Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов

• Автор: Долганов, Кирилл Сергеевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 137 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Список условных обозначении

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ФЕНОМЕНОЛОГИЯ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ РБМК

1.1. Отечественные реакторы канального направления

1.2. Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК

1.3. Существующие методики расчта температурных полей в

кладке РБМК.

1.4. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования.

ГЛАВА 2. ОПИСАНИЕ РАСЧТНОЙ МЕТОДИКИ ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ ТЕПЛООБМЕНА В ГРАФИТОВОЙ КЛАДКЕ.

2.1. Математическая модель

2.1.1. Особенность теплообмена излучением между колоннами
модернизированной графитовой кладки.
2.1.2. Численная реализация разработанной модели
2.2. Оценка точности и валидация
2.2.1. Сравнение с аналитическим решением.
2.2.2. Сравнение с расчтами по современным кодам.
2.3. Верификация
2.4. Выводы к главе 2.
ГЛАВА 3. НЕПРОЕКТНОЕ ПРОТЕКАНИЕ ПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ
3.1. Осушение каналов одного РГК
3.1.1. Полное осушение на 0ой секунде
3.1.2. Полное осушение на 0ой секунде
3.1.3. Время до полного осушения не менее с
3.2. Время достижения температуры разрыва канала
3.3. Стратегия управления.
3.4. Выводы к главе 3.
ГЛАВА 4. ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ
4.1. Полное обесточивание энергоблока.
4.2. Потеря функции подпитки КМПЦ от всех источников
4.3. Учт трхмерных эффектов.
4.3.1. Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн
4.3.2. Роль теплообмена излучением при разогреве модернизированной кладки
4.3.3. Учт изменения свойств кладки при эксплуатации.
4.4. Стратегия управления.
4.5. Выводы к главе 4.
ВЫВОДЫ.
Список использованной литературы


Если для АЭС с реакторами типа ВВЭР это не так существенно из-за сходства технических и физических решений, то для установок с канальными реакторами требуются расчётные инструменты, более адаптированные к их особенностям. Использование кодов улучшенной оценки (RELAP5, ATHLET) вносит значительный консерватизм в расчёты поздних стадий аварий с осушением каналов и не позволяет моделировать ряд теплообменных процессов в активной зоне РБМК. Разработка новых и адаптация современных методов и программ анализа состояния реакторной установки (РУ) с учётом специфики РБМК, в первую очередь, анализа аварийных режимов, - одно из важных направлений исследований по повышению безопасности //. Таким образом, актуальность работы обусловлена проведением в настоящее время Углублённой оценки безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также необходимостью разработки специфических кодов и методов анализа ЗА. Цель данной работы заключается в расчётной оценке теплообменных процессов в графитовом замедлителе и последующем определении области параметров (время, тип аварии), где эти процессы вносят существенный или даже определяющий вклад в развитие аварии. ЗА, разработки и оптимизации стратегии управления ЗА. Выполнение данных исследований также предполагает разработку расчётной методики и программного кода, ориентированных на решение специфических тепловых задач в геометрии графитовой кладки канальных реакторов с учётом присущих канальному направлению положительных проектных особенностей. ГЛАВА 1. На сегодняшний день атомная энергетика России почти полностью состоит из АЭС с реакторами на тепловых нейтронах и структурно делится на два основные направления: корпусное и канальное. Основу канального направления составляет реактор РБМК- (И энергоблоков) //. Кроме того, по-прежнему остаются в эксплуатации 4 энергоблока ЭГП-6 // и 2 энергоблока АДЭ. Доля канальных реакторов в суммарной установленной мощности АЭС России составляет ,5%. Болес того, доля энерговыработки (,3% в г. Таким образом, реакторы канального типа занимают важное место в атомной энергетике России, и скорее всего, сохранят это место в ближайшем будущем. Об этом свидетельствует надёжная работа всех энергоблоков со времени катастрофы на ЧАЭС (за период с по годы количество учитываемых нарушений снизилось с до в год, а число внеплановых автоматических остановов реактора из критического состояния снизилось с до 6 в год, что соответствует мировому уровню //, а также успешно проводимые в настоящее время работы по модернизации всех реакторов и продлению срока службы действующих энергоблоков I поколения. Проведенные исследования подтвердили работоспособность незаменяемых систем реактора, включая графитовую кладку, металлоконструкции, строительные конструкции за пределами назначенного срока эксплуатации. I энергоблока ЛАЭС уже получена лицензия на дальнейшую эксплуатацию. В настоящее время продолжается сооружение V энергоблока Курской АЭС, с точки зрения нейтронно-физических характеристик представляющего собой реакторную установку нового поколения по сравнению с действующими реакторами РБМК. Кладка КуАЭС-5 отличается от традиционной, гак как при проектировании в целях снижения парового коэффициента реактивности была изменена форма графитовых блоков (уменьшение парового коэффициента достигнуто за счёт снижения количества графита в активной зоне на %, //). В связи с этим актуально оценить, как изменится динамика температуры кладки при тех проектных и запроект-ных авариях, где проявляются положительные стороны конструкции РБМК. Ещё одна модификация РБМК - находящаяся в эксплуатации Игналинская АЭС с реактором РБМК- //. Помимо энергетических реакторов, в парк отечественных канальных реакторов входят также промышленные реакторы. Двухцелевые реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 Сибирского химического комбината (СХК) были введены в эксплуатацию в и годах соответственно с проектным сроком службы лет //. Реакторы создавались для наработки оружейного плутония с утилизацией выделяемой энергии для выработки электроэнергии и обеспечения теплом городов Северска и Томска. В настоящее время ведутся работы по обоснованию продления срока службы этих реакторов до года. Рис .