Методы комплексного решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя

• Автор: Курский, Александр Семенович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 176 с. : 9 ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. Анализ проблемных вопросов радиационной безопасности и взрывобезопасности корпусных кипящих реакторов (аналитический обзор)
1.1. Мировой опыт проектирования и обеспечения безопасности при эксплуатации корпусных кипящих реакторов

1.1.1. Реакторы типа В¥Я большой мощности

1.1.2. Реакторы типа ВК малой и средней мощности

1.2. Корреляция проблем радиационной безопасности и водородной

взрывозащиты при авариях на легководных реакторах

ГЛАВА 2. Обеспечение безопасности как фактор актуальности внедрения в мировую атомную энергетику корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя

2.1. Надежность контура естественной циркуляции теплоносителя

2.2. Маневренность и безопасность реакторной установки при изменениях
технологических параметров и внешних воздействиях
2.3. Обобщенные результаты изучения внутренне присущих свойств безопасности кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя...57 ГЛАВА 3. Методы повышения уровня радиационной безопасности установок с корпусным кипящим реактором
3.1. Распределение радиоактивных продуктов в контуре теплоносителя и их влияние на параметры радиационной безопасности
3.1.1. Выход продуктов активации ядер теплоносителя
3.1.2. Распределение радиоактивных отложений продуктов коррозии
конструкционных материалов
3.1.3. Распределение продуктов деления в контуре теплоносителя
3.1.4. Исследования влияния радиационного фона на эксплуатационную доступность и ремонтопригодность оборудования контура теплоносителя
3.2. Анализ эффективности технологии снижения активности отходящих газов контура теплоносителя
3.3. Исследования работоспособности твэлов в обеспечение радиационной безопасности кипящего реактора
3.3.1. Моделирование процессов накопления и характера отложений продуктов коррозии на твэлах
3.3.2. Экспериментальное подтверждение эффекта Магнуса по накоплению отложений на твэлах и выносу в теплоноситель продуктов коррозии
3.3.3. Анализ результатов послереакторных исследований ТВС
3.3.4. Экспериментальное обоснование режимов, обеспечивающих снижение содержания частиц железа в отложениях на твэлах
3.3.5. Практическая реализация алгоритма формирования загрузок активной зоны реактора для исключения выхода из строя оболочек твэлов
3.3.6. Исследования влияния водно-химических режимов на радиационную безопасность
3.3.6.1. Анализ состояния конструкционных материалов при реализации нейтрально-кислородного режима в контуре теплоносителя
3.3.6.2. Экспериментальные исследования химических отмывок оболочек твэлов
3.3.7. Обоснование методов контроля герметичности оболочек твэлов
3.3.7.1. Разработка и внедрение системы контроля герметичности оболочек твэлов на работающем реакторе
3.3.7.2. Разработка и внедрение устройства контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
3.3.8. Обоснование радиационной безопасности и практическая реализация
работы реакторной установки с негерметичными твэлами
3.4. Обобщенные выводы по обеспечению радиационной безопасности корпусного кипящего реактора
ГЛАВА 4. Методы повышения уровня водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов в режимах нормальной эксплуатации
4.1. Влияние радиолиза на эксплуатацию корпусного кипящего реактора
4.1.1. Выход газов радиолиза с паром при прямом цикле работы реакторной установки
4.1.2. Влияние водно-химического режима на взрывобезопасность реактора
4.1.3. Особенности радиолитических процессов в пуско-остановочных режимах с
замкнутым паровым объемом реактора
4.2. Реализация технических решений по обеспечению взрывобезопасности на действующей реакторной установке
4.2.1. Отведение водорода из-под крышки реактора
4.2.2. Режимы работы конденсаторов и эжекторов турбины
4.2.3. Анализ эффективности технологии сжигания водорода
4.3. Обобщенные выводы по обеспечению водородной взрывозащиты
корпусного кипящего реактора в режимах нормальной эксплуатации
ГЛАВА 5. Реализация методов комплексного обеспечения водородной взрывозащиты и радиационной безопасности корпусного кипящего реактора в аварийных режимах
5.1. Нерешенные проблемы обеспечения радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при крупных течах корпуса кипящего реактора
5.2. Метод радиационного контроля в условиях повышенной влажности
5.3. Локализация пара после предохранительных клапанов с отведением парогазовой смеси за пределы защитной оболочки корпуса реактора
5.4. Технология оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для обеспечения водородной взрывозащиты и
радиационной безопасности кипящего реактора в аварийных режимах
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
ЛИТЕРАТУРА

XX века реакторов с водой под давлением типа АРУ11 [61]. Как следствие -значительно больший объем теплоносителя в пассивных системах, чем на реакторах ВУИ. и на прототипной установке ВК-50. Например, в проекте ВК-300 предусмотрена система аварийного охлаждения активной зоны за счет естественной циркуляции теплоносителя. Снятие остаточного тепловыделения активной зоны после каждого срабатывания аварийной защиты с применением только пассивных систем увеличивает поверхность теплообменного оборудования и время расхолаживания. Из-за этого значительно усложняется реализация проекта.
Таблица 5 - Основные характеристики и параметры РУ ВК
Параметр Значение
Тепловая мощность активной зоны, МВт
Электрическая мощность в конденсационном режиме, МВт
Максимальный отпуск тепла, Гкал/ч
Параметры пара на выходе из реактора: - давление, МПа 6
- температура, °С 284
Высота/диаметр корпуса реактора (ВВЭР-1000) , м 10,8/4
Масса корпуса, т
Высота/ эквивалентный диаметр активной зоны, см 242/316
Топливо ио2
Обогащение урана, % 4
Среднее выгорание выгружаемого топлива, МВт-сут/кги 41
Продолжительность кампании, месяцев
Выгорающий поглотитель Ой2Оз
Ориентация на проект двухконтурной АЭС проявляется также в решении проблем радиационной безопасности установки. В проекте ВК-300 турбинное оборудование спроектировано в дополнительной бетонной оболочке для