Исследование режимов включения ГЦН ВВЭР-1000 ранее не работавшей петли

30.09.2019 2019 - №03 Aтомные электростанции

И.Е. Брагин В.И. Белозеров

https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.03

Для моделирования режима включения ГЦН ранее не работавшей петли в качестве расчетного средства был выбран РК КОРСАР/ГП, который обеспечивает связанное численное моделирование нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в РУ ВВЭР в эксплуатационных и аварийных режимах.

Исследование данных режимов с применением теплогидравлических кодов дает возможность провести анализ протекания переходных и некоторых аварийных процессов без использования метода промышленных испытаний, что способствует созданию основы для решения проблем обеспечения надежности, эксплуатационной безопасности и эффективности атомных станций.

Повышение требований к безопасности АЭС выявляет необходимость снятия излишнего консерватизма при анализе, на основании которого формулируются требования к системам безопасности, а также необходимость совершенствования знаний закономерностей нестационарных теплогидравлических процессов на основе современных машинных программ (или кодов), предназначенных для улучшенного расчетного анализа нестационарной теплогидравлики циркуляционных контуров водоохлаждаемых ядерных реакторов в аварийных и переходных режимах, базирующихся на негомогенных, неравновесных математических моделях двухфазных потоков и детальном описании закономерностей протекающих физических процессов.

Целью работы является расчетный анализ включения ГЦН ВВЭР-1000 ранее не работавшей петли на разных мощностях РУ. Для этого следует решить следующие задачи: создать расчетную схему первого контура РУ ВВЭР-1000, моделирующую переходной процесс при включении одного ГЦН, выполнить последующий анализ и сравнить основные контролируемые параметры теплоносителя и активной зоны (мощность, температура, расход и т.д.).

Ссылки

1. Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф., Васильев Б.Ю., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Кокосадзе Э.Л., Иванов Е.А. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. – М.: Логос, 2006. – 488 с.
2. Баклушин Р.П. Эксплуатация АЭС. Часть 1. Работа АЭС в энергосистемах. Часть II. Обращение с радиоактивными отходами: Учебное пособие. – М.: НИЯУ МИФИ, 2011. – 304 с.
3. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. – СПб.: Энергоатомиздат, 1994. – 384 с.
4. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 168 с.
5. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Семенов А.А., Чернов Е.В, Богачек Л.Н. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие – М.: НИЯУ МИФИ, 2011. – 376 с.
6. Букринский А. М. Аварийные переходные процессы на АЭС с ВВЭР. – М.: Энергоиздат,
7. – 142 с.
8. ГОСТ Р 50088-92. Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов. – М.: Госстандарт России, 1994. – 13 с.
9. Баклушин Р.П. Эксплуатационные режимы АЭС. – М.: Издательский дом МЭИ, 2012. – 532с.
10. Белозеров В. И., Жук М.М. Физика реактора ВВЭР-1000 и эксплуатационные режимы. – Минск: Дом прессы, 2012. – 144 с.
11. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции: Учеб. для вузов. – Изд. 5-е, перераб. и доп. – М.: ИздАТ, 1994. – 296 с.
12. Программный комплекс КОРСАР/ГП, аттестационный паспорт программного средства № 263 от 23.09.2009, НТЦ ЯРБ.
13. RELAP5/MOD3 Code Manual. Code Structure, System Models, and Solution Methods. – Idaho: National Engineering Laboratory. – 1995. – 418 p.
14. Драгунов Ю.Г., Быков М.А., Василенко В.А., Мигров Ю.А. Опыт применения и развития расчетного кода КОРСАР для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР. / Конференция МНТК-2005. Электронный ресурс: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2005/Конференция/Сторонние_организации/ФГУП%20НИТИ/07_Мигров%20Ю.А.pdf (дата доступа 10.04.2019).
15. Казанцев А.А., Сергеев В.В., Белозеров В.И., Ефремов А.Ю. Моделирование переходных процессов для реактора ВВЭР-1000. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2009. – № 1. – С. 98-104.
16. Безопасность атомных станций. Справочник. – М.: Концерн «Росэнергоатом», 1994. – 250 с.
17. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. / Пер. с англ. – М.: ИЛ,
18. – 733 с.
19. Белозеров В.И., Сергеев В.В., Казанцев А.А., Поздняков А.Н., Канышев М.Ю. Нейтронно-физическая и теплогидравлическая модель ВВЭР-1000 для обучения персонала. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – № 2. – С.99-106.
20. Гордон Б.Г. Основы регулирования безопасности при использовании атомной энергии: Учебное пособие. – М.: Изд. МИФИ, 2009. – 263с.
21. Петросьянц А.М. Ядерная энергетика. – М.: Наука, 1981. – 272 с.
22. Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Ковалевич О.М. Основы обеспечения безопасности АЭС: Учебное пособие. – М.: МЭИ. 2010. – 93с.

режим главный циркуляционный насос (ГЦН) циркуляционная петля реакторная установка (РУ) аварийная защита (АЗ) коэффициент реактивности коэффициент запаса мощность реакторной установки

Ссылка для цитирования статьи: Брагин И.Е., Белозеров В.И. Исследование режимов включения ГЦН ВВЭР-1000 ранее не работавшей петли. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 3. – С. 28-39. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.03 .