Электронная библиотека Веда
Цели библиотеки
Скачать бесплатно
Доставка литературы
Доставка диссертаций
Размещение литературы
Контактные данные
Я ищу:
Библиотечный каталог российских и украинских диссертаций

Вы находитесь:
Диссертационные работы России
Технические науки
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Диссертационная работа:

Быков Михаил Анатольевич. Выбор и обоснование параметров пассивных систем безопасности для АЭС с реактором ВВЭР : диссертация... кандидата технических наук : 05.14.03 Подольск, 2007 113 с. РГБ ОД, 61:07-5/3564

смотреть содержание
смотреть введение
Содержание к работе:

Содержание 2

ВВЕДЕНИЕ 6

ГЛАВА 1 ОБЗОР ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ ПО ПАССИВНЫМ СИСТЕМАМ ОТВОДА ТЕПЛА ОТ РЕАКТОРА И ИЗ КОНТАИМЕНТА.... 11

  1. Водоохлаждаемые реакторы 11

  2. Улучшенные реакторы с активными системами 11

  3. Проекты легководных реакторов с пассивными системами 13

1.5 Анализ технических решений и характеристик пассивных систем

безопасности 16

  1. Анализ технических решений по отводу остаточного тепла из герметичного первого контура 19

  2. Анализ технических решений по отводу тепла из первого

контура в авариях с потерей теплоносителя 20

1.9 Обзор технических решений по пассивному отводу остаточного
тепла из контаймента 25

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА УСОВЕРШЕНСТВОВАННЫХ СИСТЕМ
БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР-640 36

  1. Основные принципы концепции безопасности 36

  2. Схемные решения систем отвода тепла и подпитки

первого контура 42

2.3 Взаимосвязь систем в проекте АЭС с ВВЭР-640 ...52

ГЛАВА 3 ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ВЫБОРА ПАРАМЕТРОВ
ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РЕАКТОРОМ
СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ ВВЭР-640 56

3.1 Выбор расчетных кодов и обоснование их применимости

для проекта ВВЭР-640 56

  1. Основные методические положения выбора и обоснования параметров пассивных систем безопасности 73

  2. Исследования в обоснование выбора параметров системы пассивного отвода тепла от парогенератора 76

  3. Исследования в обоснование выбора параметров системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) 86

ГЛАВА 4 ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АЭС НОВОГО
ПОКОЛЕНИЯ ПО СРАВНЕНИЮ С РЕФЕРЕНТНОЙ СТАНЦИЕЙ
СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ 97

»

I

  1. Общая часть 97

  2. Технико-экономические показатели по строительной части 97

  3. Сопоставление объемов оборудования по

технологической части 104

  1. Сопоставление объемов оборудования по электротехнической части 106

  2. Сопоставление объемов оборудования

по гидротехнической части 107

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 108

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 110

Перечень сокращений
A3 активная зона

АБР (ADS) Арматурный блок разгерметизации
АПТ авария с потерей теплоносителя

АЭС атомная электростанция

БАОТ бак аварийного отвода тепла

БЗОК быстродействующий запорный отсечной клапан

БРУ быстродействующее редукционное устройство

БРУ-А быстродействующее редукционное устройство сброса пара

атмосферу

Введение к работе:

Актуальность темы Одним из важных вопросов проектирования систем безопасности является взаимосогласованный выбор параметров систем, при которых обеспечивается требуемая производительность и непрерывность их работы Это объясняется тем, что на работу систем безопасности как активного, так и пассивного действия оказывают сильное влияние обратные связи по параметрам реакторной установки Особенно это важно для систем пассивного действия Таким образом, исследование закономерностей в динамике реакторной установки в аварийных режимах и выбора оптимального сочетания параметров пассивных систем безопасности, при которых обеспечивается достаточная производительность и непрерывность действия совокупности систем является актуальной задачей

Цель работы - разработка и внедрение важных для практических приложений научно-обоснованных решений для создания усовершенствованных систем аварийного отвода тепла и подпитки первого контура, оптимизация параметров пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР на основе выявленных закономерностей в динамике теплофи-зических процессов в активной зоне реактора, первом и втором контурах реакторной установки в аварийных режимах

Научная новизна

  1. Впервые для АЭС с ВВЭР обоснован принципиально новый подход к обеспечению теплоотвода от активной зоны реактора в широком спектре аварий с потерей теплоносителя с использованием только пассивных систем безопасности

  2. Впервые для АЭС с ВВЭР выполнена комплексная оптимизация параметров пассивных систем безопасности

  3. Разработаны усовершенствованные технологические схемы систем аварийного отвода тепла и продувки-подпитки первого контура РУ ВВЭР Новизна предложенных технических решений подтверждена авторскими свидетельствами на изобретения

Практическая ценность работы состоит в уникальности этих исследований и в применении полученных новых знаний при разработке систем безопасности АЭС с ВВЭР Основные этапы работы выполнялись в рамках проекта АЭС с ВВЭР-640 Этот проект создавался ведущими организациями отечественной атомной энергетики ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", СПбАЭП

На основе полученных результатов разработан проект пассивных систем безопасности для реакторной установки с ВВЭР-640

В настоящее время результаты комплексного анализа и оптимизации параметров пассивных систем применяются для АЭС с ВВЭР большой мощности

Автор защищает

результаты комплексного анализа проектных решений систем безопасности действующих АЭС и АЭС нового поколения,

результаты исследований выполненных при выборе взаимосогласованных параметров и обосновании пассивных систем в проектах АЭС нового поколения с реактором средней мощности ВВЭР-640,

технологические схемы систем

Достоверность Результаты получены с использованием общепризнанных принципов моделирования теплофизических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР и апробированных расчетных методик, верифицированных на экспериментальных данных и аттестованных Ростехнадзором (ФСЭТАН) Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР

Личный вклад автора. Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в работах по разработке и обоснованию проектов реакторных установок с реакторами ВВЭР, выполнял расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, участвовал в формировании научно-концептуальных положений для новых проектов АЭС с ВВЭР

Автор лично участвовал на всех этапах работ по проекту АЭС с ВВЭР-640, положенных в основу диссертации

Апробация работы. Разработанные усовершенствованные технологические схемы систем получили положительное решение при патентной экспертизе и защищены авторскими свидетельствами

Технические решения, разработанные на основе полученных результатов, прошли экспертизу Госатомнадзора России и получена лицензия на сооружение головного энергоблока № 001314 от 31 марта 2004 г

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на национальных и международных научно-технических конференциях семинарах и рабочих встречах, в том числе на международной конференции "Те-плофизические аспекты безопасности ВВЭР" (г Обнинск 26-29 мая 1998), Второй научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г Подольск 19-23 ноября 2001), Третьей научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г Подольск 26-30 мая 2003), а также на рабочих встречах в Вене в 2003 г в рамках работ по разработке технических документов МАГ ATE

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 46 наименований, содержит 113 страниц текста, в том числе 54 рисунков, 11 таблиц

Подобные работы
Молчанов Анатолий Викторович
Разработка систем безопасности в проекте АЭС нового поколения с реактором ВВЭР средней мощности с использованием пассивного принципа
Калякин Сергей Георгиевич
Теплогидравлика пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР
Никитенко Михаил Павлович
Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440
Калинкин Владимир Ильич
Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000
Кругликов Петр Александрович
Оптимизация параметров, схемных решений и режимов работы теплосиловой части АЭС с водоохлаждаемыми реакторами
Соколин Алексей Владимирович
Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением
Масалов Дмитрий Петрович
Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС
Фёдоров Игорь Вячеславович
Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов
Поплавская Елена Вячеславовна
Обоснование физических параметров специализированных активных зон быстрых реакторов для эффективной утилизации актинидов
Малышев Андрей Борисович
Экспериментальное обоснование пассивной системы безопасности ГЕ-2 реактора ВВЭР-1000

© Научная электронная библиотека «Веда», 2003-2013.
info@lib.ua-ru.net