр.61
  28. V.G. Asmolov, М.Р. Gashenko, I.V. Elkin, Ergebnisse der experimentellen und theoretisehen Untersuehung eines Storfalles mit «kleinem' Leek, Kernener-gie 30 (1987) 8, рр.310ч-313
  29. Physical Phenomena of s Small-Break Loss-of-Coolant Accident in a PWR, W. Burchill, Nuclear Safety, v.23, № 5, Sept-Oct, 1982, pp.525−536
  30. M. Ishii, Kataoka, Scaling Laws for Thermal-hydraulic System under Single-phase and Two-phase Natural circulation, Nucl. Eng. And Design, v.81, pp.41 R425, 1984
  31. Б.И. Нигматулин, B.H. Блинков, и др. Обоснование процедуры оценки системных программных средств, ЭНИЦ, препринт L15/02−1996.05, Элек-трогорск, 1996, стр.24
  32. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, April 2001. p. 249
  33. Исходные данные по стенду ИСБ-ВВЭР для верификации расчетных программ. Отчет ЭНИЦ, инв. № 2/05−95, 215 с., 1995
  34. Исследование теплогидравлической обстановки в первом контуре модели ВВЭР при имитации аварии с „малой“ течью из верхней камеры смешения и аварии с заклиниванием ГЦН, отчет ЭНИЦ, инв. № 3.397, стр. 70, 1992, Руководитель работ А. П. Прошутинский.
  35. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности, отчет ЭНИН, им. Г. М. Кржижановского, инв. № 14, стр. 41, 1993, Руководитель работ Д. А. Лабунцов.
  36. Morris L. Patton Semiscale Mod-3 Test Program and System Description, NUREG/CR-0239, July, 1978, pp. 74
  37. Douglas L. Reeder LOFT System and Test Description, NUREG/CR-0247, July, 1978
  38. Status and Needs of the PSB-VVER Experimental Project. Report of OECD Support Group on the PSB-VVER Project. — December 1993
  39. Безопасность ядерной энергетики, под редакцией Дж. Раста и J1. Уие-верса. Пер. с англ. Москва, Атомиздат, 1980, 153 с.
  40. К. Liesch (GRS) and М. Reocreux (IPSN), „Verification Matrix for Thermal-hydraulic System Codes Applied for VVER Analysis“, Common Report IPSN/GRS No.25, July 1995.
  41. В.Е. Трехов Полномасштабное моделирование: раскрытие потенциала. Атомная техника за рубежом, 1994, № 11, стр. 3-ь8
  42. Электроэнергетика России на рубеже XXI века и перспективы ее развития. Сб. докладов научной конференции, ЭНИН им. Г. М. Кржижановского, Москва, 26−27 мая 1999 г., стр. 251
  43. А.А. Абагян Состояние, развитие и перспективы атомной энергетики России. Сб. докладов научной конференции, ЭНИН им. Г. М. Кржижановского, Москва, 26-г27 мая 1999 г., стр. 115-Я 20
  44. Computer code validation for Transient analysis of VVER and RBMK reactors. Проект № 6, Фаза 2. МЦЯБ, WO No. 974 066 401, Москва, Россия, 1998
  45. .Г., Ковалевич В. М. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках. Теплоэнергетика, 1992, 10, стр. 8−12
  46. .Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. Теплоэнергетика, 1993, 6, стр. 56−60
  47. S.J. Kline, Similitude and approximation theory, Springer Verlog, New York, NY 1986.
  48. В.П. Исаченко, B.A. Осипова, А. С. Сукомел. Теплопередача. 4-е изд. переработанное и дополненное — М.: Энергоиздат, 1981. — стр.416
  49. R.P. Rose, „Heat transfer problems associated with the LOFT (Loss of Fluid Test) Program“, Proc. ASME-AICHE Heat Transfer Conf., Los Angeles, California, August 8−11, 1965, American Society of Mechanical Engineers.
  50. L.J. Yabarrondo et al., „Examination of LOFT Scaling,“ contributed by the Heat Transfer Division of the American Society of Mechanical Engineers at the Annual Winter Mtg., New York, November, 1974. A.N.
  51. Nahavandi, F.S. Castellana, E.N. Moradkhanian, „Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems“, Nuclear Science and Engineering, 72, pp 75−83, 1979
  52. R.L. Kiang, „Scaling criteria for nuclear reactor thermal hydraulic“, Nuclear Science and Engineering, 89, № 3, pp 207−216, March 1985.
  53. N. Zuber, „Problems in Modeling of Small Break LOCA“, NRC NUREG- -0724 Report, 1980.
  54. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. Исследование принципов моделирования аварийных ситуаций в элементах и системах ЯЭУ. Отчет о НИР ЭНИС. М., 1991, стр. 40
  55. Д.А. Лабунцов, Т. М. Муратова. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности. Отчет о НИР ЭНИС. М., 1993, стр. 41.
  56. М.Р. Heisler, R.M. Singer, „Facility Requirements for Natural Convection Shutdown Heat Removal System Testing“, Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactors, Hemisphere, p. 113, 1981.
  57. M.P. Heisler, „Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactors Shutdown Heat Removal Test Removal Test Facilities“, Nucl. Sci. Eng. 80, p. 347, 1982.
  58. M. Ishii, I. Kataoka „Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR’s Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation“, NUREG/CR-3267, ANL-38−82, Argonne National Laboratory Argon, Illinois, March, 1983.
  59. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, „Reduced Pressure and Fluid to Fluid Scaling Lows for Two-Phase Flow Loop“, NUREG/CR-4584, ANL-86−19, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, April, 1986.
  60. N. Zuber, J.A. Findlay, „Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems“, J. Heat Trans., Vol. 87, p. 453, 1965.
  61. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. О моделировании аварий в системах ЯЭУ. Теплоэнергетика, 1992, 10, стр. 16−21.
  62. R.P. Rose, „Heat transfer problems associated with the LOFT (Loss of Fluid Test) Program“, Proc. ASME-AICHE Heat Transfer Conf., Los Angeles, California, August 8−11, 1965, American Society of Mechanical Engineers.
  63. W.A. Carbiener, R.A. Cudnic, Trans. Am. Nucl. Soc., 12, 361, 1969.
  64. M.P. Heisler, R.M. Singer, „Facility Requirements for Natural Convection Shutdown Heat Removal System Testing“, Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactors, Hemisphere, p. l 13, 1981.
  65. M.P. Heisler, „Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactors Shutdown Heat Removal Test Removal Test Facilities“, Nucl. Sci. Eng. 80, p. 347, 1982.
  66. M. Ishii, I. Kataoka „Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR’s Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation“, NUREG/CR-3267, ANL-38−82, Argonne National Laboratory Argonne, Illinois, March, 1983.
  67. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, „Scaling Criteria for Two-Phase Flow Natural and Forced Convection Loop and Their Application to conceptual 2x4
  68. Simulation loop design“, NUREG/CR-3420, ANL-83−61, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, May, 1983.
  69. G. Kocamustafaogullari, M. Ishii, „Reduced Pressure and Fluid to Fluid Scaling Lows for Two-Phase Flow Loop“, NUREG/CR-4584, ANL-86−19, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, April, 1986.
  70. JI.C. Эйгенсон. Моделирование. M., „Советская наука“, 1952, стр.372
  71. А.Е. Levin, G.D. McPherson. A Practical View of the Insights from Scaling Thermal-Hydraulic Tests. Proc. of the 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics NURETH-7, New York, September 10−15, 1995.
  72. Б.Г. Гордон, A.T. Гуцалов. Верификация программных средств для расчета аварийных режимов АЭС. Теплоэнергетика, 1993, 8, стр. 25−28.
  73. LOBI-MOD2 Research Programme a Small Break LOCA and Special Transients. Final Report. /JRC, C. Addabbo, B. Worth, 1990, Nr.4333.
  74. Программа экспериментальных исследований на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, ВНИИАЭС ЭНИЦ, 2001, стр.77
  75. F. D’Auria, Н. Karwat. OECD/CSNI state-of-the-art-report oh thermalhy-draulics of emergency core cooling systems. Experimental programs. Pisa University report NT 138(89), 1989.
  76. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis, NUREG-1230R4, April 1987
  77. T. Kervinen, H. Purhonen, T. Haapalehto, „REWET-II and REWET-III facilities for PWR LOCA experiments“ VTT Technical Note 929, Espoo, January 1989.
  78. H. Purhonen, J. Miettinen, „PACTEL-Parallel Channel Test Loop General Description for ISP“, Technical Research Centre of Finland, Nuclear Engineering Laboratory Technical report № 9/91, Lappeenranta 1991.
  79. Gy. Ezsol, L. Szabados, I. Trosztel, „PMK-2. Experimental Study on Steam Generator Behavior“, Third International Seminar on Horizontal Steam Generators, Lappeenranta 1995.
  80. A.Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, „SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research“. Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66−87.
  81. Верификация программных средств применительно к ВВЭР и РБМК. Данные по стандартной проблеме ВВЭР. МЦЯБ, отчет инв. № WO № 974 066 401,. стр. 139, Руководитель В. Н. Блинков, Москва, 1998 г.
  82. Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности 320.00.00.00.000Д61. ГКАЭ ОКБ „Гидропресс“, 1987 г.
  83. Е.Н. Виденеев, В. А. Волков, С. О. Кольцов, Вероятностный анализ безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000 в режимах течи первого контура//Теплоэнергетика. 1992. № 10. стр. 12−16.
  84. Б.И. Нигматулин, Е. Н. Виденеев, В. В. Землянухин, Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР //Теплоэнергетика. 1988. № 12. стр. 24−28.
  85. Б.И. Нигматулин, Динь Чук Нам, Р. Х. Хасанов, Вопросы теплогидрав-лики парожидкостных потоков в анализе безопасности ядерных водоох-лаждаемых реакторов. Препринт ЭНИЦ № 001/92. Электрогорск: ЭНИЦ, 1992.
  86. Б.И. Нигматулин, Динь Чук Нам, Р. Х. Хасанов, Методологические аспекты теплогидравлического анализа безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Теплоэнергетика. 1993. № 8. стр. 36-г41.
  87. Д.А. Лабунцов Физические основы энергетики, Избранные труды, Издательство МЭИ, М. 2000, стр. 386
  88. M. Ishii, I. Kataoka „Scaling laws for thermalhydraulic system under single phase and two-phase natural circulation“ Nucl. Eng. Des. Vol. 81, p. 411−425, 1984
  89. D’Auria „Conceptual design of a PWR experimental simulator“. Int. Conf. On safety and advancements of nuclear power plant, Varna (BG), October 6−10, 1986
  90. Автоматизированная система управления технологическими процессами полномасштабного стенда безопасности с реактором ВВЭР-1000. Описание системы классификации и кодирования (ИО П 7).
  91. Геометрические характеристики элементов стенда ПСБ-ВВЭР, Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС- Руководитель И. В. Елкин- инв. № 2.430.- Электрогорск, 2002.- стр.217
  92. I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin at all, 8-th International Conference on Nuclear Engineering ICONE8, April 2−6, 2000, Baltimore, USA, Track 7, paper 8184.
  93. Российская стандартная проблема безопасности № 1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2.4% из выходной камеры реактора (заключительный отчет. 3.433).
  94. Российская стандартная проблема безопасности № 2 (СПБ-2) на стенде ИСБ-ВВЭР. Течь 11% из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов. Отчет инв. № 2.468, ВНИИАЭС ЭНИЦ, 2000 г.
  95. Российская стандартная проблема безопасности № 3 (СПБ-3) на стенде ИСБ-ВВЭР. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах, (заключительный отчет), 2002 г.
  96. An Experimental investigation of 1% SBLOCA on PSB-VVER test facility. I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin at all. Annual meeting on Nuclear Technology 2001, 15−17 may 2001. Dresden, Germany, p. 121
  97. V. Proklov, S. Pylev, A. Moskalev, A. Devkin, I. Elkin, RELAP Certification Plan for VVERs and RBMKs. Report, NSI RRC KI, 1998.
  98. Оценка влияния масштабного фактора. Отчет ИПБИЯЭ РНЦ „Курчатовский Институт“, инв. № инв. 90−12/1−13−00, Декабрь 2000 г., стр. 88
  99. V.G. Asmolov, I.V. Yolkin, L.L. Kobzar. The effect of gas dissolved in the water on heat transfer coefficient in nuclear reactors. Heat Transfer Soviet Research 21, pp. 810−819, 1989
  100. E.H., Елкин И. В., Липатов И. А. и др. Эксперимент с течью теплоносителя из выходной камеры смешения, выполненный на стенде. Теплоэнергетика № 12, 2001 г., стр. 18−21.
  101. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР в поддержку работ по верификации теплогидравлических кодов. Липатов И. А., Дремин Г. И., Галчанская С. А., Гудков В. И., Никонов С. М., Ровнов А. А., Капустин
  102. А.В., Чалых А. Ф., Антонова А. И. (ЭНИЦ ВНИИАС, Электрогорск), Елкин И. В. (РНЦ „Курчатовский институт“, Москва). 3-я научно-техническая конференция „ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР“, Подольск, 26−30 мая 2003 г. стр. 101−110
  103. М.П., Прошутинский А. П., Столяров Е. В., Нигматулин Б. И. Первая российская Стандартная Проблема Безопасности (СПБ-1) на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР. // Теплофизика 95. Обнинск. 21−24 ноября 1995 г. Т. 3. стр. 80−87.
  104. Gashenko I., Kouznetsov V. The Post-Test Calculation of 2,4% Break Loca Test at the Integral Test Facility ISB-WWER using the Thermalhydraulic Code RELAP5. //"Jahrestagung Kerntechnik'99». Karlsruhe. 1999. p. 121−124.
  105. Ю.А., Чернов И. В., Юдов Ю. В. Опыт и результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР в процессе выполнения стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2. // Теплофизика 98. Обнинск, 26−29 мая 1998 г. Т.2 стр. 233−242.
  106. Ю.А., Волкова С. Н., Юдов Ю. В. и др. Верификация РК КОРСАР на интегральных теплогидравлических стендах и на АЭС с ВВЭР. // Теплофизика 2001. Обнинск, 29−31 мая 2001 г. стр. 137−139.
  107. БАГИРА Теплогидравлический расчетный код. Верификация кода БА-ГИРА на интегральных стендах. Верификационный отчет ФГУДП ВНИИАЭС, том 4, 2002 г.
  108. A. Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, «SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research». Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66−87.
  109. Верификация кода КОРСАР на результатах экспериментов на стенде ПСБ-ВВЭР. Верификационный отчет ИПБ ЯЭ РНЦ КИ, инв. № 90−12/0106−03,2003 г. стр. 114
  110. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечивающие верификацию теплогидравлических кодов / Гашенко М. П., Липатов И. А., Елкин И. В. и др. // Теплоэнергетика. 2002.-№ 11. С.49−55
  111. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР / Блинков В. Н., Гашенко М. П., Мелихов О. И., Ёлкин И. В. //Атомная энергия. 2003.-Т.95 Вып.5 — С.354−359.
  112. A. Annunziato, С. Addabbo, G. Briday, R. at all. «SMALL BREAK LOCA COUNTER TEST IN THE LSTF, BETHSY, LOBI and SPES TEST FACILITIES», NURETH 5, 1991. p. 1570.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!