Махин В.М., Подшибякин А.К.
Рассматриваются явления, которые согласно определениям по
МАГАТЭ и НП-001-15 обладают признаками «порогового эффекта»: деградация
защитного барьера – оболочек твэлов как в режиме поверхностного кипения с
осаждением примесей и боратов на ее поверхности и нагревом оболочек, так и в
режиме кризиса теплообмена на поверхности твэлов. Несмотря на то, что первое
явление было ранее неизвестно, принятыми в проекте решениями (прежде всего
уточнением водно-химического режима) безопасность энергоблока обеспечена. Режим
с кризисом теплообмена изучен, в проекте реакторной установки приняты меры, не
допускающие кризис при нормальной эксплуатации и при эксплуатации с
отклонениями. Очевидна и защита от кризиса теплообмена снижением мощности
реактора в результате работы систем регулирования и срабатыванием аварийной
защиты. Явления не реализуются до состояния «порогового эффекта» и
предотвращаются на начальных этапах рассматриваемых процессов. Для реактора
малых размеров c дисперсионным топливом возможна самозащита реактора –
частичное вымывание топлива в местах с локальным кризисом теплообмена с
введением отрицательной реактивности и с последующим снижением мощности и
прекращением кризиса.
1. Безопасность атомных электростанций: проектирование. Вена,
МАГАТЭ, 2016, STI/PUB/1715. 116 с. Доступно на:
https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1715_R_1rev1_web.pdf (дата
обращения 09.11.2021).
2. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных
станций. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии.
Комментарии к ФНП (РБ-152-18).
3. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка,
производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Кн. 1. М.: Энергоатомиздат, 1995. 320 с.
4. Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Березина И.Г., Гаврилов А.В. Влияние
эксплуатационных и водно-химических параметров на отложения продуктов коррозии
на поверхностях твэлов. Труды
VII МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2011. Доступно на:
http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-068.pdf
(дата обращения 09.11.2021).
5.
Optimization of Water Chemistry to Ensure
Reliable Water Reactor Fuel Performance at High Burnup and in Ageing Plant
(FUWAC). IAEA-TECDOC-1666.Vienna, IAEA, 2011 8.7.
AOA and CIPS,
р. 93–97. Доступно на: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1666_web.pdf
(дата обращения 09.11.2022).
6. Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Березина И.Г., Гаврилов А.В. Особенности массопереноса и
формирования отложений в активной зоне АЭС с ВВЭР без высокотемпературных
фильтров. Труды VIII МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».
Подольск, 2013. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2013/documents/mntk2013-089.pdf
(дата обращения 09.02.2022).
7. Bennett P., Beverskog B., Suther R. Halden
In-Reactor Test to Exhibit PWR Axial Offset Anomaly. United States,
2004. Доступно на: https://www.osti.gov/servlets/purl/837201
(дата обращения 09.11.2021). DOI: 10.2172/837201.
8. Jim Henshaw, John C McGuire and Howard E Sims et al. The
Chemistry of Fuel Crud Deposits and
Its Effect on AOA in PWR Plants. 2006. Доступно на: https://www.nrc.gov/docs/ML0633/
ML063390145.pdf (дата обращения 09.11.2021).
9. Забелин А.И., Гордиенко Н.И., Святышева Т.С. Влияние борной кислоты на
жесткость теплоносителя кипящего реактора. Симпозиум СЭВ «Водные режимы
водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства
снижения радиационной опасности теплоносителей». ГДР Гера, 10–16 ноября
1968, с. 90–94.
10. Зенкевич Б.А.,
Козлов В.Я., Кочетков Л.А., Песков О.Л. Кризис теплоотдачи в реакторе. Атомная
энергия, 1969, т. 27, вып. 5, с. 391–396.
11. Бобров С.Н. Методики
и результаты реакторных исследований твэлов для обоснования безопасности
эксплуатации исследовательского реактора СМ-2. Автореферат дисс. канд. тех.
наук. Нижний Новгород, 2004. 24 с.
12. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин В.М., Спиридонов Ю.Г. и др. Опыт эксплуатации и
работоспособность твэлов высокопоточного реактора СМ-2. Сборник докладов
Пятой Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Т. 1,
ч. 2. Топливо, твэлы и поглощающие материалы. Димитровград: ГНЦ РФ
НИИАР, 1998, с. 10–19.
13. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин В.М., Спиридонов Ю.Г. Изучение поведения твэлов реактора СМ
в режиме кризиса теплоотдачи. Труды международной конференции «Теплофизические
аспекты безопасности ВВЭР: Теплофизика-98». Обнинск: ФЭИ, 1998, т. 1,
с. 411–417.
14. Бобров С.Н., Алексеев А.В., Махин В.М., Святкин М.Н. О характеристиках твэла
исследовательского реактора СМ в режимах с кризисом теплообмена. Сборник
трудов. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2004. Вып. 2, с. 22–26.
15. Кириллов П.Л. Современные пути развития теории кризиса теплообмена при кипении в каналах. Труды
Физико-энергетического института. М.: Атомиздат, 1974. с. 242–262.
16. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А.С. Теплопередача. М.: Энергия, 1975, с. 322–328.
17. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А., Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках. Сборник
докладов межотраслевой конференции «Теплофизика-89», 21–23 ноября
1989. Обнинск, 1992, с. 90–94.
18. Guidance for the Application of an Assessment Methodology for
innovative Nuclear Energy Systems. IAEA-TECDOC-1575,
Rev. 1. Vienna, IAEA, 2008. 153 p.
19. Кочетков Л.А. Первые белоярские. Доступно на: http://www.atominfo.ru/newsh/o0800.htm (дата
обращения 09.11.2021).
20. Кочетков Л.А. К истории первой очереди Белоярской АЭС. История атомной энергетики Советского
Союза и России. Вып. 1. М.: ИздАт, 2001. с. 117–133.
21. Considerations on the application of the IAEA safety requirements
for the design of nuclear power plants. IAEA-NECDOC–1791, Vienna,
IAEA, 2016. Доступно на: https://www-pub.iaea.org/MTCD/
Publications/PDF/TE-1791_web.pdf (дата обращения 09.11.2021).
