Гідродинаміка ядерного реактора ВВЕР- 1000.
Автор: Шепетько-Ткач Діана Юріївна
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2023-2024 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Шепетько-Ткач Д.Ю., Семерак М.М. (керівник). Гідродинаміка ядерного реактора ВВЕР- 1000. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет “Львівська політехніка”, Львів, 2023. Розширена анотація. Ядерний реактор у гідродинамічному відношенні являє собою складне поєднання паралельно і послідовно з’єднаних трактів, які характеризуються: геометричними формами, що різко змінюються по прохідному перетину, стисненими та завуженими умовами входу і виходу в тракти; інтенсивними пульсаціями швидкості, тиску, витрати, викликаними як недосконалістю форм каналів, так і зміною режиму перебігу двофазного потоку; малою жорсткістю елементів, що обмежують потік і взаємодіють із ним, насамперед твелів, чохлів ТВЗ, колекторів та інших. Зростання енергетичного напруження та потужності реакторів призводить до зростання швидкостей та витрат теплоносія, збільшення його динамічного впливу на елементи конструкції реактора, в першу чергу на елементи активної зони. Недооцінка цієї обставини при конструюванні реактора може призвести до ускладнень під час експлуатації або значного невиправданого погіршення техніко-економічних показників через великі коефіцієнти запасу. Гідродинамічна дія потоку не обмежується виникненням додаткових середніх у часі навантажень на елементи конструкції, але, що особливо важливо, супроводжується появою змінних циклічних навантажень, зумовлених пульсаціями швидкості та тиску при турбулентному протіканні теплоносія. В даний час методи обліку гідродинамічної взаємодії потоку та елементів конструкції знаходяться у початковій стадії розвитку. Тому основою оптимізації конструкційних рішень та основним шляхом оптимального гідравлічного профілювання елементів реактора є експериментальне дослідження на моделях. Усі вище вказані процеси і задачі є актуальними для реактора енергоблоку 8 No3 Рівненської АЕС. Тож основою досліджень в роботі будуть гідродинамічні процеси під час роботи ядерного реактора ВВЕР-1000, з метою подальшого моделювання та аналізу гідродинамічних параметрів роботи, на прикладі 3-го енергоблоку Рівненської АЕС. Метою дослідження є моделювання гідродинамічних процесів в ядерному реакторі. Об’єкт дослідження - гідродинамічні процеси при роботі ядерного реактора типу ВВЕР-1000. Предмет дослідження - моделювання та дослідження гідродинамічних параметрів роботи 3-го енергоблоку Рівненської атомної електростанції. В першому розділі роботи розглянуто теоретичну особливість взаємодії теплоносія з елементами конструкції ядерного реактора, зокрема: турбулентну структуру потоку; пульсацію тиску у каналах; вібрацією елементів конструкції в потоці теплоносія; вплив кута повернення потоку на розподіл теплоносія по паралельним каналам; гідродинамічну структуру потоку в кільцевій порожнині з екраном. У другому розділі проведемо аналіз вихідних даних для гідравлічних розрахунків, які взяті, для прикладу, з енергоблоку No3 Рівненської АЕС. Проаналізовано гідравлічну характеристику ТВЗ та узагальнену витрату теплоносія через реактор енергоблоку No3 Рівненської АЕС, витрати теплоносія через реактор і перерозподіл витрат по ТВЗ в перехідні паливні кампанії завантаження з мінімальним урахуванням відхилень. В третьому розділі представлені розрахунки гідравлічного навантаження на ТВЗ в активній зоні, на основі моделювання гідродинамічних процесів в ядерному реакторі. В економічній частині роботи наведено розрахунок витрат на науково- дослідну роботу пов’язану з гідродинамічним розрахунком ядерного реактора типу ВВЕР- 1000. Якісна та кількісна оцінка науково-технічної результативності роботи показала більшу ефективність наукової (0,72) та науково-технічної (0,64) значимості роботи. 9 У п’ятому розділі розроблено функціональну схему автоматизації регулювання потужності енергоблоку АЕС в режимі підтримки тиску пари у другому контурі. Також для розробленої схеми було вибрано комплекс технічних засобів, основними перевагами яких є безпека, надійність і економічність експлуатації ядерної енергетичної установки. У додатку А до роботи представлено оцінку впливу зміщення ТВЕЛів на гідравлічні характеристики ТВЗ. Ключові слова: гідродинаміка, теплоносій, гідродинамічні процеси, тепловиділяючий елемент, тепловиділяюча збірка, активна зона, конструкція реактора, ядерний реактор, атомна електрична станція. Перелік використаних літературних джерел: 1. Загальні положення щодо забезпечення безпеки атомних станцій (ОПБ- 2000), НП 306.1.02/1.034 - 2000, АЯР України. – К., 2000. – 44 с. 2. Делайє Дж., Гіо М., Рітмюллер М. Теплообмін та гідродинаміка в атомній та тепловій енергетиці. - М.: Вища школа, 1984. - 424 с. 3. Козачков І. В., Алі Хасан Могаддам. Моделювання теплогідравлічних процесів при тяжких аваріях на АЕС. – К.: НТУУ «КПІ», 2008. – 172 с.