Заключение

Атомная электростанция (АЭС) является сложной системой, объ- единяющей компоненты с принципиально различными физическими свойствами: активную зону реактора в качестве источника тепла; техно- логические контуры для передачи тепла; паровые турбины в качестве преобразователя тепловой энергии в механическую; электрические ге- нераторы для преобразования механической энергии в электрическую; внешние и внутренние электрические сети для распределения выраба- тываемой электроэнергии; системы охлаждения; систему контроля па- раметров всех элементов и контуров АЭС; схемы управления элемента- ми АЭС.

При работе АЭС должно обеспечиваться в идеале постоянное производство электроэнергии с номинальной мощностью, целостность всех ее элементов, радиационная безопасность эксплуатационного пер- сонала и окружающей среды.

Безусловное выполнение этих требований приводит к необходи- мости быстрого отключения (останова) как отдельных элементов, так и блока АЭС в целом при отклонениях от допустимых режимов работы в

процессе пуска, останова или работы на номинальной мощности. В то же время необходимо исключить ложные срабатывания аварийной за- щиты и развитие незначительных отклонений от проектных режимов в аварийные ситуации. При этом следует помнить, что время, которым располагает оперативный персонал для обнаружения и идентификации нарушения режима работы блока или отдельных основных элементов

технологических контуров выбора и выполнения действий, необходи- мых для стабилизации работы блока и определения эффективности про- веденных операций, зависит от скорости протекания процессов в техно- логической системе. Скорость протекания процессов в технологических контурах блока, связанных с нарушениями режима работы их основных элементов, прямо пропорциональна мощности блока в полном соответ- ствии с формулой:

_или

 ^N₀ ^{ N}₁  ^

_n

^{ t} ^c_pi ^M _i

i 1

t 

^  ^N₀ ^{ N}₁ 

_n

 ^c_pi ^M _i ^,

i 1

где Δt и Δ – изменение температуры теплоносителя и временной про-

_{межуток времени, в течение которого изменяется мощность блока, со-}

^{ответственно; N} ₀ ^{ N}₁ ^

– единичное изменение мощности блока, свя-

_{занное с нарушением режима работы какого-либо основного элемента}

технологического контура;

c_pi и

M _i соответственно теплоемкость и мас-

_{са составляющих материалов конструкций блока и теплоносителя кон-}

_туров;

_{t / }

_{– скорость изменения температуры теплоносителя, опре-}

деляющая скорость изменения остальных параметров в технологиче- ской системе блока.

Как показывает опыт эксплуатации реакторов ВВЭР-1000, время, необходимое для успешной ликвидации возникшей аварийной ситуации без останова блока, составляет всего около 20 с. Есть отдельные ава-

рийные ситуации, в которых оно сокращается до 5 с. Тепломассообмен в потоке теплоносителя и теплоперенос из ядерного топлива, заключен- ного в тепловыделяющих элементах, в теплоноситель определяют зна- чения тех временных промежутков, в течение которых ситуация должна быть устранена.

Материал, изложенный в учебном пособии, позволяет проанали-

зировать динамику теплового состояния теплоносителя в различных си- туациях и, следовательно, определить теплотехнические пределы на- дежной эксплуатации ядерной паропроизводящей установки.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ