Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб

Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб

Автор: Крючков, Дмитрий Вячеславович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2005

Место защиты: Москва

Количество страниц: 150 с. ил.

Артикул: 2881372

Автор: Крючков, Дмитрий Вячеславович

Стоимость: 250 руб.

Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб  Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб 

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМ И ЦЕЛЕСООБРАЗНОСТЬ РАЗВИТИЯ МЕТОДОВ ИХ РЕШЕНИЯ
1.1 Интегральные коды инструмент современных методов анализа .
1.2 Проблемы, связанные с разгерметизацией труб ТК и истечением
теплоносителя в кладку реактора
1.3 Проблема разрушения реактора тяжелая авария.
1.4 Процессы в здании АЭС при тяжелой аварии с разрушением
реактора.
1.5 Концепция интегральных кодов
2 КОД иБТАСК КЦТК ДЛЯ АНАЛИЗА ПРОЦЕССОВ В КЛАДКЕ
РЕАКТОРА ТИПА РБМК В СЛУЧАЕ МАЛЫХ ТЕЧЕЙ
2.1 Методология расчтного анализа
2.1.1 Расчтная модель газового тракта реактора, включающая в себя контур
2.1.2Принципы моделирования
2.1.3Блочная схема модели
2.1.4Центральный расчетный блок модели КЦТК аварийная колонна
2.1.5Расчетная ячейка колонна.
2.1.стальная часть кладки вся кладка, кроме ячейки КЦТК колонна
2.1.7Реализация граничных условий в процессе исполнения интегрального кода
2.2 Структура ком и внутренняя организация его работы.
2.2.1 Функциональная диаграмма кода
2.2.сновной исполняемый раздел.
2.3 Эксплуатация кода.
2.3.1 Формирование объекта и постановка задачи средствами графической
оболочки.
2.3.2Этап основного расчета.
2.3.3 Выходные информационные потоки.
2.4 Результаты демонстрационных расчетов
2.4.1 Стационарное состояние.
2.4.2 Мапая течь в стабилизированном режиме 00.2 кгс.
2.4.3Средняя течь в стабилизированном режиме 00.2 кгс
2.4.4 Сравнительный анализ систем КЦТК Курск5 и Л АЭС.
2.5 Выводы
3 КОД и8ТАСК ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И РЕШЕНИЕ ЗАДАЧ МЕХАНИКИ СТРУКТУР В КЛАДКЕ РЕАКТОРА ПРИ РАЗРЫВЕ ТРУБ ДАВЛЕНИЯ
3.1 ФИЗИКОМАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ
3.1.1 Формализация сценария аварии.
3.1.2 Механика.
3.1.3 Теплогидравлика.
3.2 ОПИСАНИЕ КОДА.
3.2.1 Внутренний интерфейс
3.2.2Графический интерфейс
3.2.3 Внешний интерфейс.
3.3 РЕЗУЛЬТАТЫ ОТЛАДОЧНЫХ РАСЧЕТОВ
3.3.1 Авария на 3м блоке ЛАЭС марта
3.3.2Эксперименты на стендах ТКР ЭНИЦ.
3.4 ВЫВОДЫ
4 РЕАКТОР ЭГП6 БИЛИБИНСКОЙ АЭС. АПАЛИЗ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ С РАЗРУШЕНИЕМ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРА.
4.1 Описание технической проблемы
4.2 Средства моделирования.
4.3 Результаты моделирования реперной аварии
4.4 Оценка послеаварийной ситуации.
4.5 Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии
4.6 Выводы.I
5 ПРОЦЕССЫ В ЗДАНИИ АЭС И ЕГО СИСТЕМАХ ПРИ АВАРИЯХ ТИПА . ПЕРЕНОС АКТИВНОСТИ В СИСТЕМЕ ПОМЕЩЕНИЙ ЗДАНИЯ.
5.1 Постановка проблемы эксплуатирующей организацией.
5.2 Здание АЭС и его системы.
5.3 Аварийные процессы, порождающие распространение
радиоактивного вещества
5.4 Инструменты численного моделирования.
5.4.1Две основные проблемы моделирования.
5.4.2Код i.
5.4.3Особенности процессов распространения радиоактивности в здании и
анализа этих процессов.
5.4.диночный импульсный ввод радиоактивного вещества возмущения
5.4.5Метод и код балансной оценки распространения радиоактивных веществ в здании АЭС и в его системах
5.5 Результаты численного моделирования
5.5.1 Сценарий аварии
5.5.2Анализ результатов
5.6 ВЫВОДЫ.
6 ВЫВОДЫ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАБОТЫ.
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ


Адекватная оценка ядерной, технической, радиационной безопасности таких объектов может быть обоснована только при использовании совместного решения перечисленных взаимосвязанных задач. Существующая практика расчетного моделирования обеспечила создание высокоэффективных кодов высокой или приемлемой точности, обеспечивающих решение отдельных проблем обоснования безопасности. На современном этапе развития и применения расчетных методов на первый план выдвигаются задачи создания интегральных компьютерных кодов на основе существующих с разработкой необходимых дополнительных компьютерных кодов, обеспечивающих комплексное решение. Технология верифицировалась на коде ОУ№ЕН-ЯЕЬАР5М(Ю3. Актуальность работы обусловлена возрастающими требованиями к качественной адекватности и численной точности расчетного моделирования переходных и аварийных процессов для реально-сложных моделей объектов ядерной энергетики, включающих ядерные реакторы с набором технических систем безопасности и систем, важных для безопасности. БТАСК), обеспечивающего совместное решение задач тепло-гидравлики и механики структур применительно к процессам в кладке реактора и в реакторных системах, связанных с реакторным пространством. Объектами исследования являются ЯЭУ преимущественно канального водографитового типа (ЭГП-6, РБМК- первого и второго поколения, реакгор РБМК- блока №5 повышенной безопасности Курской АЭС), стенды ТКР (ЭНИЦ ВНИИАЭС), здания и системы Билибинской АЭС. Предмет исследования - тепло-гидравлические процессы, процессы механики структур, перенос активности в условиях проектных и запросктных аварий. Информационная база исследования включает проектную документацию и данные по эксплуатации российских АС. РБМК в случае одиночного разрыва трубы ТК. Выполнена оценка параметров нагружения труб, определяющих возможность индуцированных вторичных повреждений труб, соседних с аварийным ТК. Не выявлено таких сценариев аварии, при которых наиболее напряженное состояние труб характеризовалось бы недостаточным запасом до механического разрушения. В результате создания компьютерного кода и_8ТАСК осуществлена возможность широкомасштабных расчетных исследований аварий с истечением теплоносителя в кладку. Обеспечена возможность анализа малых течей, включая оценку координат аварийного ТК и совсршенствоваштя диагностических систем КЦТК. Установлен масштаб предельных разрушений для реактора типа ЭГП-6 в случае «тяжелой» аварии с наиболее неблагоприятными последствиями. Оценен масштаб динамических параметров радиационной обстановки в здании Билибинской АЭС в условиях «тяжелой» аварии. Работа проводилась в сотрудничестве с Генеральным конструктором РУ РБМК (НИКИЭТ), Главным конструктором РУ ЭГП-6 (ОКБ «Ижорские заводы»), непосредственно с руководством АЭС (Курская, Билибинская). TACIS PROJECT R2. Software Development for Accident Analysis for VVER and RBMK Reactors». Part B: Development of a code system for severe accident analysis in RBMK reactors. ГНЦ РФ ФЭИ и Билибинской АЭС «Расчет радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях главного корпуса Бил АЭС». РБМК, ЭГП-6. К?ЬАР5/тос. КЦТК пятого блока Курской АЭС в сравнении с системами КЦТК РБМК 1-го и 2-го поколений. Третий международный информационный форум. Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. Пятый международный информационный форум. Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР - Обнинск - S. Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва -,. Опубликованы: статья в журнале Атомная Энергия, публикация в «сборнике трудов ФЭИ-г. НИКИЭТ, 2 препринта ФЭИ, 6 отчетов НИКИЭТ, отчетов ФЭИ. Публикации по работе По результатам выполненных по теме диссертации работ автором опубликованы 3 препринта, 2 статьи, научно-технических отчетов. Основные результаты диссертации опубликованы в работах: []-[]. Общая характеристика работы Диссертационная работа посвящена описанию комплексного исследования автора, включающего постановку и решение специфических задач обоснования безопасности канальных водографитовых реакторов типа РБМК, ЭГТТ-6.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.196, запросов: 237