авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 |

Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе вк-50

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Курский Александр Семенович

Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50

Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Димитровград

2011 г.

Работа выполнена в Открытом Акционерном Обществе

«Государственный научный центр –

Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

Научный руководитель:

доктор технических наук - Калыгин Владимир Валентинович

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук,

профессор Грачев Алексей Фролович

Кандидат физико-математических

наук Алексеев Павел Николаевич

Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ» им.Н.А.Доллежаля

Защита состоится «___» ___________ 2011 г.

на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «__» _______________2011г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

ВВЕДЕНИЕ

3 июня 2010 года Правительство Российской Федерации одобрило представленную Министерством энергетики Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 года с перспективой до 2030 года. В Генеральной схеме особое внимание уделено развитию в ближайшие годы атомной энергетики. Внедрение атомной энергетики в сферу энергоснабжения существенно уменьшит расход органического топлива и сохранит его в качестве ценного сырья для нужд других отраслей. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с негативным воздействием на окружающую среду выбросов в атмосферу продуктов сгорания.

Экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для тепло- и электроснабжения различных потребителей представляется достаточно актуальной для экономии органического топлива, для замены выбывающих из эксплуатации по причине выработки ресурса мощностей тепловых электростанций и улучшения экологической ситуации в городах страны. Поэтому в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» уделено особое внимание технико-экономическому исследованию и обоснованию использования атомных энергоисточников для теплофикации.

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.



Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности. Поэтому в современных условиях недоверия населения к атомным технологиям сооружение АТЭЦ вблизи городов требует обеспечения безопасности её энергоблоков опробованными техническими решениями.

Одним из возможных источников энергии для развития работ по атомному теплоснабжению является корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, надежность и безопасность которого доказаны многолетней безаварийной эксплуатацией исследовательского реактора ВК-50.

Имеющиеся в мире знания по кипящим системам в основном получены на кипящих реакторах США и Японии: это реакторы типа BWR и их современные модификации поколений III и III+ (ABWR и ESBWR). Данные реакторы эксплуатируются в большой энергетике по выработке электричества. Однако корпусные кипящие реакторы пока еще в достаточной мере не исследованы в энергетике малых мощностей.

Изучение внутренне присущих свойств безопасности позволило достичь и поддерживать высокий уровень безопасности реактора ВК-50 простыми и эффективными техническими мерами. Внедрение и совершенствование технических решений, реализованных на реакторной установке ВК-50, позволят значительно снизить стоимость энергоблоков с корпусными кипящими реакторами, сделать их окупаемыми при длительном сроке эксплуатации.

Новые технические решения и параметры, закладываемые в проекты малых перспективных источников энергии, требуют проведения широкого комплекса дополнительных исследований в обоснование их надежности. Поэтому исследования характеристик реактора ВК-50, модернизация его внутрикорпусных устройств и систем безопасности являются актуальными направлениями исследований для развития малой атомной энергетики.

Цель работы – разработка и обоснование технологических решений современного корпусного кипящего реактора малой мощности на основе результатов изучения внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

Для достижения цели решены следующие задачи:

  1. Проанализированы условия и возможность применения одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в региональной атомной энергетике.
  2. Проведен комплексный анализ исследований различных аспектов безопасности реактора ВК-50.
  3. Проведены дополнительные экспериментальные исследования характеристик реактора ВК-50.
  4. Выполнена модернизация контура естественной циркуляции реактора ВК-50.
  5. На основании результатов исследований и модернизации установки ВК-50 предложены конструкции внутрикорпусных устройств и технологические схемы кипящего реактора.

Научная новизна работы

Выполненный комплекс экспериментальных исследований в обоснование эффективности и безопасности кипящего реактора позволили автору:

  • обосновать и экспериментально подтвердить возможность повышения границы устойчивой работы кипящего реактора ВК-50 в результате модернизации его контура естественной циркуляции;
  • систематизировать данные о наиболее значимых внутренних свойствах безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя и верхним расположением исполнительных механизмов СУЗ;
  • разработать технологические подходы сочетания систем нормальной эксплуатации и систем безопасности реактора типа ВК.

Весомым показателем новизны являются патенты на изобретение и полезную модель на разработанные способы и устройства.

Практическая ценность работы.

1. Результаты выполненных исследований легли в основу проектно-конструкторских разработок по модернизации реактора ВК-50.

2. Результаты исследований и модернизации позволили обосновать и продлить срок эксплуатации реактора ВК-50 до 50 лет.

3. Сформулированы концепции установок с корпусными кипящими реакторами, которые могут быть использованы при проектировании атомных ТЭЦ.

Достоверность результатов и обоснованность выводов подтверждаются:

1. Использованием современных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов, верифицированных по опытным данным реактора ВК-50.

2. Использованием апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментами, а также опытом многолетней безопасной и эффективной эксплуатации реактора ВК-50.

Личный вклад автора.

Постановка задач исследований проведена автором самостоятельно.

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора на реакторной установке ВК-50.

Автор был организатором и ответственным исполнителем выполненных исследований, совместно с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» к.т.н. Ещеркиным В.М., к.т.н. Семидоцким И.И., к.т.н. Шмелевым В.Е., к.т.н. Якшиным Е.К., к.т.н. Красновым А.М., Филякиным Г.В., Святкиной Н.А. принимал участие в подготовке и проведении экспериментов, обработке, анализе и обобщении результатов измерений, выпуске научно-технических отчетов и статей по модернизации реактора и систем установки ВК-50.

Автор был организатором работ по продлению срока эксплуатации реакторной установки ВК-50, которую проводил совместно с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» Н.П.Туртаевым, Ю.А.Летницким.

Создание концепций энергетических корпусных кипящих реакторов для теплоснабжения регионов проведены автором в сотрудничестве с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» д.т.н. Калыгиным В.В., к.т.н. Ещеркиным В.М., к.т.н. Святкиным М.Н., коллегами из ОАО ОКБ «Гидропресс» к.т.н. Васильченко И.Н., д.т.н. Махиным В.М., к.т.н. Моховым В.А., сотрудниками ОАО «Ижорские заводы» Кашириным В.М., Янчуком В.А., сотрудником ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля» д.т.н., профессором Ю.Н.Кузнецовым. Автор лично представлял концепции кипящих реакторов на различных конференциях и технических совещаниях.

Апробация работы.

Основные результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались: на международной конференции по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (Санкт Петербург, 2008г.), на межотраслевой научно-технической конференции «АтомРегион 2009» (Дзержинск, 2009), на всероссийском совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009), на межотраслевом семинаре в НИЦ «Курчатовский институт» (2010г.), на техническом совещании в МАГАТЭ по проблемам нераспространения ядерного оружия и внутренних свойств безопасности реакторов малой и средней мощности (Вена, 2010г.), на межотраслевой межрегиональной научно-технической конференции РАН «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (Москва, 2010), на научно-технических советах и рабочих совещаниях в ОАО «ГНЦ НИИАР» (Димитровград, 2010), ОАО ОКБ «Гидропресс» (Подольск, 2010), ОАО «Ижорские заводы» (Санкт-Петербург, 2011), на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (2011).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 12 работ, в т.ч. 1 – в ведущем рецензируемом научном журнале, получено 2 патента.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты анализа возможности использования одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в составе атомных ТЭЦ.

2. Результаты экспериментальных исследований и модернизации контура естественной циркуляции реактора ВК-50.

3. Результаты комплексного анализа внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

4. Предложенные схемы внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем безопасности перспективных кипящих реакторов малой мощности.

Объем и структура работы.

Диссертация состоит из введения, 4 глав и выводов. Работа изложена на 119 страницах текста, включая 30 рисунков и 16 таблиц. Библиографический указатель состоит из 127 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дан краткий анализ современного уровня развития и перспектив атомной энергетики в России.

Показаны экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для теплоснабжения различных потребителей:

  • более 40% органического топлива в России затрачивается на отопление, при этом ожидается рост внутренних цен на углеводородное топливо,
  • необходимо заменять выбывающие из эксплуатации мощности тепловых электростанций по причине выработки ресурса,
  • экологическая ситуация становится одной из главных проблем существования городов.

Актуальность исследования обоснована тем, что для развития атомного теплоснабжения необходимо реализовывать проекты конкурентно способных и безопасных реакторов. Безаварийная эксплуатация и экономическая эффективность установок определяются максимальным использованием в технологических схемах законов гравитации и, прежде всего, естественной циркуляции теплоносителя.





В первой главе приводится литературный обзор по теме диссертации.

Дана краткая характеристика проблемных вопросов развития региональной атомной энергетики. Отмечено, что малая атомная энергетика в России и за рубежом всегда развивалась параллельно атомной энергетике больших мощностей.

Приведен обзор современных тенденций и проектов реакторов малой мощности.

Представлены анализ рынков сбыта продукции атомных ТЭЦ в регионах России и преимущества выработки тепла от отборов турбины (когенерации) на установках с корпусными кипящими реакторами. Показано, что для большинства городов России оптимальны многоблочные АТЭЦ с мощностью генератора до 120МВт и теплофикационной нагрузкой энергоблока до 200Гкал/час.

Поскольку окупаемость станций малой мощности непосредственно связана с металлоемкостью конструкций, то для цели теплоснабжения наиболее подходящим является вариант одноконтурной реакторной установки. В отечественной атомной энергетике направление одноконтурных реакторных установок с кипением в активной зоне было широко представлено канальными реакторами: РБМК, АДЭ, ЭГП-6.

За рубежом направление одноконтурных установок с кипением в активной зоне осваивалось на базе корпусных реакторов. Тенденция развития данного типа реакторов – это переход от принудительной циркуляции теплоносителя при реализации установок I, II и III поколений (проекты BWR 1–6, ABWR и SBWR) к естественной циркуляции теплоносителя и на её основе – к пассивным системам безопасности поколения III+ (проект ЕSBWR).

Сравнительный анализ зарубежных кипящих реакторов и реактора ВК-50 показывает, что многие аспекты безопасности специфически решаются в зависимости от уровня мощности реактора. Поэтому проведенные на ВК-50 исследования можно рассматривать как основу для создания проектов перспективных корпусных кипящих реакторов малой мощности.

В связи с тем, что в настоящее время ВК-50 является единственным действующим корпусным кипящим реактором со всережимной естественной циркуляцией теплоносителя, то необходим достоверный и максимально возможный объем знаний о свойствах безопасности данного реактора. Эти данные получены на основе исследований и экспериментов, а также модернизаций внутрикорпусных устройств реактора и систем установки, проведенных с участием автора.

Вторая глава посвящена анализу исследований и обобщению технологических аспектов безопасности установки ВК-50 как прототипа энергоблока атомной ТЭЦ.

Дано описание реакторной установки ВК-50 как объекта экспериментальных исследований.

Показано, что особенности циркуляции теплоносителя и кипение в корпусе реактора определяют:

  • радиационную безопасность,
  • взрывобезопасность радиолитических процессов,
  • состояние конструкционных материалов при длительной эксплуатации,
  • маневренность установки при больших изменениях технологических параметров,
  • динамические характеристики в аварийных режимах,
  • требуемые характеристики систем безопасности.

Физические особенности фазового переноса активности в теплоносителе определили радиационную безопасность ВК-50. С одной стороны, это слабопроницаемый межфазный (вода – пар) барьер для распространения из реактора негазообразных радионуклидов. С другой стороны, – непрерывная эффективная дегазация (удаление) теплоносителя и газообразных продуктов деления из контура. Оба фактора в совокупности с эффективной установкой подавления активности (УПАК) позволяют поддерживать выбросы газов в окружающую среду при нормальной эксплуатации реактора на уровне выбросов современных АЭС даже при наличии большого количества негерметичных твэлов: 35-100 ГБк/сутки.

Особенности фазового переноса активности позволяют эффективно определять дефекты оболочек твэлов на работающем и остановленном реакторе.

Кипение теплоносителя в активной зоне реактора формирует газовый режим установки. Исследования условий образования и уноса радиолитических газов из реактора с паром определили меры защиты оборудования от взрывов водорода. Эти технические меры были учтены в данной работе при создании концепций перспективных АТЭЦ с реакторами типа ВК. В частности, был проанализирован опыт стабильной работы контактного аппарата с подогревом парогазовой среды для осушки катализатора от влаги. С учетом этой особенности автором была предложена технология полного сжигания водорода в сдувочных линиях от локализующей оболочки корпуса реактора.

Исследования водно-химических режимов и материалов показали, что определяющим фактором состояния аустенитной стали в кипящем реакторе является её подверженность коррозионному растрескиванию и межкристаллитной коррозии. Исследованиями было установлено, что при установившихся в реакторе концентрациях 150-200мкг/кг кислород не оказывает негативного воздействия на внутрикорпусные устройства. Склонность к коррозионному растрескиванию и к межкристаллитной коррозии у нержавеющих сталей проявляется только при совместном действии кислорода с хлором на границе раздела пар/вода. Для исключения попадания хлора автором предложено для одноконтурных реакторных установок малой мощности осуществлять охлаждение конденсатора турбины дистиллятом, циркулирующим в замкнутом контуре с «сухими» градирнями.

Автором также были даны рекомендации по преимущественному использованию сталей перлитного класса в качестве конструкционных материалов не только основного контура реакторных установок типа ВК, но и самого корпуса реактора. Рекомендации по исключению аустенитной наплавки основаны на обнаруженных особенностях образования антикоррозионной пленки на трубопроводах из углеродистых сталей при поддержании концентрации кислорода 150-200мкг/кг. Отсутствие коррозионных повреждений в пароконденсатном тракте при различных нарушениях водно-химического режима подтверждает преимущества сталей перлитного класса в качестве основополагающего конструкционного материала для корпусных кипящих реакторов.

Проведенные эксперименты на реакторе ВК-50 показали, что для одноконтурных энергетических реакторов необходимо обеспечивать надежность и маневренность в следующих режимах:

1. при быстром изменении рабочего давления в реакторе,

2. при резком изменении вплоть до полного прекращения подачи питательной воды в реактор,

3. при резком изменении нагрузки потребителей электроэнергии, включая режим полного прекращения выдачи и приема электрической нагрузки от сети.

Экспериментально обосновано, что при снижении давления пара подача питательной воды препятствует объемному вскипанию теплоносителя и сохраняет необходимый движущий напор и уровень воды.



Pages:   || 2 | 3 |
 

Похожие работы:







 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.