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 | 4 | 5 |

Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физических, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Пономаренко Григорий Леонидович

ОБОСНОВАНИЕ ПОВЫШЕНИЯ

ТЕХНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ ВВЭР

С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ НЕЙТРОННо-физическиХ,

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ

расчетных МЕТОДОВ

Специальность: 05.14.03 – "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Автор:

Подольск – 2011


Работа выполнена в Открытом акционерном обществе "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР Опытном Конструкторском Бюро “ГИДРОПРЕСС”

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор 

Тошинский Георгий Ильич

(ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского)

доктор технических наук

Ельшин Александр Всеволодович

(ФГУП "НИТИ им. А.П. Александрова")

доктор технических наук

Кавун Олег Юрьевич

(НТЦ ЯРБ Ростехнадзора)

Ведущая организация: НИЦ "Курчатовский институт", г. Москва

Защита состоится "21" сентября 2011 г. на заседании диссертационного совета Д 418.001.01 при ОКБ «ГИДРОПРЕСС» по адресу: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Автореферат разослан "01" августа 2011 г.

Просим прислать отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

кандидат технических наук А.Н. Чуркин

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Одним из основных направлений стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века является эволюционная модернизация ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, на ближайшие годы конкретизированная в федеральной целевой программе АЭС-2006 и в программе форсирования мощности действующих реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, а также в ряде отраслевых программ атомного энергопромышленного комплекса России. Из 57 строящихся ныне в мире реакторов – 49 PWR1 и ВВЭР. Важной составляющей эволюционной модернизации является достижение разумного баланса между безопасностью и экономической эффективностью. Необходимость и техническая возможность повышения конкурентоспособности, эффективности и безопасности действующих и проектируемых ядерных энергоблоков с реакторами ВВЭР определяет актуальность работы. Актуальность также в том, что повышение уровня расчетного обоснования позволяет уменьшить вероятность потенциальных ядерных аварий, которую несет в себе ядерное топливо при его транспортировке, хранении, и загруженное в реактор. Решение задач отдельного нейтронно-физического расчёта и во взаимосвязи с теплогидравлическим, с применением современных программных средств и методологии, повышает качество проектов и позволяет обоснованно повысить мощность реактора и эффективность использования ядерного топлива при соблюдении безопасности АЭС. Диссертационная работа посвящена решению важной и актуальной научно-технической проблемы – разработке и внедрению новых методических подходов к обоснованию модернизации реакторных установок (РУ) ВВЭР с использованием нейтронных и теплогидравлических расчётных кодов улучшенной оценки и вероятностных методов, и выработка на их основе научно обоснованных технических решений по модернизации активной зоны и повышению мощности, надёжности, безопасности и экономичности действующих и проектируемых реакторов ВВЭР.



Целью диссертационной работы является анализ и обоснование возможности модернизации РУ ВВЭР, направленные на повышение её мощности, надёжности и безопасности, анализ нормативно-технической документов (НТД), сравнение отечественных НТД с зарубежными и формирование на этой основе предложений по необходимой модификации положений российских НТД в ядерной области в аспекте сближения с общепринятыми в мире определениями, формулировками и философией безопасности.

Достоверность и обоснованность полученных результатов. При разработке расчётных моделей, методик и программ использовались базовые положения и методы теории переноса нейтронов, теплофизики, гидродинамики, теории вероятностей и математической статистики, известные численные методы. Верификация кодов и расчётных моделей выполнялась путём сопоставления с результатами моделирования по другим кодам и с экспериментами. Достоверность моделирования подтверждена также процедурами аттестации кодов и лицензированием выполненных проектных обоснований модернизаций в надзорном органе.

На защиту выносится (предмет защиты): Методология обоснования модернизации РУ с ВВЭР с использованием нейтронных, теплогидравлических и вероятностных расчётных кодов и методов, в том числе в их взаимосвязи. Разработка научно обоснованных технических решений для модернизации тепловыделяющих сборок (ТВС) и активной зоны и повышения мощности, надёжности, безопасности и экономичности действующих и проектируемых реакторов ВВЭР. Конкретные аспекты включают:

- внедрение в практику обоснования проектов ВВЭР новых кодов (инженерных и прецизионных);

- реализация концепции разумного консерватизма при проведении анализов безопасности;

- анализ ряда сложных стационарных и нестационарных процессов с выявлением их существенных особенностей, уточнением роли внутренне присущих свойств ядерного топлива и границ живучести ВВЭР;

- разработку и внедрение ряда новых вероятностных подходов и методов (в том числе метод BEPU2-GP);

- связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов при обосновании безопасности;

- обоснование низкого значения вероятности отказа аварийной защиты (АЗ) по требованию менее 10-5 в соответствии с ГОСТом для активной зоны типа ВВЭР-1000 с различными количествами органов регулирования системы управления и защиты – ОР СУЗ (от 49 на блоке 1 ЮУАЭС до 121 шт. на АЭС-2006);

- обоснование безопасности при наиболее значимых реактивностных авариях при модернизации и повышении мощности РУ ВВЭР-1000;

- обоснование ядерной безопасности при транспортировке и хранении усовершенствованного ядерного топлива;

- предложения по усовершенствованию измерений нейтронно-физических (НФ) и теплогидравлических (ТГ) характеристик на атомных энергоблоках;

- предложения по модификации положений российской НТД в ядерной области.

Научная новизна. 1. Усовершенствована методология обоснования безопасности РУ с ориентацией на реалистические расчётные коды, учитывающие пространственные эффекты, включая безопасность при транспортировке и хранении ядерного топлива. Даны предложения по усовершенствованию измерений на действующих энергоблоках. Практически реализована концепция разумного консерватизма при проведении анализов безопасности.

Разработаны новые вероятностные подходы и методы, в том числе:

- для определения критериев успеха АЗ для ВАБ и минимальной достаточности АЗ для ВВЭР;

- для моделирования распределений мощности по твэлам и твэлов по мощности, с учетом возможных технологических, расчетных и эксплуатационных неопределенностей;

- для усовершенствования концепции инженерных коэффициентов запаса при проведении анализов безопасности.

Впервые сформулирована идея измерения перемешивания теплоносителя в реакторе на действующих энергоблоках методом борного регулирования (создание неравномерной концентрации жидкого поглотителя) и выполнено её расчётное обоснование.

2. Используя новые подходы, проанализирован ряд сложных стационарных и нестационарных процессов и выявлены их существенные особенности. Это аварийные режимы с вводом реактивности (RIA3), в том числе авария с прохождением «пробки» чистого конденсата (ЧК) в активной зоне. Проанализированы границы живучести ВВЭР в режимах RIA. Произведена оценка точности расчетов по кодам САПФИР-RC и КОРСАР/ГП4 состояний с неполным перекрытием топлива поглотителем, с использованием прецизионного кода MCNP. Впервые детально проанализированы локальные пики энерговыделения, возникающие за счет технологических допусков на шаг твэлов, поперечный размер и высота топливного столба ТВС ВВЭР-1000, искривления ТВС ВВЭР-1000, случайные зазоры между топливными таблетками в твэлах с МОХ (UO2+PuO2) и UО2 с анализом растечек тепла.

3. Предложены несколько новых технических решений по модернизации конструкций ТВС ВВЭР для снижения неравномерностей энерговыделения и охлаждения, повышения эффективности топливоиспользования.

4. Предложено радиально-аксиальное профилирование обогащения топлива в ТВС ВВЭР как способ повышения запасов по безопасности и управления локальным и интегральным равновесным аксиальным профилем и оффсетом энерговыделения.

5. Впервые проанализированы принципиальные аспекты режима слежения за нагрузкой в ВВЭР-1000 (регулирование поля энерговыделения, анализ изменения локальных энерговыделений при перемещении ОР СУЗ, минимизация водообмена).

Практическая значимость и внедрение результатов работы. Обоснованы повышение мощности действующих энергоблоков с ВВЭР-1000 до 104 % и до 18 мес. длительности кампании реактора в аспекте безопасности режимов с вводом реактивности5.

Обоснована безопасность повышения недохода ОР до нижнего торца топлива, реализующегося при увеличении длины топливного столба в ВВЭР-1000.

Обоснована безопасность работы реактора в режимах с вводом реактивности на блоке 3 Калининской АЭС с уменьшенным количеством ОР СУЗ при опытной эксплуатации группы ОР СУЗ без их «страгивания».

Обоснована ядерная безопасность при транспортировке и хранении топлива для ряда российских и зарубежных АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Разработаны и использованы расчётные коды и методы:

- ЗАЗОР – для вероятностного моделирования аппроксимирующих функций распределения межкассетных зазоров в активной зоне;

- МЕХ – программная реализация вероятностного подхода для расчета воздействия неопределенностей на распределение энерговыделения в активной зоне;

- ТВЭЛ-2D – для расчета аксиальных растечек тепла в твэле при наличии узких пиков энерговыделения от зазоров между таблетками или вблизи аксиального отражателя;

- метод BEPU-GP для определения критериев успеха АЗ для ВАБ при условии множественного застревания ОР СУЗ.

Произведена адаптация базовой версии программы БИПР-7 (в 1998-2000 гг.) для создания возможности моделирования активных зон ВВЭР с множеством сортов высотного профилирования топлива, а также с кассетами разной высоты топливных частей, которые затем были внедрены в действующие реакторы ВВЭР-10006.

Получены патенты РФ на изобретения: № 2166214 С1 «Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора», № 2219600 «Способ снижения неравномерности распределения теплотехнических запасов в ТВС», № 2003116108 «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора».

Более равномерная расстановка твэлов и направляющих каналов (НК), а также повышение количества поглощающих элементов в пучке ТВС были приняты в качестве основного варианта в проекте реактора ВВЭР-1500, что повышает показатели безопасности и экономичности.

Личный вклад автора характеризуется либо как существенный либо как определяющий, при решении всех задач, описанных в пунктах "Предмет защиты", "Научная новизна", "Практическая значимость и внедрение результатов работы", и дополнительно к ним личный вклад автора включает технические и организационные аспекты, представленные ниже:

Из проведенного автором анализа нескольких российских альтернативных программных комплексов для внедрения в ОКБ "Гидропресс", по его предложению, был выбран программный комплекс (ПК) улучшенной оценки САПФИР-RC, разработанный в НИТИ им. А.П.Александрова. При непосредственном участии соискателя, как представителя Заказчика, ПК САПФИР-RC был доработан специалистами НИТИ по техническому заданию ОКБ "Гидропресс", и аттестован в надзорном органе в 2005 г. Соискатель лично выполнил ряд принципиальных нестандартных расчётов, позволивших повысить уровень расчётов и обеспечить лучшее понимание путей модернизации ТВС и активной зоны. Соискателем, в 1990-1991 гг. была проведена организационно-техническая работа по внедрению в ОКБ "Гидропресс" новой прецизионной программы MCU для расчётов НФХ методом Монте-Карло, разработанной в РНЦ «Курчатовский институт». В течение последующих десяти лет он лично провёл по ней серию расчётов, позволивших поднять уровень расчётов по таким аспектам как обоснование внедрения гафниевых пластин в область стыковочного узла кассет ВВЭР-440, обоснование безопасности при транспортировке и хранении топлива для ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, анализ влияния искривления ТВС на энерговыделения в активной зоне ВВЭР-1000 и т.п.





Соискателем, в начале 2000-х годов проведён анализ зарубежных мероприятий по форсированию мощности легководных реакторов и аргументировалась возможность повышения мощности действующих энергоблоков с ВВЭР-1000 еще до того, как это стало признанным приоритетом и отраслевым Заказом (т.е. после 2005 г.).

Апробация работы: Результаты работы, изложенные и использованные в диссертации докладывались соискателем на научно-технических симпозиумах, конференциях, семинарах, мероприятиях МАГАТЭ, опубликованы в виде журнальных статей, кандидатской диссертации, в виде отчётов по международным проектам TACIS7, отчётов о НИР, а также оформлены в виде заявлений в Комитет РФ патентам и товарным знакам о выдаче патентов на изобретения, в частности:

  • на заседаниях и симпозиумах Временного Международного Коллектива (ВМК) по физике ВВЭР в 1984, 1985, 1987, 1989, 1996 гг.;
  • на заседаниях и симпозиумах Международного Коллектива AER (Atomic Energy Researches) в 1998, 2006, 2007 и 2010 гг.;
  • на XI семинаре по проблемам физики реакторов Волга в 2000 г.;
  • на научных сессиях МИФИ в 2001 и 2002 гг.;
  • на международных конференциях по безопасности АЭС с ВВЭР, в г. Подольск, в 2001, 2003, 2005, 2007, 2009 и 2011 гг.;
  • на Финско-Российском семинаре по обмену опытом эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440, Финляндия, г. Хельсинки, 1999 г.;
  • в кандидатской диссертации соискателя, защищённой в 2002 г.;
  • на специализированных семинарах в РНЦ "Курчатовский институт" - презентация кандидатской диссертации соискателя 22.03.2002 г. и презентация положений докторской диссертации соискателя 28.05.2010 г.;
  • публикаций в журнале “Атомная энергия” в 1999, 2001, 2003 и 2006 гг.;
  • публикации статей в журнале “Вопросы атомной науки и техники” в 2002, 2004, 2006, 2007 и 2009 гг.;
  • на конференции "Оценка экспериментальных данных и верификация расчётных кодов" в НИТИ им. А.П.Александрова в 2004 г.;
  • на международной конференции "BE-2004" по усовершенствованию BE методов в анализе безопасности ядерных установок в Вашингтоне в 2004 г.;
  • на международной конференции МНТК-2004 в концерне Росэнергоатом в 2004 г.;
  • на международном семинаре по новым аспектам и развитию вычислений, оценок и обоснований в области реакторной физики, в Гархинге, GRS, Германия в 2006 г.;
  • на международной тематической конференции МАГАТЭ по усовершенство-

ванным методам оценки безопасности для ядерных реакторов, г. Тэджон

(Южная Корея) в 2007 г.;

  • в ряде лекций, прочитанных соискателем в рамках тренировочного курса МАГАТЭ по управлению и лицензированию ядерного топлива, Румыния, Curtea de Arges, 29 ноября - 03 декабря 2010 г.;
  • на региональном техническом совещании МАГАТЭ по квантификации запасов по безопасности. Венгерское Агентство по Атомной Энергии, г. Будапешт, 9-13 мая 2011 г.;
  • на конференции по ядерной технологии ICONE-17 в г. Брюссель (Бельгия) в 2009 г.;
  • в отчётах по проектам TACIS "Анализ активной зоны ВВЭР-1000" в 1995 г. и "Анализ аварий с отказом системы аварийной защиты ВВЭР-1000" в 2007 г.;
  • в трёх патентах Российской Федерации на изобретения от 2001-2003 г., два из которых внедрены в производство кассет ВВЭР-440.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 49 работ, в том числе: три патента на изобретения в соавторстве; 5 статей в журнале "Атомная энергия"; 5 статей в журнале "Вопросы атомной науки и техники". Список из 34 основных работ автора приводится в конце автореферата.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения, трёх приложений и списка литературы, включающего 259 наименований, содержит 350 страниц машинописного текста, включая 120 рисунков и 27 таблиц.

содержание работы

Во введении описаны задачи эволюционной модернизации АЭС с реакторами ВВЭР и примеры её реализации как основного пути развития коммерческой АЭ в России на ближайшие 20 лет. Задачей НИОКР является достижение разумного баланса между безопасностью и эффективностью. Эволюционная модернизация проектов АЭС с ВВЭР есть крупная научно-техническая проблема, имеющая приоритетное хозяйственное значение, решение которой должно вносить существенный вклад в развитие экономики страны. Её осуществление базируется на ряде важных задач обоснования научно-технических решений.



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |
 

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.