Содержание

Обозначения и сокращения………………………………………………………3

Введение…………………..…………………………………………….……........4

Глава 1 Конструкция реактора ввэр-1000………………………..……………7

1. Реакторная установка ВВЭР-1000……………………………………..….7

2. Конструкция реактора ВВЭР-1000…………..…………………………..10

3. Принцип действия реакторной установки……………………………....13

4. Назначение, состав и устройство комплекса кассет и его составных частей…………………………………..…………………………………………15

Глава 2 Исходные данные………...……………………………………………..18

2.1 Почему нужен теплогидравлический расчет реакторов..............................18

2.2 Задачи ТГР…………………………………………...………………………19

2.3 Исходные данные…………………………...……………………………….19

2.4 Критерии оценки безопасности…………………………………………….21

Глава 3 Теплогидравлический расчет…………………..………………………23

3.1 Определение геометрических характеристик активной зоны…………....23

3.2 Определение теплогидравлических характеристик активной зоны.....…..25

Выводы……………………………………….…………………………………..61

Литература………………………………………...……………………………..64

Обозначения и сокращения

A3 РУ - аварийная защита реакторной установки

а.з. - активная зона реактора

АЭС - атомная электростанция

БЗТ - блок защитных труб

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в атмосферу

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в конденсатор турбины

ВБ - верхний блок

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВКУ - внутрикорпусные устройства

ГЗЗ - главные запорные задвижки

ГЦН - главный циркуляционный насос

КД - компенсатор давления

ПГ - парогенератор

ПС - поглощающие стержни

ПЭЛ - поглощающие элементы

РУ - реакторная установка

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны

СВП - стержень выгорающего поглотителя

СРК - стопорно-регулирующий клапан

СУЗ - система управления и защиты реактора

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

ТГР - теплогидравлический расчет

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

Введение

Нынешняя жизнь не реальна без электрической энергии. Выработка и использование электричества увеличивается с каждым годом, но перед миром уже подходит призрак грядущего энергетического кризиса из-за истощения месторождений полезных ископаемых, благодаря которым, люди могут вырабатывать электрическую энергию в целом. Энергия, выделяющаяся в ядерных реакциях деления, в миллионы раз больше, чем та, которую дают обычные химические реакции (такие как, реакция горения), из-за этого тепло дающая способность ядерного топлива оказывается неизмеримо больше обычного топлива. Использовать урановое топливо для выработки электроэнергии – весьма выгодная идея для мирового общества.

За весьма короткий срок, начиная с 1954 г., когда была введена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция (АЭС) в Обнинске, атомные электростанции стали вполне конкурентоспособными по сравнению с тепловыми электростанциями на органическом топливе. По сравнению с тепловыми электростанциями, себестоимость вырабатываемой электроэнергии на атомных станциях ниже, ядерная энергетика не выделяет оксидов серы и азота, приводящих к кислотным дождям, не выбрасывает в атмосферу газы, вызывающих парниковый эффект. Вместе с тем развитие ядерной энергетики выдвинуло серьезную проблему предотвращения аварий на атомных электростанциях. Технические системы большой сложности и большой мощности, к которым относятся объекты ядерной энергетики, создают определенную степень риска аварий, опасных для человека и окружающей среды [3].

Все увеличивающиеся масштабы ядерной энергетики в сочетании с необходимостью обеспечения безусловной надежности и безопасности АЭС определяют высокие требования к качеству проектирования станций и их оборудования, строительства АЭС, изготовления и монтажа основного и вспомогательного оборудования, а также к эксплуатации АЭС.

При эксплуатации должна быть обеспечена безусловная надежность и безопасность атомных электростанций. Под надежностью понимают свойство ядерной энергетической установки (ЯЭУ) сохранять во времени способность вырабатывать электрическую и (или) тепловую энергию предписанных параметров по требуемому графику нагрузки в допустимых для нормальной эксплуатации радиационных условиях при заданной системе технического обслуживания и ремонтов оборудования. Безопасность АЭС является не составляющим свойством надежности, а самостоятельным свойством, обеспечиваемым особыми средствами. Конечно, она в определенной мере зависит от надежности основного оборудования, но не полностью ею определяется. Безопасность АЭС должна обеспечиваться не только и не столько в нормальной эксплуатации, сколько в аварийных ситуациях, как связанных с отказами основного оборудования (т. е. с его надежностью), так и вызванных иными причинами (ошибками персонала, стихийными бедствиями: землетрясениями, наводнениями, падением самолета на АЭС и др.) [3].

Исходя из общего положения и опираясь на совокупность всех ранее вышеперечисленных и упомянутых фактов, для обеспечения безопасности атомных станций необходимо проводить большой комплекс расчетов как эксплуатационных, так и аварийных режимов с различными нарушениями в оборудовании и ошибочными действиями оперативного персонала.

Ситуации с нарушениями пределов нормальной эксплуатации ЯЭУ сводятся к двум характерным ситуациям: внезапное повышение энерговыделения при неизменном теплоотводе и внезапное ухудшение теплоотвода при постоянной мощности. Рост энерговыделения выше допустимого является ядерной аварией, а ухудшение теплоотвода – аварией, связанной с отказом оборудования и потерей теплоносителя. Первая ситуация возникает в результате бесконтрольного увеличения реактивности, например при заклинивании регулирующих стержней СУЗ или невозможности ввода их в активную зону, резкого изменения температуры и состава теплоносителя и т.д. Основные причины внезапного ухудшения теплоотвода – отключение ГЦН, разгерметизация главного циркуляционного контура с истечением теплоносителя, уменьшение проходного сечения для теплоносителя в параллельных каналах активной зоны из-за разрушения каких-либо узлов внутрикорпусных устройств, в результате чего возможна полная или частичная «закупорка» отдельных каналов [4].

При детерминистическом, расчетном обосновании безопасности ЯЭУ аварийные режимы разделяют по группам характерного воздействия на изменение параметров [5]:

1. режимы с нарушением работы систем, влияющих на реактивность;

2. нарушение расхода теплоносителя;

3. нарушение условий охлаждения со стороны второго контура;

4. режимы с разгерметизацией второго контура;

5. режимы с разуплотнением первого контура.

Можно дополнительно поставить упор на то, что величина и скорость повышения мощности реактора и изменение параметров первого и второго контуров, как описано в [6], зависят от коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя и по температуре топлива, которые могут иметь различные значения в процессе кампании. Повышение нейтронной мощности реактора происходит до значений уставок срабатывания аварийной защиты реактора. После срабатывания АЗ РУ происходит снижение давления второго контура вплоть до закрытия СРК ТГ, в дальнейшем параметры 1-го и 2-го контуров поддерживаются работой паросбросных клапанов 2-го контура (БРУ-А, БРУ-К).