Расчетно-техническое обоснование противоаварийных процедур для обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР в авариях с потерей теплоносителя

• Автор: Шкаровский, Александр Николаевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 163 с.

1 ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
С РЕАКТОРАМИ ВВЭР (СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА)
• 1.1 Современные требования к обеспечению безопасности АЭС
1.2 Способы анализа безопасности АЭС
Выводы к главе
2 АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ ДЕЙСТВУЮЩИХ АЭС С ВОДОВОДЯНЫМИ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ И ФУНКЦИИ БЕЗОПАСНОСТИ
2.1 Общие положения
2.2 Управление мощностью
щ 2.3 Охлаждение топлива
2.4 Локализация активных веществ
Выводы к главе
3 ОСНОВНЫЕ ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ И ПРОГРАММНЫЕ КОДЫ, ИСПОЛЬЗОВАННЫЕ ДЛЯ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ НА ЭНЕРГОБЛОКЕ №1 КАЛИНИНСКОЙ АЭС
3.1 Основные исходные данные для расчета
3.2 Краткое описание некоторых расчетных кодов, использованных при расчетном анализе аварийных ситуаций на энергоблоке
с реактором ВВЭР-1000
Выводы к главе
4 ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ПРИ АВАРИЯХ С РАЗРЫВОМ ПЕРВОГО КОНТУРА
И ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
4.1 Малые течи первого контура, не вызывающие автоматического срабатывания систем безопасности
4.2 Влияние момента останова главных циркуляционных насосов на физическое состояние реакторной установки при разрывах
первого контура
4.3 Проверка непрерывности подачи борного раствора в активную зону реактора при разрывах первого контура эквивалентным
диаметром Ду 50-Ду
4.4. Разрыв первого контура с наложением неисправности
аварийного впрыска бора высокого давления
Выводы к главе
5 ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ПРИ НЕКОТОРЫХ АВАРИЯХ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ
5.1 Течи теплоносителя первого контура во второй при
незакрытии БРУ-А на аварийном парогенераторе
5.2 Авария с полной потерей питательной воды
парогенераторов
Выводы к главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ВЫВОДЫ
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
СПИСОК УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
М -масса, [кг];
N - относительная мощность тепловыделения в активной зоне;
Н,ом - номинальная мощность реактора, [МВт];
Р -давление, [МПа];
Н - уровень, [м];
в - расход, [кг/с, т/ч, м3/ч];
110 — средняя плотность теплоносителя,[кг/м3];
^ - температура насыщения [°С];
I -время, [с];
Ду - условный диаметр, [мм];
Ай - дисбаланс расхода, [т/ч];
Сокращения
АЗ - аварийная защита;
АЗ-1 - АЗ-5 - аварийная защита с указанием рода защиты;
АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока;
АРМ - автоматический регулятор мощности реактора;
АПЭН - аварийный питательный электронасос;
АР - аварийное расхолаживание;
АС - атомная станция;
АЭС - атомная электрическая станция;
БЗОК - быстродействующий запорно-отсечной клапан;
БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара
в атмосферу;
БРУ-К - быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор турбины;
БЩУ - блочный щит управления (реактором);
ВАБ - вероятностный анализ безопасности;

сценарии переходных процессов и аварий, сопровождающихся увеличением реактивности, до сих пор системно не анализировались.
Поддержание условий безопасности при низкой мощности и состоянии останова реактора
Анализ, проведенный в [10], показал, что управление энерговыделением при малой мощности и состоянии останова российских реакторов, в том числе, реактора ВВЭР-1000/338 недостаточно проанализировано по сравнению с международной практикой. В то же время, согласно обобщенным выводам ВАБ, сделанным при анализе безопасности различных типов реакторов во всем мире, аварии при малой мощности и состоянии останова значительно повышают риск повреждения активной зоны. Возможность возникновения аварийной ситуации при низкой мощности и в состоянии останова обусловлена тем, что в этих условиях скорость циркуляции среды в системе охлаждения реактора значительно снижена, вследствие чего уменьшается вероятность обнаружения случайного разбавления бора. Одновременно с этим операции техобслуживания, проводимые на вспомогательных системах, повышают вероятность проникновения воды с пониженной концентрацией бора в систему подпитки, и как следствие, в систему охлаждения реактора.
2.3 Охлаждение топлива
Для обеспечения этой основной функции безопасности должны приниматься меры по отводу остаточного тепла из активной зоны при нормальной эксплуатации, в условиях аварии, а также после останова реактора.
Охлаждение топлива в рабочих и переходных режимах
Процесс отвода тепла и расхолаживания первого контура осуществляется в течение первой стадии расхолаживания второго контура. Пар выпускается через систему сброса в конденсатор (БРУ-К) и систему сброса в атмосферу