Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Саркисов А. А., Пучков В. Н.
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок, — Москва: Энергоатомиздат, 1989.

Комплексно рассмотрены физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок (ЯППУ) с водо-водяными реакторами. Описаны нестационарные процессы в реакторах, средства изменения реактивности, тепловые и гидродинамические процессы в элементах ППУ. Рассмотрены основные мероприятия физического пуска, эксплуатационные и аварийные режимы ЯППУ.
Для инженерно-технических и научных работников, связанных с эксплуатацией ядерных энергоустановок. Может быть полезна студентам вузов физико-энергетического профиля.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Квалифицированная эксплуатация сложных и высокоответственных объектов, каковыми являются стационарные и транспортные ядерные энергетические установки (ЯЭУ), требует не только уверенных знаний конкретных приемов управления, но и основательной теоретической подготовки. Лишь детальное понимание характера нейтронно-физических, теплофизических, гидродинамических и других процессов, происходящих в установке, их взаимосвязей и последствий может обеспечить эффективное использование заложенных в системе возможностей, а также высокую надежность и безопасность ее работы.
Теоретическая база подготовки инженеров-эксплуатационников ЯЭУ по убеждению авторов должна иметь специфическую направленность, отличающую ее от теоретической базы подготовки инженеров-конструкторов или инженеров-исследователей в области ядерной техники. Фундаментом теоретических знаний специалистов эксплуатационного профиля должен быть комплекс вопросов, который можно было бы определить как физические основы эксплуатации. Попыткой выделить эти вопросы и изложить их в соответствующих объеме и направленности является предлагаемая вниманию читателей книга. В соответствии с таким подходом в книге, например, совсем не рассматриваются вопросы конструирования, методы расчета на прочность, лишь в необходимом для изложения доследующего материала объеме рассматриваются условия критичности реактора и т. д. Вместе е тем в книге не делается упор и на описание конкретных правил эксплуатации, которые зависят от типа, конструкции и назначения установки. Главное внимание уделяется рассмотрению физической сущности процессов, имеющих принципиальное значение при обосновании наиболее существенных эксплуатационных алгоритмов. Эти соображения положены в основу изложения методов физических измерений, теплотехнических проверок, приготовления ППУ к пуску, ее обслуживания в процессе работы и выключения.
Объектом рассмотрения в книге являются ядерные паропроизводящие установки. Такой подход представляется обоснованным, так как ЯППУ — это замкнутая по внутренним связям, достаточно автономная и весьма специфичная часть ЯЭУ, позволяющая отдельно рассматривать происходящие в ней процессы.
Все изложение ориентировано на получившие наиболее широкое распространение двухконтурные установки с водо-водяными реакторами, которые представляются наиболее перспективными и на обозримое будущее. При этом в книге преимущественно рассматриваются судовые ЯППУ, хотя большая часть материала в одинаковой мере относится и к стационарным установкам.
Особое внимание уделено описанию и анализу переходных процессов, знание которых имеет большое значение при управлении как стационарными, так и в особенности транспортными. ППУ. В книге рассматриваются и наиболее важные аварийные режимы, связанные с увеличением реактивности, а также с изменениями расхода теплоносителя и рабочего тела.
Устройство элементов ЯППУ дается лишь в том объеме, который нужен для понимания основ эксплуатации. Если базовая конструкция обладает необходимой общностью и позволяет понять физику явлений, разновидности устройств не рассматриваются.
В книге изложены также методы практического изучения эксплуатационных характеристик реакторов, отработкой которых на исследовательском реакторе ИР-100 авторы занимались более 10 лет совместно с И. Н. Мартемьяновым, В. А. Винокуровым, П. А. Пономаренко, В. А. Придатко, А. М, Богуславским и Г. Я. Мерзликиным. Последний раздел книги является итогом работы всего названного коллектива. Авторы считают своим приятным долгом выразить глубокую признательность академику В. И. Субботину за ценные замечания, сделанные им в ходе рецензирования рукописи.
Авторы благодарят В. А. Винокурова и А. Д. Машинского, совместная работа с которыми способствовала более наглядному изложению некоторых вопросов, а также Т. П. Дмитриеву за большую помощь в подготовке и оформлении рукописи.
Авторы

АЗ — аварийная защита АР — автоматическое регулирование ВВРД — водо-водяной реактор с водой под давлением ВВРК —водо-водяной реактор кипящий ВВР — водо-водяной реактор ЕЦ — естественная циркуляция КО — компенсатор объема КР — компенсирующая решетка КС — компенсирующие стержни                    
МПЦ — многократная принудительная циркуляция НПМ — нейтронопоглощающий материал ПГ — парогенератор ППУ — паропроизводящая установка ПТУ — паротурбинная установка РБ — ресиверный баллон РР — ручное регулирование СВП — стержни выгорающего поглотителя СУЗ — система управления и защиты ТВС — тепловыделяющая сборка ТКР — температурный коэффициент реактивности ТЭР — температурный эффект реактивности ЦНПК— циркуляционный насос первого контура ЯППУ — ядерная паропроводящая установка ЯЭУ —ядерная энергетическая установка



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети