Повышение безопасности реактора ВВЭР-100

Атомная энергетика
Повышение безопасности реактора ВВЭР-1000
Описание реакторной установки ВВЭР-1000
Корпус ядерного реактора
Конструкция шахты внутрикорпусной

Активная зона реактора ВВЭР-1000

Поглощающий стержень системы управления и защиты
Описание первой топливной загрузки 5-го блока Балаковской АЭС
Расчет ТВС реактора ВВЭР-1000
Расчет продолжительности первой топливной кампании
Сценарий аварии
Конструкционный расчет
Технология проведения вибрационных испытаний ТВС РУ ВВЭР-1000
Анализ опасных и вредных производственных факторов, имеющих место при работе цехов по производству ТВС
Оценка максимально-возможной радиационной аварии при производстве ТВС
 
 
 
 
 

Создание библиотеки нейтронно-физических констант для первой топливной кампании реактора ВВЭР-1000 5-го блока БалАЭС для последующих расчетов различных аварийных ситуаций.

Описание используемого программного обеспечения.

Программный комплекс WIMS-D5.

 Программный комплекс (П/К) WIMS-D5 предназначен для расчета различного типа ячеек реакторов, включая расчет выгорания. Программа использует собственную 69 – групповую библиотеку микроконстант, сформированную в основном из файлов оцененных ядерных данных UKNDL. Пользователю предоставляется выбор физических моделей и методов решения.

 Характерной особенностью программы является двухэтапный подход к расчету пространственно-энергетического распределения нейтронов в ячейке реактора. Вначале рассматривается детальный спектр во всех 69 группах в каждой зоне, типичный для ячейки: топливо, оболочка, теплоноситель и замедлитель. Затем осуществляется свертка сечений к некоторому малогрупповому приближению (заданному пользователем), в котором и рассчитываются детальные пространственные распределения нейтронов по ячейке. Далее программа проводит модификацию полученного решения с учетом утечки, а затем малогрупповые потоки разворачиваются в 69 – групповое представление, чтобы рассчитать распределение скоростей реакций для заданных изотопов.

  На первом этапе используется метод вероятности столкновений для решения уравнения переноса в интегральной форме. На втором – пользователю предоставляется выбор: метод дискретных ординат (решается уравнение переноса в дифференциальной форме) или метод вероятности столкновений.

 Предусмотрена возможность решения задач в полиячейках. Широкие возможности предоставляет программа для расчета групповых констант ячейки и различных материалов, входящих в ее состав.

 Алгоритм программы представлен на рис.2.1.

 Транспортный расчет может проводиться для различных геометрий: одиночный стержень, кластер, пластины и конечный цилиндр. На рис.2.1 на схеме обозначены следующие методы транспортного расчета:

  WDSN – разновидность метода дискретных ординат

PERSEUS – метод вероятности первых столкновений для кластера, с размешиванием областей, содержащих топливо

  PIJ, PRIZE – методы вероятности столкновений для различных геометрий.


Рисунок 2.1 - Схема П/К WIMS – D5

Программный комплекс LC-1000. 

 Основной задачей п/к LC-1000 является расчет пространственно-энергетического распределения нейтронов в ячейке реактора в двумерной геометрии с выгоранием и получение малогрупповых нейтронно-физических констант для последующих диффузионных расчетов всего реактора. Предполагается использовать полученные результаты в программном комплексе РАДУГА, предназначенном для моделирования динамических процессов в реакторных установках типа ВВЭР. В основе программы LC1000 лежит программа нейтронно-физического расчета ячеек реактора – WIMSD-5B.

 П/к LC1000 состоит из нескольких блоков:

блок расчета изотопного состава на каждом шаге по выгоранию

модификация программы WIMS для расчета изотопного состава топлива – программа isotopes

программа power0 для записи изотопного состава «свежего» (невыгоревшего) топлива и вспомогательные программы cut и pt

блок расчета и подготовки констант

программа подготовки управляющих файлов – программа prepare

программа автоматического формирования файлов исходных данных job

модификация WIMS для расчета констант – программа consts

программа calc для расчета констант, отсутствующих в стандартном выводе программы consts

блок формирования библиотеки

блок редактирования библиотеки

 Для каждой ТВС задается отдельный каталог, в котором содержатся все блоки программного комплекса и файл исходных данных.

Программный комплекс «Радуга».

 Программный комплекс (П/К) «Радуга» предназначен для моделирования динамических процессов в реакторных установках типа ВВЭР. В программном комплексе моделируются активная зона, первый и второй контуры ядерной паропроизводящей установки с ВВЭР. Расчетная модель первого контура представлена на рис.2.2. 

  В состав циркуляционных петель входит горячий и холодный трубопровод, теплообменная поверхность с теплоносителем второго контура (парогенераторы), главный циркуляционный насос, запорные задвижки и различного рода подпитки. Бак с борной кислотой может подключаться параллельно главному циркуляционному насосу. Общее количество расчетных узлов в петле может достигать 50, каждый теплообменник может быть разбит на 20 расчетных участков.

 Верхняя (сборная) и нижняя (напорная) камеры смешения реактора разделены на шесть секторов, каждый из которых со своим «весом» подсоединен к соответствующей петле, рис.2.3. 

 Компенсатор объема моделируется в приближении трех объемов: водяного, водяного на линии насыщения и парового, он может содержать как чистый пар, так и парогазовую смесь. В модель компенсатора объема входят системы впрыска, предохранительные клапаны и нагреватели.

Рисунок 2.2 - Расчетная модель первого контура

Рисунок 2.3 Разбиение нижней (верхней) камеры смешения на секторы.

 Второй контур РУ содержит парогенераторы в каждой петле. На паровых коллекторах парогенераторов расположены предохранительные клапаны. Парогенераторы могут быть подсоединены как к одной, так и к двум турбинам. Паросбросные устройства БРУ-А и БРУ-К расположены на общем паровом коллекторе. Система пассивного отвода тепла может быть подключена к парогенераторам.

 Активная зона моделируется в трехмерном приближении и может содержать до 397 топливных сборок (ТВС). Каждая ТВС может быть разбита по высоте максимум на 35 расчетных узлов. Общее количество расчетных узлов в зоне не должно превышать 5691.

 Уравнение кинетики в общем виде в диффузионном двухгрупповом приближении имеет вид:

 

  ,

где

 F – поток нейтронов;

 V – скорость нейтронов;

 D – коэффициент диффузии;

  Y = nf1 Sf1 F1 + nf2 Sf2 F2 – источник нейтронов;

 nf – выход нейтронов на акт деления;

 Sf – сечение деления;

 Sзам – сечение замедления;

 Sа – сечение поглощения.

 Уравнение для запаздывающих нейтронов:

 ,

где

  li – постоянная распада источников запаздывающих нейтронов;

   - доля запаздывающих нейтронов;

 Ci – концентрация источников запаздывающих нейтронов. 

 Трехмерные поля энерговыделения в активной зоне определяются путем решения двухгруппового диффузионного уравнения нейтронной кинетики методом сеток.

 П/К Радуга позволяет моделировать переходные процессы в реакторной установке, вызванные возмущениями в функционировании различных систем первого и второго контура, отказами систем безопасности, включая отказы СУЗ.

  Применение пространственной модели активной зоны позволяет корректно моделировать динамику полей энерговыделения, включая перераспределение поля энерговыделения вызванное несимметричной работой органов СУЗ, несимметричной подачей теплоносителя в зону, захолаживанием теплоносителя в петлях и т.д. 

Проектируемые ранее реакторы 1 и 2 поколения были ориентированы на период эксплуатации 30-40 лет, и к настоящему времени многие из них уже проработали этот срок, однако находятся в рабочем состоянии. Во многих странах, после изучения их состояния и проведения модернизации идут процессы продления лицензий на их эксплуатацию еще на 5-20 лет. Современные реакторы поколения 3 и 3+ рассчитаны на срок эксплуатации 50-60 лет

Мир после Фукусимы. Тяжелым ударом для мировой ядерной энергетики стала последняя авария на японской АЭС «Фукусима-1», которая произошла 11 марта 2011 года. Ряд стран заявили о пересмотре своих планов по строительству АЭС. В числе тех, кто решил отказаться от строительства АЭС на своей территории, есть и страны, в которых до этого времени не эксплуатировались ядерные энергоблоки, но они заявляли о намерениях развивать ядерную энергетику. К таким странам относятся Венесуэла и Таиланд и др.

План развития ядерной энергетики Вьетнама был одобрен правительством в августе 2007 г. с целью иметь к 2025 г. общие мощности по производству электроэнергии на АЭС в размере 8 ГВт. Общий закон по ядерной энергии был принят в середине 2008 г. В стране развивается всесторонняя юридическая и регулирующая структура. В октябре 2010 г. было заключено межправительственное соглашение с Россией, в рамках которого предусматривается, что «Атомэкспорт» построит АЭС Ninh Thuan 1 с двумя реакторами ВВЭР-1000 или ВВЭР-1200. Строительство станции (проект «под ключ») начнется в 2014 г., а ввод в эксплуатацию намечен на 2020 г.

Феномен атома. Насколько сегодня известно, мысль о том, что материя может состоять из отдельных частиц, впервые была высказана Левкиппом из Милета в 5 в. до н.э. Эту идею развил его ученик Демокрит, который и ввел слово атом (от греческого атомос, что значит неделимый). В начале 19 века Джон Дальтон (1766 – 1844) возродил это слово, подведя научную основу под умозрительные идеи древних греков. Согласно Дальтону, атом – это крошечная неделимая частица материи, принимающая участие в химических реакциях.

Термоядерная энергия – основа энергетики будущего. Первая половина 20 века завершилась крупнейшей победой науки – техническим решением задачи использования громадных запасов энергии тяжелых атомных ядер – урана и тория. Этого вида топлива, сжигаемого в атомных котлах, не так уж много в земной коре. Если всю энергетику земного шара перевести на него, то при современных темпах роста потребления энергии урана и тория хватит лишь на 100 – 200 лет. За этот же срок исчерпаются запасы угля и нефти.

Чистая водородная бомба. Первые разработки этой модификации термоядерной бомбы появились еще в 1957 году, на волне пропагандистских заявлений США о создании некоего «гуманного» термоядерного оружия, которое не несет столько вреда для будущих поколений, сколько обычная термоядерная бомба. В претензиях на «гуманность» была доля истины. Хотя разрушительная сила бомбы не была меньшей, в то же время она могла быть взорвана так, чтобы не распространялся стронций-90, который при обычном водородном взрыве в течение длительного времени отравляем земную атмосферу.

Конструкция реакторной установки БРЕСТ-1200. Реакторная установка БРЕСТ-1200 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входят реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, паротурбинная установка, системы теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты реакторной установки от превышения давления, очистки теплоносителя первого контура, очистки газа и другие вспомогательные системы.

Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС Теплообеспечение береговых населенных пунктов с низкой плотностью населения, в районах мерзлотных зон, горных местностей при энергоснабжении от плавучей АЭС наиболее эффективно с помощью прямого преобразования электрической энергии в тепло непосредственно в месте теплопотребления.

джинсы дизель
Одежда сток оптом: брендовая одежда оптом от производителя в Киеве.
Повышение безопасности реактора ВВЭР-100