Details

Title: Анализ безопасности исследовательского реактора с естественной циркуляцией при максимальной проектной аварии: выпускная квалификационная работа специалиста: направление 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы» ; образовательная программа 14.05.01_01 «Ядерные реакторы»
Creators: Жигульский Глеб Владиславович
Scientific adviser: Парамонова Ирина Львовна
Other creators: Молоскин Александр Евгеньевич
Organization: Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики
Imprint: Санкт-Петербург, 2022
Collection: Выпускные квалификационные работы; Общая коллекция
Subjects: Ядерные реакторы — Безопасность; исследовательский реактор; естественная циркуляция; аварийный режим; течь; research reactor; natural circulation; emergency mode; leak
UDC: 621.039.58
Document type: Specialist graduation qualification work
File type: PDF
Language: Russian
Level of education: Specialist
Speciality code (FGOS): 14.05.01
Speciality group (FGOS): 140000 - Ядерная энергетика и технологии
DOI: 10.18720/SPBPU/3/2022/vr/vr23-1713
Rights: Доступ по паролю из сети Интернет (чтение, печать, копирование)
Record key: ru\spstu\vkr\23139

Allowed Actions:

Action 'Read' will be available if you login or access site from another network Action 'Download' will be available if you login or access site from another network

Group: Anonymous

Network: Internet

Annotation

Тема выпускной квалификационной работы: «Анализ безопасности исследовательского реактора с естественной циркуляцией при максимальной проектной аварии». Данная работа посвящена исследованию аварии с потерей теплоносителя (LB LOCA). Задачи, которые решались в ходе исследования: Изучения расчетного кода RELAP5. Рассмотрение образования течей на опускном и подъемном участке в надбассейновом пространстве. Написание программы, моделирующей стационарный режим работы. Написание программы, моделирующей аварийный режим работы. Проведение анализа безопасности. Работа проведена на основе информации предоставленной главным инженером-технологом РИК АО «НИИАР» Узиковым Виталием Алексеевичем, которым была предложена концепция системы отвода тепла без насосной и запорно-регулирующей арматуры. Для исследования была скомпилирована программа в расчетном коде RELAP5, моделирующая первый контур исследовательского реактора, а также аварийную ситуацию с разрывом главного циркуляционного трубопровода. Местные гидравлические коэффициенты сопротивления активной зоны были получены в предварительном расчете с помощью SolidWorks Flow Simulation. Коэффициенты неравномерности энерговыделения по активной зоне были получены в предварительном расчете с помощью MCU. В результате была проанализирована работа корпусного исследовательского реактора в условиях аварийной ситуации. Исследована скорость установления стабильной естественной циркуляции для отвода остаточного тепловыделения от активной зоны, температуры твэлов в максимально теплонапряженной ТВС.

The subject of the graduate qualification work is "Safety analysis of a research reactor with natural circulation at the maximum design accident".The given work is devoted to studying an accident with loss of coolant (LOCA). Tasks that were solved during the study: 1. Studying the calculation code RELAP5. 2. Consideration of the formation of leaks on the lowering and lifting section in the above-pool space. 3. Selection of the test problem and its analytical solution. 4. Writing a program that simulates emergency processes. 5. Conducting a security analysis. The work was carried out on the basis of information provided by the chief process engineer of the RIK JSC "NIIAR" Uzikov Vitaly Alekseevich, who proposed the concept of a heat removal system without pumping and shut-off valves. For the study, a program was compiled in the calculation code RELAP5, simulating the first circuit of the research reactor, as well as an emergency situation with a rupture of the main circulation pipeline. The local hydraulic resistance coefficients of the core were obtained in a preliminary calculation using SolidWorks Flow Simulation. The coefficients of uneven energy release over the core were obtained in a preliminary calculation using the MCU-PTR. As a result, the operation of the hull research reactor in an emergency situation was analyzed. The rate of establishment of stable natural circulation for the removal of residual heat release from the core, the temperature of fuel rods in the maximum heat-stressed fuel assemblies is investigated.

Document access rights

Network User group Action
ILC SPbPU Local Network All Read Print Download
Internet Authorized users SPbPU Read Print Download
-> Internet Anonymous

Usage statistics

stat Access count: 4
Last 30 days: 0
Detailed usage statistics