Добірка наукової літератури з теми "Теплогідравлічний модуль"

Сучасні підходи до моделювання процесів в активній зоні, насамперед у перехідних та аварійних режимах, з метою проведення аналізу безпеки ядерних реакторів, вимагають використання сполучених теплогідравлічних та нейтронно-фізичних розрахункових програм. Однією з таких програм є комп’ютерний код TRACE з модулем тривимірної кінетики PARCS. Розробка розрахункової моделі водо-водяного енергетичного реактора (ВВЕР-1000) для коду PARCS та подальша її валідація є складною багатоступеневою задачею, починаючи з підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, від якості якої залежить точність моделювання фізичних процесів в активній зоні, та закінчуючи проведенням валідаційних розрахунків та їх аналізом. У цій статті стисло описано всі стадії розробки розрахункової моделі та результати валідаційних розрахунків – наведено підходи до підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, необхідної для розрахунків кодом PARCS, коротко описані розроблені нейтронно-фізична та теплогідравлічна моделі активної зони та наведені результати валідаційних розрахунків реалізованої моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS. Метою проведених розрахунків є валідація розробленої розрахункової моделі активної зони ВВЕР‑1000 для комп’ютерного коду PARCS, а саме підтвердження того, що розроблена модель придатна для застосування у рамках проведення нейтронно-фізичних розрахунків стаціонарних станів та перехідних і аварійних режимів експлуатації реакторної установки ВВЕР‑1000. Валідація розрахункової моделі полягала в порівняльному аналізі отриманих результатів розрахунку основних нейтронно-фізичних характеристик із результатами, отриманими під час експериментальних досліджень чотирьох реальних паливних завантажень енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція», та з отриманими результатами розрахунку з використанням коду DYN3D для аналогічних розрахункових станів. Розрахункові моделювання охоплювали стани на мінімально контрольованому рівні та номінальному рівні потужності, а також за різних положень робочої групи органів регулювання системи управління і захисту, а також перехідний (динамічний) процес зі спрацюванням прискореного розвантаження блока для третього паливного завантаження енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція».

Виконано динамічну валідацію теплогідравлічної моделі реакторної установки енергоблока № 1 Южно-Української АЕС для коду RELAP5/mod3.2 із застосуванням детальної розбивки опускної ділянки реактора. Підтверджено здатність моделі адекватно відображати поведінку основних параметрів, роботу систем і обладнання реального енергоблока, а отже, її придатність для аналізу термічних навантажень на корпус реактора.

Виконано кількісну оцінку результатів динамічної валідації теплогідравлічної моделі реакторної установки для коду RELAP5/mod3.2. Як подію-представник розглянуто інцидент, що стався на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС 22.09.2009, з незакриттям головного запобіжного клапана імпульсного запобіжного пристрою компенсатора тиску. Для кількісної оцінки використано методику швидкого перетворення Фур’є (Fast Fourier Transform-Based Method).

Розглянуто декілька пасивних систем захисту від тяжких аварій, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реактора. Частину 1 статті опубліковано у випуску № 1 журналу «Ядерна та радіаційна безпека» за 2009 р.

У реакторах третього покоління наявність пасивних сис­тем захисту від тяжких аварій — обов'язкова вимога, тому робота має важливе значення для ядерної безпеки. Розглянуто декілька таких систем, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реак­тора.

Описано зміни моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2, які дають змогу детальніше моделювати опускну ділянку за допомогою азимутного розділення на 20 вертикальних каналів із з’єднанням поперечними зв’язками.

Дисертація присвячена теоретичним та експериментальним дослідженням, спрямованим на створення приводів позиціонування приймачів геліостанцій на основі теплового розширення рідин. Розглянуто варіанти виконання слідкуючих приводів і систем позиціонування сонячних панелей і теплових колекторів, визначені основні фактори впливу на роботу приводів позиціонування, особливості функціонування та вплив умов експлуатації на їх характеристики. Запропоновано технічне рішення багатомодульного теплового гідроприводу позиціонування приймача геліостанції, робота якого базується на використанні рідин з високим коефіцієнтом теплового розширення. Розроблено узагальнену математичну модель дії теплогідравлічного модуля та проведено теоретичне дослідження впливу основних факторів на вихідні характеристики. Отримані прогнозовані характеристики теплогідравлічного модуля з урахуванням зміни рівня потоку інсоляції, конструктивних параметрів приводу та умов експлуатації. Проведено експериментальні дослідження теплогідравлічного модуля та виконано порівняльний аналіз характеристик отриманих при модельних та натурних експериментах. На основі результатів модельних та експериментальних досліджень теплового гідроприводу запропоновано інженерну методику розрахунку багатомодульного теплового гідроприводу позиціонування приймача геліостанції. Встановлено діапазон раціональних значень основних параметрів теплового гідроприводу. Результати роботи впроваджено для використання при проектуванні геліостанцій в Інституті відновлювальної енергетики НАН України та в навчальному процесі НТУУ «КПІ».