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 .2
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
- Київ+380960830922