URSS.ru - Издательская группа URSS. Научная и учебная литература
Об издательстве Интернет-магазин Контакты Оптовикам и библиотекам Вакансии Пишите нам
КНИГИ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ


 
Вернуться в: Каталог  
Обложка Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации
Id: 75479
 
669 руб.

Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Изд.5, перераб. и доп.

URSS. 2009. 480 с. Твердый переплет. ISBN 978-5-397-00253-0. Уценка. Состояние: 5-. Блок текста: 5. Обложка: 4+.

 Аннотация

Рассмотрены физические процессы, сопровождающие работу реактора и определяющие его энергетические возможности и маневренные качества. Приведены методики и даны примеры решения практических задач. Рассмотрены некоторые вопросы обеспечения ядерной и радиационной безопасности реактора и теплотехнической надежности активной зоны, а также методики нейтронно-физических измерений и уточнений характеристик реактора при физическом пуске и в процессе эксплуатации.

Для инженерно-технических работников, создающих и обслуживающих ядерные энергетические установки. Может быть полезна студентам вузов, готовящих специалистов для атомных электростанций.


 Оглавление

Предисловие
Основные сокращения
Глава 1 Ядерный реактор как источник энергии и ионизирующего излучения
 § 1.1.Атомная (ядерная) энергия. Атом. Атомное ядро
 § 1.2.Радиоактивность
 § 1.3.Ядерные реакции
 § 1.4.Цепная реакция. Коэффициент размножения. Реактивность
 § 1.5.Ядерный реактор. Энерговыделение в активной зоне
Глава 2 Физические процессы, сопровождающие работу ядерного реактора
 § 2.1.Выгорание ядерного топлива
 § 2.2.Воспроизводство ядерного топлива
 § 2.3.Зашлаковывание ядерного топлива
 § 2.4.Стационарное отравление ксеноном
 § 2.5.Нестационарное отравление ксеноном -- йодная яма
 § 2.6.Стационарное отравление самарием
 § 2.7.Нестационарное отравление самарием -- прометиевый провал
 § 2.8.Температурный эффект реактивности
 § 2.9.Кампания реактора
Глава 3 Управление ядерным реактором
 § 3.1.Параметры, определяющие мощность реактора и скорость ее изменения
 § 3.2.Подкритическое состояние реактора
 § 3.3.Критическое состояние реактора
 § 3.4.Надкритическое состояние реактора
 § 3.5.Единицы реактивности
 § 3.6.Органы регулирования мощности реактора
 § 3.7.Расчет критического положения КС
 § 3.8.Пуск ядерного реактора
 § 3.9.Разогрев ядерного реактора
 § 3.10.Работа на энергетическом уровне мощности
 § 3.11.Остановка реактора
 § 3.12.Остаточное тепловыделение. Расхолаживание реактора
Глава 4 Безопасность ядерного реактора
 § 4.1.Особенности ядерного реактора как источника энергии
 § 4.2.Обеспечение ядерной безопасности реактора
 § 4.3.Обеспечение теплотехнической надежности активной зоны
 § 4.4.Обеспечение радиационной безопасности
Глава 5 Нейтронно-физические измерения в процессе эксплуатации реактора
 § 5.1.Необходимость и объем измерений
 § 5.2.Определение критической загрузки
 § 5.3.Градуировка органов управления реактором
 § 5.4.Построение дифференциальной и интегральной характеристик
 § 5.5.Определение запаса подкритичности ЯР
 § 5.6.Определение температурного и мощностного эффектов и коэффициентов реактивности
 § 5.7.Определение отравления реактора ксеноном
 § 5.8.Уточнение кривой энерговыработки
 § 5.9.Определение распределения энерговыделения
 § 5.10.Уточнение физических характеристик органов регулирования
Приложения
Ответы на контрольные задачи и вопросы
Список литературы

 Предисловие

Топливная проблема является одной из центральных для современного общества. Органическое топливо (нефть, газ, уголь) по ресурсно-экономическим и экологическим соображениям требует замены новым топливом, которое богаче по запасам и чище экологически. В настоящее время альтернативой органическому топливу реально может быть только ядерное. Решение этой проблемы возможно при условии внедрения ядерного топлива в энергоемкие области потребления энергии, для получения электроэнергии и теплоснабжения, где используется половина полного расхода топлива. В настоящее время уже не вызывает сомнений тот факт, что "именно ядерная энергетика как по ресурсно-экономическим так и по экологическим соображениям может наиболее надежно обеспечить возрастающее энергопотребление общества на перспективный период" (академик А.П.Александров). Хорошо освоенные ядерные топливные циклы ВВЭР на тепловых нейтронах позволяют разработать реактор большой мощности третьего поколения ВВЭР-1500, отвечающий всем мировым требованиям по безопасности и экономике. Стоимость выработки электроэнергии на АЭС уже сейчас в полтора раза ниже, чем на ТЭС, а из-за прогрессирующего роста цен на органическое топливо и уменьшения его запасов это соотношение будет увеличиваться. Ядерные реакторы разных типов (см. прилож. 12) являются источниками энергии на самых различных атомных станциях (АС), например: АЭС (атомная электростанция) -- для получения электроэнергии, КПД = 30-40  %; АСТ (АС теплоснабжения) -- для целей отопления и горячего водоснабжения; АЭТС (атомная энерготехнологическая станция) -- для производства электрической энергии для технологических целей, термический КПД = 75-85  %; АТЭС (атомная тепловая электростанция) -- для получения тепла и электроэнергии и др.

По данным МАГАТЭ на 01.01.2003 г., в 32-х странах мира на АЭС работали 441 энергоблок общей мощностью 358661 МВт (эл.) и находились в стадии строительства 33 энергоблока общей мощностью 27100 МВт (эл.). В России действовали 30 энергоблоков. В 9-ти странах вклад АЭС в национальную энергетику составляет более 40 %, в 6-ти странах -- больше 20 %, в России -- 16 %. Лидерами являются Литва (81,5 %), Франция (78,2 %), Бельгия (60,1 %). Строительство новых АЭС осуществляется в 17-ти странах. Наибольшее количество энергоблоков имеют ЯР с водой под давлением В 250, кипящих -- 93, тяжеловодных -- 33, уран-графитовых -- 18, других типов -- 39. Мощность АЭС России в 2003 г. равнялась 22 ГВт, мощность ГЭС -- 43,8 ГВт, ТЭЦ и ГРЭС -- 141,1 ГВт. Общая выработка электроэнергии составила 938,1 млрд кВт-ч, из них на АЭС -- 16 %. По отдельным регионам России выработка электроэнергии на АЭС была больше усредненной: по Северо-западному региону -- 47,8 %, Центральному -- 23,9 %, Поволжью -- 16,4 %.

После аварии на ЧАЭС планы создания новых станций были резко сокращены. Настоящий этап развития ядерной энергетики как за рубежом, так и в России характеризуется приоритетной задачей повышения безопасности действующих АЭС и создания реакторов повышенной безопасности для АЭС нового поколения, а также ЯР на быстрых нейтронах, позволяющих решить проблему широкомасштабного развития ядерной энергетики благодаря осуществлению замкнутого топливного цикла по урану и плутонию. Россия сегодня является единственной страной, эксплуатирующей коммерческий реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600 с коэффициентом воспроизводства плутония больше единицы.

Наряду со стационарной ядерной энергетикой получают развитие и другие направления использования ЯР. Это прежде всего ЯЭУ на судах морского флота, особенно на ледоколах, а также на подводных лодках и надводных кораблях Военно-морского флота с неограниченными районами плавания и большой автономностью. Судовые ЯЭУ позволили реализовать мечту мореплавателей достичь Северного полюса в полярных льдах на ледоколах и подо льдом на подводных лодках, осуществить кругосветное плавание в подводном положении. Атомные ледоколы обеспечивают круглогодичную навигацию по Северному морскому пути. На базе судовых установок с малогабаритными ВВР, подтвердившими свою надежность и безопасность многолетним успешным опытом эксплуатации в составе ЯЭУ, разработан проект ЯР, предназначенный для использования в качестве энергоисточника на АТЭС нового поколения плавучих АС для обеспечения электроэнергией и теплом прибрежных районов Севера.

На космических объектах в настоящее время применяются маломощные установки с использованием ЯР, а также радионуклидных источников тепловой энергии (см.  1.2). В недалеком будущем потребуются энергетические установки с ресурсом работы в несколько лет. Это возможно только при использовании ЯЭУ, так как мощности современных химических источников и солнечных батарей недостаточны. Ядерная энергия уже находит применение в некоторых энергоемких процессах. Во всех случаях крупномасштабного использования ядерной энергии основным элементом установок является ЯР, специфические особенности которого существенно отличаются от всех известных источников энергии. Более чем 50-летний опыт эксплуатации ЯЭУ показал достаточно высокую надежность ЯР. Глубокие исследования безопасности ЯР и опыт работы позволяют утверждать, что при безаварийной эксплуатации условия труда, состояние здоровья персонала, состояние окружающей среды значительно благополучнее, чем в некоторых других областях энергетики. Но даже самая надежная техника и совершенная автоматика не гарантируют безопасность ЯР, если им управляют недостаточно грамотные специалисты, плохо представляющие весь сложный комплекс физико-теплотехнических процессов, сопровождающих работу ЯР и всей ЯЭУ в целом.

Безопасность ЯР определяется техническим совершенством самого реактора, систем защиты, а также высокой технической культурой и квалификацией персонала всех без исключения рангов. Аварии и условия их возникновения в подавляющем большинстве случаев обусловлены неорганизованностью, безответственностью и безграмотностью людей, отвечающих за безаварийную эксплуатацию. Поэтому в условиях дальнейшего развертывания научно-технической революции вопросы дисциплины, порядка и организованности приобретают первостепенное значение. Для всех категорий, имеющих отношение к ЯЭУ, обязательна культура безопасности -- квалификационная и психологическая подготовленность, при которой обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при принятии решений и выполнении всех работ, влияющих на безопасность ЯЭУ.

При безусловной значимости практической отработки действий оператора, в большей или меньшей степени основанных на рефлексах, очень важно, а при возникновении неисправностей и в аварийных ситуациях совершенно необходимо понимание и аналитическая способность оператора анализировать нейтронно-физические процессы в ЯР, их направленность, возможные варианты последствий и меры, предотвращающие развитие их в нежелательных направлениях.

Есть много публикаций по вопросам физики ЯР, рассматривающих закономерности взаимодействия нейтронов в размножающей среде, изменения нуклидного состава ядерного топлива, а также изменения плотности нейтронов (мощности ЯР) во времени в подкритическом, критическом и надкритическом состояниях ЯР. Целевое назначение настоящей книги -- рассмотрение вопросов физики ЯР в инженерно-эксплутационном аспекте в виде решения практических задач, таких как: определение запаса реактивности (pзап) и энергозапаса ЯР в различное время компании; выбор возможного маневра (изменения мощности) при известном pзап; определение времени допустимой и вынужденной стоянок ЯР, обусловленных отравлением его после остановки; расчет критического положения органов регулирования перед выводом ЯР на мощность; выбор методики пуска ЯР; расчет остаточных тепловыделений и выбор режима расхолаживания ЯР после остановки; оценка поведения ЯР в различных аварийных ситуациях. Задачи, рассмотренные в данной книге, составлены на основании опыта эксплуатации ВВР на тепловых нейтронах, но большинство их характерно для многих типов ЯР. В качестве исходных данных взяты усредненные характеристики транспортного ЯР. Условно этот реактор назван ТР (см. прилож. 30). Для каждого конкретного ЯР характеристики различаются, но в большинстве случаев это отличие не качественное, а количественное. Для ЯР с особыми характеристиками это оговорено в условии задачи.

Книга содержит пять глав. Главы состоят из параграфов, в каждом из которых кратко изложена физическая сущность вопроса, доведенная до конкретных расчетных соотношений, графиков, таблиц, необходимых для решения задач, даны методики решения задач на конкретных примерах, контрольные вопросы и задачи для самостоятельного решения с ответами.

В главе 1 кратко рассмотрены вопросы ядерной (структура атомных ядер, процессы радиоактивного распада и механизм ядерных реакций) и нейтронной (закономерности взаимодействия нейтронов с веществом) физики, лежащие в основе получения ядерной энергии, а также параметры ЯР как источника энергии и ионизирующего излучения, связанного с его работой.

Глава 2 посвящена эффектам выгорания, шлакования, отравления и другим, влияющим на режим работы ЯР, на его энергозапас и маневренные качества.

В главе 3 рассмотрены вопросы регулирования мощности, пуска, разогрева, работы на энергетическом уровне, остановки и расхолаживания ЯР.

В главе 4 проанализированы некоторые задачи по обеспечению безопасной работы ЯР с точки зрения требований ядерной (ЯБР) и радиационной (РБ) безопасности, а также теплотехнической надежности (ТТН) активной зоны.

В главе 5 даны основные методики нейтронно-физических измерений (НФИ), которые проводят при физическом пуске ЯР и в процессе эксплуатации. Дело в том, что многие физические характеристики, например, запас реактивности, температурный эффект, отравление Xe, эффективность органов регулирования и др., в течение кампании изменяются на величину, которая превышает безопасные пределы, обеспечивающие надежную, безаварийную работу ЯР. Поэтому необходимо периодически проводить НФИ и теплотехнические измерения (ТТИ) и проверки, чтобы своевременно вносить корректуру в эксплуатационные инструкции. Операторы ЯЭУ принимают участие в этих измерениях.

Во многих задачах рассмотрены переменные режимы, что характерно для судовых ЯР, а также для ЯР АЭС, включенных в общую энергосистему и работающих в соответствии с графиком пиковой нагрузки. Последнее обстоятельство со временем приобретает все большее значение. Дело в том, что в странах с развитой энергетикой наблюдается существенная и постоянно усиливающаяся неравномерность суточных и годовых графиков электрической нагрузки. Отношение максимальной летней нагрузки к максимальной зимней в некоторых странах достигает 0,6, а отношение ночного минимума к дневному максимуму доходит до 0,4. В настоящее время некоторые АЭС уже используются в покрытии переменной части графика нагрузок. Это предъявляет соответствующие требования к маневренности ЯР, т.е. к его способности воспринимать нагрузку в любое время после остановки и допускать больший интервал изменения мощности. При ограниченномpзапнельзя эксплуатировать ЯР в таком режиме без умения оценивать характер измененияpзаппри изменении мощности ЯР. Переходные режимы имеют место также при возникновении неисправностей, требующих снижения мощности или временной остановки ЯР.

В книге при решении задач, как правило, используется Интернациональная система единиц (СИ), чаще в более привычных дольных единицах (см. прилож. 2). Результаты расчетов даются также в тех единицах, которые пока сохраняются на шкалах измерительных приборов, установленных на пультах ЯЭУ, в таблицах термодинамических свойств воды и водяного пара и в других справочных таблицах, графиках, номограммах, используемых эксплутационным персоналом. Соотношения между единицами различных систем приведены в приложениях 1.

Предваряющее каждый параграф краткое изложение физической сущности вопроса и соответствующие соотношения, графики и таблицы имеют иногда приближенный характер, но их точность вполне достаточна для решения эксплутационных задач, оценки характера протекания физико-теплотехнических процессов, сопровождающих работу ЯР в различных режимах, и принятия решения по обеспечению ядерной безопасности и работоспособности активной зоны.

Обозначения в книге, по возможности, приведены в соответствие с обозначениями в современной литературе по ядерной энергетике для вузов.

В приложении дан справочный материал, необходимый для решения задач.

Книга предназначена для инженерно-технического персонала, занимающегося эксплуатацией ЯЭУ, а также для тех, кто готовится к этой работе. Она может быть полезна всем, кого интересуют вопросы ядерной энергетики.

Предыдущие четыре издания книги в Атомиздате и Энергоатомиздате получили много положительных отзывов от эксплутационного персонала АЭС и атомных кораблей, специалистов по ядерной энергетике НИИ и учебных заведений, лауреатов Ленинской и Государственной премий. Вот выдержки из некоторых отзывов:

Рудик А.П., д. ф.-м. н., профессор МИФИ: "... В этой книге предельно просто излагаются рецепты решения широкого круга задач, возникающих при эксплуатации ядерных реакторов... Блестяще написанная (как по выбору материала, так и по четкости изложения) книга нужна всякому работающему с ядерными реакторами... "

Пучков В.Н., д. т.н., профессор: "... Успех книги, выдержавшей за 12 лет четыре издания, объясняется не только ее актуальностью, практической необходимостью, но и целесообразной методикой подачи материала, которая характерна кратким изложением физической сущности рассматриваемых процессов, приведением конкретных практических задач, изложением методики решения этих задач и анализа полученных результатов, что важно не только при подготовке операторов, но и непосредственно при эксплуатации установки".

Легасов В.А., академик, Курчатовский институт: "... Книга Владимирова В.И. "Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов" является особенно ценной для подготовки операторов по вопросам ядерных реакторов и обеспечения ядерной безопасности, поскольку в ней рассмотрение всех основных физических процессов, определяющих энергетические возможности и маневренные качества реактора, доведено до инженерно-эксплутационного уровня в виде расчетных формул, графиков, таблиц, номограмм с методиками использования их на примерах решения многих конкретных задач, охватывающих все режимы эксплуатации от приготовления реактора к пуску до расхолаживания его после остановки".

Автор благодарен товарищам по совместной работе, в обсуждении с которыми вырабатывались методы решения эксплуатационных задач, всем, кто высказал замечания по предыдущим изданиям книги, а также Дидковской Н.Е. и Прозоровой В.В. за помощь в подготовке рукописи к изданию.

Все критические замечания и пожелания по содержанию и структуре книги, выбору задач и методам их решения будут приняты автором с благодарностью.


 Об авторе

Владимир Иванович ДОРОГАНЬ (псевдоним В.И.Владимиров)

Физик, кандидат технических наук. Родился в 1928 г. Закончил физико-математический факультет Ленинградского государственного университета (1952), дипломная работа была напечатана в журнале Академии наук СССР (ЖЭТФ, 1952). Более 50 лет работает в области ядерной энергетики для Военно-Морского Флота. Автор учебников "Физика ядерных реакторов на тепловых нейтронах" (1962), "Физика реакторов на промежуточных нейтронах с ЖМТ" (1967) и книг "Задачи по физике ВВР" (1962), "Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов" (1972, 1976, 1981, 1986). Продолжает преподавательскую деятельность в системе ВМФ.

 
© URSS 2016.

Информация о Продавце