Обеспечение надежности ядерных реакторов плавучих объектов при проектировании и эксплуатации

В монографии рассмотрены вопросы обеспечения теплотехнической надёжности при проектировании и эксплуатации судовых ядерных реакторов.
Изложены вопросы учета термоциклической надежности при реализации заданной модели эксплуатации реактора.
Получены соотношения для моделирования влияния ряда важных для эксплуатации параметров на основные теплогидравлические и конструктивные характеристики активной зоны.
Разработана экспресс-методика для предварительной оценки вариантов активных зон реакторов плавучих объектов с различными конструктивно-эксплуатационными характеристиками.
Монография адресована специалистам, проектирующим и эксплуатирующим реакторы малой мощности для плавучих объектов и может быть использована при изучении дисциплины «Судовые ядерные паропроизводящие установки» в группах атомной специализации ГУМРФ имени адмирала С. О. Макарова.

Оглавление
Список условных обозначений
Введение
1. Подходы к разработке активных зон для плавучих объектов с ЯЭУ
1.1. Формирование требований к активным зонам плавучих объектов
1.2. Эксплуатационные показатели судовых активных зон
1.3. Взаимосвязь между требованиями, предъявляемыми к судовым активным зонам
2. Распределение энерговыделения в активной зоне реактора
2.1. Основные источники энерговыделения в активной зоне
2.2. Распределение удельного тепловыделения по объему гомогенной цилиндрической активной зоне
2.3. Распределение удельного энерговыделения в гетерогенной цилиндрической активной зоне
2.4. Физическое профилирование реактора
2.5. Изменение неравномерности энерговыделения в течение кампании
2.6. Учет неравномерности энерговыделения в активных зонах реакторов большой мощности
3. Остаточное энерговыделение и расхолаживание реактора при нормальном и аварийном выводе из действия
3.1. Полная мощность реактора
3.2. Оценка остаточного тепловыделения на остановленном реакторе
3.3. Системы расхолаживания ядерного реактора
3.4. Использование естественной циркуляции теплоносителя при расхолаживании реактора
4. Температурный режим активной зоны при нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях
4.1. Изменение температуры теплоносителя вдоль твэл
4.2. Температура оболочки твэл и влияние на неё конструктивных характеристик ТВС
4.3. Кипение теплоносителя на поверхности твэл
4.4. Максимальная температура топливной композиции
4.5. Анализ влияния конструкции твэл на максимальную температуру оболочек и топливной композиции
5. Допустимая мощность реактора
5.1. Теплотехническая надёжность активной зоны
5.2. Особенности теплообмена в активной зоне реактора типа ВВРД
5.3. Определение запасов до кризиса теплообмена
5.4. Гидравлические характеристики активной зоны
5.5. Связь между теплогидравлическими характеристиками активной зоны и реактивностью
6. Выбор материалов для активной зоны
6.1. Начальный состав активной зоны по химическим элементам и соединениям
6.2. Совершенствование материалов и конструкции основных компонентов активной зоны
6.3. Контроль состояния оболочек твэл в процессе эксплуатации
7. Обеспечение термоциклической надёжности реактора
7.1. Обеспечение надёжности корпуса реактора на стадии проектирования
7.2. Особенности эксплуатации реакторов атомных ледоколов
7.3. Эксплуатационный контроль состояния реактора
7.4. Диагностика остаточного циклического ресурса
8. Предварительные оценки при проектировании активных зон реакторов плавучих объектов
8.1. Выбор тепло-гидравлических характеристик реактора с учётом конструктивных ограничений
8.2. Связь конструкции твэл с теплотехническими и эксплуатационными характеристиками активной зоны
8.3. Формирование элементарной ячейки активной зоны
8.4. Оценка эксплуатационно-конструктивных характеристик активных зон реакторов малой мощности плавучих объектов
Библиографический список