АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта

Купить бумажную книгу и читать

Автор: Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н.

Название: АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта

Издательство: Логос

ISBN: 978-5-98704-496-4

Качество: отличное

Год издания: 2010

Формат: DjVu + PDF

Язык: русский

Cтраниц: 630 (+ цв. вклейки)

Размер: 12 МБ (djvu) + 18 МБ ( pdf)

Дано систематическое изложение основ ядерной и реакторной физики, а также описание оборудования реакторного отделения ВВЭР-1000 и его работы в условиях нормальной эксплуатации и при основных нарушениях этих условий. Рассмотрены специальные вопросы устройства реактора и управления им, свойства ядерного топлива, обращение с ним и основы безопасности. Приведены данные об эволюционном проекте АЭС-2006 с ВВЭР-1200 и используемых в нем новых систем безопасности. Для инженерно-технического персонала АЭС и специалистов в области проектирования атомных станций. Может использоваться в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений, получающих образование по направлению «Ядерная физика и технология», специальностям «Ядерные реакторы и энергетические установки», «Атомные электрические станции и установки».

ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ ИНФОРМАЦИЯ:

PDF сделан специально для E ink-читалок или планшетов или смартфонов.

Поля обрезаны, слево добавлено широкое поле для пометок.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Список сокращений 13

Предисловие 17

Введение 19

Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29

Глава 1. Основы ядерной и нейтронной физики 29

1.1. Основы ядерной физики 29

1.1.1. Строение атома 29

1.1.2. Строение и свойства атомного ядра 30

1.1.3. Радиоактивный распад 36

1.1.4. Особенности различных видов радиоактивного распада 38

1.1.5. Ядерные реакции 44

1.1.6. Особенности ядерных реакций разных типов 47

1.2. Основы нейтронной физики 49

1.2.1. Свойства нейтронов 49

1.2.2. Деление атомных ядер 53

1.2.3. Замедление нейтронов в средах 63

1.2.4. Диффузия нейтронов в средах 66

Литература 68

Глава 2. Основы физики ядерных реакторов 69

2.1. Жизненный цикл нейтронов 69

2.1.1. Цикл размножения нейтронов 69

2.1.2. Число быстрых нейтронов ?эф, образующихся при одном поглощении теплового нейтрона в топливе 75

2.1.3. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах 76

2.1.4. Вероятность избежать резонансного захвата в процессе замедления ? 77

2.1.5. Коэффициент использования тепловых нейтронов 79

2.2. Зависимость эффективного коэффициента размножения от водоуранового отношения и обогащения 81

2.3. Зависимость эффективного коэффициента размножения от обогащения ядерного топлива 83

2.4. Условия критичности реактора 85

2.5. Пространственное распределение потоков нейтронов в реакторе 87

Литература 90

Глава 3. Кинетика реакторов 91

3.1. Переходные процессы в реакторе в модели точечной кинетики без обратных связей 92

3.2. Характер поведения реактора в разных диапазонах нейтронной мощности 98

Литература 102

Глава 4. Эффекты реактивности в реакторе 103

4.1. Общие определения и требования к коэффициентам реактивности 103

4.2. Виды эффектов реактивности 106

4.2.1. Общие сведения 106

4.2.2. Температурный эффект реактивности 107

4.2.3. Мощностный эффект реактивности 119

Литература 124

Глава 5. Динамика нуклидного состава реактора 125

5.1. Выгорание ядерного топлива. Шлакование реактора 125

5.2. Воспроизводство ядерного топлива 130

5.3. Отравление реактора Xe и Sm 137

5.3.1. Общие сведения 137

5.3.2. Отравление в стационарных режимах 138

5.3.3. Эффект нестационарного отравления Xe и Sm 147

Глава 6. Регулирование реакторов 157

6.1. Общие сведения 157

6.2. Баланс реактивности и составляющие запаса реактивности в реакторе 159

6.3. Регулирование реактивности стержнями 160

6.4. Жидкостное регулирование реактивности. Причины введения системы борного регулирования. Ее преимущества и недостатки 164

6.5. Выгорающие поглотители 165

6.5.1. Общие сведения 165

6.5.2. Гомогенные выгорающие поглотители 167

6.5.3. Блокированные (самоэкранированные) выгорающие поглотители 169

6.6. Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена 170

6.6.1. Остаточное тепловыделение в топливе 170

6.6.2. Кризис теплообмена, условия его возникновения 172

Литература 176

Часть II. Ядерное топливо реактора ВВЭР-1000 и обращение с ним 177

Глава 7. Ядерное топливо 177

7.1. Общие сведения 177

7.2. Тепловыделяющий элемент 178

7.3. Тепловыводящая сборка 186

Глава 8. Комплекс систем хранения и обращения с ядерным топливом и обеспечение его безопасности 200

8.1. Назначение комплекса и технологическая схема обращения с ядерным топливом 200

8.2. Обеспечение безопасности при работе с ядерным топливом 202

8.2.1. Основные определения 202

8.2.2. Общие требования к комплексу систем хранения и обращения с ядерным топливом 203

8.2.3. Требования к комплексу систем хранения и обращения со свежим ядерным топливом 205

8.2.4. Требования к комплексу систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом 207

8.3. Комплекс систем хранения и обращения со свежим ядерным топливом 210

8.3.1. Назначение и функции системы 210

8.3.2. Технологическая схема хранения и обращения со свежим ядерным топливом 211

8.3.3. Хранилище свежего ядерного топлива 212

8.3.4. Анализ системы и оценка безопасности 219

8.4. Система перегрузки активной зоны 222

8.4.1. Назначение и функции системы 222

8.4.2. Технологическая схема системы перегрузки активной зоны 222

8.4.3. Оборудование системы перегрузки 226

8.4.4. Анализ системы и оценка безопасности 227

8.5. Система приреакторного хранения отработавшего ядерного топлива 228

8.5.1. Технологическая схема хранения отработавшего ядерного топлива 228

8.5.2. Оборудование системы приреакторного хранения отработавшего ядерного топлива 230

8.5.3. Анализ системы и оценка безопасности 233

8.6. Система расхолаживания бассейна выдержки и перегрузки 234

8.6.1. Назначение и функции системы 234

8.6.2. Технологическая схема системы расхолаживания бассейна выдержки 235

8.6.3. Анализ системы и оценка безопасности 237

Литература 239

Часть III. Оборудование реакторной установки 240

Глава 9. Конструкция реактора типа ВВЭР-1000 241

9.1. Общие характеристики и компоновка реактора 241

9.2. Корпус реактора 244

9.3. Верхний блок и внутрикорпусные устройства 247

9.3.1. Верхний блок 247

9.3.2. Шахта внутрикорпусная 249

9.3.3. Блок защитных труб 249

9.3.4. Выгородка реактора 252

Глава 10. Контроль и регулирование реактора типа ВВЭР 255

10.1. Общие сведения 255

10.2. Система управления и защиты 256

10.2.1. Аппаратура контроля нейтронного потока 257

10.2.2. Рабочие органы системы управления и защиты 262

10.3. Борное регулирование реактора типа ВВЭР-1000 269

10.4. Пуск реактора типа ВВЭР-1000 272

10.4.1. Общий подход 272

10.4.2. Расчет пусковой концентрации борной кислоты 276

10.4.3. Возможности несанкционированного выхода реактора в критическое состояние 278

10.5. Контроль тепловой мощности и распределения энерговыделения в активной зоне 282

10.5.1. Система внутриреакторного контроля 282

10.5.2. Контроль тепловой мощности активной зоны 288

10.5.3. Управление параметрами реактора 291

10.6. Ксеноновые колебания в реакторе типа ВВЭР-1000 291

Литература 298

Глава 11. Основное оборудование реакторного отделения энергоблока ВВЭР-1000 299

11.1. Общая компоновка и характеристики энергоблока ВВЭР-1000 299

11.2. Системы реакторного отделения 301

11.3. Компоновка реакторного отделения 306

11.4. Основное оборудование реакторного отделения 308

11.4.1. Компоновка оборудования в гермооболочке 308

11.4.2. Оборудование первого контура 309

11.5. Вспомогательные технологические системы реакторного отделения 335

11.5.1. Система подпитки-продувки 335

11.5.2. Другие вспомогательные системы 346

Глава 12. Системы безопасности реакторного отделения 358

12.1. Общие сведения 358

12.2. Система аварийно-планового расхолаживания 362

12.2.1. Назначение системы 362

12.2.2. Описание системы 363

12.2.3. Работа системы 365

12.2.4. Оборудование системы 367

12.3. Пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны 370

12.3.1. Назначение пассивной части 370

12.3.2. Система гидроемкостей САОЗ 373

12.4. Спринклерная система 375

12.4.1. Назначение системы 375

12.4.2. Описание системы 376

12.4.3. Оборудование системы 377

12.4.4. Эксплуатация системы 378

12.5. Системы аварийного ввода и впрыска бора 379

12.5.1. Назначение систем 379

12.5.2. Система аварийного ввода бора 380

12.5.3. Система аварийного впрыска бора 385

12.6. Система аварийного парогазоудаления 389

12.6.1. Назначение системы 389

12.6.2. Общее устройство системы 392

12.6.3. Эксплуатация системы 394

12.7. Система аварийной подпитки парогенераторов 395

12.7.1. Назначение системы 395

12.7.2. Описание системы 397

12.7.3. Оборудование системы 399

12.7.4. Эксплуатация системы 401

12.8. Система технического водоснабжения потребителей группы «А» 403

Часть IV. Обеспечение безопасности 405

Глава 13. Безопасность атомных станций 408

13.1. Цели и принципы безопасности 408

13.1.1. Общие сведения 408

13.1.2. Принципы ответственности управления 412

13.1.3. Принцип глубокоэшелонированной защиты 413

13.1.4. Конкретные принципы безопасности 418

13.1.5. Принцип единичного отказа 422

13.2. Системы безопасности 425

13.3. Безопасность при эксплуатации АЭС 427

13.3.1. Общие сведения 427

13.3.2. Режимы и уровни безопасности при эксплуатации АЭС 429

13.4. Классификация систем АЭС по влиянию на безопасность 434

13.5. Аварийные ситуации на АЭС 437

13.6. Человеческий фактор в обеспечении безопасности. Подготовка персонала АЭС 444

13.7. Обеспечение качества и культура безопасности 446

13.7.1. Деятельность по обеспечению качества 446

13.7.2. Общая система обеспечения качества 447

13.7.3. Понятие «культура безопасности» 448

Литература 450

Глава 14. Основы концепции радиационной безопасности на АЭС с ВВЭР 451

14.1. Общие сведения 451

14.2. Стратегия обеспечения радиационной безопасности 452

14.2.1. Цели и принципы 452

14.2.2. Радиационный мониторинг и контроль 455

14.2.3. Современная система дозиметрических величин 460

14.3. Зональная планировка АЭС и территории вокруг нее 469

14.3.1. Разделение АЭС на зоны 470

14.3.2. Краткая характеристика района размещения АЭС 473

14.3.3. Специальные зоны вокруг АЭС 473

14.4. Подходы к нормированию радиационного воздействия АЭС на персонал, население и окружающую среду 477

14.4.1. Ограничение облучаемости персонала 477

14.4.2. Организация работ в соответствии с принципами ALARA 479

14.5. Ограничение газовых и аэрозольных выбросов АЭС, содержащих радиоактивные вещества 482

14.5.1. Современные подходы к ограничению радиационного воздействия на население при нормальной эксплуатации АЭС 482

14.5.2. Ограничение радиоактивных газоаэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР в атмосферу 484

14.6. Ограничение жидких сбросов АЭС, содержащих радиоактивные вещества 486

14.7. Система радиационного мониторинга на АЭС 488

14.7.1. Общие сведения 488

14.7.2. Автоматизированная система радиационного контроля 491

14.7.3. Автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО) 493

Литература 495

Глава 15. Основы безопасности ВВЭР при нарушениях нормальных условий эксплуатации и проектных авариях 496

15.1. Общие сведения 496

15.2. Режимы, влияющие на изменение реактивности 498

15.2.1. Неуправляемое извлечение группы органов регулирования 498

15.2.2. Выброс органа регулирования 499

15.2.3. Несанкционированное снижение концентрации борной кислоты 500

15.3. Динамика режимов с разуплотнением первого контура 501

15.3.1. Разрыв трубопровода первого контура с образованием малой течи 502

15.3.2. Непредусмотренное срабатывание предохранительного клапана компенсатора давления 503

15.3.3. Режимы большой течи 503

15.4. Режимы с нарушением расхода теплоносителя 506

15.4.1. Общие сведения 506

15.4.2. Заклинивание одного главного циркулярного насоса 507

15.4.3. Обесточивание одного главного циркулярного насоса 509

15.4.4. Обесточивание всех главных циркулярных насосов 511

15.4.5. Полное обесточивание собственных нужд АЭС 513

15.5. Режимы с нарушением условий охлаждения реакторной установки со стороны второго контура 514

15.5.1. Общие сведения 514

15.5.2. Отключение турбогенератора от системы 515

15.5.3. Закрытие отсечных клапанов парогенераторов 516

15.5.4. Прекращение подачи питательной воды 518

15.5.5. Отключение подогревателя высокого давления 520

15.6. Режимы с разуплотнением второго контура 520

15.6.1. Общие сведения 520

15.6.2. Разрыв паропровода 521

15.6.3. Непредусмотренное открытие предохранительного клапана парогенератора 522

15.6.4. Непредусмотренное открытие БРУ-К 523

15.6.5. Разрыв трубопровода питательной воды парогенератора 523

15.7. Режим включения главного циркулярного насоса 524

Часть V. АЭС-2006 — новый шаг в эволюции атомных станций с реакторами ВВЭР 528

Глава 16. Проект АЭС-2006 528

16.1. Общие цели проекта 528

16.2. Описание энергоблока АЭС-2006 533

16.3. Реакторная установка и ее элементы 536

16.4. Ядерное топливо и активная зона реактора типаВВЭР-1200 540

16.4.1. Топливо и ТВЭЛ 540

16.4.2. Тепловыводящая сборка АЭС-2006 541

16.4.3. Активная зона ВВЭР-1200 547

16.5. Корпус реактора типа ВВЭР-1200 550

16.6. Главный циркуляционный насосный агрегат 553

16.7. Парогенератор ПГВ-1000МКП 556

Литература 558

Глава 17. Системы безопасности АЭС-2006 559

17.1. Цели, принципы и схема устройства систем безопасности АЭС-2006 559

17.2. Структура систем безопасности АЭС-2006 560

17.3.Контейнмент 561

17.4. Система пассивного отвода тепла (СПОТ) 563

17.5. Система гидроемкостей 565

17.6. Система пассивной фильтрации межоболочного пространства 568

17.7. Устройство локализации и удержания расплава активной зоны 571

17.8. Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки 574

17.9. Системы безопасности АЭС-2006, аналогичные ВВЭР-1000 576

17.10. Сравнение проектов реакторной установки с ВВЭР-1200 типа В-392М и В-491 по параметрам безопасности 586

Глава 18. Комплекс систем обращения с ядерным топливом на АЭС-2006 с ВВЭР-1200 590

18.1. Хранение свежего топлива 590

18.2. Перегрузка ядерного топлива 591

18.3. Обращение с отработавшим ящерным топливом 596

Глава 19. Система внутриреакторного контроля на АЭС-2006 599

Литература

в формате DjVu - 12 МБ

в формате PDF - 18 МБ