Підвищення надійності енергоблоку з реактором ВВЕР при течах першого контуру шляхом застосування системи охолодження басейну витримки.
Автор: Бендюг Олександр Анатолійович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2021-2022 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Бендюг О. А., Матіко Г. Ф. (керівник). Підвищення надійності енергоблоку з реактором ВВЕР при течах першого контуру шляхом застосування системи охолодження басейну витримки Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2021. Магістерська кваліфікаційна робота присвячена підвищенню надійності енергоблоку з реактором ВВЕР при течах першого контуру шляхом застосування системи охолодження басейну витримки. Зокрема, проведено оцінку надійності першого контуру, аналіз аварійних режимів при течах першого контуру з використанням штатних систем охолодження та систем безпеки та аналіз аварійних режимів при течах першого контуру з використанням системи охолодження басейну витримки. Об’єкт дослідження – перший контур енергоблоку атомної електростанції з реактором ВВЕР. Предмет дослідження – аварійні режими енергоблоку атомної електростанції з реактором ВВЕР з втратою теплоносія першого контуру. Мета дослідження – підвищення надійності енергоблоку з реактором ВВЕР при течах першого контуру шляхом застосування додаткового теплообмінника системи охолодження басейну витримки для відведення тепла. У магістерській кваліфікаційній роботі було проаналізовано аварійні режими роботи енергоблоку з реактором ВВЕР при малих, середніх і великих течах першого контуру з використанням як штатних систем безпеки, так і з додатковим використанням системи охолодження басейну витримки, для забезпечення більш повної і надійної локалізації чи обмеження наслідків аварії. Проведено розрахунки які показують, що ймовірність відмови обладнання і систем при течах першого контуру дуже мала для окремого блоку. Але в зв’язку з тим, що в світі кількість експлуатованих енергоблоків налічує близько п’яти сотень, то ця ймовірність різко зростає. Важливим фактором є і те, що значна кількість енергоблоків АЕС працюють ще зі старим обладнанням, тому ймовірність відмови зростає ще більше. Проаналізовано роботу енергоблоку при течах першого контуру з використанням штатних систем охолодження та систем безпеки. Слід відзначити, що при тривалій роботі обладнання, відбувається інтенсивне вимивання продуктів руйнування теплоізоляції, що призводить до забруднення теплообмінників штатних систем і значно погіршує роботу теплообмінного обладнання систем охолодження. Тому для забезпечення надійного і тривалого відведення залишкових тепловиділень протягом тривалого часу замість виведених з ладу теплообмінників систем аварійного охолодження активної зони запропоновано підготувати до роботи теплообмінники системи розхолоджування басейну витримки, підключивши їх до тракту циркуляції за спеціально розробленою програмою відповідно до принципової схеми. В роботі досліджено застосування системи охолодження басейну витримки в аварійному режимі при течах першого контуру. Проаналізовано особливості роботи цієї системи в аварійному режимі роботи енергоблоку. Виконано також аналіз надійності системи охолодження басейну витримки при роботі системи в аварійному режимі при течах першого контуру, зокрема проведено імовірнісний розрахунок надійності системи охолодження для трьох випадків: без резервування, з резервуванням одного каналу, з резервуванням двох каналів. Встановлено, що ймовірність безвідмовної роботи системи з резервуванням значно більша, ніж робота системи без резервування, що дає можливість використовувати теплообмінник системи охолодження басейну витримки і значно підвищити надійність охолодження першого контуру в аварійних режимах. Проведено оцінювання ефективності роботи енергоблоку АЕС з реактором ВВЕР та визначення основних його техніко-економічних показників: капітальні вкладення для АЕС, річну витрату природного ядерного палива, річну витрату збагаченого і природного урану, річні амортизаційні відрахування, річне вироблення та річний відпуск електричної енергії. Розроблено автоматизовану систему керування технологічним процесом в реакторній установці. Для цього детально проаналізовано особливості технологічного процесу в реакторній установці, обґрунтовано номінальні значення технологічних параметрів, вибрано місця контролю, регулювання, керування, сигналізації, захисту та блокування, розроблено функційну схему автоматизації реакторної установки, вибрано відповідні технічні засоби автоматизації та складено специфікації обраних засобів. Ключові слова: надійність, ймовірність безвідмовної роботи, басейн витримки, система охолодження, резервування, теча, аварійний режим. Перелік використаних літературних джерел. 1. Т. Х. Маргулова. Атомные электрические станции. – Москва: Высшая школа. – 1984 г. 2. А. И. Клемин. Надёжность ядерной энергетической установки. Основы расчета. – Москва: Энергоатомиздат. – 1987 г. 3. В. А. Гриценко. Основы безопасности АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. – Киев. – 1993 г. 4. Н. И. Сулханишвили. Методика расчета аварий с потерей теплоносителя: Препринт – Севастополь: ИАЭ. – 1982 г. 5. Система охлаждения реактора с использованием системы охлаждения бассейна выдержки. – Киев: Атомэнергопроект. – 1991 г. 6. А. Ю. Погосов, А. В. Королев, О. В. Деревянко. Предаварийные физические процессы и надежный теплоотвод в ядерных энергоустановках. – Одесса: Наука и техника. – 2014 г.