Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР / В.П. Спассков, Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, А.К. Подшибякин, Г.А. Волков, Ю.Г. Абагян, В.И. Абрамов, Е.И. Левин, Е.М. Дамрин, В.Н. Лубянко, Н.С. Филь, С.И. Зайцев, Г.В. Алехин, С.Н. Краснов, А.М. Шумский, В.П. Денисов — Москва, 2004.
В книге изложены вопросы расчетного обоснования проекта и безопасности РУ, рассматриваемые Главным конструктором РУ ВВЭР при подготовке отчетов по обоснованию безопасности РУ и АЭС и обоснованию проектов РУ. Подчеркивается значение организационной и нормативно-технической документации. Освещены основные этапы разработки методического и программного обеспечения для расчетного обоснования проектов ВВЭР в части теплогидравлики РУ в стационарных и нестационарных режимах, подтверждения проектных характеристик РУ результатами пусконаладочных работ и пусковых испытаний.
При написании книги авторы использовали накопленный опыт практического использования расчетных исследований специализированных подразделений ОКБ «Гидропресс» за период работы над проектами реакторных установок в 1960-2000 гг.
Книга предназначена для специалистов, интересующихся проблемами проектирования РУ ВВЭР и обоснования безопасности АЭС.
Предисловие
Расчетно-теоретические работы, выполняемые при конструировании реакторных установок (РУ) ВВЭР, включают большой объем работ. Среди них такие, как:
- выбор и обоснование энергетического процесса;
- конструктивные расчеты в обоснование выбора конструкции, оптимизация конструкции и компоновки;
- выбор и обоснование конструкции специфических узлов;
- расчетное обоснование технологических процессов изготовления оборудования;
- разработка технических заданий на эксперименты, на создание базовой и экспериментальной частей стендов, схем. Обоснование экспериментальных режимов, переноса результатов экспериментов на натурные установки;
- разработка процессов управления РУ, оптимизация режимов;
- расчетно-теоретическое обеспечение пусконаладочных и ремонтных работ;
- обоснование работоспособности РУ;
- проведение поверочных расчетов;
- выбор и анализ режимов и факторов, определяющих безопасность АЭС, составление отчета по безопасности.
Настоящая книга включает расчетные работы по обоснованию теплогидравлических характеристик, входящие в обоснование проекта и в отчеты по безопасности РУ ВВЭР. Это поможет читателю четко представить объем, номенклатуру, требования к расчетно-теоретическим работам для составления отчета по безопасности.
Вычислительная работа по разработанным методикам и аттестованным программам является детерминистским процессом, требующим технической дисциплины и исполнительской добросовестности. Может возникнуть ошибочное представление о несложном механическом процессе разработки отчета с использованием готовых расчетных методик и вычислительных программ.
Имеется и другая сторона разработки отчета по безопасности: анализ конструкции, режимов работы, процессов в узлах и в целом в установке, анализ областей применимости методик и программ к данным конкретным установкам и условиям, выбор номенклатуры расчетных случаев, определяющих безопасность.
Разработка перечня расчетных случаев, учет реализовавшихся аварийных ситуаций и вероятных теоретически являются важнейшей и первоочередной задачей при разработке отчета по безопасности и разработке инструкций по управлению авариями.
Проблема безопасности постоянно развивается, и совершенствуются методы и средства ее решения.
Специалисты, которые будут использовать настоящую книгу, должны творчески применять представленный материал с обязательным анализом конструкций и условий работы установки, с тщательным обоснованием достаточности выбранных расчетных случаев для доказательства безопасности.
Книга написана по работам коллективов расчетно-теоретических отделов ОКБ «Гидропресс» за период с 1960 г. по настоящее время.
Разработка содержания и структуры книги осуществлена B.П. Спассковым, Ю.Г Драгуновым, С.Б. Рыжовым, А.К. Подшибякиным, В.П. Денисовым.
Главу 1 написали ГА. Волков, Ю.Г. Абагян; главу 2 — В.И. Абрамов, Е.И. Левин, Е.М. Дамрин, В.Н. Лубянко; главу 3 — Н.С. Филь, C.И. Зайцев (подраздел 3.11), ГВ. Алехин (подраздел 3.7); главу 4 - ГА. Волков, С.Н. Краснов.
Общее редактирование осуществлено В.П. Спассковым, А.М. Шумским.
Техническую подготовку рукописи провела Т.А. Луканина.
Настоящая книга будет полезна всем специалистам, интересующимся проблемами проектирования РУ ВВЭР и обоснования безопасности АЭС.
Авторы будут благодарны всем читателям за предложения и замечания, которые могут возникнуть при прочтении книги.
Перечень принятых сокращений
АВБ - аварийная подача бора
АВМ - аналого-вычислительная машина
АВР (АР) - аварийное включение резерва питания
АЗ - аварийная зашита реактора
АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока
АПН - аварийный питательный насос
АПЭН - аварийный питательный электронасос
АРК - аварийная и регулирующая кассета
АРМ - автоматический регулятор мощности
АС - атомная станция
АСУ ТП - автоматизированная система управления технологическим процессом
АЭС - атомная электростанция
БЗОК - быстродействующий запорно-отсечной клапан
БЗТ - блок защитных труб
БПП - библиотека программ предприятия
БРУ-А(К) - быстродействующая редукционная установка для сброса
пара в атмосферу (конденсатор турбины)
БЩУ - блочный щит управления
ВАБ - вероятностный анализ безопасности
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ВД - высокое давление
ВКУ - внутри корпусные устройства
ВПЭН - вспомогательный питательный электронасос
ВРК - внутриреакторный контроль
ГАН — Госатомнадзор
ГДВ - гидродинамические воздействия
ГЕ - гидроемкость
ГЗЗ - главная запорная задвижка
ГО - герметичная оболочка (контайнмент)
ГПК - главный паровой коллектор
ГЦК - главный циркуляционный контур
ГЦН - главный циркуляционный насос
ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод
ДНУ - дизельная насосная установка
ДПЗ - датчик прямой зарядки
ДСАП - дополнительная система аварийной подпитки
Ду - диаметр условный
ЕЦ — естественная циркуляция
ИВС - информационно-вычислительная система
ИК - ионизационная камера
ИПУ - импульсное предохранительное устройство
КАЭС - Кольская АЭС
КГС — коэффициент гидравлического сопротивления
КД — компенсатор давления
КИП - контрольно-измерительный прибор
КНИ — канал нейтронный измерительный
ЛП - летящий предмет
ЛШП - линейный шаговый привод
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
МКУ - минимально контролируемый уровень
МЭИ — Московский энергетический институт (технический университет)
НВ АЭС - Нововоронежская АЭС
НВД - насос высокого давления
НД - низкое давление
НДС - напряженно-деформированное состояние
НИОКР - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы
НИР - научно-исследовательские работы
НИТИ - Научно-исследовательский технологический институт
НК - направляющий канал
НКР - напорная камера реактора
ННД - насос низкого давления
ННУЭ — нарушение нормальных условий эксплуатации
НТД — нормативно-техническая документация
НУЭ — нормальные условия эксплуатации
ОКБ — опытное конструкторское бюро
ООБ — отчет по обоснованию безопасности
ОР — орган регулирования
ПА — проектная авария
ПВД — подогреватель высокого давления
ПГ — парогенератор
ПЗ — предупредительная защита
ПК — предохранительный клапан
ПНАЭ — правила и нормы в атомной энергетике
ПНР — пусконаладочные работы
ПС — поглощающий стержень
ПТНА — питательный турбонасосный aгрегат
ПЭВМ — персональная электронная вычислительная машина
ПЭЛ — поглощающий элемент
ПЭН — питательный электронасос
РК — рабочая кассета
РНЦ КИ — Российский научный центр «Курчатовский институт»
РовАЭС — Ровенская АЭС
РОМ — регулятор ограничения мощности
РостАЭС — Ростовская (Волгодонская) АЭС
РС — рабочая сборка
РТМ — руководящие технические материалы
РУ — реакторная установка
РЗ» Р5 — системы вентиляции
РЩУ — резервный шит управления
САОЗ — система аварийного охлаждения активной зоны
САПР-Р — система автоматизированного проектирования (расчетная часть)
САР — система автоматического регулирования
СБ — система безопасности
СВД — сосуд высокого давления
СВО — спецводоочистка
СВП — стержень с выгорающим поглотителем
СВРК — система внутриреакторной) контроля
СКР — сборная камера реактора
СПНИ — система пусконаладочных измерений
СПОТ — система пассивного отвода тепла
СТП — стандарт предприятия
СУЗ — система управления и защиты реактора
ТВС — тепловыделяющая сборка
ТВСМ — тепловыделяющая сборка модернизированная
ТГ — турбогенератор
ТДР — Таблица допустимых режимов эксплуатации
ТК — термоконтроль
ТОБ — техническое обоснование безопасности
ТП — термопара
ТПН — турбопитательный насос
ТЭН — трубчатый электронагреватель
УВС — управляющая вычислительная система
УПЗ — ускоренная предупредительная защита
УТВС — усовершенствованная тепловыделяющая сборка
ФГУП — Федеральное государственное унитарное предприятие
ХГО — «холодная» и «горячая» обкатка реактора
ХмАЭС — Хмельницкая АЭС
ШЭМ — шаговый электромагнитный (привод)
ЭВ — энерговыделение
ЭВМ — электронная вычислительная машина
ЭГСР — электрогидравлическая система регулирования
ЭНИЦ — Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности АЭС
ЭЦВМ — электронная цифровая вычислительная машина
ЮУАЭС — Южно-Украинская АЭС
ЯППУ — ядерная паропроизводящая установка
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка
