Исследование теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с реактором ВВЭР-1000 при аварии с течью теплоносителя на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР

• Автор: Липатов, Игорь Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1999
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 202 с. : ил.

Лист. ВВЕДЕНИЕ. ГЛАВА 1. МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ. Предпосылки и история возникновения матриц верификации. Матрицы верификации применительно к реакторам ВВЭР. Закон моделирования с сохранением масштаба по времени объемномощностное моделирование. Закон моделирования однофазных течений М. Закон моделирования двухфазных течений М. Возможности имеющихся способов моделирования. Компенсируемые малые течи 0. Некомпенсируемые малые течи от 04 до 1. Средние течи от 1. ГЛАВА 2. Интегральные установки, моделирующие РУ. Оценка качества моделирования ПСБВВЭР. ГЛАВА 3. Схема стенда. Основные характеристики ПСБВВЭР. Трубопроводы петель, патрубки, циркуляционные насосы. Система компенсации давления. Система аварий ного охлаждения зоны САОЗ. Погрешности измерений. АС НИ. АСУТП. ГЛАВА 4. Начальные условия экспериментов. Граничные условия экспериментов. Описание эксперимента ВКС4. Распределение теплоносителя по контуру циркуляции. Асимметричное поведение петель циркуляции.


Распределение теплоносителя по контуру циркуляции. Асимметричное поведение петель циркуляции. ВЫВОДЫ. Рисунок 1. Экспер устзнооки Системные экспсты Явления о о В Ж о . О 0 э 7 2 Ii i 1 i 1 1 Я 8 ЕзН 3 5 . Л Ез п сл 2 О О СП ф ф О сг а т 0 о О н ш г О 2 I го Я Т и 0 0 X 1 ч п 3 а з г I г X о о 1 т г О г о Е о X О а о о о о тэ 0 X X 1 и 0 х 3 а о 4 л э г т 3 0 4 п тз 1 3 о т X 1 3 а 0 4 Э 1 с о X 0 0 X 4 3 0 1 о 0 Л о 0 1 0 и и з 0 1 2 X X о о 0 и ш 0 X 1 1 та X 0 я г X ч о а о з та 0 я ш ук 1 0 о г 0 X 1 3 3 3 X 5 Н 3 з о 0 3 X 3 ш 4 О О о 1 о X о 3 4 5 ш 1 н 3 3 0 4 ш 3 5 3 о та ш о о X О Т 4 3 3 0 а 3 х и а 3 0 0 X 0 С 0 о 0 гп С 8 1 I 3 о . Расхолис I к. Следует понимать, что любое из явлений, занимающих в матрицах верификации всего лишь одну строчку, обычно представляет из себя целый комплекс теплогидравлических процессов, ведущих себя по разному в зависимости от параметров теплоносителя давление, томпература, расход, паросодержание и т. Г.е. Необходим широкий спектр установок, способных в различных масштабах и при различных параметрах теплоносителя воспроизводить данное явление. В различной литературе 7, встречаются подробные описания явлений, которые могут иметь место в реакторных установках в аварийных ситуациях, и их отношение к общей безопасности реакторов. Наиболее полно эта информация представлена в 7, и на ее основе было составлено описание специфичных явлений, имеющих место в аварийных ситуациях и переходных режимах, для ЛЭС с реакторами типа ВВЭВ, представленное в Приложении А.