Курс лекций по энергетике

В качестве основного управляющего параметра при моделировании температурного режима в эксперименте предложено использовать мощность реактора. Давление и расход теплоносителя при этом не изменяются. Методика достижения конечного состояния ЭТВС, при котором в пучке твэлов образуется граница раздела фаз среды,  основана на создании малого расхода теплоносителя (7-11г/с) в герметичном контуре ПУ при низком уровне мощности ТВС, близком к остаточному тепловыделению в штатной ТВС ВВЭР. Узел создания и регулирования малых расходов теплоносителя выполнен в виде протяженного змеевика Æ4х1мм длиной 25м и диаметром навивки 200мм.

Алгоритм проведения эксперимента, разработанный с учетом минимизации величины мощности ЭТВС, исключения кризиса I рода на твэлах на участках I и II температурного сценария (рисунок 3) , управляемости переходным процессом при воспроизведении заданной динамики изменения температуры твэлов, минимального воздействия на работу реактора, включает следующие этапы:

- Предварительное облучение ЭТВС.

-  Режим II стадии аварии “Большая течь”:

- разогрев контура петли;

- уменьшение расхода теплоносителя до расчетной величины 7…11г/с;

- выпаривание теплоносителя в подъемном участке и верхней части ЭТВС;

 - воспроизведение заданного температурного режима на твэлах.

Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании Датой рождения российской ядерной энергетики принято считать 1954-й – год пуска в Советском Союзе первой атомной электростанции (АЭС) мощностью 6МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии в мирных целях. Вслед за относительно коротким этапом промышленного эксперимента последовал этап интенсивного строительства АЭС сразу в нескольких странах. Так к концу 1989 года в нашей стране выработка электроэнергии на АЭС составляет 220 – 255 млрд. квт. часов или 14% от её производства другими способами.

- Быстрое снижение мощности ЭТВС (реализуется вводом стержней АЗ в активную зону) с последующим восстановлением расхода теплоносителя через канал и длительное расхолаживание ЭТВС (III стадия аварии “Большая течь”).

Для обоснования возможности проведения эксперимента выполнен необходимый объем расчетных исследований по определению режимов испытания ЭТВС и управлению параметрами, в том числе:

- расчетное моделирование температурных режимов;

- определение графика изменения мощности ЭТВС для реализации прогнозируемой динамики изменения параметров твэлов и ТВС;

- расчетные исследования пространственного распределения энерговыделения в ЭТВС.

Результаты вариационных расчетов по коду ТЕЧЬ-М-97 (модуль КАНАЛ) для второго этапа эксперимента представлены на рисунке 4.

Определен диапазон изменения параметров реактора МИР для реализации всех этапов эксперимента. Температурный сценарий может быть обеспечен по восходящей ветви путем непрерывного подъема мощности реактора со скоростью (0,4…0,5)% /с, по нисходящей ветви – уменьшением мощности со скоростью (0,5…0,6)% /с.



Важным условием при подготовке и проведении эксперимента является обеспечение минимальной неравномерности энерговыделения по сечению пучка. В этом случае все твэлы попадают в режим перегрева, что улучшает качественные показатели эксперимента, в том числе и статистику. Достигалось это профилированием обогащения топлива в свежих твэлах, которое было снижено до 2,4%, что соответствует  концентрации делящихся нуклидов (с учетом 239Pu) в выгоревшем до 50 МВт сут/кгU топливе. Кроме того, вокруг петлевого канала были размещены рабочие ТВС реактора МИР со свежим топливом, и все ближайшие к петлевому каналу органы регулирования полностью извлекали из активной зоны. В результате коэффициент неравномерности энерговыделения не превысил значения 1,1 (рисунок 5).

Таким образом, проведение интегральных реакторных экспериментов в реакторе МИР обусловлено возможностью:

- реализации требуемых условий испытаний,

- моделирования динамических процессов с изменением по заданному сценарию параметров теплоносителя и твэлов,

- использования сложных экспериментальных устройств с обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений.

Во второй главе приведены результаты модернизации и методической доработки конструкции экспериментального устройства применительно к программе «Большая течь».

Для выполнения исследований по программе «Большая Течь» автором были разработаны и применены технические предложения по усовершенствованию конструкции ЭТВС, которые обеспечивают возможность решения поставленной задачи. Схема экспериментального устройства представлена на рисунке 6.


Стесненность условий позволила ввести в состав ЭТВС максимально три рефабрикованных твэла (РФТ). Но и это потребовало существенной доработки конструкции, связанной с необходимостью их дистанционной установки в экспериментальное устройство в условиях защитной камеры. В частности, в ЭТВС введены направляющие трубки, пробки с цанговым захватом и втулкой для установки неинструментованных РФТ в решетку и ограничения их вертикального перемещения. Предусмотрено также загрузочное устройство для установки центрального РФТ с термоэлектрическим преобразователем (ТЭП) в центре топливного сердечника и подсоединения удлинительных кабелей.

Улучшение качества эл эн средствами силовой преобразовательной техники регулир. эл привода.

Проверка электродвигателя по нагреву прямым способом Эл. Д может нагреваться лишь до опред. доп. температуры, определяемой нагревостойкостью изоляционных материалов. Соблюдение допустимой темп обеспечивает нормативный срок службы Д (15-20 лет).

Дополнительные режимы работы электродвигателя

Реализация модуля по автоматическому поиску решения в программе DESAE-2

При низких темпах развития АЭ, структура мощностей представлена в основном тепловыми реакторами, работающими в открытом ТЦ. Основное внимание при рассмотрении таких сценариев уделяется объемам необходимого природного урана и накопленного ОЯТ

Расчет инвестиций

Сцинтилляционные детекторы на базе неорганических монокристаллов являются классическими детекторами, используемыми при регистрации гамма и рентгеновского излучения. Основная область применения этих кристаллов – гамма-спектрометрия низких энергий до 3 МэВ и прикладные радиометрические измерения.

Разработка системы для измерения удельной активности грунта на установке радиометрической сепарации.

Проведение в 2009-2011г.г. в МАГАТЭ совещаний по вопросам безопасности реакторов малой мощности, межотраслевых конференций в России «АтомРегион-2009» и «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (2010г., РАН), подтверждает возросший интерес в России и в мире к малой атомной энергетике.

При отключении внешнего электроснабжения режим «выбег генератора» позволяет на одноконтурной установке снять максимальное тепловыделение в первые минуты после срабатывания аварийной защиты реактора. Тепловая мощность реактора сначала резко уменьшается во время ввода в активную зону рабочих органов СУЗ, а затем плавно изменяется, достигая через 3 минуты значительно сниженного уровня остаточного энерговыделения.

Исследования гидродинамики тягового участка производились и с точки зрения оптимизации движущего напора, и для улучшения внутрикорпусной гравитационной сепарации пара. Исключение выноса влаги является условием повышения уровня радиационной безопасности.

В дальнейшем, при расчете коэффициентов теплоотдачи в 19-ти элементной ТВС в подобных условиях испытаний рекомендуется введение уточняющего коэффициента Кa=aэксп/aрасч (рисунок 16), учитывающего особенности конструкции ЭТВС и теплообмена в переходной области.

В качестве основного управляющего параметра при моделировании температурного режима в эксперименте предложено использовать мощность реактора. Давление и расход теплоносителя при этом не изменяются. Методика достижения конечного состояния ЭТВС, при котором в пучке твэлов образуется граница раздела фаз среды, основана на создании малого расхода  теплоносителя (7-11г/с) в герметичном контуре ПУ при низком уровне мощности ТВС, близком к остаточному тепловыделению в штатной ТВС ВВЭР.

В экспериментальном устройстве изменены координаты установки дистанционирующих решеток. Расположение решеток выбрано таким образом, чтобы в зоне максимальной температуры твэлов они не препятствовали процессу деформирования оболочек. Влияние дистанционирующих решеток на процесс деформирования оболочек предполагалось определить в сечениях в непосредственной близости к границе зоны осушения в пучке твэлов.

Расчет пространственного распределения плотности потока быстрых нейтронов на корпусах реакторов и образцах свидетелях был осуществлен в многогрупповом приближении методом дискретных ординат с помощью программ DOT3, ANISN и библиотеки групповых сечений BUGLE 96. Трехмерное распределение нейтронного поля было получено методом синтеза двух двумерных (R-θ и R-Z) и одномерного (R) расчетов

Нейтронные расчеты выполнялись двумя различными способами – в приближении «непрерывного» контейнера и с «дискретными» контейнерами.

В качестве количественной характеристики опережения облучения ОС по отношению к КР используется коэффициент опережения (КО) – величина, равная отношению усредненной расчетно-экспериментальной величины плотности потока (или флюенса) нейтронов с E>0,5 МэВ, воздействовавших на образцы-свидетели за все время их облучения, к соответствующему максимальному значению в интересующей зоне внутренней поверхности корпуса реактора за период облучения ОС

Дан обзор методов дезактивации, которые разделяют на три основные категории: химические, электрохимические и нехимические (или механические). Химические и электрохимические методы включают: «жесткие» методы (с использованием химических реагентов высокой концентрации), «мягкие» методы (с использованием химических реагентов низкой концентрации), электрохимическую дезактивацию, ультразвуковые методы для интенсификации процессов жидкостной дезактивации

Работы по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования: технологических помещений, оборудования и трубопроводов контуров охлаждения реактора МР и петлевых установок, включая спектрометрические исследования состава радионуклидов; внутрикорпусных устройств реакторов МР и РФТ

Разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Практика показывает, что определение величины загрязненности оборудования как наружных, а тем более внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования без отбора проб (вырезания образцов) загрязненной поверхности оборудования практически невозможно.

Особенность процесса формирования активности радионуклидов в воздушной среде помещения, в котором проводятся работы по резке загрязненного оборудования, состоит в дискретном характере процесса резки оборудования.

В связи с тем, что радиационное воздействие на население и окружающую среду обусловлено, главным образом, радионуклидами, попавшими в атмосферу, количество которых зависит от процесса генерации их при резке загрязненного оборудования, то есть, в конечном счете, от способа резки, для проведения демонтажных работ были запланированы только методы с наименьшим выходом радиоактивных аэрозолей. Для демонтажа и фрагментации малогабаритных объектов планируется использовать гидроножницы и гидрокусачки


На главную