Исследование в реакторе МИР поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии Большая течь

Исследование в реакторе МИР поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии Большая течь

Автор: Киселева, Ирина Владимировна

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2010

Место защиты: Димитровград

Количество страниц: 132 с. ил.

Артикул: 4955364

Автор: Киселева, Ирина Владимировна

Стоимость: 250 руб.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1 СЦЕНАРИЙ И АЛГОРИТМ РЕАКТОРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ. РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РЕЖИМОВ ИСПЫТАНИЯ ТОПЛИВА ВВЭР
1.1 Характеристика аварии Большая течь ВВЭР1 ООО
1.2 Особенности переходного процесса
1.3 Расчетный анализ условий протекания аварии Большая течь
1.4 Реализация II и 1 стадий аварии Большая течь на ПУ реактора
1.5 Температурный сценарий эксперимента
1.6 Алгоритм эксперимента и параметры ЭТВС
1.7 Расчетные исследования нейтроннофизических и
теплогидравлических параметров реакторного эксперимента
1.7.1 Конфигурация ЭТВС
1.7.2 Параметры эксперимента
1.7.3 Пространственное распределение энерговыделения в
1.7.4 Расчетное моделирование температурных режимов
1.8 Заключение по главе 1 ГЛАВА 2 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ, ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ И ХАРАКТЕРИСТИКИ
2.1 Петлевая установка ПВП2
2.2 Экспериментальное оборудование для реализации параметров переходного процесса
2.2.1 Канал ,
2.2.2 Экспериментальное устройство
2.2.3 Анализ теплогидравлических характеристик эксперимег опального устро йства
2.3 Экспериментальная ТВС
2.3.1 Конструктивное исполнение 5
2.3.2 Выбор и расстановка датчиков
2.4 Тепловыделяющие элементы
2.4.1 Конструкция твэлов, выбор величины свободного объема
2.4.2 Расчет давления газа под оболочкой твэлов, выбор исходного давления заполнения
2.5 Определение температуры оболочки и топлива
2.5.1 Крепление ТЭП на оболочке
2.5.2 Крепление ТЭП в паз на оболочке
2.5.3 Расчет температуры в узле крепления ТЭП при помощи хомута
2.5.4 Определение температуры топливного сердечника
2.6 Измерение давления газа под оболочкой экспериментальных
2.7 Заключение по главе 2 ГЛАВА 3 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИЗУЧЕНИЕ ПОВЕДЕНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР1 ООО В СОСТАВЕ МНОГОЭЛЕМЕНТНОЙ ТВС В УСЛОВИЯХ АВАРИИ БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ
3.1 Обеспечение ядерной безопасности при проведении эксперимента
3.2 Краткие характеристики системы измерения АСНИ
3.3 Предстартовая проверка работоспособности и градуировка датчиков с помощью нагревателя после загрузки в реактор
3.4 Этап предварительного облучения
3.5 Режим Большая течь
3.6 Анализ результатов посттестового исследования
3.7 Заключение по главе 3
ГЛАВА 4 РАСЧЕТНОЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ
ОПРЕДЕЛЕНИЕ УСЛОВИИ ИСПЫТАНИЯ ЭТВС И ТВЭЛОВ
4.1 Анализ соответствия результатов эксперимента заданному
температурному сценарию
4.2 Алгоритм посттестового расчета
4.2.1 Определение мощности ЭТВС и расхода теплоносителя
4.2.2 Пространственновременное распределение параметров
экспериментальных твэлов
4.2.3 Определение коэффициента теплоотдачи
4.2.4 Температура топливного сердечника твэла с учетом изменения наружного диаметра оболочки и наличия 6 эксцентриситета между топливом и оболочкой
4.2.5 Условия работы внутренней поверхности оболочки от
момента разгерметизации до повторного смачивания
4.3 Рекомендации по подготовке и проведению следующих
испытаний по программе Большая течь
4.4 Заключение по главе 4
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ


В выгорание, МВт. РТВС
гр. Спротечки

Ьа. ГЛАВА 1 СЦЕНАРИЙ И АЛГОРИТМ РЕАКТОРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ. Реализация II и 1 стадий аварии Большая течь на ПУ реактора
1. Пространственное распределение энерговыделения в
1. Измерение давления газа под оболочкой экспериментальных
2. Этап предварительного облучения
3. Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на годы и на перспективу до года 1, 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 страны является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, в том числе топлива, что должно привести к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для снятия избыточного консерватизма 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. Для уменьшения последствий аварийных ситуаций необходимо сохранить охлаждаемость активной зоны реактора, которая может быть нарушена при возможном формоизменении твэлов и перекрытии проходного сечения ТВС. Ограничение радиационных последствий связано с уменьшением количества разгерметизировавшихся в результате аварии твэлов. 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 Эу0мм классифицирован как максимальная проектная авария Большая течь. Выполнение требований по безопасности невозможно без знания свойств существующих барьеров, препятствующих выходу радиоактивных продуктов деления урана, и определения пределов их работоспособности. Такими барьерами являются топливная композиция, оболочка твэлов, первый контур охлаждения реактора, защитная оболочка АЭС. Из перечисленных элементов особое значение имеет изучение поведения твэлов как потенциальных источников радиоактивности. Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику. Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии Большая течь за рубежом были созданы специализированные реакторные установки и в США, либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды во Франции, Германии и Японии и других странах. I2I и 3,4 Германия, Япония 5. Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива в. В условиях было изучено поведение как свежих, так и выгоревших твэлов. Исследован выход радионуклидов из топлива. Результаты испытаний твэлов и расчетных исследований позволили выработать критерии безопасности для реакторов и , обосновать безопасность этих установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрить концепцию разумного консерватизма. Так с учетом результатов исследований в США требование по офаничению температуры оболочек в на начальном этапе исследований в г. С, в г. С, в настоящее время С 2.

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: 0.211, запросов: 237