Дослідження системи охолодження активної зони низького тиску реакторної установки ВВЕР-1000 енергоблоку ХАЕС
Автор: Копійко Сергій Олександрович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2024-2025 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Копійко С.О., Семерак М.М. (керівник). Дослідження системи охолодження активної зони низького тиску реакторної установки ВВЕР – 1000 ВП Хмельницької АЕС. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2024. Розширена анотація Реактор ВВЕР-1000 є водо-водяним енергетичним реактором корпусного типу і призначений для перетворення внутрішньоядерної енергії палива у теплову енергію. За принципом роботи ВВЕР-1000 є гетерогенним ядерним енергетичним реактором корпусного типу на теплових нейтронах. Теплоносій, водо-водяного ядерного реактора, виконує роль сповільнювача нейтронів для активної зони, містить розчинену борну кислоту, яка використовується для рідинного управління реактивністю ядерного реактора, а також виконує функцію відводу тепла від активної зони реактора. Перший контур працює під тиском, досить високим, щоб не допустити кипіння теплоносія при проектних параметрах. Будучи замкнутим і герметичним, перший контур також виконує функції бар’єра, який перешкоджає виходу продуктів поділу. Границя першого контуру є третім з п’яти таких бар’єрів, що перешкоджають проникненню продуктів поділу і радіоактивного випромінювання в навколишнє середовище. Решта чотири бар’єри, що перешкоджають поширенню продуктів поділу і випромінювання в навколишнє середовище є: паливна матриця, оболонка тепловиділяючого елемента (ТВЕЛ), біологічний захист і система герметичного огородження. Перший контур є найважливішим бар’єром безпеки, оскільки в разі його відмови не тільки втрачається один з бар’єрів, але і створюються несприятливі умови для решти бар’єрів: ТВЕЛів і системи герметичного огородження. Тому перший контур повинен мати високу стійкість до різних впливів в умовах аварійних ситуацій і аварій. Проектом РУ передбачені активні і пасивні системи безпеки, які при різних аварійних ситуаціях мають забезпечити цілісність обладнання першого контуру. Одною із таких систем є системи охолодження активної зони 2 низького тиску реакторної установки ВВЕР – 1000. Відповідно вона відноситься до захисних систем безпеки. Система аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ), поєднуючи функції пристрою нормальної експлуатації та захисного пристрою, повинна забезпечувати відведення тепла від активної зони в аварійних режимах і в режимах планового і ремонтного розхолоджування. Тому для виконання цих функцій необхідно забезпечити достатню ефективність роботи теплообмінників (ТО) САОЗ. Один із основних факторів, які впливають на зниження ефективності роботи теплообмінників, це утворення карбонатних відкладень на теплообмінних трубках через високий вміст солей в технічній воді. Щоб уникнути подібних ситуацій, здійснюються заходи щодо контролю ефективності теплообмінників. Вони дають можливість підтримувати систему аварійного охолодження активної зони в працездатному стані. Об?єкт дослідження – система охолодження активної зони низького тиску реакторної установки ВВЕР – 1000 Предмет дослідження – залежність ефективності роботи теплообмінника від величини карбонатних відкладень на теплообмінних трубках. Мета дослідження: визначення чисельних значень температурних характеристик теплоносія, коефіцієнтів теплообміну, потужності ТО САОЗ, які можуть бути прийняті в якості граничних, забезпечуючи ефективну роботу системи в цілому. У магістерській кваліфікаційній роботі пропонується виконати дослідження впливу деградації теплообмінників на ефективність САОЗ при роботі в аварійних і планових режимах, а також впливу глушіння різної кількості теплообмінних трубок. Для різних варіантів забруднення теплопередаючій поверхні і глушіння трубок парогенератора (ПГ) визначити чисельні значення температурних характеристик теплоносія, коефіцієнтів теплообміну, потужності ТО САОЗ, які можуть бути прийняті в якості граничних. Провести моделювання охолодження за схемою планового 3 (ремонтного) і аварійного розхолоджень, оцінити можливі критерії деградації теплопередавальної здатності ТО САОЗ. Для цього розробити розрахункову модель теплообмінника САОЗ для теплогідравлічного коду RELAP5 / MOD3. Використання цього методу має ряд переваг: він економічно вигідний, дозволяє прогнозувати процес деградації теплообмінника і своєчасно планувати виведення його в плановий ремонт і очистку, уникаючи не працездатності системи в цілому і необхідності виводу в позаплановий ремонт. Забезпечення гранично допустимої ефективності теплообмінника САОЗ є важливим завданням для всіх режимів експлуатації АЕС. Система, яка є захисною системою безпеки, повинна забезпечувати максимальне охолодження теплоносія першого контуру. Проведені розрахунки показали, що зі збільшенням відкладень в трубках теплообмінника САОЗ ефективність роботи ТО знижується, що призводить до більш раннього перевищення встановленої межі температури теплоносія на виході з теплообмінника САОЗ, рівного 90 ° C (при температурі на вході 150 ° C), при менших витратах. Аналогічна ситуація виникає і при збільшенні кількості заглушених трубок. Отримані результати вказують на необхідність проведення періодичного контролю і перевірок стану трубок теплообмінника САОЗ. Щоб уникнути (відстрочення) накопичення шламу в трубах доцільно розглянути варіант використання додаткових ступенів очищення, установки фільтрів. У розділі економічної частини визначено оціночну вартість виконання робіт з аналізу роботи СОАЗ: на розробку моделі, її перевірку, затрати на заробітну плату персоналу, вартість використовуваної персональної техніки та інше. У розділі автоматизації розроблено функціональну схему автоматизації системи охолодження активної зони низького тиску реакторної установки ВВЕР – 1000. Ключові слова: реакторна установка, охолодження активної зони, ефективність теплообмінника. 4 Перелік використаних джерел літератури: 1. Маргулова Т.Х. Атомні електричні станції-четверте видання перероблене і доповнене. Вища школа, 1984-304с. 2. Дементьєв Б.А. Ядерні енергетичні реактори. Енергоатомвидав,1984.-280 с. 3. Установка реакторна В-320. 1 контур. Інструкція з експлуатації. №2.РЦ.0064.ІЕ-22. 4. Ядерні енергетичні установки, під редакцією Доллежаля Н.А., Енергоатомвидав , 1990. 5. Широков С.В. Фізика ядерних реакторів, навчальний посібник, видання друге, 1988. – 288 с. 6. Установка реакторна В-320. Вимоги до загально станційних і допоміжних систем АЕС, зі сторони реакторної установки 320.00.00.00.000Д43. 9. Інструкція з експлуатації головної циркуляційної помпи ГЦН-195М і його допоміжних систем. 10. Технологічний регламент безпечної експлуатації блоку, №2.ТО.0122.ІЕ-22. 11. Заводська інструкція з експлуатації помпи типу ЦПР 800 – 230. 12.Реактор. Пояснювальна записка. 320.06.00.00.000 ПЗ. 13. Устаткування шахти ядерного реактора. Пояснювальна записка. 320.01.00.00.000 ПЗ. 14. Технічне обгрунтування безпеки споруди і експлуатації АЕС. Доопрацюв ання. Книга 1. Київ, 1991 р. 15. Конструкція реактора ВВЭР- 1000 Посібник для навчання НТЦ ВП «Запорізька АЕС». 1999 р. 16. Реактори ВВЕР1000. Керівництво для підготовки студентів. Розроблене Д женерал Физикс Корпорэйшн для Хмельницької АЕС. 17. С.В. Широков «Ядерні енергетичні реактори». Київ. 1997 р. 18. Реактор і головний циркуляційний контур. Учбова документація. РАЕС 19. Буканов В.Н., Васильєва А.В., Вишнєвський И.Н., Гаврилюк В.И., Гриценко А.В., Демехин В.Л. 15. Неделин О.В. «Визначення радіаційного навантаження корпусу ВВЭР-1000». Журнал «Атомна енергетика та промисловість України». №1. 1999 рік