Детальная информация

Тема выпускной квалификационной работы: «Обоснование теплотехнической надежности активной зоны реактора типа РИТМ-200 при аварии с выбросом ОР СУЗ (RIA)». Данная работа посвящена анализу теплотехнических параметров активной зоны реактора типа РИТМ-200 в условиях реактивностной аварии на предмет их выхода за предельные значения, устанавливающие границы безопасной эксплуатации реактора. Задачи, решаемые в ходе работы: Изучение особенности конструкции водо-водяных реакторов, в частности РИТМ-200. Изучение понятия реактивностной аварии, связанной с выбросом ОР СУЗ, поведения реактора в условиях протекания аварии этого типа. Определение основных теплогидравлических параметров активной зоны, характера их изменения по мере движения теплоносителя от входа в активную зону к выходу из нее в режиме нормальной эксплуатации и режиме с выбросом органа регулирования. Расчет теплотехнических параметров активной зоны, характеризующих нахождение реактора в области безопасной эксплуатации. В ходе работы был выполнен тепловой расчет активной зоны реактора, методика которого изложена в курсах лекций И. Л. Парамоновой «Методы расчета и конструирования ядерных реакторов» и «Теплогидравлические процессы в ядерных энергетических установках».            Результатом работы стало подтверждение надежности активной зоны реактора типа РИТМ-200 с точки зрения наличия запаса до кризиса теплообмена и отсутствия перегрева ядерного топлива, приводящего к изменению целостности его композиции, физических характеристик, деформации и расплавлению.

The subject of the graduate qualification work is «Thermotechnical reliability justification of RITM-200 core in control rod insertion accident (type RIA)». The thesis is devoted to analysis of thermotechnical qualities of RITM-200 reactor core in control rod insertion accident. The work set the following goals: The researching of design feature of LWR specifically RITM-200 type reactor. The exploration of the concept of reactivity accident associated with control rod insertion, the studying of reactor core’s changes during the accident of this type. The definition of basic reactor core thermohydraulic qualities and their behavior as the coolant moves from the entrance to the core to the exit from it in normal and abnormal conditions associated with control rod insertion. The calculation of thermotechnical qualities of reactor core characterizing the field of reactor safety operation. The thermal calculation of nuclear reactor core is performed in the work, the methodology of which is described in the courses of lectures by I. L. Paramonova «Techniques of calculation and design of nuclear reactors» and «Thermohydraulic processes in nuclear power systems».