WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 

Исследование в реакторе мир поведения твэлов ввэр-1000 в условиях, моделирующих ii и iii стадии проектной аварии большая течь

На правах рукописи

Киселева Ирина Владимировна

ИССЛЕДОВАНИЕ В РЕАКТОРЕ МИР ПОВЕДЕНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР-1000

В УСЛОВИЯХ, МОДЕЛИРУЮЩИХ II И III СТАДИИ

ПРОЕКТНОЙ АВАРИИ «БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ»

Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации

на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Димитровград – 2010

Работа выполнена в открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г.Димитровград, Ульяновской области.
Научный руководитель доктор технических наук Калыгин Владимир Валентинович
Официальные оппоненты
Доктор технических наук, профессор Грачев Алексей Фролович
Кандидат технических наук Павшук Владимир Александрович
Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ»
Защита состоится........... 2011 года на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».
Автореферат разослан «____»_____________2011г.
Учёный секретарь диссертационного совета Доктор технических наук, профессор Мадеев Виктор Георгиевич

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», направлена на создание экономически эффективных, надежных и безопасных атомных станций, конкурентно способных в сравнении с другими источниками энергии. Программой предусмотрено продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство АЭС нового поколения с повышенными эксплуатационными характеристиками и высоким выгоранием топлива.

Особенностью современного этапа развития атомной энергетики является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, что однозначно приведет к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для решения этой задачи используются как расчетные, так и экспериментальные методы исследований свойств и состояния барьеров безопасности.

Особое внимание должно быть уделено изучению процессов, происходящих в активной зоне реактора при нарушениях режимов нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях. При этом важны как исследования отдельных явлений, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных испытаний твэлов и ТВС в режимах проектных аварий.

Одной из наиболее опасных по последствиям для активной зоны реактора ВВЭР (в особенности, по радиационным последствиям) является авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода первого контура. Это связано с возможным частичным или полным осушением активной зоны, перегревом, формоизменением и разгерметизацией оболочек твэлов, выходом активности в здание реактора и, возможно, за его пределы.

Разрыв трубопровода максимального диаметра (Dу850мм) классифицирован как максимальная проектная авария («Большая течь»).

Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах с потерей теплоносителя уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику. Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» (LOCA) за рубежом были созданы специализированные реакторные установки (LOFT и PBF в США), либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды (во Франции, Германии, Японии и других странах). Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива при таких авариях были получены именно в реакторных интегральных экспериментах, в которых наиболее полно были воспроизведены реалистичные условия на многоэлементных пучках твэлов. Однако, отличия в конструктивных особенностях российских и зарубежных реакторов, в технологии изготовления топлива и твэлов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующего анализа использовать результаты проведенных исследований и расчетов по зарубежным расчетным кодам для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов.

Отечественные экспериментальные работы по исследованию поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя на нереакторных электрообогреваемых стендах проводили в ОКБ «Гидропресс», ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. На одиночных образцах и пучках электрически обогреваемых имитаторов твэлов исследовано окисление материалов оболочек. С использованием свежих и облученных оболочек твэлов ВВЭР моделировали первую стадию аварии и повторный залив активной зоны, измеряли интегральную температуропроводность облученных твэлов, изучали раздутие оболочек твэлов и степень перекрытия проходного сечения ТВС.

Цикл реакторных испытаний твэлов и фрагментов ТВС ВВЭР по программе «Малая течь» выполнен в НИИАР на петлевой установке (ПУ) ПВП-2 реактора МИР. В экспериментах моделировали конечное состояние активной зоны реактора при некомпенсированной утечке теплоносителя, которое характеризуется наличием границы раздела водяной и паровой фаз теплоносителя. Основная цель работы заключалась в изучении изменений свойств материалов активной зоны, в оценке радиационных последствий при разгерметизации твэлов и в получении экспериментальных данных для верификации расчетных кодов.

Успешный опыт проведения этих экспериментов послужил основой для перехода к исследованиям поведения твэлов при разрыве трубопровода максимального диаметра. По результатам прогнозных расчетов такая авария протекает в три стадии. Причем на первой стадии происходит разогрев твэлов со скоростью сотни градусов в секунду, на второй – 1 …3 градуса в секунду. Третья стадия - расхолаживание твэлов. Давление под оболочками твэлов на второй и третьей стадии аварии больше давления теплоносителя. Поэтому в экспериментах «Большая течь», в первую очередь, изучают процессы, связанные с деформацией оболочек, которая приводит к уменьшению проходного сечения ТВС и возможному стимулированному этим дальнейшему разогреву твэлов.

В настоящее время проводят испытания с моделированием условий, характерных для второй и третьей стадии аварии, которые представляют самостоятельный интерес, так как именно на второй стадии прогнозируется наибольшее число разгерметизировавшихся твэлов. Этому и посвящена настоящая работа.

Цель работы - получение экспериментальных данных о поведении укороченных твэлов ВВЭР-1000, в том числе с высоким выгоранием топлива, в составе тепловыделяющей сборки в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая Течь».

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

  • разработка температурного сценария, алгоритма проведения реакторного эксперимента и определение режимов испытания;
  • разработка состава и конструкции экспериментальной ТВС (ЭТВС), определение объема и номенклатуры средств измерения;
  • подготовка и проведение реакторного эксперимента;
  • посттестовая обработка результатов измерения и на основе полученных данных разработка практических рекомендаций по расчетному обоснованию реакторных экспериментов «Большая течь».

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

1.Разработаны температурный сценарий, алгоритм эксперимента и технические средства, которые позволили впервые в интегральном реакторном эксперименте в ПУ ПВП-2 реактора МИР реализовать условия испытания фрагмента ТВС ВВЭР-1000, характерные для II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Впервые в интегральном реакторном эксперименте получены экспериментальные результаты, которые в совокупности с данными посттестовых материаловедческих исследований, позволили получить информацию о поведении твэлов в составе 19-элементного фрагмента ТВС реактора ВВЭР-1000, включающего твэлы с выгоранием ~50 МВтсут/кгU, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь».

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторного эксперимента. Все расчеты условий испытаний проведены по аттестованным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе ЭТВС и подтверждена данными посттестовых материаловедческих исследований.

Практическая ценность работы:

1.Поставленные и решенные автором в рамках данной работы задачи позволили разработать температурный сценарий, алгоритм эксперимента, создать специальное оборудование и провести испытание в реакторе МИР многоэлементного фрагмента ТВС ВВЭР-1000 с целью получения экспериментальных данных о поведении твэлов ВВЭР (в том числе с высоким выгоранием топлива) в условиях II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при лицензировании топлива.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- третьей Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2003);

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003);

- научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (Сосновый Бор, 2004);

- международной конференции "2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting", (Kyoto, 2005);

- международной конференции «Ad-hoc LOCA meeting». (Le Seine Saint-Germain, France, 2006);

- восьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 10 работ, в том числе, 4 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен весь необходимый объем предтестовых расчетов, обосновывающих возможность реализации эксперимента;

- разработаны сценарий и алгоритм эксперимента, устройство для испытания, необходимый объем и схема размещения внутриреакторных датчиков в экспериментальном устройстве;

- разработана программа и проведен реакторный эксперимент, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов – труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н. Шулимов, А.В. Алексеев; посттестовых исследований - А.В. Горячев, А.М. Святкин. Нейтронно-физические расчеты выполнены совместно с А.В. Алексеевым. В подготовке эксперимента участвовали А.В. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ), В.П. Семишкин (ОКБ Гидропресс).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Сценарий и алгоритм проведения реакторного эксперимента.

2. Конструкция ЭТВС для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

3. Результаты теплофизических и нейтронно-физических расчетов в обоснование условий и безопасности испытания.

4. Экспериментальные результаты испытания 19-ти элементной ТВС, содержащей укороченные твэлы ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь»

5. Результаты посттестового расчетного анализа данных эксперимента.

Структура и объем работы

Диссертационная работа изложена на 132 страницах текста, включая 80 рисунков, 18 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 58 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Приведен краткий аналитический обзор экспериментальных исследований поведения топлива в аварии с потерей теплоносителя, проводимых за рубежом и в нашей стране, с точки зрения конструктивного исполнения экспериментального оборудования, возможных режимов испытаний, методических подходов к обеспечению требуемых параметров эксперимента и изучаемых явлений.

Для реакторов PWR и BWR с помощью данных, полученных в интегральных реакторных испытаниях, дополненных результатами параметрических экспериментов по изучению отдельных явлений и свойств, а также расчетных исследований, выработаны критерии безопасности, обоснована безопасность установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрена концепция разумного консерватизма.

К особенностям современного этапа развития исследований в условиях проектных аварий следует отнести широкое международное сотрудничество (проект Halden объединяет более 100 организаций из 18 стран - США, Японии, Канады, европейских стран), развитие расчетных методов анализа аварий и создание кодов улучшенной оценки.

Экспериментальные данные, полученные на нереакторных стендах ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др., использованы для изучения формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива, оценки возможности прогнозирования развития данного аварийного процесса. Они позволили в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для расчетного анализа аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000.

Для проведения реакторных испытаний твэлов и фрагментов ТВС ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя было решено использовать находящуюся в эксплуатации ПУ ПВП-2 реактора МИР.

В процессе подготовки экспериментов «Малая течь» с участием автора была разработана методика достижения расчетных температурных режимов, предложена конструкция экспериментальной ТВС, состоящая из 19 необлученных твэлов. Успешное проведение серии экспериментов позволило приступить к выполнению исследований по следующей по сложности программе – «Большая течь», основными задачами которой являются:

- обоснование возможности проведения испытания в модельном режиме в условиях достаточной статистики, используя твэлы с высоким выгоранием топлива;

- изучение формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива необлученных и рефабрикованных твэлов,

- получение данных о степени перекрытия проходного сечения теплоносителя, влияния дистанционирующих решеток на процесс деформации;

- получение экспериментальных данных, которые необходимы для верификации кодов, применяемых для расчетов при лицензировании топлива.

Анализ показал, что основные принципы, ранее заложенные в методике и конструкции облучательного устройства, могут быть использованы при подготовке и проведении экспериментов по программе «Большая течь» ВВЭР.

Однако наличие особенностей поведения твэлов в рассматриваемых условиях (изменение направления перепада давления в твэле и связанное с этим формоизменение оболочки, отличие температурного сценария, повышенная скорость нагрева оболочки) потребовало доработки методики проведения эксперимента. Стала очевидной необходимость внесения изменений в конструкцию ЭТВС, применения дополнительных средств измерения параметров экспериментальных твэлов и ТВС, проведения дополнительных расчетных исследований.

Первая глава диссертации посвящена анализу особенностей протекания аварии «Большая течь» и исследованию возможности постановки эксперимента в реакторе МИР.

Переходный процесс (рисунок 1) условно можно разделить на три стадии.

Первая стадия с быстрым изменением параметров теплоносителя и твэлов. Снижение давления, прекращение циркуляции теплоносителя через активную зону приводят к ухудшению теплоотвода от нее, возникает кризис теплообмена на поверхности твэлов и начинается быстрый рост температуры оболочек твэлов.

Вторая стадия - стадия повторного залива активной зоны реактора. В соответствии с прогнозными расчетами на второй стадии развития аварии в активной зоне реактора образуется граница фаз среды с образованием парового пространства в верхней части ТВС. Время нахождения верхней части твэлов в паровой среде более 300с. Температура оболочки повышается до 850 – 900оС, что приводит к ее раздутию. Перекрытие проходного сечения кассеты может привести к дальнейшему ухудшению охлаждения твэлов и развитию аварии. Этот фактор является одним из основных для изучения в реакторном эксперименте.

Третья стадия - стадия длительного расхолаживания активной зоны реактора. Характер изменения давления в твэлах с различной исходной мощностью и с различным выгоранием представлен на рисунке 2.

В эксперименте “Большая течь” на ПУ ПВП-2 реактора МИР воспроизводятся параметры, характерные только для II и III стадий аварии, где скорость их изменения относительно невысока (1…1,2 оС/с).

Наибольший интерес для исследования представляют твэлы с исходной относительной мощностью 1.2 < Kr 1.4 и максимальной линейной мощностью 330…390Вт/см, так как они накапливают существенные окружные деформации оболочек и образуют представительную группу твэлов в активной зоне (около 30% от общего количества). Для изучения поведения твэлов этой группы разработан температурный сценарий эксперимента (рисунок 3).

Исходная температура начала эксперимента - 500 оС,

с 500 оС до 700 оС - 3-4 мин,

с 700 оС до 850 оС - 2-2,5мин,

с 850 оС до 600 оС - 1-2 мин,

при достижении 600 оС - останов реактора стержнями АЗ и длительное расхолаживание расходом воды с температурой до 100 оС.

В качестве основного управляющего параметра при моделировании температурного режима в эксперименте предложено использовать мощность реактора. Давление и расход теплоносителя при этом не изменяются. Методика достижения конечного состояния ЭТВС, при котором в пучке твэлов образуется граница раздела фаз среды, основана на создании малого расхода теплоносителя (7-11г/с) в герметичном контуре ПУ при низком уровне мощности ТВС, близком к остаточному тепловыделению в штатной ТВС ВВЭР. Узел создания и регулирования малых расходов теплоносителя выполнен в виде протяженного змеевика 4х1мм длиной 25м и диаметром навивки 200мм.

Алгоритм проведения эксперимента, разработанный с учетом минимизации величины мощности ЭТВС, исключения кризиса I рода на твэлах на участках I и II температурного сценария (рисунок 3), управляемости переходным процессом при воспроизведении заданной динамики изменения температуры твэлов, минимального воздействия на работу реактора, включает следующие этапы:

- Предварительное облучение ЭТВС.

- Режим II стадии аварии “Большая течь”:

- разогрев контура петли;

- уменьшение расхода теплоносителя до расчетной величины 7…11г/с;

- выпаривание теплоносителя в подъемном участке и верхней части ЭТВС;

- воспроизведение заданного температурного режима на твэлах.

- Быстрое снижение мощности ЭТВС (реализуется вводом стержней АЗ в активную зону) с последующим восстановлением расхода теплоносителя через канал и длительное расхолаживание ЭТВС (III стадия аварии “Большая течь”).

Для обоснования возможности проведения эксперимента выполнен необходимый объем расчетных исследований по определению режимов испытания ЭТВС и управлению параметрами, в том числе:

- расчетное моделирование температурных режимов;

- определение графика изменения мощности ЭТВС для реализации прогнозируемой динамики изменения параметров твэлов и ТВС;

- расчетные исследования пространственного распределения энерговыделения в ЭТВС.

Результаты вариационных расчетов по коду ТЕЧЬ-М-97 (модуль КАНАЛ) для второго этапа эксперимента представлены на рисунке 4.

Определен диапазон изменения параметров реактора МИР для реализации всех этапов эксперимента. Температурный сценарий может быть обеспечен по восходящей ветви путем непрерывного подъема мощности реактора со скоростью (0,4…0,5)% /с, по нисходящей ветви – уменьшением мощности со скоростью (0,5…0,6)% /с.

Важным условием при подготовке и проведении эксперимента является обеспечение минимальной неравномерности энерговыделения по сечению пучка. В этом случае все твэлы попадают в режим перегрева, что улучшает качественные показатели эксперимента, в том числе и статистику. Достигалось это профилированием обогащения топлива в свежих твэлах, которое было снижено до 2,4%, что соответствует концентрации делящихся нуклидов (с учетом 239Pu) в выгоревшем до 50 МВтсут/кгU топливе. Кроме того, вокруг петлевого канала были размещены рабочие ТВС реактора МИР со свежим топливом, и все ближайшие к петлевому каналу органы регулирования полностью извлекали из активной зоны. В результате коэффициент неравномерности энерговыделения не превысил значения 1,1 (рисунок 5).

Таким образом, проведение интегральных реакторных экспериментов в реакторе МИР обусловлено возможностью:

- реализации требуемых условий испытаний,

- моделирования динамических процессов с изменением по заданному сценарию параметров теплоносителя и твэлов,

- использования сложных экспериментальных устройств с обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений.

Во второй главе приведены результаты модернизации и методической доработки конструкции экспериментального устройства применительно к программе «Большая течь».

Для выполнения исследований по программе «Большая Течь» автором были разработаны и применены технические предложения по усовершенствованию конструкции ЭТВС, которые обеспечивают возможность решения поставленной задачи. Схема экспериментального устройства представлена на рисунке 6.

Стесненность условий позволила ввести в состав ЭТВС максимально три рефабрикованных твэла (РФТ). Но и это потребовало существенной доработки конструкции, связанной с необходимостью их дистанционной установки в экспериментальное устройство в условиях защитной камеры. В частности, в ЭТВС введены направляющие трубки, пробки с цанговым захватом и втулкой для установки неинструментованных РФТ в решетку и ограничения их вертикального перемещения. Предусмотрено также загрузочное устройство для установки центрального РФТ с термоэлектрическим преобразователем (ТЭП) в центре топливного сердечника и подсоединения удлинительных кабелей.

В экспериментальном устройстве изменены координаты установки дистанционирующих решеток. Расположение решеток выбрано таким образом, чтобы в зоне максимальной температуры твэлов они не препятствовали процессу деформирования оболочек. Влияние дистанционирующих решеток на процесс деформирования оболочек предполагалось определить в сечениях в непосредственной близости к границе зоны осушения в пучке твэлов.

Объем и схема размещения датчиков контроля параметров твэлов и ЭТВС (рисунок 7) выбраны таким образом, чтобы, используя полученную в процессе эксперимента информацию, можно было по реперным точкам расчетным путем восстановить в достаточном объеме условия испытания.

ЭТВС оснащена датчиками температуры и давления:

- 12 ТЭП для измерения температуры оболочки – по три на четырех твэлах в зоне горячего пятна;

- три ТЭП для измерения температуры центра топливного сердечника – по одному в двух твэлах со свежим топливом и в рефабрикованном твэле, установленном в центре экспериментальной ТВС;

- три датчика давления газа под оболочкой – на трех твэлах со свежим топливом;

- по одному ТЭП в области перегрева на оболочках твэлов с датчиком давления;

- три ТЭП для измерения температуры теплоносителя – один на входе в пучок твэлов, два на выходе.

Штатными измерительными системами ПУ регистрировались расход и давление теплоносителя, температура теплоносителя на входе и выходе из канала.

Для сбора, регистрации и отображения в реальном масштабе времени измеряемых параметров показания всех датчиков экспериментального устройства и штатных измерительных систем петлевой установки заведены в быстродействующую систему АСНИ. Ее возможности позволяют регистрировать информацию с частотой до 10 Гц, что особенно важно при проведении испытаний с быстропротекающими процессами.

Разработана конструкция экспериментальных твэлов на основе результатов расчетных исследований, определивших величину свободного объема и исходного давления в твэлах. Минимальное давление в первом контуре, при котором может работать петлевая установка, составляет 1,3 – 1,7 МПа, что значительно превышает остаточное давление в ВВЭР-1000 при аварии «Большая течь». Поэтому для создания модельного перепада давления на оболочке 5,5–6 МПа исходное давление гелия под оболочкой должно составлять 2,7 МПа.

Проведено расчетное исследование отклонения показаний ТЭП от истинного значения температуры с целью выбора способа крепления ТЭП к поверхности оболочки. Аналогичные результаты получены и для ТЭП в центре топливного сердечника.

Для корректного определения мощности ЭТВС на каждой стадии эксперимента, проведено расчетное исследование теплообмена между подъемным и опускным участками экспериментального канала, выполненного по типу канала Фильда, определены потери тепла в бассейн реактора. Расчетные значения потери тепла через разделитель потока составляют: в номинальном режиме 3%, в режиме "Большая течь" – 4% от мощности ЭТВС. Несмотря на более высокую температуру теплоносителя в режиме «Большая течь» (до 600оС по сравнению с 180оС в номинальном режиме) значения тепловых потерь близки, что объясняется снижением перетока тепла из подъемного участка в опускной при заполнении внутренней полости в разделителе потока водяным паром. Потери тепла в бассейн реактора, обусловленные конденсацией пара на внутренней поверхности узла уплотнения подвески, составляют 10…15% от мощности ЭТВС в режиме "Большая течь".

В третьей главе представлены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС на всех стадиях испытания.

На рисунках 8 и 9 приведены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС в режиме II и III стадии аварии «Большая течь». 0 на временной шкале соответствует моменту начала реализации температурного сценария.

Из рассмотрения экспериментальных данных следует:

- скорость разогрева твэлов от температуры 500600оС до максимального значения составила 11,2оС/с, что соответствует сценарию эксперимента;

- по результатам измерения давления газа под оболочкой зарегистрирована разгерметизация твэлов в ячейках 7, 9 и 13. Зарегистрированы время до разгерметизации оболочки, давление газа и температура оболочки при разгерметизации твэла в ячейке 7.

В результате посттестовых материаловедческих исследований ЭТВС определены степень и характер деформации оболочек (рисунки 10 и 11), блокировка проходного сечения теплоносителя (таблица 1); относительное энерговыделение в топливе по сечению пучка; степень и характер окисления оболочек по высоте и поперечному сечению активной части ЭТВС.

Таблица 1 – Блокировка проходного сечения 19-твэльного пучка, %

Координата, мм
650 710 750 790 830 870 910 950 970
Нижняя граница диапазона 0 0 1.9 9.3 19.1 19.5 15.7 4.0 0
Верхняя граница диапазона 0 0 2.7 12.8 24.6 25.6 21.5 4.5 0

Диаметр оболочек изменился в пределах зоны осушения сборки на участке 750–950 мм по высоте активной части твэлов. Максимальное относительное значение блокировки проходного сечения находится в интервале 20-30%. Такая величина перекрытия проходного сечения не приводит к снижению охлаждаемости пучка твэлов в целом.

Не обнаружено существенного отличия деформации оболочек рефабрикованных твэлов от оболочек неинструментованных «свежих» твэлов.

Дистанционирующие решетки оказывают существенное влияние на охлаждение ТВС. На это указывает резкое снижение деформации оболочек перед четвертой дистанционирующей решеткой и полное отсутствие деформации оболочек под решеткой.

В результате исследований толщины оксидной пленки на наружной и внутренней поверхности оболочек установлено, что деформация оболочек приводит к неоднородному окислению наружной поверхности. Вблизи зоны разгерметизации толщина окислов на внутренней поверхности оболочек превышает толщину оксидной пленки на наружной поверхности.

Значения зафиксированных в эксперименте параметров не противоречат данным материаловедческих исследований твэлов и ЭТВС.

В четвертой главе показано соответствие параметров испытания заданному температурному сценарию. Рассмотрены методические аспекты обработки экспериментальных результатов.

Сравнение температурного сценария эксперимента с показаниями ТЭП на оболочках твэлов представлено на рисунке 12.

На заключительном этапе эксперимента имеет место удовлетворительное согласие измеренной температуры оболочки твэлов и температуры, определенной сценарием. Скорость изменения температуры оболочки на высотных отметках 562…757мм соответствует требованиям температурного сценария. Наблюдается более раннее в сравнении со сценарием вхождение оболочек твэлов в режим осушения на высотной отметке 887мм. Максимальные температуры большинства оболочек твэлов находятся в диапазоне 850…900оС, что также соответствует сценарию. На двух твэлах внутреннего ряда (ячейки 15 и 17) зафиксирована максимальная температура оболочки 945оС.

Значения перепада давления на оболочках экспериментальных твэлов (разница между измеренным давлением в твэле и давлением теплоносителя) находятся в пределах расчетного диапазона (рисунок 13).

Проведены посттестовые теплогидравлические расчеты и выполнено сравнение с результатами реакторного эксперимента. По сравнению с данными эксперимента имеет место более раннее наступление кризиса теплообмена и более высокие расчетные значения температуры оболочки на высотном участке 0,5…0,7 м.

Высказано предположение о том, что основной вклад в несовпадение расчетных и экспериментальных результатов вносят применяемые корреляционные соотношения для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе в область закризисной теплоотдачи. Некоторое повышение коэффициента теплоотдачи может быть связано: с парокапельным уносом жидкости с поверхности раздела фаз теплоносителя; наличием перетечки тепла через шестигранный чехол к теплоносителю в опускном участке, что оказывает влияние на охлаждение наружного ряда твэлов; со стеканием на твэлы конденсата, образующегося на более холодных поверхностях конструктивных элементов верхней части канала. Поскольку выделить вклад каждого фактора не представляется возможным, значение коэффициента теплоотдачи определяли с использованием измеренных температур теплоносителя и оболочек твэлов как отношение плотности теплового потока к перепаду температур в пограничном слое. Результаты приведены на рисунке 14.

Анализ полученных данных выявил следующие особенности:

- коэффициент теплоотдачи для твэлов наружного ряда на 20…30% выше, чем для твэлов внутреннего ряда;

- уменьшение коэффициента теплоотдачи по мере удаления от границы раздела фаз теплоносителя на 40…60% и приближение к значениям, рассчитанным по коду ТРАП.

Результаты расчета с использованием экспериментальных значений коэффициента теплоотдачи представлены на рисунке 15.

В дальнейшем, при расчете коэффициентов теплоотдачи в 19-ти элементной ТВС в подобных условиях испытаний рекомендуется введение уточняющего коэффициента К=эксп/расч (рисунок 16), учитывающего особенности конструкции ЭТВС и теплообмена в переходной области.

Используя зависимости изменения во времени основных параметров, полученные в результате реакторных испытаний, выполнен расчет температуры поверхности топливного сердечника при наличии локального вздутия оболочки. Расположение топливного сердечника с эксцентриситетом по отношению к оболочке после разгерметизации приводит к появлению неравномерности температуры по его периметру и некоторому повышению температуры в области разгерметизации. По результатам расчета при наличии эксцентриситета =0,5 (среднее значение, определенное по фотографиям шлифов поперечных сечений) между топливом и оболочкой неравномерность температуры по периметру наружной поверхности топливного сердечника составляет 60…70оС.

Важным результатом эксперимента является измеренное повышенное окисление внутренней поверхности оболочки, которая находилась при значительно меньшем времени контакта с перегретым паром, чем наружная поверхность.

Результаты расчета температуры оболочки в месте наибольшей толщины окисной пленки показали, что тепло, выделяющееся в экзотермической реакции окисления, приводит к повышению температуры, что может быть одной из причин повышенного окисления. В результате расчета получено значение температуры оболочки в месте максимальной толщины пленки 991оС.

Для определения массы прореагировавшего циркония в программном комплексе ТРАП используется эмпирическая формула:

;

где m – количество прореагировавшего циркония, мгZr/см2;

- время, с;

Т – температура, о К;

R – газовая постоянная R=8,314Дж/(моль·К);

А и В – коэффициенты.

Применение предложенных в литературе значений коэффициентов А и В приводит к занижению толщины окисной пленки по сравнению с измеренной. По-видимому, при их определении не учитывалось влияние на скорость образования пленки факторов реакторного облучения. Итерационные расчеты, выполненные с использованием полученных материаловедческих данных, позволили вычислить и рекомендовать новые значения коэффициентов: А = 6107; В = 2105.

Представленные результаты обработки экспериментальных данных позволяют получать в предтестовых расчетах при планировании и подготовке интегральных реакторных экспериментов по программе «Большая течь» реалистичные параметры испытания фрагментов ТВС ВВЭР.

Основные результаты работы

1. Проведенные расчетные исследования доказали принципиальную возможность реализации в реакторе МИР интегральных реакторных экспериментов, в которых моделируются условия работы твэлов ВВЭР-1000 на II и III стадиях аварии «Большая течь».

2. Разработан температурный сценарий и сформулированы условия, при которых он может быть реализован.

3. Предложен алгоритм проведения эксперимента, позволяющий избежать возникновения кризиса теплообмена на участках I и II температурного сценария (рисунок 3). Это достигнуто путем выделения отдельного этапа выпаривания среды из объема ЭТВС. Повторное смачивание и расхолаживание предложено осуществлять быстрым снижением энерговыделения и восстановлением расхода теплоносителя через канал.

4. Разработана конструкция ЭТВС, состоящая из 16 необлученных и 3 рефабрикованных твэлов, что необходимо для получения данных о поведении оболочек твэлов с высоким выгоранием топлива.

Предложены номенклатура и схема размещения датчиков контроля параметров ЭТВС и твэлов в процессе эксперимента, которые позволили по реперным точкам расчетным путем восстановить в достаточном объеме условия испытания экспериментальных твэлов в канале реактора. Инструментовка твэлов не изменила расчетные условия испытания твэлов.

5. В ходе реакторного эксперимента зафиксирована динамика изменения всех необходимых параметров и момент разгерметизации твэлов. Скорость роста температуры оболочек твэлов (1,0-1,2оС/с), достигнутая максимальная температура оболочки твэла (850-900оС) полностью соответствовали заданным значениям.

6. На основании полученных в результате посттестовых материаловедческих исследований данных о деформации оболочек твэлов в составе многоэлементной ТВС, сделан важный вывод о том, что в рамках достигнутых в реакторном эксперименте параметров не происходит потеря охлаждаемости твэлов, которая могла бы стимулировать дальнейшее развитие аварии.

7. В результате посттестовой обработки результатов измерения и расчетов по модулю КАНАЛ (код ТЕЧЬ-М-97 из программного комплекса ТРАП) получены более высокие по сравнению с экспериментом значения температуры оболочки, которые обусловлены применяемыми корреляционными соотношениями для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе от водного теплоносителя к паровому. Для этих условий рекомендованы полученные расчетно-экспериментальным путем повышающие коэффициенты для определения коэффициента теплоотдачи в переходной области.

8. С использованием зависимостей изменения во времени основных параметров, полученных в результате реакторных испытаний, выполнен расчет температуры поверхности топливного сердечника при наличии локального вздутия оболочки, которое приводит к появлению неравномерности температуры по периметру твэла и некоторому повышению температуры в области разгерметизации. Результаты расчета использованы для интерпретации данных посттестовых материаловедческих исследований.

9. Предложен механизм разогрева оболочки при разгерметизации твэла. Определена температура внутренней поверхности оболочки в области максимальной толщины окисной пленки, которая с учетом тепла экзотермической реакции окисления циркония может достигать температуры наружной поверхности топливного сердечника в месте разгерметизации. Это приводит к увеличению скорости окисления оболочки.

10. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена существенная задача: впервые получены экспериментальные данные о поведении твэлов ВВЭР-1000, в том числе с глубоким выгоранием топлива, в составе многоэлементной ЭТВС в условиях моделирования II и Ш стадии аварии «Большая течь». Данная информация необходима для обоснования работоспособности и безопасности эксплуатации топлива ВВЭР.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

  1. Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Результаты испытания в канале реактора МИР.М1 фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме МПА (II и III стадии)» «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», сборник докладов 3-й научно-технической конференции, 2003г, г.Подольск, т.6, с.105-109
  2. Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях МПА (Большая Течь) и проектной аварии с выбросом регулирующего органа. Возможность постановки интегральных экспериментов в исследовательском реакторе МИР». VII Российская конференция по реакторному материаловедению : сборник докладов.- Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2004-, т. 2, ч.3, стр.76-86.
  3. Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Расчетно-экспериментальное определение температуры твэлов в динамическом интегральном реакторном эксперименте «Большая течь-2» (БТ-2)» «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов.» Тез. докл. науч.-технич. семинара. (Сосновый Бор,4-8 октября 2004г.)/ НИТИ им. А.П.Александрова С.98-100
  4. Kiseleva I.V., Nechaeva O.A., Salatov A.V. et al. Estimation of Water-Water Energy Reactor Fuel Rod Failure in Design Basic Accidents. «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», Kyoto, Japan, 2-6 oct. 2005. Paper No1083, Track No 5. CD.
  5. Kiseleva I.V., Nechaeva O.

    A., Salatov, A.V. et al. Studies of VVER fuel rods behaviour under LOCA condition, current status. Ad-hoc LOCA meeting. NEA Headquarters, Le Seine Saint-Germain, 12,boulevard des Iles, 92130 Issy-les-Moulineaux, France. June 27th - 28th 2006.

  6. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии» Атомная энергия: 2007, т.103, вып.5., стр.286-291.
  7. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Киселева И.В., и др. «Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах» – Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с.83-91.
  8. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме МПА (II и III стадии)» VIII Российская конференция по реакторному материаловедению : сборник докладов.-Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2008- с.834-840.
  9. Калыгин В.В., Киселева И.В., Малков А.П., Шулимов В.Н. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя.// «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика», 2008, № 2, с. 58-65.
  10. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Киселева И.В. и др. Испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь»./ «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 4, 2009, с. 132-136.


 
Похожие работы:

«ОСТАНИН Андрей Юрьевич МОДЕЛИ И МЕТОДЫ ПЕРСПЕКТИВНОГО РАЗВИТИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЕЙ ОБЪЕДИНЕННЫХ ЭНЕРГОСИСТЕМ АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы Новосибирск – 2010 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет. Научный руководитель: доктор...»

«Мамонов Андрей Михайлович РАЗРАБОТКА ТЕХНИЧЕСКИХ, ЭКОНОМИЧЕСКИХ И ЭКОЛОГИЧЕСКИХ КРИТЕРИЕВ ПРИМЕНЕНИЯ СИСТЕМ ГЕНЕРИРОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ МАЛОЙ МОЩНОСТИ 05.14.01 – Энергетические системы и комплексы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Нижний Новгород 2006 Работа выполнена в Нижегородском государственном техническом университете на кафедре Электроэнергетика и электроснабжение. Научный руководитель: - доктор технических наук,...»

«БУШУЕВ Евгений Николаевич ИССЛЕДОВАНИЕ И МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ХИМИКО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ВОДООБРАБОТКИ НА ТЭС Специальность: 05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Иваново 2010 Работа выполнена на кафедре Химия и химические технологии в энергетике Государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования Ивановский...»

«СТЕПЕННОВ Дмитрий Борисович СОЗДАНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ центра технической поддержки объектов использования атомной энергии в ниц курчатовский институт Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва – 2012 Работа выполнена в Национальном исследовательском центре Курчатовский институт (НИЦ Курчатовский институт) (г. Москва)....»

«Репин Александр Львович ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАБОТЫ ПАРОВЫХ КОТЕЛЬНЫХ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ КОГЕНЕРАЦИОННЫХ УСТАНОВОК С ВИНТОВЫМ ДВИГАТЕЛЕМ Специальность 05.14.04- Промышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Краснодар-2006 Работа выполнена в Кубанском государственном технологическом университете. Научный руководитель: д-р техн. наук, профессор Гапоненко Александр Макарович Официальные оппоненты: д-р техн. наук,...»

«Журбенко Евгений Александрович исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва – 2011 Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре Курчатовский институт....»

«Смирнов Станислав Сергеевич ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ И ТЕХНОЛОГИИ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ГЕОТЕРМАЛЬНОЙ ЭНЕРГИИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АБСОРБЦИОННЫХ ТЕПЛОВЫХ НАСОСОВ Специальность 05.14.01 - Энергетические системы и комплексы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск, 2011 Работа выполнена на кафедре Теплогазоснабжение и экспертиза недвижимости федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования...»

«Чернобаева Анна Андреевна Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов Специальность 05.14.03- ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание степени доктора технических наук Автор Москва 2009 Работа выполнена в Институте реакторных материалов и технологий Российского научного...»

«Косов Андрей Викторович ПОВЫШЕНИЕ ЭНЕРГОЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПАРА НА ОСНОВЕ РАЗРАБОТКИ НОВЫХ КОНДЕНСАТООТВОДЧИКОВ Специальность: 05.14.04 - Промышленная теплоэнергетика А В Т О Р Е Ф Е Р А Т диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Саратов 2012 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Саратовский государственный технический университет имени...»

«ГРИНЬ Евгений Алексеевич Повышение рабочего ресурса э лементов тепло сило вого оборудования электроста н ций с учетом макроповреждаемости ме т алла (экспериментально-теоретические о с новы и метод о логия расчета) Специальность:05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты...»

«Тутундаев Михаил Леонидович МОНИТОРИНГ ПОТЕРЬ И КОЛИЧЕСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ В РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НА ОСНОВЕ БАЛАНСОВЫХ ЗОН ПО ДАННЫМ АИИС КУЭ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический...»

«РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ Игнатьев Виктор Владимирович Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание научной степени доктора технических наук МОСКВА, 2007 г. Работа выполнена в Российском научном центре...»

«УДК 662.997:537.22. НУРМАТОВ ШАВКАТ РАСУЛМАТОВИЧ РАЗРАБОТКА однозеркальных солнечных высокотемпературных технологических установок и технологии СИНТЕЗА КАРБИДОВ 05.14.08 - Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата...»

«Буй Мань Ту Исследование теплогидравлических процессов в автоколебательных насосах теплового действия применительно к системам тепло – и хладоснабжения Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук   Москва – 2010 Работа выполнена на кафедре Тепломассообменных процессов и установок Московского энергетического института (технического университета). Научный руководитель кандидат технических...»

«Латыпов Руслан Назымович ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ БЕРИЛЛИЯ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ ДО ВЫСОКОЙ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва, 2012 Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов (ОАО ГНЦ НИИАР) Научный...»

«ДУДНИК НАТАЛИЯ МИХАЙЛОВНА ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССА КОНДЕНСАЦИИ ВОДЯНОГО ПАРА ИЗ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ РАЗЛИЧНОГО СОСТАВА В КОЖУХОТРУБНЫХ ТЕПЛООБМЕННЫХ АППАРАТАХ Специальность: 05.14.04- “Промышленная теплоэнергетика” АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Москва – 2010. Работа выполнена на кафедре тепломассообменных процессов и установок Московского энергетического института (технического университета). Научный руководитель кандидат...»

«БОРДАНОВ Сергей Александрович разработка и применение к ИССЛЕДОВАНИ ю РЕЖИМОВ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА С ГРАФИЧЕСКИМ ИНТЕРФЕЙСОМ Специальность 05.14.02 –Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Чебоксары 2013 Работа выполнена на кафедре Электроснабжения промышленных предприятий им. А. А. Фёдорова Федерального государственного бюджетного образовательного...»

«РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ СТОЛЯРЕВСКИЙ АНАТОЛИЙ ЯКОВЛЕВИЧ Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание научной степени доктора технических наук МОСКВА, 2009 г. Работа выполнена в Российском научном центре Курчатовский институт Официальные оппоненты: доктор технических наук, Сметанников...»

«Василенко Владимир Александрович РАЗРАБОТКА МЕТОДИК РАСЧЕТА НЕСТАЦИОНАРНОЙ ГАЗОДИНАМИКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ В ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ И СИСТЕМАХ Специальность 05.14.04 – Помышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Краснодар – 2009 Работа выполнена в Кубанском государственном технологическом университете Научный руководитель: доктор технических наук, профессор Трофимов Анатолий Сергеевич Официальные оппоненты:...»

«Ижутов Алексей Леонидович РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1 Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук г. Димитровград – 2008г. Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации Научно-исследовательский институт...»








 
2014 www.avtoreferat.seluk.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.