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

В результате удалось создать и реализовать алгоритм вычисления концентраций 3He и 6Li, которые используют в качестве исходных данных при расчете нейтронно-физических характеристик реактора МИР по программам расчетного сопровождения его эксплуатации MCU и BERCLI. Это позволяет обеспечить контроль флюенса быстрых нейтронов в каждом бериллиевом блоке и оценку влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР перед каждой новой кампанией.

Описанные в данной главе исследования позволили получить результаты, с помощью которых можно с удовлетворительной точностью определять значение эффекта реактивности при запаривании петлевого канала в реальных реакторных условиях, проведя единственный эксперимент на критической сборке. Для этого необходимо использовать полученные зависимости, учесть реальное изменение плотности теплоносителя, а также наличие и концентрацию в теплоносителе борной кислоты. Кроме того, следует ввести поправку, учитывающую фактическое накопление 3Не и 6Li, соответствующее данному участку активной зоны на текущий момент времени.

В четвертой главе показано, как с помощью описанной выше схемы выбирали методы формирования условий испытаний твэлов для экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности.

При моделировании в исследовательском реакторе условий, характерных для нестационарных режимов с увеличением мощности твэлов энергетического реактора, необходимо за фиксированное время повысить мощность исследуемых твэлов, размещенных в петлевом канале, от исходного значения до заданного. Это может быть выполнено различными методами. В частности, физические и конструктивные особенности реактора МИР позволяют проводить значительную часть подобных экспериментов без применения специальных облучательных устройств путем перекомпенсации реактивности штатными органами регулирования.

Однако скорость перемещения органов регулирования ограничена по соображениям безопасности. Это не позволяет с использованием такого метода обеспечивать быстрое увеличение мощности исследуемых твэлов. Кроме того, процедура перемещения органов регулирования неудобна в процессе эксплуатации, если ее необходимо применять многократно в течение кампании. Поэтому также были разработаны методы выполнения экспериментов, основанные на использовании облучательных устройств с применением поглощающих экранов.

Скачкообразное увеличение мощности. Под скачкообразным изменением мощности понимают 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. Как правило, интерес представляет увеличение до 100 % исходной линейной мощности твэлов. Рассматриваемый диапазон скорости увеличения мощности находится в пределах от 0,01 до 1,0 Вт/см·с, что соответствует ожидаемой скорости изменения мощности при переходных режимах в твэлах ВВЭР.

Поскольку в экспериментах с увеличением мощности работоспособность твэлов в основном определяется физико-химическим и термомеханическим взаимодействием топлива с оболочкой, жесткие требования по конструкции ЭТВС не предъявляются - это может быть и единственный твэл. Если же одновременно надо испытывать несколько твэлов, то в ЭТВС желательно обеспечить максимально ровное поле энерговыделения. В этом случае большее количество твэлов будет работать в одинаковых условиях, что повышает статистическую значимость эксперимента. Данному требованию (с учетом ограничений по габаритным размерам петлевого канала) удовлетворяет конструкция, в которой 8 - 12 твэлов размещены на одинаковом расстоянии от оси ТВС.

Реализованный в реакторе МИР алгоритм проведения эксперимента предусматривает следующую последовательность действий. Первоначально реактор выводят на уровень мощности, который обеспечивает получение в петлевом канале требуемых исходных условий эксперимента. При этом ближайшие к петлевому каналу органы регулирования погружены в активную зону. После стабилизации всех параметров и достижения равновесных состояний на данном уровне мощности, производят увеличение мощности исследуемых твэлов с необходимой скоростью и амплитудой. Операция выполняется в два этапа. На первом этапе извлекают ближайшие органы регулирования с компенсацией введенной положительной реактивности погружением регуляторов в других участках активной зоны. Мощность ЭТВС при этом поддерживают неизменной, для чего одновременно снижают общую мощность реактора. Затем подъемом общей мощности реактора в течение заданного времени осуществляют собственно скачкообразное увеличение мощности. Для обеспечения минимальной мощности реактора в процессе эксперимента, в рабочие каналы, окружающие петлевую ячейку, загружают свежие рабочие ТВС.

Проведенные на критической сборке исследования показали, что если ЭТВС выбранной конструкции разместить в петлевом канале второго ряда кладки активной зоны, окружить его рабочими ТВС с номинальным содержанием топлива, то при верхнем положении ближайших органов регулирования эффект реактивности от удаления воды из петлевого канала равен 1,2 эф. С точки зрения безопасности это недопустимо. Описанный выше сценарий проведения эксперимента не позволяет использовать для уменьшения значения положительного эффекта реактивности изменение положения органов СУЗ и увеличение выгорания топлива рабочих ТВС. Следовательно, основное внимание должно быть уделено конструкции ЭТВС и местоположению в активной зоне петлевого канала. Анализ конструкции ЭТВС показал, что на центральную ее часть внутри кольца твэлов приходится около 40% объема воды петлевого канала. Удаление этой воды путем размещения в центре ЭТВС вытеснителя позволяет существенно уменьшить эффект реактивности. Для еще большего снижения эффекта реактивности петлевой канал с ЭТВС следует размещать в третьем ряду кладки активной зоны.

В процессе контрольных экспериментов на критической сборке установлено, что при выполнении указанных рекомендаций удаление воды из петлевого канала вызывает введение положительной реактивности не более 0,6 эф. В условиях реактора, с учетом поправок на реальное изменение плотности теплоносителя и отравление бериллиевой кладки активной зоны, значение эффекта реактивности не превысит 0,25 эф.

Расчеты показывают, что предельное значение выгорания топлива, при котором обеспечивается приемлемая амплитуда скачкообразного увеличения мощности, зависит от значения заданной исходной линейной мощности твэлов (рис. 5).

Рис. 5. Изменение амплитуды скачкообразного увеличения мощности в зависимости от выгорания топлива для твэлов с длиной активной части 1000 мм и обогащением топлива 4,4%: 1, 2, 3, - исходная линейная мощность 15; 20 и 25 кВт/м соответственно

Например, при начальном обогащении топлива в твэлах ВВЭР 4,4%, исходной линейной мощности 20 кВт/м и конструкции ТВС, состоящей из 10 твэлов с длиной активной части 1000 мм, удвоение мощности может быть достигнуто при выгорании топлива в твэлах 50 МВт·сут/кгU. С уменьшением исходной линейной мощности до значения 15 кВт/м, более характерного для высоких выгораний топлива, амплитуда скачка мощности при том же выгорании может быть увеличена до значения 3,3, а удвоение достигается при выгорании 60 МВт·сут/кгU.

С учетом описанных выше положений в реакторе МИР испытано более 80 твэлов ВВЭР(как полномасштабных, так и рефабрикованных) с выгоранием в диапазоне 15 70 МВтсут/кгU. При проведении испытаний варьировали выгорание топлива в твэлах, начальную линейную мощность, амплитуду и скорость увеличения мощности, время выдержки при максимальной мощности. Начальные линейные мощности, как правило, были равны линейной мощности твэлов на последнем этапе их эксплуатации в энергетическом реакторе. Максимальные линейные мощности подбирали таким образом, чтобы превысить допустимый уровень, определяемый техническими условиями эксплуатации.

Кроме того, проведены испытания более 40 опытных твэлов типа ВВЭР различных модификаций, предварительное облучение которых до требуемого выгорания осуществлялось непосредственно в реакторе МИР. Изменение линейной мощности испытанных твэлов представлено на рис. 6.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Циклическое изменение мощности. Для перевода атомных станций в режим слежения за нагрузкой сети требуется обосновать работоспособность твэлов при многократном изменении линейной мощности. Суточное регулирование мощности реактора при маневренной эксплуатации приводит к циклическому термомеханическому нагружению оболочек твэлов, что напрямую влияет на их работоспособность. В наибольшей степени это проявляется при выгораниях превышающих 45 МВтсут/кгU, когда практически исчезает зазор между топливом и оболочкой твэла. Поэтому проведение испытаний особенно актуально для твэлов с высоким выгоранием.

Сценарий эксперимента по изучению поведения твэлов ВВЭР при маневренном режиме эксплуатации предусматривает в каждом цикле изменение линейной мощности твэлов в 1,4 - 1,6 раза (с 18-19 до 27-28 кВт/м и обратно). Переход с одного уровня линейной мощности на другой необходимо осуществлять за 20-30 минут с выдержкой в стационарном режиме в течение 6-12 ч.

При небольшом количестве циклов для реализации указанного сценария можно использовать перекомпенсацию органов регулирования. Если же количество циклов велико, и эксперимент должен продолжаться в течение нескольких кампаний, то такой метод неудобен для эксплуатационного персонала. Поэтому были разработаны конструкции ЭТВС, в которых предусмотрено размещение четырех твэлов и четырех подвижных поглощающих пластин из гафния, обеспечивающих поочередную экранировку то одной, то другой пары твэлов по всей их высоте. Один из вариантов такой конструкции приведен на рис. 7.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Данное решение обеспечивает проведение испытания при минимальном воздействии на реактивность, а также на мощность других исследуемых ТВС и всего реактора. Однако малое количество твэлов, большое выгорание топлива в них и наличие в экспериментальной ТВС поглотителя приводят к существенному уменьшению вклада участка активной зоны в суммарную мощность реактора. Чтобы это компенсировать в окружающие рабочие каналы загружают ТВС с минимальным выгоранием топлива, а при проведении эксперимента все рядом расположенные органы регулирования полностью извлекают из активной зоны. Такая конфигурация активной зоны позволяет получить требуемые значения линейной мощности исследуемых твэлов без завышения общей мощности реактора. Наличие в конструкции вытеснителя, удаляющего лишнюю воду, и размещение петлевого канала на периферии активной зоны снижает эффект реактивности в случае аварийного обезвоживания петлевого канала до значения, при котором безопасность в процессе эксперимента будет обеспечена штатной системой управления и защиты.

Успешное проведение в реакторе нескольких серий испытаний подтвердило правильность предложенных решений. В экспериментах были реализованы параметры режимов работы твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с выгоранием топлива 50 - 60 МВтсут/кгU, получены экспериментальные данные о поведении твэлов при многократном циклическом изменением мощности.

Аварийное введение реактивности. При выбросе регулирующего органа ВВЭР-1000 возникает импульс нейтронной мощности с амплитудой до 2,5 и полушириной до 1,5 с. Разработанная методика испытания в реакторе МИР обеспечивает моделирование термомеханического состояния твэлов, характерное для такой аварии. Она предусматривает получение импульса нейтронной мощности при постоянной мощности реактора внутри экспериментального устройства, содержащего фрагмент рабочей ТВС ВВЭР-1000, состоящий из трех укороченных твэлов (рис.8), путем удаления от него кольцевого поглощающего экрана.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Введение положительной реактивности компенсируется за счет дополнительного экрана, который замещает в активной зоне первый и имеет аналогичную поглощающую способность. Гидродинамическое подобие твэльных ячеек формируют с помощью фигурного вытеснителя. Окончание импульса обеспечивается сбросом аварийной защиты реактора, срабатывание которой происходит от реле времени. Продолжительность выдержки при максимальной линейной мощности составляет 0,5 3 с и определяется необходимостью обеспечения максимальной энтальпии и средней по радиусу температуры топлива.

Как и в предыдущем эксперименте, данное устройство содержит малое количество твэлов и много поглощающего материала. Поэтому необходимое значение линейной мощности твэлов при приемлемой мощности реактора обеспечивается организацией вокруг петлевого канала локальной области с минимальным выгоранием топлива и полностью извлеченными из активной зоны органами регулирования. Снижение до допустимого значения эффекта реактивности при аварийном обезвоживании петлевого канала достигается использованием вытеснителя и размещением петлевого канала в третьем ряду активной зоны.

Методика апробирована во время проведения реакторного эксперимента в петлевой установке с параметрами теплоносителя ВВЭР-1000. Для рефабрикованных твэлов с выгоранием топлива 50 60 МВт·сут/кгU при начальной линейной мощности 25 кВт/м получен импульс трапецеидальной формы с амплитудой 3,25 3,5 (в зависимости от выгорания топлива в твэлах), временем нарастания мощности около 1 с, полушириной импульса примерно 3 с.

В пятой главе предложенная схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий проведения испытаний применяется при моделировании ситуаций, характерных для развития аварий с потерей теплоносителя.

В таких авариях работоспособность твэлов во многом определяется конструкцией ТВС. Поэтому при проектировании ЭТВС, предназначенной для испытаний в исследовательском реакторе, должны быть в максимальной степени учтены теплофизические и гидродинамические особенности моделируемой сборки. Это условие выполняется, когда в качестве экспериментальной используется штатная ТВС энергетического реактора или (если ее размеры велики для размещения в петлевом канале) максимально возможный по размерам ее фрагмент. Таким образом, для рассматриваемых экспериментов конструкцию ЭТВС можно считать выбранной. В частности, при испытании ТВС типа ВВЭР в петлевом канале реактора МИР с учетом его габаритных ограничений можно разместить 19 твэлов. В таком фрагменте ТВС ВВЭР реализуются условия эксплуатации твэлов, расположенных в существующих типах ячеек (центральная, граничные и угловые), а также моделируется влияние дистанционирующих решеток на состояние твэлов. Разработана также конструкция ЭТВС, содержащая 7 твэлов. Необходимо отметить, что если часть испытываемых твэлов выгоревшие, то в обеих конструкциях для выравнивания энерговыделения предусматривается использовать необлученные твэлы с пониженным обогащением по 235U.

Малая течь. В процессе развития такой аварии в результате некомпенсируемой потери теплоносителя из первого контура на остановленном реакторе, за счет остаточного энерговыделения происходит разогрев активной зоны, быстрое испарение воды и осушение верхней части ТВС, приводящее к перегреву твэлов и, как следствие, к нарушению их герметичности.

Алгоритм проведения в реакторе МИР эксперимента, в котором достигаются подобные условия охлаждения твэлов, предусматривает: вывод реактора на уровень мощности, достаточный для достижения исходных параметров эксперимента; работу в течение времени, необходимого для формирования структуры топливного сердечника; снижение мощности петлевого канала до уровня 5-15% от исходного значения; снижение расхода теплоносителя до контролируемого вывода твэлов в состояние с запариванием верхней части ЭТВС; работу при достигнутых условиях в течение заданного времени; вывод твэлов из состояния «с перегревом».

Проведенный анализ возможных аварийных ситуаций, которые могут возникнуть при проведении эксперимента, показал, что к максимальным отрицательным последствиям приводит разрушение корпуса петлевого канала и разрыв трубопровода первого контура петлевой установки. В первом случае возможно повреждение окружающих элементов активной зоны, выброс теплоносителя из петлевого канала в бассейн реактора. Во втором - истечение теплоносителя происходит в специально оборудованное герметичное помещение, в котором обеспечивается локализация радиоактивного теплоносителя. Общим при этих ситуациях является введение положительной реактивности в результате значительного снижения плотности теплоносителя в петлевом канале.

Для исключения отрицательного воздействия на активную зону реактора аварийного разрыва корпуса штатного петлевого канала, в его состав был введен страховочный чехол, выполняющий функцию локализующей системы. Таким образом, кроме конструкции ЭТВС определена и конструкция петлевого канала.

Вопросы формирования условий для обеспечения требуемых параметров и безопасности в процессе проведения эксперимента изучали на критической сборке - физической модели реактора. Макет петлевого канала с 19-твэльной ЭТВС (твэлы ВВЭР с обогащением по 235U 4,4%) размещали в центральной части активной зоны в ячейке, вокруг которой установлены пять органов регулирования системы управления и защиты.

В условиях, когда конструкции петлевого канала и ЭТВС выбраны, мощность реактора, при которой обеспечиваются требуемые исходные параметры, зависит от относительной мощности ЭТВС (отношение мощности ЭТВС к средней мощности всех рабочих ТВС в активной зоне). В свою очередь, относительная мощность ЭТВС определяется содержанием 235U в окружающих рабочих каналах и количеством извлеченных из активной зоны ближайших органов регулирования (рис. 9).

Результаты исследований позволили установить, как будет меняться мощность реактора, при которой обеспечивается требуемая на начальном этапе максимальная линейная мощность твэлов, в зависимости от изменения относительной мощности ЭТВС (рис.10.). Из приведенных данных следует, что для проведения эксперимента при минимальной мощности реактора необходимо окружать петлевой канал рабочими ТВС с невыгоревшим топливом и полностью извлекать из активной зоны ближайшие органы регулирования. Особенно это актуально при испытаниях твэлов с небольшим выгоранием, когда необходимо обеспечить высокую исходную линейную мощность.

Рис.10. Изменение мощности реактора в зависимости от относительной мощности ЭТВС при максимальной линейной мощности твэлов: 1 - 45; 2 - 30; 3 - 20 кВт/м.

Исследования по удалению воды из корпуса петлевого канала, проведенные на критической сборке, показали, что эффект реактивности от аварийного обезвоживания петлевого канала при выбранной конструкции ЭТВС и петлевого канала, рекомендованной загрузке окружающих рабочих ТВС и верхнем положении ближайших органов регулирования не будет превышать 0,6 эф. При таком его значении безопасность эксперимента будет обеспечена штатной системой СУЗ реактора. Причем введение в конструкцию канала стального страховочного чехла с толщиной стенки 6 мм, которая обеспечивает требуемый запас прочности, приводит к уменьшению эффекта реактивности на 0,4 эф.

Выбранное для начальной стадии эксперимента верхнее положение ближайших органов регулирования имеет еще одно преимущество. На этапе, предусматривающем снижение мощности петлевого канала, их погружение в активную зону следует использовать в первую очередь. Это позволяет минимально снижать общую мощность реактора и, следовательно, уменьшить влияние нестационарных процессов, связанных с увеличением концентрации 135Хе. В результате сокращается время стабилизации параметров петли на новом уровне мощности, и расширяются возможности поддержания в заданном режиме параметров испытаний в других петлевых каналах. Разработанные рекомендации по формированию нейтронно-физических условий позволили успешно провести в реакторе МИР серию экспериментов «Малая течь» с твэлами ВВЭР. Их основные параметры представлены в табл. 2. Большая течь. Авария с разрывом циркуляционного трубопровода максимального диаметра и двусторонним истечением теплоносителя наиболее сложная для моделирования в исследовательском реакторе. При анализе такой аварии принято рассматривать три стадии ее протекания. На первой, самой динамичной стадии происходит значительное падение давления, снижение расхода теплоносителя практически до нулевого значения, и как следствие, быстрый рост температуры твэлов со скоростью 150 200°С/с. Вторая стадия характеризуется наличием границы раздела фаз теплоносителя.

Таблица 2. Основные параметры экспериментов «Малая течь» с твэлами ВВЭР в реакторе МИР

* - испытывали 7-твэльную ЭТВС, центральный твэл с выгоранием ~60 МВт·сут/кгU;

**- зафиксирована разгерметизация твэлов

Охлаждение верхней части твэлов происходит паром с температурой до 650°С, скорость разогрева оболочки 1 - 1,2°С/с, максимальная температура оболочки - до 950°С. Во время третьей стадии - стадии повторного залива - охлаждение твэлов осуществляется относительно холодным теплоносителем, причем величина термошока может достигать 450 °С.

Для реализации аналогичных условий в процессе проведения эксперимента после достижения исходных параметров и их стабилизации, предусматривается резкое уменьшение давления в контуре охлаждения с одновременным снижением расхода теплоносителя через ЭТВС за счет быстрого сброса теплоносителя в специальную емкость. Обеспечение необходимой остаточной мощности твэлов достигается срабатыванием аварийной защиты реактора по сигналу таймера задержки, который запускается в момент начала переходных процессов. Продолжительность задержки определяется временем достижения требуемой температуры оболочки и сердечника твэлов.

По результатам расчетов в данном эксперименте в течение первых трех секунд плотность теплоносителя снижается в 7 раз. Запаривание петлевого канала является уже не аварийной ситуацией, а следствием эксперимента. В соответствии с требованиями правил ядерной безопасности, если при работе экспериментального устройства вводится положительная реактивность, то скорость ее ввода не должна превышать 0,07 эф/с. Именно это значение и должно быть выбрано в качестве критерия обеспечения безопасности. Таким образом, с учетом времени изменения плотности теплоносителя введенная положительная реактивность за время проведения эксперимента не может быть больше 0,21 эф.

Наиболее тяжелые аварийные ситуации в рассматриваемом эксперименте те же, что и в предыдущем, поэтому и в данном случае должен использоваться петлевой канал со страховочным чехлом. Это означает, что по сравнению с экспериментом «Малая течь» допустимое значение эффекта реактивности должно быть уменьшено в 3 раза.

Среди возможных мер предпочтение было отдано перемещению петлевого канала из центральной части активной зоны на ее периферию, где за счет большей утечки нейтронов эффект реактивности ниже. Кроме того, три ближайших органа регулирования должны быть погружены в активную зону. Указанные меры обеспечивают необходимое уменьшение эффекта реактивности, но приводят и к снижению относительной мощности ЭТВС. Ее значение при таких условиях, как показали измерения на критической сборке, становится равным 0,5. Из данных, приведенных на рис. 10, следует, что минимальная мощность реактора, при которой будет достигнута линейная мощность твэлов 45 кВт/м, увеличивается до 50 МВт.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Для реализации в эксперименте динамики изменения параметров, характерной для первой стадии, необходима специальная система имитации потери теплоносителя. Такая система разработана, изготовлена, прошла стендовые испытания. Однако на реакторе к настоящему времени она не смонтирована. Поэтому в реакторе МИР пока проводят испытания с моделированием условий, характерных для второй и третьей стадии аварии. В качестве ЭТВС используют 19-твэльную сборку, часть твэлов в которой может быть с высоким выгоранием. Для формирования нейтронно-физических условий используют те же приемы, что и при проведении эксперимента «Малая течь». В качестве примера на рис.11 показано зарегистрированное изменение температурных параметров в процессе такого эксперимента.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. 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 экспериментов и экономические характеристики реактора. Она предусматривает следующую последовательность действий:

- выбор комбинации методов, при которых достигаются заданные условия испытаний, и реализуется минимально возможная мощность реактора. Как правило, это обеспечивается окружением петлевого канала необлученными рабочими ТВС и полным извлечением из активной зоны ближайших органов регулирования;

- проверка выполнения требований по безопасности на всех стадиях проведения эксперимента для выбранной комбинации методов;

- при необходимости, приведение параметров безопасности в соответствие с требованиями нормативных документов с наименьшими затратами;

- изучение возможности совмещения данного эксперимента с другими, проводимыми одновременно.

2. Результаты исследования возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций и реализация предложенных технических мер по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР позволили обосновать безопасность и впервые применить 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.

3. Получены, обобщены и систематизированы результаты исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при удалении воды из петлевого канала реактора МИР различных факторов, таких как:

- конструкция ЭТВС и петлевого канала;

- положение петлевого канала в активной зоне;

- выгорание топлива в рабочих ТВС, окружающих петлевой канал;

- глубина погружения ближайших к петлевому каналу органов регулирования;

- наличие добавок в теплоноситель раствора борной кислоты.

Выявленные зависимости позволяют формировать условия испытаний, при которых эффект реактивности не превышает заданного безопасного значения.

4. Впервые изучено влияние на основные нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов эффекта отравления бериллиевой кладки за счет накопления в процессе эксплуатации 3He и 6Li. Разработан и реализован алгоритм расчета накопления 3He и 6Li в каждом бериллиевом блоке, позволяющий отслеживать уменьшение запаса реактивности, изменение эффектов реактивности и эффективности органов СУЗ, которые связаны с отравлением, и учитывать его неравномерность для различных бериллиевых блоков.

5. Предложены и реализованы оригинальные 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. 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.

Полученные экспериментальные результаты о поведении твэлов ВВЭР при рассмотренных нестационарных условиях предназначены для верификации расчетных кодов, описывающих состояние твэлов, прогнозирования изменения характеристик твэлов в подобных условиях и для лицензирования топлива. Значительная часть оборудования и методов может быть использована для испытания твэлов других водоохлаждаемых реакторов, в том числе, для обоснования перспективных проектов энергетических и транспортных установок.

7. Использование результатов исследований, выполненных в рамках диссертационной работы, существенно расширило экспериментальные возможности реактора МИР: обоснован и реализован на практике выбор методов и средств для безопасного проведения в нем испытаний, обеспечивающих получение экспериментальных данных о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

8. Выполненные автором исследования позволили решить крупную научную проблему, имеющую важное хозяйственное значение: приспособление действующего исследовательского реактора для проведения нового класса экспериментов. По результатам работы можно утверждать, что, несмотря на отсутствие дорогостоящих специализированных установок, в Российской Федерации существует экспериментальная база для проведения исследований работоспособности твэлов ВВЭР в нестационарных условиях.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах

1. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 80 - 84.

2. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние накопления 3He и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 84 - 88.

3. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 - 284.

4. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследования топлива ВВЭР с легирующими добавками.//Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205 - 210.

5. Бурукин А.В., Ижутов А.Л., Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, № 3, вып. 1, с. 83 - 91.

6. Калыгин В.В., Малков А.П. Особенности обеспечения ядерной безопасности реактора МИР при проведении экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №4, с. 40 - 46.

7. Калыгин В.В., Киселева И.В., Малков А.П., Шулимов В.Н. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 2, с. 58 - 65.

8. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 2, с. 66 - 73.

9. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В., Овчинников А.Б. Учет накопления ядер лития-6 и гелия-3 в бериллиевых блоках при определении нейтронно-физических характеристик реактора МИР.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 3, с.31 -37.

10. Анисимков О.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Изучение возможности проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов.//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. 1993, вып. 1, с. 41 - 49.

11. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР.//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. 1993, вып. 1, с. 49 - 52.

12. Калыгин В.В., Пименов В.В. Способ регулирования реактивности ядерного реактора. Авторское свидетельство на изобретение № 1428072, 1988.

13. Ижутов А.Л., Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Патент № 2292093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, №2.

14. Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах. Патент № 2302046. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 18.

15. Калыгин В.В., Малков А.П. Устройство для облучения образцов в реакторе с твердым замедлителем. Патент № 74735. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 19.

16. Калыгин В.В., Лобин С.В., Овчинников В.А. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме циклического изменения мощности. Патент № 75093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 20.

17. Калыгин В.В., Ильенко С.А. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме аварийного введения реактивности. Патент № 77487. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 29.

18. Гаджиев Г.И., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.//Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, 104 с.

19. Bibilashvili Y. K., Grachev A.F., Kalygin V.V. et al. Methods of performing the ramping experiments with VVER fuel rods at different burnups. //Behavior of LWR core materials under accident conditions, Proceedings of a Technical committee meeting in Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October 1995, IAEA-TECDOC-921, 1996, p. 101 - 116.

20. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Экспериментальные исследования влияния скачков мощности на состояние твэлов типа ВВЭР при различных выгораниях.//Сборник докладов 4-ой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, с. 125 - 140.

21. Калыгин В.В., Малков А.П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996, вып. 4, с. 3 - 10.

22. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Матвеев Н.П., Овчинников В.А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, вып. 4, с. 11 - 17.

23. Анисимов В.П., Бендерская О.С, Калыгин В.В. и др. Экспериментальные возможности петлевой установки ПВП-2 РУ МИР.М1 для испытаний твэлов ВВЭР в режимах с потерей теплоносителя.//Сб. тез. докл. семинара «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации»: Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, с. 47 - 49.

24. Калыгин В.В., Куприенко В.А., Малков А.П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, вып. 4, с. 62 - 74.

25. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, вып. 4, с. 57 - 62.

26. Калыгин В.В., Малков А.П., Овчинников А.Б. Методический подход к обеспечению ядерной безопасности реактора МИР при испытаниях твэлов ВВЭР в требуемых воднохимических режимах охлаждения.//Сборник рефератов семинара КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения". Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999, с. 77 - 79.

27. Ижутов А.Л., Калыгин В.В. , Святкин М.Н. и др. Опыт эксплуатации комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР.//Труды XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001, т. 1, с. 49 - 70.

28. Кузнецов Ю.Н., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Экспериментальная установка для внутриреакторных исследований проектных, запроектных и тяжелых аварий на энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами.//Труды XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001, т. 2, ч. 2, с. 104 - 123.

29. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience". //Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002, p. 104 - 109.

30. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. “Experimental capabilities of the MIR reactor for testing and qualification of research reactors fuel”. //Transactions of 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ex-an-Provence, France, March 9-12, 2003, p. 91 - 95.

31. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. “Core safety increase and the MIR reactor operating life prolongation”. //Transactions of 8th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Munich, Germany, March 21-2 4, 2004, p. 107 - 111.

32. Грачев А.Ф., Цыканов В.А., Калыгин В.В. и др. Основные результаты НИОКР на исследовательских реакторах ГНЦ РФ НИИАР и опыт их эксплуатации в 2001-2003гг.//Сборник докладов отраслевого совещания «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, т. 1, с. 3 - 19.

33. Ижутов А.Л., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Усовершенствование и продление срока эксплуатации реактора МИР.//Сб. тез. док. международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке". Москва: ФГУП НИКИЭТ, 2006, с. 62 - 63.

34. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В., Овчинников А.Б. Учет накопления ядер лития-6 и гелия-3 в бериллиевых блоках при определении нейтронно-физических характеристик реактора МИР.// Сб. тез. док. 8-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2007, с. 259 - 261.

35. Калыгин В.В., Малков А.П. Особенности обеспечения ядерной безопасности при проведении экспериментов в реакторе МИР.//Сб. тез. док. 8-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2007, с. 247 - 249.

Размещено на Allbest.ur