Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50

• Автор: Семидоцкий, Иван Иванович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2007
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 142 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. КОРУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ ПРОШЛОЕ,

НАСТОЯЩЕЕ, БУДУЩЕЕ аналитический обзор.

1.1 Корпусные кипящие реакторы одно из основных направлений в ядерной

энергетике и веков.

1.1.1 Зарубежные проекты ВУЯ, опыт эксплуатации.

1.1.2 Развитие проектов ВМ и их применение в энергетике века

1.1.3 Развитие направления ВВРК в СССР и России

1.2 ВК российский проект корпусного кипящего реактора.

1.2.1 Особенности реактора.
1.2.2 Опыт эксплуатации реактора.
1.2.3 Значение реактора ВК для создания проектов новых реакторов и в целом
для развития ядерной энергетики
1.3 Обеспечение безопасной и экономически выгодной эксплуатации реактора ВК путем реализации системы организационнотехнических мероприятий и теоретических исследований.
1.3.1 Выполнение современных требований нормативной базы по безопасности
основа для теоретикоэкспериментальных исследований по безопасности
1.3.2 Создание новых систем безопасности необходимое условие для дальнейшей
эксплуатации.
1.3.3 Анализ опыта эксплуатации, создание верифицированных математических
моделей установки основа для создания новых проектов безопасных корпусных кипящих реакторов
1.4. Основные выводы по гл. 1 .обзора
Глава 2. МАТЕМАТИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ РЕАКТОРА ВК НА ОСНОВЕ
КОДА ЛЕГАР ОСНОВА ДЛЯ ТЕОРЕТИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПО БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА ВК
2.1 Необходимость использования современных кодов и выбор кода для моделирования
2.1.1 Матрицы верификации основа методологии анализа безопасности
2.1.2 Анализ важных для безопасности явлений.
2.1.3 Состояние дел с разработкой отечественных и зарубежных кодов, выбор кода
для моделирования ИЯУ ВК
2.2 Разработка математической модели ИЯУ ВК на основе кода КЕЬАР5МОП3.2
2.2.1 Характеристика кода ЯЕЕАРЗМСЮЗ
2.2.2 Описание нодализационной схемы.
2.2.3 Модели обратных связей.
2.2.4 Определение экспериментов для верификации кода и последовательность
использования данных ИЯУ ВК.
2.3 Верификация кода и расчетноэкспериментальное определение области его применения для расчетов режимов ВК
2.3.1 Распределение иаросодсржапия по высоте парогенерирующего канала для
рабочих стационарных режимов ИЯУ ВК.
2.3.2 Статическая характеристика мощность реактора скорость естественной
циркуляции теплоносителя
2.3.3 Статическая характеристика мощность реактора давление
2.3.4 Режим срабатывания борных систем высокого давления.
2.3.5 Режим срабатывания аварийной защиты в условиях глубокою сброса давления
2.3.6 Режим расходящихся автоколебаний низкой частоты при малых значениях
уровня теплоносителя над кромкой перелива.
2.3.7 Переходные режимы с возмущением отбора пара, подачи питательной воды,
реактивности
2.3.8 Верификация модели повторного залива снизу.
2.3.9 Верификация по данным реакторного эксперимента Малая течь
2.4 Заключение по применимости кода ЯЕХАР5МСЮ3.2 и созданных на его основе
моделей ИЯУ ВКдля обоснования безопасности этой установки.
Глава 3. ОСНОВЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ С
ПРИМЕНЕНИЕМ КОДА ЛЕГАР5М3.2 ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ИЯУ ВК.
3.1 Оценка свойств внутренней безопасности в режимах с большими течами.
3.2 Описание созданных на ИЯУ ВК систем безопасности
3.3 Подход к расчетному анализу безопасности, критерии безопасности
3.4 Основные предположения для анализа.
3.5 Основные результаты расчетного анализа безопасности с применением кода
КЕБ АР5МОЭЗ .
3.5.1 Основные результаты анализа рсактивностных инцидентов.
3.5.2 Основные результаты анализа режимов с нарушением теплоотвода проектная
авария с большой течью
3.5.3 Основные результаты анализа запроекгных аварий
3.6 Заключение по результатам расчетного анализа безопасности
Глава 4. РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ 1ЫТА
МОДЕЛИРОВАНИЯ ИЯУ ВК ДЛЯ РАЗРАБОТКИ ПРОЕКТОВ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ И СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ НА ОСНОВЕ ВВРК С ВСЕРЕЖИМНОЙ ЕСТЕСТВЕННОЙ IЩРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ .
Заключение.
Литература


Чтобы удовлетворить требованиям к качеству расчетного моделирования ВВРК, необходима концентрация усилий специалистов ядерной отрасли в целом. Одним из следствий такой концентрации является создание сравнительно небольшого числа расчетных кодов, представляющих наиболее универсальную и апробированную форму базы знаний в соответствующей области. Спецификой применения этих баз знаний на современном этапе является то, что создаваемые с их помощью модели сами по себе представляют сложные для идентификации объекты с трудно предсказуемыми и иногда индивидуальными свойствами. Эти свойства могут зависеть как от используемого кода, так и от опыта и квалификации пользователя. Цепочка факторов, создающих такую неоднозначность, выглядит следующим образом. В настоящее время вышеперечисленные составляющие процесса моделирования имеют полуэмпирический характер, находятся в стадии становления и потому могут заметно различаться. Чтобы свести связанную с этим неоднозначность к минимуму, разработаны сложные и многоступенчатые процедуры верификации как расчетных кодов, так и создаваемых на их основе моделей. Значимым этаном становления этих процедур явилось создание матриц верификации для реакторов ВВЭР и РБМК, являющихся базовыми установками для большой отечественной ядерной энергетики. В эти матрицы включено такое явление, как взаимосвязь нейтронной кинетики и теплогидравлики. Разработка и опыт верификации отечественных кодов ТРАП 3, КОРСАР 9, РАДУГА , БАГИРА , РАТЕГ и других выявили, с одной стороны, важность этого явления, и недостаточную его изученность и дефицит соответствующих экспериментальных данных для верификации моделей с другой стороны. Выходом из этого положения, как отмечено в решении СЗ секции 3 Динамика, теплогидравлика и безопасность реакторов и АЭС НТС 1 Росатома от 6 октября г. ВК. Целыо работы является научнотехническое обоснование безопасности ИЯУ ВК. КЕЬАР5МСЮ3. Объектом исследования в широком смысле являются закономерности нейтроннофизических, тепловых и гидравлических процессов в объектах ядерной техники, проблемы моделирования этих процессов, программные комплексы, обеспечивающие расчетное обоснование безопасного функционирования объектов ядерной техники. В более узком понимании это нестационарные аварийные и переходные режимы в ЯЭУ с различной степенью обратной связи между теплогидравлическими и ядерными процессами в условиях протекания через активную зону реактора двухфазной пароводяной смеси. Предметом исследования являются вопросы создания математической модели динамики ВВРК с естественной циркуляцией теплоносителя и использования этой модели для обоснования безопасности реактора ВК и других установок такого типа. Фундаментальные теоретические исследования в области динамики ядерных реакторов связаны в первую очередь с исследованиями вопросов устойчивости стационарных режимов работы ЯЭУ. За рубежом это работы , Xx . Делайе Дж. Уоллиса и др. В СССР теоретические и прикладные вопросы динамики ЯЭУ исследовались в работах Шевелева Е. В., Крамерова А . Я ИАЭ, Сабаева Е. Ф., Смирнова Л. В.ННГУ Митенкова Ф. М., Моторова Б. И ОКБМ, Шихова С. Б., Крянева МИФИ, Горяченко В. Д. МГУ. Появление в е годы быстродействующих ЭВМ привело к быстрому развитию вычислительной математики и методов математического моделирования и в конечном итоге появлению системных кодов. Так появились известные зарубежные коды улучшенной оценки , , I, Германия, Франция, Финляндия, ТНУГЕЯпония, Канада. В СССР расчетные обоснования проектов ЯЭУ велись с самого их начала. Так, в е Майоров I ИПМ АН СССР создал комплекс программ для расчета термализации нейтронов и использовал его для сравнения теории с известными экспериментами Мостового из ИАЭ. Т.А. Гермогенова создала методы расчета и комплекс программ для расчета двумерного ядерного реактора в многогрупповом диффузионном приближении для машины М. Эти программы в г. В е годы произошел качественный скачок, связанный с массовым внедрением в проектирование реакторов ЭВМ. В ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС под руководством Снасскова В. II. ВК.