Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

13.Определите конкретно консервативные положения, принятые при анализе аварии, связанной с разрывом паропровода на одном из ПГ, выполненном с помощью полномасштабного программного комплекса с трехмерной пространственной кинетикой.

14.Дайте качественные объяснения разнице в результатах расчетного анализа аварии с разрывом паропровода, проведенного по методологии Главного конструктора и проведенного с использованием полномасштабного программного комплекса с трехмерной пространственной кинетикой.

15.Обеспечивает ли принцип консервативности в понимании Главного конструктора надежность выводов о безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000?

Темы практических занятий на МФА РУ

1.Провести сравнение последствий аварии (поведение максимальных температур топлива и оболочки топлива в «горячем канале» и максимальной линейной нагрузки на твэл от времени) с разрывом паропровода без отсечения течи для 1-й топливной загрузки 2-го блока Калининской АЭС на начало кампании и для 22-й топливной загрузки 1-го блока Калининской АЭС на конец кампании. Дать объяснение разницы в масштабе последствий.

2.Определить значения температуры повторной критичности для 1-ой топливной загрузки 2-го блока Калининской АЭС и 22-й топливной загрузки 1-го блока Калининской АЭС на конец кампании в статическом и динамическом режимах моделирования. Исследовать зависимость величины температуры повторной критичности от величины погрешности в расчете «веса» АЗ и от числа ОР СУЗ (61, 91, 121). Дать объяснение разницы в величинах температуры повторной критичности между результатами, полученными в статическом и динамическом режимах моделирования.

3.Провести исследование последствий аварии (поведение максимальных температур топлива и оболочки топлива в «горячем канале» и максимальной линейной нагрузки на твэл от времени) с разрывом паропровода без отсечения течи от степени консерватизма, принимаемого в расчетных исследованиях.

371

4.Найти нужные действия для оперативного персонала АЭС во время аварии с паровой течью из КД для предотвращения образования парового пузыря над активной зоной или его устранения в случае его образования с целью устранения возможности расплава активной зоны.

5.Изучить протекание МПА с полным разрывом ГЦТ на входе

вреактор с обесточиванием АЭС и сравнить масштаб последствий, полученный при моделировании данной аварии на МФА РУ с масштабом, полученным Главным конструктором.

6.Изучить протекание аварии с заклиниванием одного ГЦН и сравнить масштаб последствий, полученный при моделировании данной аварий на МФА РУ с масштабом, полученным Главным конструктором.

7.Определение степени уменьшения масштаба консервативности при определении предельно возможных параметров безопасности с целью не превышения пределов нормальной эксплуатации (уменьшение величины множителей на величину среднего значения линейной тепловой нагрузки на твэл в модели «горячего канала») при реализации полной схемы перегрузок топлива «IN-IN-IN- OUT», когда на периферии активной зоны располагаются ТВС, простоявшие в активной зоне 2 и 3 года (полный аналог перегрузок

вреакторе PWR).

8.Определение минимальной скорости разгрузки реактора с помощью РОМ для 3-го блока Калининской АЭС в режиме с отключением одного ГЦН, при которой наступает кризис теплоотдачи, и сравнение полученных результатов с результатами, приведенными в ТОБ.

372

Список рекомендованной литературы

1.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89) ПН АЭ Г–1-024-90.

2.Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б.. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. Сборник «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС» . ОКБ «Гидропресс», ИКЦ «Академкнига» 2004

3.Шмелёв В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций. Сборник «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС» . ОКБ «Гидропресс», ИКЦ «Академкнига» 2004

4.Горохов А.К., Драгунов Ю.Г., Лунин Г.Л., Новиков А.Н., Цофин В.И., Ананьев Ю.А.. Обоснование нейтронно-физических и радиационной частей проектов ВВЭР. Сборник «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС». ОКБ «Гидропресс», ИКЦ «Академкнига» 2004

5.Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г. Экспериментальное обоснование тепло-гидравлической надежности реакторов ВВЭР. Сборник «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС». ОКБ «Гидропресс», ИКЦ «Академкнига» 2004

6.Спасков В.П. и др. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР. Сборник «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС». ОКБ «Гидропресс», ИКЦ «Академкнига» 2004

7.Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф., Васильев Б.Ю., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М. и др. ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. М.:

Логос.2006.

8.Букринский А.М. Аварийные переходные процессы на АЭС с ВВЭР. М.: Энергоиздат, 1982.

9.Овчиннинков Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. М.: Атомиздат, 1979.

10.Учебное пособие «Безопасность при эксплуатации атомных станций»: /Под ред. Н.Н. Давиденко/ Выговский С.Б., Давиденко

373

Н.Н., Наумов В.И., Рябов Н.О., Харитонов В.С., Чернаков В.А.. М.:

МИФИ, 2007.

11. Бать Г.А., Барталомей Г.Г. Основы теории и методы расчета ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.

12.Батурин Д.М., Выговский С.Б. Учет спектральной истории выгорания при подготовке нейтронно-физических констант ТВС ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2001,т 90, вып. 4.

13.Нейтронно-физические характеристики 16-й топливной загрузки 2-го блока Калининской АЭС. Альбом. Калининская АЭС. 2005.

14.Vigovsky S., Strashnych V., Bogachek L., Bay V.. Russia. The utilization of program complex PROSTOR in the investigations concerning the applicability of coolant natural circulation regime with the expanded parameters scale of NPP with VVER-1000 providing violation of normal operation regimes. International Conference on Fifty Years Nuclear Power – the Next Fifty Years, 27 June – 2 July 2004, Obninsk, Russian Federation.

15.Экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. Установка реакторная В-320. Программы и методики. РД ЭО 0150-99. Министерство РФ по атомной энергии. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ». М.: 1999.

16.Методики расчета коэффициентов и эффектов реактивности по результатам измерений на действующих энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000. 320.УС.НФХ.МР-99. РД ЭО 0151-99. Установка реакторная В-320. Министерство РФ по атомной энергии. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ». М.: 1999.

17.Dr. S. Vigovsky. Lectures and computer exercises on theme: «Structure and functional intent of nuclear steam supply system at NPP with VVER-1000. Distinctive features of VVER reactors.VVER-1000 Operation Issues». Workshop Оn Advanced Nuclear Power Plant Simulation. The Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics. 29 October – 9 November 2001. Miramare – Trieste, Italy.

18.Благовещенский А.Я. и др. Возможность эксплуатации реактора ВВЭР-1000 на энергетических уровнях мощности в режимах с потерей принудительной циркуляции теплоносителя. Доклад на 14-й конференции Ядерного Общества России по теме: «Науч-

374

ное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий». г.Удомля, 30 июня-4 июля 2003.

19.Выговский С.Б. и др. Опыт использования программного комплекса ПРОСТОР в расчетной поддержке эксплуатации Калининской АЭС и перспективы его дальнейшего применения на АЭС

сВВЭР-1000. Доклад на 14-й конференции Ядерного Общества России по теме: «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий». г.Удомля, 30 июня-4 июля

2003.

20.Техническое обоснование безопасности АЭС. Калининская АЭС, Энергоблок № 3,. книга 5, Нижегородский научноисследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ», Инв. А – 53662 (изм.1,2). 2001.

21.Нейтронно-физические характеристики активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 при работе на номинальной мощности с нештатным положением ОР СУЗ. Трехлетний топливный цикл. Отчет о НИР (промежуточный). ВНИИАЭС НПО "Энергия", N ОЭ-2998/91,-М., 1991.

22.Анализ и расчетное обоснование требований к минимально допустимой эффективности аварийной защиты и эффективности рабочей группы ОР СУЗ реакторов В-1000 в переходных и аварийных режимах. ВНИИАЭС НПО "Энергия", N201112171, 1991.

23.Установка реакторная В-320. Расчет тепло-гидравлический. Нарушение нормальных условий эксплуатации. Основные режимы. 320.00.00.00.000 РР02.3, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1979.

24.Установка реакторная В-320. Расчет теплогидравлический. Аварийные ситуации с разрывом трубопроводов 2 контура. 320.00.00.00.000 РР02.8, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1979.

25.Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Расчет параметров 1 контура при разрывах трубопроводов "ТЕЧЬ-М-4", ГКАЭ ОКБ "Гидро-

пресс", 1984.

26.Комплекс программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов. Методика расчета параметров 1 контура при аварийных разрывах в условиях повторного залива активной зоны ЗАЛИВ-П, Б-606, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1983.

375

27.Повышение надежности реакторной установки В-320. Расчет тепло-гидравлический. Анализ влияния попадания азота в ре-

актор. 320.100.00.00.000 РР02.1, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1986.

28.Установка реакторная В-320. Расчет теплогидравлический. Расчет температурного поля твэлов с определением масштаба разгерметизации. 320.00.00.00.000 РР02.13, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", 1986.

29.Система внутриреакторного контроля (СВРК), Калининская АЭС, Блок № 3, РУ В-320. Руководство сопровождающего физика.

РНЦ «КИ».2004.

30.Подготовка верификационного отчета, необходимого для аттестации программы ПЕРМАК-3D, с учетом дополнительных данных и передача программы на аттестацию. Отчет РНЦ «Курча-

товский институт», инв. № 32/1-74-406, 2006.

31.Выговский С.Б., Зимин В.Г., Семенов А.А., Страшных В.П., Чернов Е.В. и др. Приложение к аттестационному паспорту №182 от 28.10.2004. Программный комплекс ПРОСТОР (версия 1).

32.Кавун О.Ю., Мальцев М.Б. Никитин А.Ю., Таранов Г.С., Умрихин А.Ю.. Программный комплекс для моделирования динамических режимов установок с реакторами водо-водяного типа

РАДУГА Тезисы докалада на семинаре «Теплофизика-90».

г. Обнинск, 1990, С.128-134.

33. Аттестационный паспорт программного средства NOSTRA, НТЦ ГАН РВ, 2003.

376