Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками

• Автор: Юрин, Валерий Евгеньевич
• Шифр специальности: 05.14.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Саратов
• Количество страниц: 115 с. : ил.

Содержание
Введение
Глава 1. Современный уровень и перспективные пути повышения безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР
1.1 Классификация и анализ аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР
1.2 Краткий обзор современных и перспективных систем отвода остаточного тепловыделения из активной зоны реакторов типа ВВЭР
Глава 2. Разработка систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1000, на основе комбинирования АЭС с многофункциональными установками
2.1 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе дополнительной паровой турбины
2.2 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе дополнительной паровой турбины и водородного комплекса
2.3 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе парогазовой установки
2.4 Система активного отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 на базе парогазовой установки с использованием пароводородного перегрева
Глава 3. Обоснование эффективности систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1000 на основе вероятностного анализа
3.1 Методика предварительного вероятностного анализа на примере 3-х канальной системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами
3.2 Вероятностный анализ САОТ на базе дополнительной паротурбинной установки
3.3 Вероятностный анализ САОТ на базе парогазовой установки
3.4 Сравнительный вероятностный анализ предлагаемых САОТ с
известными схемами
Глава 4. Обоснование экономической эффективности разработанных систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1
4.1 Экономический эффект от введения САОТ с дополнительной ПТУ при комбинировании с водородным комплексом
4.2 Экономический эффект от введения САОТ с дополнительной ПТУ
4.3 Экономический эффект от введения САОТ с ПТУ
4.4 Сравнительный анализ известных и разрабатываемых систем отвода остаточного тепловыделения реакторов ВВЭР-1 ООО
Выводы
Список сокращений и условных обозначений
Список использованных источников

Введение Актуальность темы исследования
В настоящее время от развития энергетики страны, во многом зависит ее экономический уровень и значимость на геополитической карте. Наибольшее развитие получила углеводородная, ядерная и возобновляемая энергетики. Углеводородная энергетика исчерпала потенциал своего развития, и кроме того ведет к постепенному уменьшению запасов углеводородного сырья. Возобновляемая энергетика еще не получила необходимый технический уровень развития, чтобы прийти ей на смену. Поэтому если не ускорить развитие ядерной энергетики через несколько десятилетий мир может оказаться на грани энергетического кризиса. В связи с этим в последнее время большинство стран перешли на курс увеличения доли покрытия графиков электрических нагрузок атомными электрическими станциями (АЭС).
Одной из причин активного развития атомной энергетики является гораздо больший, чем у энергетического топлива, эквивалент цепной реакции деления. Для выработки энергии равной 1МВт-сут. требуется 1.2 г делящегося изотопа (уран-235). То есть несколько граммов делящегося изотопа урана-235 примерно равны 1 тонне нефти [ 1 ]
После нефтяного кризиса 1973 года развитые страны избрали курс на повышение своей энергетической безопасности посредством ядерной энергетики. Однако аварии на станции Three Mile Island в США в 1979 г. и на Чернобыльской АЭС в 1986 г. сразу вызвали протесты и резкое сокращение строительства атомных электростанций. Кроме того, значительно повысилась стоимость атомной энергии в связи с резким повышением требований к безопасности станций и соответственному их удорожанию. Крупная радиационная авария [2], произошедшая 11 марта 2011 года в результате сильнейшего в истории Японии

Продолжение Таблицы
Непреднамеренное закрытие быстродействующего запорного отсечного клапана (БЗОК) - - - 1,20-10-' 1,69-Ю'10 0,
Потеря нормального теплоотвода при разгерметизированном реакторе 1,30-10’2 1,33-10-6 1,60 2,60-10’6 3,90-10-" 0,
Полное обесточивание энергоблока при разгерметизированном реакторе 4,00-10’3 5,75-10'7 0,69 2,30-10"3 3,13-10-8 12,
Суммарная частота повреждения АЗ 8,29-10’5 100 2,38-Ю"7
В 1990 г. началась совместная разработка российских организаций с финской национальной электрической компанией «ИВО-ИН» нового проекта энергоблока с РУ В-428 (начальный индекс проекта — АЭС-91). В основе проекта положен опыт проектирования, строительства и эксплуатации энергоблоков АЭС с РУ В-320 и предложения финской стороны по учету требований зарубежной нормативно технической документации (в частности, нормативных документов по разработке Р\П в США).
По сравнению с проектом РУ В-320, в проекте АЭС-91 предусматривались:
• улучшенные характеристики активной зоны реактора;
• повышение эффективности систем защиты и контроля;
• 4-х канальная система безопасности;
• двойная защитная оболочка у здания реактора;
• топливный бассейн, находящийся внутри защитной оболочки, рассчитан на выдержку отработанного топлива в течение десяти лет, что исключает необходимость строительства отдельных хранилищ для этой цели;
• улучшение сейсмостойкости АЭС, например размещение тяжелого оборудования на более низких отметках здания реактора;