Размещено на http://www.allbest.ru/

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

На правах рукописи

Калыгин Владимир Валентинович

Москва -2008

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

Научный консультант: доктор технических наук, профессор - Цыканов Владимир Андреевич.

Официальные оппоненты:

доктор технических наук - Иванов Валентин Борисович;

доктор технических наук - Костомаров Вячеслав Павлович;

доктор технических наук - Рясный Сергей Иванович.

Ведущая организация: Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля», г. Москва.

Защита состоится «___» ___________ 2009 г. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «__» _______________2008

Ученый секретарь диссертационного совета Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

теплоноситель петлевой реактор мощность

Актуальность работы.

Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной Распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «…увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии». Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года" предусматривает «…ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций общей установленной электрической мощностью не менее 2 ГВт в год, продвижение продукции (работ, услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации».

Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков выработавших свой ресурс), повысив при этом эксплуатационные характеристики, требуется решить ряд задач по совершенствованию надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов. В первую очередь это относится к их наиболее напряженным узлам - тепловыделяющим элементам (твэлам). Одним из важнейших источников информации при модернизации старых и разработке новых конструкций твэлов обоснованно считают экспериментальные исследования. Их результаты необходимы для оценки работоспособности и корректного определения существующих резервов при различных условиях эксплуатации. В течение длительного времени удавалось обходиться экспериментальной информацией только о поведении твэлов при номинальных режимах работы, которую получали в результате ресурсных испытаний. Для оценки работоспособности при нестационарных режимах, т. е. при аварийных и переходных условиях, использовали в основном расчетные данные. Проблема повышения конкурентоспособности российских реакторов и российского топлива на мировом рынке потребовала пересмотреть существующее положение дел. Получение экспериментальных результатов о поведении топлива в аварийных и переходных режимах стало первоочередной задачей. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;

- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных особенностях тепловыделяющих сборок (ТВС) российских и зарубежных реакторов не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на параметры эксплуатации топлива, что приводит к снижению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке.

За рубежом экспериментальные результаты получали на обогреваемых стендах, на специализированных реакторных установках и на исследовательских реакторах. В нашей стране специализированных установок не было, поэтому в основном проводили стендовые исследования. Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива необходимы были реакторные эксперименты. С этой целью в середине 80-х годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. Поэтому для проведения испытаний топлива необходимо было приспосабливать действующие исследовательские реакторы. Более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР.

Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания. Они отличаются сложностью экспериментальных устройств, их обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений. В ходе экспериментов необходимо моделировать динамические процессы с изменением по заданному сценарию агрегатного состояния теплоносителя. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности.

Характерная особенность экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров, как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Все эти операции могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности. Учитывая, что время протекания процессов, как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при выполнении специальных условий, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор.

Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР для обеспечения безопасного проведения нового класса петлевых испытаний и получения комплекса результатов о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- изучение возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;

- изучение влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности исследуемых твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- разработана схема, которая позволяет выбирать методы формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний с учетом необходимости достижения требуемых параметров, обеспечения безопасности в процессе проведения экспериментов и обеспечения минимальной мощности реактора;

- экспериментально обоснована ядерная безопасность реактора МИР при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- получены и систематизированы данные по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР;

- выявлено и изучено влияние эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- обоснована и подтверждена на практике возможность безопасного проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих исследовать работоспособность твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Достоверность и обоснованность выводов и результатов работы подтверждены комплексом

исследований, выполненных на критической сборке и реакторе МИР с соответствующим анализом сопоставимости результатов, использованием современных достижений в области экспериментальных и расчетных исследований активных зон, метрологической аттестацией методик измерения, тестированием расчетных моделей, а также обобщением и анализом опыта эксплуатации реактора МИР и проведения в нем экспериментов.

Практическая ценность работы:

1. Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

2. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило существенно сократить количество измерений на критической сборке - физической модели реактора и объем оптимизационных расчетов.

3. По результатам изучения эффекта отравления бериллия 3Не и 6Li с учетом фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику эксплуатации реактора введена процедура контроля накопления 3Не и 6Li в каждом бериллиевом блоке и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.

4. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:

- скачкообразное увеличение мощности;

- циклическое изменение мощности;

- авария с быстрым вводом реактивности;

- аварии с потерей теплоносителя.

Апробация работы.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная

эксплуатация водоохлаждаемых реакторов" (Димитровград, 1992);

- российско-японском семинаре "Поведение топлива водоохлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (Москва, 1992);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петен, 1992);

- франко - российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле,

Кадараш, 1992);

- франко-российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш, 1993);

- четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1995);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Поведение материалов активной зоны легководных реакторов в аварийных условиях" (Димитровград, 1995);

- семинаре «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации» (Димитровград, 1996);

- семинаре КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения" (Димитровград, 1999);

- XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001);

- шестом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Бельгия, Гент, 2002);

- седьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Франция, Прованс, 2003);

- восьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Германия, Мюнхен, 2004);

- отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (Димитровград, 2004);

- международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке" (Москва, 2006);

- восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007);

- всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии -- МАЯТ-2007» (Звенигород, 2007);

- семинаре КНТС РМ “Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях” (Димитровград, 2008).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя,

руководителя исследовательских работ, научного руководителя реактора МИР по вопросам ядерной безопасности:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;

- предложена новая компоновка активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- систематизированы результаты критических опытов и разработаны технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на исключение возможности образования локальной критической массы при формировании новой компоновки активной зоны;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний;

- проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов ВВЭР с использованием штатных органов регулирования реактора;

- изучены возможности реактора по проведению испытаний твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива;

- предложены принципиальные конструкции экспериментальных ТВС, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах;

- выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в экспериментах, моделирующих нестационарные режимы;

- проведены реакторные эксперименты;

- получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критической сборке - труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР А.В. Алексеев, А.В. Бурукин, А.Л. Ижутов, С.А. Ильенко,

И.В. Киселева, В.А. Овчинников, В.Н. Шулимов; сотрудники ВНИИНМ В.В. Новиков, А.В. Медведев. Экспериментальные результаты на критической сборке получены совместно с А.П. Малковым. В проведении расчетов участвовали В.В. Пименов и Н.А. Нехожина.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты.

2. Выводы по результатам исследований и рекомендации по модернизации СУЗ реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

3. Экспериментально полученные зависимости влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.

4. Выявленные закономерности влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов.

5. Конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.

6. Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для создания требуемых параметров и обеспечения безопасности испытаний твэлов ВВЭР при нестационарных режимах, подтвержденные проведенными в реакторе МИР экспериментами.

Структура и объем работы.

Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива в аварийных и переходных режимах уделялось значительное внимание. С целью получения необходимых результатов были созданы уникальные специализированные установки: PBF, PHEBUS, LOFT и др. Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачках мощности были проведены на исследовательских реакторах в рамках международных программ, например, INTERRAMP, OVERRAMP и др. К началу 90-х годов основные исследования были завершены.

В нашей стране стендовые исследования аварийных режимов были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс». В частности, для аварий с потерей теплоносителя были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др.

Отдельные аварийные и переходные режимы изучали в реакторных условиях. Так для обоснования критериев безопасности твэлов ВВЭР при аварии с введением реактивности проведены десятки экспериментов в импульсных реакторах ИГР, «Гидра», БИГР. Эти исследования позволили выявить условия, при которых происходят разгерметизация оболочки твэлов и фрагментация топлива. Однако полученные результаты не могут быть напрямую использованы для оценки состояния твэлов при проектной аварии с введением положительной реактивности, поскольку параметры испытаний не моделировали номинальные режимы работы. Эксперименты в импульсных реакторах выполняли при охлаждении твэлов в режиме естественной конвекции. Импульсное увеличение мощности осуществляли из холодного состояния твэлов (20оС). Параметры импульса нейтронной мощности в большинстве случаев существенно отличались от прогнозируемых для проектной аварии ВВЭР.

Исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью перевода АЭС в условия суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к реакторам ВВЭР наиболее системно проводили на реакторе МР с использованием устройства, в котором изменение мощности твэлов осуществлялось с помощью газообразного поглотителя. Программа исследований предусматривала проведение экспериментов, в которых автономное циклирование мощности с заданной скоростью и различным временем выдержки на стационарных уровнях моделировало реальные переходные режимы. Однако из-за остановки реактора МР программа не была завершена.

Подобные же испытания проводили в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение ТВС в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана.

После апреля 1986 г. программа испытаний была надолго приостановлена.

Но обосновывать безопасность эксплуатации топлива, совершенствовать его характеристики без таких исследований невозможно. Накопленные за рубежом результаты реакторных испытаний из-за конструктивных и технологических отличий отечественных твэлов и ТВС в полном объеме для этих целей применять нельзя. Необходимы были собственные экспериментальные данные. Отсутствие в стране специализированного реактора вынуждало искать альтернативные решения.

Поэтому для проведения испытаний топлива при нестационарных условиях был выбран реактор МИР. Но уже первые оценки показали, что для обеспечения безопасности проведения экспериментов в нем требуется принимать специальные меры. Это определило необходимость системного изучения влияния методов, с помощью которых формируют нейтронно-физические условия проведения экспериментов, на безопасность работы реактора.

В первой главе дается краткая характеристика реактора МИР и его экспериментальных возможностей.

Реактор МИР предназначен для проведения ресурсных испытаний новых конструкций ТВС, фрагментов ТВС и отдельных твэлов ядерно-энергетических установок различного назначения. Одновременно в реакторе можно испытывать несколько экспериментальных ТВС (ЭТВС), отличающихся конструкцией, содержанием делящегося материала в твэлах, требуемым уровнем энерговыделения, видом и параметрами охлаждающего теплоносителя. Это обеспечивается за счет принятой для реактора МИР канальной конструкции. Каналы рабочих ТВС объединены общим контуром охлаждения, в котором используют дистиллированную воду. ЭТВС охлаждает теплоноситель, циркулирующий по автономным контурам - петлям. Вид и параметры теплоносителя в каждой петле определяются задачами эксперимента. Активная зона реактора (рис. 1) размещена в бассейне с водой и набрана в шестигранных бериллиевых блоках. По оси блоков размещены петлевые каналы и каналы с рабочими ТВС, состоящими из четырех коаксиально расположенных кольцевых твэлов. Петлевые каналы расположены во втором и третьем рядах кладки таким образом, что каждый из них окружен шестью каналами с рабочими ТВС. Минимальная невозмущенная критическая масса составляет 2250 г 235U (кольцо из шести рабочих ТВС с одной частично недогруженной ТВС в центре). В активную зону устанавливается 48 рабочих ТВС, т.е. полная загрузка активной зоны содержит несколько критических масс.

На стыке граней бериллиевых блоков размещены органы регулирования системы управления и защиты (СУЗ) - стержни с поглощающей композицией на основе диспрозия (АЗ-КС).

Размещено на http://www.allbest.ru/

Вокруг каждого петлевого канала расположено от трех до пяти регуляторов. Кроме того, для компенсации реактивности используют двенадцать компенсаторов с топливной догрузкой (КД), которые расположены по оси бериллиевых блоков четвертого ряда кладки активной зоны. Компенсатор с догрузкой представляет собой рабочую ТВС, соединенную с расположенной над ней кадмиевой

трубой, очехлованной нержавеющей сталью.

Шаг решетки активной зоны выбирали из конструктивных соображений, с учетом необходимости размещения петлевых каналов, их трубопроводов и приводов органов регулирования. Это привело к тому, что отношение ядерных концентраций замедлителя и топлива в активной зоне не является оптимальным: замедлителя значительно больше, чем требуется для термализации нейтронов. Вследствие этого изменение плотности воды сложным образом влияет на реактивность. В частности, эффект от уменьшения плотности воды в петлевых каналах положителен, и при определенных условиях может достигать существенных значений. Тот же эффект для рабочих каналов - отрицателен.

Для испытаний в реакторе используют 11 петлевых каналов, которые распределены между семью петлевыми установками. Основные технические и эксплуатационные характеристики петлевых установок представлены в табл. 1. Петлевые установки ПВ-1, ПВ-2, ПВК-1, ПВК-2, созданные в первые годы эксплуатации реактора, применяют в основном для проведения ресурсных испытаний ЭТВС. При этом один из основных ограничительных факторов их эксплуатации - предельная удельная активность теплоносителя, равная 3,7·1010Бк/м3. Петлевые установки ПВП-2 и ПГ-1 созданы в 1988 - 1990гг. Они оснащены дополнительными системами локализации активности и дезактивации контуров, что позволяет испытывать, в том числе и негерметичные твэлы до удельной активности теплоносителя 3,7·1013Бк/м3.

Таблица 1. Основные параметры петлевых установок

Характеристика, размерность	Петлевые установки
	ПВ-1	ПВК-1	ПВ-2	ПВК-2	ПВП-1	ПВП-2	ПГ-1
Теплоноситель	вода	кипящая вода	вода	кипящая вода	вода-пар	вода-пар	гелий (азот)
Количество каналов	2	2	2	2	1	1	1
Мощность канала, кВт	1500	1500	1500	1500	100	2000	160
Температура теплоносителя, С	350	350	350	365	500	550	500
Давление, МПа	17,0	17,0	18,0	18,0	8,5	15,0	20,0
Расход теплоносителя через канал, т/ч	16,0	16,0	13,0	13,0	0,6	10,0	0,47 (4,7)

Штатные системы петлевых установок реактора обеспечивают непрерывный контроль и регистрацию параметров теплоносителя: давления, температуры, расхода, подогрева, перепада давления на петлевом канале. Герметичность исследуемых твэлов определяется по выходу запаздывающих нейтронов и по мощности дозы -излучения от трубопроводов петлевой

установки. Поддержание и контроль заданного водно-химического режима обеспечивают с помощью современного оборудования.

Для испытаний применяют каналы типа Фильда. Экспериментальный объем штатных петлевых каналов позволяет испытывать ЭТВС диаметром до 70 мм. Несущий давление корпус канала на уровне активной зоны выполнен из циркониевого сплава. Вакуумная изоляция служит для исключения передачи тепла от теплоносителя петлевой установки к теплоносителю реактора. В каналах возможно размещение экспериментальных ТВС высотой активной части до 1 м, а также устройств, содержащих полномасштабные твэлы длиной до 4 м, которые извлечены из штатных и опытных ТВС энергетических реакторов. Имеется возможность использования специальных петлевых каналов диаметром до 150 мм.

Необходимость получения информации непосредственно в процессе эксперимента потребовала разработки технологии изготовления рефабрикованных твэлов. В защитной камере из полномасштабного твэла с необходимым выгоранием топлива дистанционно вырезают требуемый по размерам фрагмент, оснащают его новыми концевыми деталями и вновь герметизируют, создавая внутри него необходимое давление. В качестве концевых деталей могут быть установлены различные датчики. В частности, разработаны и применяются датчики для измерения в процессе испытаний температуры топлива, давления газов в твэле.

Примеры конструкций для испытаний полномасштабных и рефабрикованных твэлов ВВЭР представлены на рис. 2.



Размещено на http://www.allbest.ru/

Для сбора, регистрации и отображения в реальном масштабе времени измеряемых параметров используется быстродействующая система на базе микропроцессоров. Ее возможности позволяют регистрировать информацию от датчиков, установленных в экспериментальном устройстве, и от штатных измерительных систем петлевой установки с частотой до 10 Гц, что особенно важно при проведении испытаний с быстропротекающими процессами.

Для сравнительных испытаний, когда из множества конструкций твэлов, которые отличаются характеристиками топливного сердечника и оболочки, а также технологией их изготовления, требуется выбрать наилучший вариант, используют специальное экспериментальное устройство «Гирлянда». Это устройство позволяет разместить в одном петлевом канале друг над другом несколько ЭТВС с укороченными твэлами (длина активной части до 170 мм). Разработаны и используются устройства, позволяющие изменять мощность твэлов с помощью перемещения поглощающих экранов или поворота самого устройства с твэлами около экрана. Имеется возможность размещения в реакторе устройств, содержащих ампулы для испытания различных конструкционных материалов или для накопления радиоизотопной продукции.

Во второй главе описаны подходы к достижению цели работы; предложена схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний; перечислены основные направления и методы исследований для обоснования возможности проведения в реакторе МИР нового класса экспериментов.

При проведении петлевых испытаний условия работы топлива в активной зоне в достаточно полной мере могут быть охарактеризованы тремя основными параметрами: линейная мощность твэлов, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Именно они определяют температуру топлива и оболочки твэла и, в конечном итоге, условия его работоспособности. Поэтому когда речь идет об аварийных или переходных режимах, имеется в виду быстрое изменение именно этих величин.

В настоящее время большой интерес у разработчиков топлива вызывает поведение твэлов в следующих ситуациях:

- режимы следования за нагрузкой сети («Циклическое изменение мощности»);

- подъем мощности после продолжительной работы реактора на пониженном уровне со скоростью, превышающей скорость релаксации напряжений в оболочке твэла, которые возникают за счет воздействия на нее топливного сердечника («Скачкообразное увеличение мощности»);

- быстрый ввод положительной реактивности в результате выброса регулирующего органа («Аварийное введение реактивности»);

- некомпенсируемая потеря теплоносителя при разгерметизации небольших трубопроводов первого контура, которая характеризуется быстрым снижением расхода теплоносителя через активную зону («Малая течь»);

- разрыв трубопровода первого контура большого сечения, сопровождающийся резким снижением давления и быстрой потерей теплоносителя - максимальная проектная авария реактора ВВЭР-1000 («Большая течь»).

В трех первых ситуациях происходит изменение линейной мощности твэлов с различной скоростью, в двух следующих - снижение расхода теплоносителя и давления в контуре охлаждения. Таким образом, вместе они охватывают изменение каждого из трех указанных выше параметров. Организация безопасного проведения в реакторе МИР испытаний при данных исходных событиях позволит получить информацию о поведении твэлов при нестационарных режимах эксплуатации.

Для того чтобы положительно ответить на вопрос о возможности проведения в исследовательском реакторе нового эксперимента, необходимо показать, что:

- конструктивные и физические возможности реактора позволяют достигать требуемых параметров испытания в исходном состоянии и их заданное изменение в процессе эксперимента;

- на всех стадиях эксперимента, как при нормальных условиях, так и при аварийных ситуациях будет обеспечено соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.

Далее необходимо принять меры, чтобы затраты на проведение эксперимента были минимальными. Это означает, что:

- эксперимент необходимо проводить при минимально возможной мощности реактора, чтобы обеспечить минимум топливной составляющей затрат;

- проведение эксперимента должно оказывать допустимое влияние на режимы и безопасность других одновременно проводимых в реакторе испытаний.

Если расход и давление теплоносителя обеспечиваются характеристиками применяемого петлевого оборудования, то линейная мощность исследуемых твэлов определяется нейтронно-физическими параметрами активной зоны. Для обеспечения требуемых ее значений в процессе подготовки и проведения эксперимента могут быть использованы различные методы. Например, на стадии проектирования, в зависимости от решаемых задач, могут варьироваться конструкция и состав ЭТВС и петлевого канала. При подготовке эксперимента - большое значение имеет положение петлевого канала с ЭТВС в активной зоне и выгорание топлива в окружающих его рабочих ТВС. В процессе проведения эксперимента линейная мощность твэлов определяется мощностью реактора и глубиной погружения ближайших к петлевому каналу органов СУЗ. Используя различные комбинации перечисленных методов, в активной зоне формируют распределение энерговыделения, обеспечивающее необходимое значение линейной мощности твэлов во всех одновременно исследуемых ЭТВС. Поэтому уже на стадии подготовки эксперимента при выборе того или иного метода формирования условий испытаний необходимо знать, как это повлияет на изменение размножающих свойств активной зоны при нормальном течении процесса и при возможных аварийных ситуациях.

Для решения задачи по выбору методов, с помощью которых формируют нейтронно-физические условия проведения эксперимента, автором предложена схема, предусматривающая следующую последовательность действий:

- выбирается комбинация методов, при которых реализуются заданные условия, и обеспечивается минимально возможная мощность реактора;

- проверяется выполнение требований по безопасности на всех стадиях проведения эксперимента для выбранной комбинации методов;

- при необходимости, параметры безопасности приводятся в соответствие с требованиями нормативных документов с наименьшими затратами;

- изучается возможность совмещения данного эксперимента с другими, проводимыми одновременно.

Как правило, при проведении испытаний требуется обеспечить достаточно высокие линейные мощности исследуемых твэлов. На первый взгляд, наиболее экономичным может быть режим испытания, когда заданная линейная мощность реализуется в петлевом канале за счет создания в области активной зоны рядом с ним локального участка с высоким энерговыделением за счет повышенного содержания топлива. При такой компоновке общая мощность реактора минимальна, а значит минимальны топливные затраты и шире возможности по поддержанию требуемых параметров в других петлевых каналах. Однако стремление добиться этого может привести к снижению безопасности, например, из-за возможности образования локальной критической массы в процессе перегрузки топлива или из-за недопустимого возрастания значения вводимой положительной реактивности при запаривании петлевого канала. Принятие мер по снижению эффекта реактивности приводит очень часто к ухудшению экономических показателей эксплуатации реактора.

Если не учитывать необходимость выполнения требований по обеспечению безопасности, то выбрать нужный режим испытания было бы достаточно просто. Как правило, конструкция ЭТВС разрабатывается под существующий петлевой канал, положение которого в активной зоне определено привязкой к петлевой установке с заданными параметрами теплоносителя. Дальнейшее очевидно: чем меньше выгорание топлива в окружающих рабочих ТВС, чем больше извлечены органы регулирования, тем выше в данной области активной зоны энерговыделение, а значит, меньше может быть общая мощность реактора, необходимая для обеспечения заданной линейной мощности исследуемых твэлов.

Необходимость обеспечения безопасности эксперимента усложняет задачу. Во-первых, должны быть разработаны технические меры и организационные мероприятия, которые обеспечивают ядерную безопасность при перегрузочных операциях. Во-вторых, уже на стадии подготовки эксперимента, требуется знать от каких факторов, и в какой степени зависит значение эффекта реактивности, связанного с запариванием петлевого канала. В-третьих, варьировать можно лишь те из них, при изменении которых в необходимых пределах по-прежнему будут обеспечены заданные условия испытания и минимально повысится мощность реактора.

Наличие большого количества факторов, влияющих на условия проведения испытаний, необходимость учета нескольких одновременно исследуемых в реакторе экспериментальных устройств, которые могут значительно отличаться друг от друга, существенно осложняет получение приемлемых по точности результатов с помощью расчетных методов. Особенно трудно поддаются расчетам небольшие изменения реактивности в сложных гетерогенных системах. Поэтому для изучения нейтронно-физических характеристик активной зоны и вопросов обеспечения ядерной безопасности автором в основном использовались экспериментальные методы. Однако это не означает, что в работе не проводились расчетные исследования. Более того, именно результаты экспериментов, выполненных в рамках данной работы, позволили существенно уточнить расчетные методы и программные комплексы, которые стали более адекватно отражать реальное состояние активной зоны.

Главным инструментом для получения экспериментальных данных о нейтронно-физических характеристиках активной зоны служит критическая сборка - физическая модель реактора. В пределах активной зоны и отражателя геометрические размеры и материальный состав критической сборки соответствуют реакторным. Малая ее мощность (до 5 Вт) и небольшая продолжительность экспериментов позволили отказаться от использования сложных конструкций биологической защиты. Это обеспечивает легкий доступ к любым узлам и экспериментальным устройствам после остановки критсборки. Низкая активность твэлов и конструкционных материалов не требует применения дистанционных приспособлений для разборки, сборки, проведения активационных измерений облученных изделий. В то же время в активной зоне критической сборки в основном происходят те же нейтронно-физические процессы, что и в реакторе. Вследствие этого физическая модель реактора является эффективным экспериментальным инструментом, с помощью которого можно проводить детальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны и экспериментальных устройств. В частности, на критической сборке по метрологически аттестованным методикам с погрешностью определения характеристик в диапазоне 4,2 - 10% измеряют распределения энерговыделения по высоте и сечению ТВС и экспериментальных устройств, а также эффекты реактивности при проведении перегрузочных операций, при изменении взаиморасположения элементов конструкций, при уменьшении плотности водяного теплоносителя и т. д.

Однако следует учитывать, что на критической сборке нет возможности использовать в экспериментах облученные в реакторе ТВС, обеспечивать высокую температуру и давление теплоносителя. Поэтому моделирование указанных параметров ведется с определенными допущениями. В частности, выгорание топлива рабочих ТВС моделируется использованием ТВС такой же конструкции, но с уменьшенным содержанием 235U, т.е. в топливе критической сборки отсутствуют продукты деления. Запаривание петлевого канала имитируется удалением воды комнатной температуры из корпуса канала, что увеличивает диапазон изменения плотности воды по сравнению с тем, который может быть реализован в условиях реактора. Кроме того, в условиях критической сборки отсутствует такое свойственное реактору явление, как изменение со временем физических характеристик активной зоны в результате накопления в бериллии нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов.

Влияние всех этих отличий также необходимо исследовать для внесения соответствующих поправок при использовании полученных на критической сборке результатов применительно к реактору.

В третьей главе приведены результаты исследований по изучению возможности образования локальной критической массы в процессе перегрузки активной зоны, а также зависимости эффекта реактивности при уменьшении плотности воды в петлевом канале реактора МИР от изменения различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания; изучено влияние физических отличий критической сборки и реактора на нейтронно-физические характеристики.

Ранее в реакторе МИР проводили в основном ресурсные испытания твэлов и ТВС новых конструкций. Такие испытания обычно продолжаются в течение длительного времени (до нескольких лет). Требуемую линейную мощность исследуемых твэлов в этом случае обеспечивают за счет выбора суммарной мощности реактора при равномерной загрузке активной зоны ядерным топливом и поддерживают путем извлечения органов регулирования.

Эксперименты же по моделированию нестационарных режимов, как правило, кратковременны. Причем в рамках одной кампании реактора обычно проводят только один такой эксперимент. Это позволяет с целью снижения общей мощности реактора формировать необходимые параметры экспериментального устройства, загружая во все окружающие его рабочие каналы необлученные ТВС. Такая компоновка активной зоны ранее не практиковалась. С другой стороны было известно, что количество топлива в активной зоне в несколько раз превышает минимальную невозмущенную критическую загрузку. Поэтому важно было выяснить, может ли в процессе формирования такой компоновки активной зоны при перегрузочных операциях образоваться локальная критическая масса. Если такая возможность существует, необходимо разработать и реализовать конкретные рекомендации, с помощью которых этого можно избежать.

На реакторе МИР потенциальная опасность нарушения требований ядерной безопасности усугубляется тем, что его конструктивное исполнение предусматривает выполнение перегрузочных работ с отсоединением приводов от исполнительных органов СУЗ. Это означает, что во время перегрузки все исполнительные органы СУЗ находятся в активной зоне, а аварийная защита отсутствует. Кроме того, вследствие непродолжительной кампании, работы по перегрузке топлива выполняются довольно часто, что приводит к выработке определенных привычек и стереотипов у персонала, к притуплению бдительности и повышению вероятности совершения ошибок. К началу проведения исследований в штатную СУЗ реактора входило 25 АЗ-КС и 6 КД.

Чтобы проверить, возможно ли образование локальной критмассы при формировании активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС, выполняется ли требование об обеспечении минимальной подкритичности в процессе перегрузки, в том числе, с учетом возможных ошибок персонала, была проведена серия экспериментов на критической сборке. Из анализа картограммы видно, что активную зону реактора МИР можно разбить на несколько «семерок» (ячейка для размещения экспериментального устройства, окруженная шестью ячейками с рабочими ТВС), которые отличаются друг от друга количеством расположенных внутри и рядом с ней органов регулирования. Моделировали «семерки», центры которых находятся во втором и третьем рядах активной зоны. В качестве ЭТВС использовали сборку, состоящую из 19 твэлов ВВЭР с высотой активной части 1 м.

Было установлено, что такие системы подкритичны при всех погруженных в активную зону органах регулирования. Однако если ЭТВС расположена в третьем ряду, то при ошибочном извлечении ближайшего к «семерке» КД и при случайном попадании в центральную ячейку «семерки» рабочей ТВС происходит образование локальной критмассы. Чтобы это исключить в СУЗ реактора было рекомендовано ввести дополнительно четыре АЗ-КС и установить в угловые ячейки активной зоны дополнительно шесть КД. Экспериментальная проверка показала, что данные изменения гарантируют соблюдение требований правил ядерной безопасности при любых рассмотренных ошибках персонала.

Проведенные исследования позволили обосновать безопасность и впервые реализовать новую компоновку активной зоны, которая предусматривает организацию локальных участков с высоким содержанием топлива вокруг петлевого канала. В результате требуемые значения линейной мощности твэлов, испытываемых в данном петлевом канале, стали получать при меньшей мощности реактора, что расширило возможности по поддержанию требуемых параметров испытаний в других петлевых каналах и обеспечило сокращение топливных затрат. Таким образом, картограмма реактора МИР приобрела современный вид.

Также на критической сборке были проведены исследования по изучению влияния применения того или иного метода формирования условий испытаний на значение эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя. Эффект реактивности определяли по изменению положения органов регулирования в критическом состоянии при наличии и при отсутствии воды в петлевом канале.

Анализ результатов многочисленных критических опытов, выполненных с ЭТВС различного типа, в различных по конструкции петлевых каналах, при разных условиях проведения эксперимента, показал, что хотя абсолютные значения эффекта реактивности существенно отличаются, характер его изменения в зависимости от изменения какого-либо фактора одинаков для всех рассмотренных случаев. Были выявлены следующие общие закономерности:

- при изменении массы 235U в рабочих ТВС, окружающих петлевой канал, в диапазоне 1,0 - 0,6 от номинального значения, эффект реактивности уменьшается почти в пять раз (рис. 3а);

- ввод в активную зону ближайших к петлевому каналу органов регулирования существенно уменьшает значение эффекта реактивности (рис.3б);

Размещено на http://www.allbest.ru/

- основная доля эффекта реактивности (75-80%) приходится на полости канала, не содержащие топлива;

- уменьшение объема воды в петлевом канале за счет вытеснения ее конструкционными материалами приводит к уменьшению значения эффекта реактивности;

- перемещение петлевого канала с ЭТВС из второго ряда активной зоны в третий (при прочих одинаковых условиях) приводит к уменьшению эффекта реактивности в 1,6 раза;

- добавка в теплоноситель раствора борной кислоты увеличивает значение эффекта реактивности и снижает запас реактивности реактора;

- учет отличия в диапазоне изменения плотности теплоносителя в критической сборке и в реакторе уменьшает эффект реактивности на 26%.

Полученные эмпирические зависимости справедливы для всех изученных ЭТВС и позволяют определять величину эффекта реактивности, связанного с удалением воды из петлевого канала, при изменении геометрических размеров устройств и условий испытания.

Существенным отличием нейтронно-физических условий реактора и критической сборки является отравление бериллиевой кладки реактора из-за накопления ядер 3Не и 6Li. В результате (n,?) реакции из 9Ве получается 6Li. Взаимодействие последнего с нейтроном приводит к образованию 3Н, который, распадаясь, превращается в 3Не.

При характерных для реактора МИР режимах работы были проведены расчеты накопления 3Не и 6Li и соответствующей потери реактивности. Они выполнены при условии регулярного циклического графика работы реактора на постоянной мощности и равномерного распределения 3He и 6Li по активной зоне. Предполагали, что цикл состоит из 35 суток работы на мощности 40 МВт и 8 суток остановки, один раз в год цикличность прерывается остановкой на планово-предупредительный ремонт продолжительностью 30 суток.

Было установлено, что концентрация ядер 6Li в течение первых двух лет работы реактора на мощности выходит на стационарный уровень. Ядерная концентрация трития из-за большого периода полураспада не достигает стационарного уровня и постоянно увеличивается в процессе работы реактора. Во время остановок реактора часть трития переходит в 3Не. Чем больше срок эксплуатации бериллия и чем продолжительнее остановка, тем выше на момент ее окончания концентрация 3Не. После выхода реактора на мощность часть 3Не при взаимодействии с нейтронами вновь превращается в тритий, высвобождая реактивность. Тем не менее, концентрация 3Не в бериллии со временем монотонно возрастает.

Расчетный анализ показал (рис. 4), что за двадцать лет эксплуатации бериллиевой кладки суммарная потеря реактивности из-за накопления 3Не и 6Li составила около 8 %К/К, причем, более половины этой величины ( 55%) приходится на изменение концентрации 6Li в течение первых двух лет работы реактора.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Уменьшение реактивности из-за увеличения ядерной концентрации 3Не ограничивает продолжительность остановки реактора. В результате расчетов установлено, что допустимая продолжительность остановки реактора, после которой он с максимальной загрузкой топлива еще может быть выведен на мощность, значительно уменьшается со временем. Так, если после пяти лет эксплуатации бериллиевой кладки допустимая продолжительность остановки составляет 15 мес., то после тридцати лет - всего 1,5 мес.

Накопление в процессе эксплуатации реактора в кристаллической решетке бериллия нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов привело к значительному изменению нейтронно-физических характеристик активной зоны. Невозмущенная критическая загрузка возросла с 6,5 до 9 ТВС, эффективность органов регулирования и значения всех эффектов реактивности значительно уменьшились.

Как уже отмечалось, приведенные выше результаты расчетов получены при условии регулярного циклического графика работы реактора на постоянной мощности и равномерного распределения 3He и 6Li по активной зоне. Однако для корректного расчета нейтронно-физических характеристик необходимо учитывать, что мощность реактора и распределение энерговыделения в активной зоне не имеют регулярного характера и могут сильно меняться от кампании к кампании. При любой компоновке активной зоны отмечается существенная неравномерность нейтронного поля, обусловленная решением различных экспериментальных задач. Отношение мощности рабочих каналов может отличаться в 10 раз и более. Продолжительность кампаний реактора и время остановки между ними также различны. Следовательно, скорости накопления 3He и 6Li в бериллиевых блоках, расположенных в различных участках активной зоны, будут отличаться, и по-разному будут меняться во времени. Поэтому для определения концентрации 3He и 6Li в каждом блоке необходимо иметь информацию как о текущем режиме работы (график мощности соответствующего рабочего канала), так и о предыстории накопления продуктов ядерных реакций в ходе предыдущих кампаний. Это стало возможным только после замены бериллиевой кладки активной зоны.