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 до следующего 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
