Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50

• Автор: Курский, Александр Семенович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 119 с. : ил.

ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ОБЩИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРОВ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ПРОБЛЕМНЫЕ ВОПРОСЫ РЕГИОНАЛЬНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ аналитический обзор,

1.1. Мировой опыт использования атомных энергоисточников малой мощности.

1.2. Анализ возможности использования атомных ТЭЦ для региональной энергетики.

1.3 Опыт отечественной энергетики в проектировании и эксплуатации одноконтурных легководных реакторов.
1.4. Анализ достижений мировой энергетики в проектировании и эксплуатации кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.
ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЯ ВНУТРЕННЕ ПРИСУЩИХ СВОЙСТВ БЕЗОПАСНОСТИ КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

2.1. Особенности реактора ВК и технологической схемы установки.

2.2. Радиационная безопасность, влияние радиолиза на эксплуатацию оборудования и взрывобезонасность реакторных установок с корпусным кипящим реактором.

2.3. Маневренность и безопасность при изменениях технологических параметров.

2.3. . Изменения рабочего давления в реакторе.

2.3.2. Изменения расхода питательной воды в реактор.
2.3.3. Изменения электрической нагрузки в сети.
2.4. Опыт ВК в формировании концепции защиты от внешних воздействий.
2.4.1. Выход из строя внешнего электроснабжения.
2.4.2. Выход из строя гидротехнических сооружений.
2.4.3. Противодействие распространению ядерного оружия.
2.5. Обобщенный анализ внутренних свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.
ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЯ И ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ РАБОТЫ КОНТУРА ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.
3.1. Исследования контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК.
3.2. Модернизация контура естественной циркуляции.
3.2.1. Повышение границы резонансной устойчивости.
3.2.2. Усовершенствование конструкции тягового участка.
3.2.3. Обоснование конструкции сепарационных устройств.
ГЛАВА 4. КОНЦЕПЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОРПУСНЫХ КИПЯЩИХ РЕАКТОРОВ.
4.1. Обоснование безопасности с защитной оболочкой типа коитейнмент при различных режимах эксплуатации реактора.
4.2. Технология оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для надежной работы в аварийных режимах.
ЛИТЕРАТУРА
УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ
АТЭЦ атомная теплоэлектроцентраль.
атомная станция теплоснабжения.
ВК реактор водяной кипящий.
РАО Российское акционерное общество.
МАГАТЭ международное агентство по атомной энергии.
РА I Российская Академия наук.
ККР корпусной кипящий реактор.
ЕЦ естественная циркуляция теплоносителя.
усовершенствованный ККР поколения III.
экономичный усовершенствованный реактор поколения III с всережимной естественной циркуляцией теплоносителя.
КПД коэффициент полезного действия.
ТВ С тепловыделяющая сборка.
РУ реакторная установка.
АЭС атомная электростанция.
РМСМ реакторы малой и средней мощности.
РММ реактор малой мощности.
АСММ атомная станция малой мощности.
НИИАР научноисследовательский институт атомных реакторов.
НИР научноисследовательская работа.
ОКР онытноконструкторская работа.
ИЯУ исследовательская ядерная установка.
ВВЭР водоводяной энергетический реактор с водой под давлением. РБМК реактор большой мощности канальный.
БН реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
ГРЭС государственная районная электростанция, тепловая конденсационная электростанция, производящая только электрическую энергию.
Г АЭС гидроаккумулирующая электрическая станция.
ГТУ газотурбинная установка.
ПГУ парогазовая установка.
КПИТ коэффициент полезного использования топлива.
ИМ СУЗ исполнительные механизмы системы управления и защиты. СВД сепараторы высокого давления.
СНД сепараторы низкого давления.
СВО спецводоочистка.
ВКУ внутрикорпусные устройства.
РО РР рабочий орган ручного регулирования.
РО АЗ рабочий орган аварийной защиты, твэл тепловыделяющий элемент.
ГОУ горячий опускной участок.
ХОУ холодный опускной участок.
ДОУ дополнительный опускной участок.
ТУ тяговый участок.
ИТУ индивидуальное тяговое устройство.
ВТО воднотонливное отношение.
РПК радионуклиды продуктов коррозии.
КГО контроль герметичности оболочек.
СОГ система очистки газов.
У ПАК установка подавления активности.
КСГС контур сжигания газовой смеси.
ГПД газообразные продукты деления.
РВ радиоактивные выбросы.
ПДАВ предельно допустимый аварийный выброс.
ИК измерительный канал.
КР коррозионное растрескивание.
МКК межкристаллитная коррозия.
ВХР воднохимический режим.
ТФУ теплофикационная установка.
ПЭН питательный насос.
САВР система аккумулирования воды для реактора.
I международная шкала ядерных событий.
БРУ быстродействующая редукционная установка.
ВРК внутриреакторный контроль.
СБ системы безопасности.
НЭ нормальная эксплуатация.
I1Э нарушение нормальной эксплуатации.
ГЕ гидросмкость.
САЗ система аварийной защиты.
ББ борный бак.
САР система аварийного расхолаживания.
КАР конденсатор аварийного расхолаживания.
БАР бак аварийного расхолаживания.
СЛГТПК система локализации пара после предохранительных клапанов. тепловая мощность реактора.
Кэ электрическая мощность генератора.
Н высота активной зоны, ТУ.
Нр уровень теплоносителя в реакторе.
расход теплоносителя пара, питательной воды.
Ф истинное объемное паросодержание потока теплоносителя.
площадь теплообмена.
тепловыделение.
0 диаметр трубопровода.
ВВЕДЕНИЕ


КСГС контур сжигания газовой смеси. ГПД газообразные продукты деления. РВ радиоактивные выбросы. ПДАВ предельно допустимый аварийный выброс. ИК измерительный канал. КР коррозионное растрескивание. МКК межкристаллитная коррозия. ВХР воднохимический режим. ТФУ теплофикационная установка. ПЭН питательный насос. САВР система аккумулирования воды для реактора. I международная шкала ядерных событий. БРУ быстродействующая редукционная установка. ВРК внутриреакторный контроль. СБ системы безопасности. НЭ нормальная эксплуатация. I1Э нарушение нормальной эксплуатации. ГЕ гидросмкость. САЗ система аварийной защиты. ББ борный бак. САР система аварийного расхолаживания. КАР конденсатор аварийного расхолаживания. БАР бак аварийного расхолаживания. СЛГТПК система локализации пара после предохранительных клапанов. Кэ электрическая мощность генератора. Н высота активной зоны, ТУ. Нр уровень теплоносителя в реакторе. Ф истинное объемное паросодержание потока теплоносителя. Правительство Российской Федерации одобрило представленную Министерством энергетики Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до года с перспективой до года. В Генеральной схеме особое внимание уделено развитию в ближайшие годы атомной энергетики. Для удовлетворения растущего спроса на электроэнергию планируется к г. ГВт новых генерирующих мощностей в том числе ,4 ГВт на атомных электростанциях 1. Внедрение атомной энергетики в сферу энергоснабжения существенно уменьшит расход органического топлива и сохранит его в качестве ценного сырья для нужд других отраслей. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с негативным воздействием на окружающую среду выбросов в атмосферу продуктов сгорания. Но если в производстве электричества атомная генерация уже на сегодняшний, день составляет в России довольно значимую долю, то в производстве тепла атомная энергетика пока практически не участвует. Проведение в г. России АтомРегион и Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения г. РАН, подтверждает возросший интерес в России и в мире к малой атомной энергетике. Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности. Поэтому в современных условиях недоверия населения к атомным технологиям сооружение АТЭЦ вблизи городов требует обеспечения безопасности ее энергоблоков опробованными техническими решениями. Одним из возможных источников энергии для развития работ по атомному теплоснабжению является корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, надежность и безопасность которого доказаньг многолетнейбезаварийной эксплуатацией исследовательского реактора ВК. Имеющиеся в мире знания по кипящим системам в основном получены на кипящих реакторах США и Японии это реакторы типа ВУК и их современные модификации поколений III и 1 АВУЯ и Е8ВЯ 2. Данные реакторы эксплуатируются в большой энергетике по выработке электричества. Однакокорпусные кипящие реакторы пока еще в достаточной мере не исследованы в энергетике малых мощностей. Изучение внутренне присущих свойств безопасности позволило достичь и поддерживать высокий уровень безопасности реактора ВК простыми и эффективными техническими мерами. Внедрение и совершенствование, технических решений, реализованных на реакторной установке ВК, позволят значительно снизить стоимость энергоблоков с корпусными кипящими реакторами, сделать их окупаемыми при дли тельном сроке эксплуатации. Кипящий корпусной реактор экономически эффективный тип реактора, поскольку имеет определенные преимущества по сравнению с широко распространенными парогазовыми установками при работе в малой региональной энергетике например, значительно увеличивающийся КПД турбин насыщенного пара при переводе турбоагрегата в режим атомной ТЭЦ с комбинированной выработкой электроэнергии и тепла 3.