авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 |

Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе мир.м1

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Ижутов Алексей Леонидович

РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

г. Димитровград – 2008г.

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Научный руководитель – доктор технических наук, А.Ф.Грачёв.

Официальные оппоненты:

кандидат технических наук, В.А. Павшук (РНЦ «Курчатовский институт»);

доктор технических наук, О.Б. Самойлов (ФГУП «ОКБМ»).

Ведущая организация (предприятие): Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля.

Защита состоится: «_____»__________2008г., в ____часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт»,

123182 г.Москва, пл.акад.Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_____»__________2008г.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

д.т.н., профессор В.Г. Мадеев.

Актуальность темы. В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века» определены:

- поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

- постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и ТВС, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-и годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)10-5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].

В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.



Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.М1 [2].

При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:

обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания ~70 МВтсут/кгU и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;

испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и оболочечными материалами;

реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;

исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР;

сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;

испытания полномасштабных ТВС с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;

испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Мо топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR).

Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа КЛТ-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ГТМГР.

Многопетлевой исследовательский реактор МИР.М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.

Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. При этом следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность испытаний. Таким образом, актуальность работы заключается в улучшении точности и представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов в реакторе МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

  • улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.


Научная новизна:

  • усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР.М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;
  • разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР.М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода Cs-137 при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

  • усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1;
  • разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;
  • внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Автор защищает:

  • методику определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • усовершенствованную методику определения тепловой мощности экспериментальных ТВС при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР.М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;
  • алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно- вычислительной техники;
  • методику определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;
  • автоматизированная установку гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов разрешением по длине активной части ~1 мм и определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1.

Апробация работы. Основные результаты работы доложены:

  • на V Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, май 1997г.;
  • на международной конференции «Теплофизика-2001», г. Обнинск, Россия, май 2001г.;
  • на XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, Россия, июнь 2001г.;
  • на 6-ой Международной тематической конференции по обращению с топливом исследовательских реакторов, Гент, Бельгия, март 2002г.;
  • на отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», г. Димитровград, Россия, июнь 2004г.

Публикации. Основное содержание диссертации изложено в 8 печатных работах, всего по тематике диссертации выпущено 18 научных публикаций.

Личный вклад:

  • автор разработал методические основы расчета тепловой мощности твэлов и ТВС в рабочих и экспериментальных каналах реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • разработал и внедрил методики определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР.М1, определения тепловой мощности и линейного энерговыделения в твэлах при испытании топлива в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1, определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учётом самопоглощения гамма-квантов в твэлах;
  • разработал схему и участвовал в создании автоматизированной установки гамма-спектрометрических исследований твэлов;
  • разработал алгоритмы и осуществлял техническое руководство при внедрении алгоритмов автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих ТВС в информационно-измерительную систему реактора;
  • непосредственно участвовал в проведении реакторных испытаний и послереакторных исследований топлива различного типа в реакторе МИР с использованием созданных методик в качестве ответственного исполнителя, научного или технического руководителя экспериментов.

Совместно с автором в разработке и усовершенствовании методик принимали участие сотрудниками научно-исследовательского института атомных реакторов: Овчинников В.А., Лобин С.В., Бурукин А.В., Кушнир Ю.А., Ванеев Ю.Е. и др.





Структура и объем работы. Диссертация изложена на 123 страницах машинописного текста, включая 10 рисунков, 14 таблиц, список литературы из 91 наименования, состоит из введения, 5 глав и выводов.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приводится обоснование актуальности работы, сформулирована её цель и сущность разрабатываемых методик.

В первой главе проведен литературный обзор испытательных исследовательских реакторов, методов определения энерговыделения и выгорания топлива.

Во второй главе представлены конструктивные особенности активной зоны и экспериментальных каналов реактора МИР.М1, предназначенных для испытаний топлива ЯЭУ. Описаны средства контроля основных технологических параметров реактора и петлевых установок, методы определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах реактора.

По физической сущности реактор МИР.М1 – тепловой гетерогенный реактор с замедлителем и отражателем из металлического бериллия. Поперечное сечение реактора с основными элементами активной зоны показано на рис.1.

По конструктивному типу реактор МИР.М1 является канальным, который установлен в бассейне с водой. Каркас активной зоны сформирован из шестигранных бериллиевых блоков с размером под ключ 148,5 мм, установленных по треугольной решётке с зазорами между ними по 1,5 мм. В центральных осевых отверстиях блоков устанавливаются корпуса каналов для размещения рабочих ТВС (37шт); перемещаемых, комбинированных с поглотителем, рабочих ТВС (12шт); экспериментальных каналов (11шт). Направляющие трубы для размещения органов СУЗ расположены в отверстиях между соседними бериллиевыми блоками. Каждый экспериментальный канал окружён шестью каналами с рабочими ТВС и (35) органами регулирования. Варьированием выгорания рабочих ТВС при перегрузках и положением органов регулирования вокруг экспериментальных ячеек обеспечивается возможность одновременного поддержания условий испытаний практически во всех экспериментальных каналах.

Другой важной особенностью реактора МИР.М1 является то, что рабочие и экспериментальные ТВС располагаются в отдельных каналах и теплоноситель подается независимо в каждый канал. На подводящих и отводящих теплоноситель трубопроводах, как рабочих, так и петлевых каналов, установлены датчики измерения давления, температуры и расхода. Таким образом, для определения тепловой мощности экспериментальных и рабочих каналов при проектировании реактора конструктивно был заложен метод теплового баланса (МТБ), основанный на измерении параметров теплоносителя на входе и выходе в каналы. В связи с тем, что активная зона реактора с рабочими и экспериментальными каналами и их подводящими и отводящими трубопроводами расположена в бассейне с водой, в методе теплового баланса для определения мощности энерговыделения каналов учитывались тепловые потери в бассейн реактора от каналов с трубопроводами. При этом постулировалось, что энерговыделение в каналах полностью обусловлено поглощенной энергией излучений генерируемых делением топлива в этих каналах, а доля остального реакторного излучения пренебрежимо мала или компенсируется уносом части энергии из канала фотонами и нейтронами. Для частных случаев, когда мощность энерговыделения, а также физический и материальный состав каналов реактора подобен, мощность энерговыделения в каналах может отличаться не значительно от мощности тепловыделения твэлов в этих каналах. Так как при этих случаях обеспечиваются условия симметричного обмена энергией между каналами за счет фотонов и нейтронов. Известно, что при делении одного ядра урана 235 выделяется ~204 МэВ энергии из них: ~165 МэВ – кинетическая энергия осколков деления, ~9 МэВ – энергия -частиц, ~5 МэВ – энергия нейтронов, ~15 МэВ – энергия мгновенного и запаздывающего излучений, ~10 МэВ – энергия нейтрино. Длина свободного пробега осколков деления и заряженных - и -частиц в топливной композиции значительно меньше размеров твэлов ядерных реакторов, соответственно, их энергия полностью выделяется в объеме твэла. Нейтроны и фотоны имеют значительно большую длину свободного пробега чем размеры твэлов, поэтому они теряют энергию в пределах всей активной зоны, включая отражатель. Как видим, доля энерговыделения приходящаяся на фотоны и нейтроны составляет ~ 10 % на акт деления, поэтому в случае значительного отличия материального и физического состава каналов необходимо учитывать взаимное энерговыделение в каналах за счет проникающих компонент поглощаемой энергии реакторного излучения с учетом геометрических и физических особенностей каналов. Для наглядности можно привести следующий пример – исследование поведения топлива при глубоких выгораниях в экспериментах с моделированием режимов с циклическим изменением мощности или аварийных ситуаций, как правило, проводится в специальных инструментованных облучательных устройствах с единичными количествами твэлов с остаточным содержанием топлива при этом масса конструкционных материалов может превосходить массу делящихся изотопов на два порядка и более, поэтому в таких случаях мощность энерговыделения за счет фотонного и нейтронного реакторного излучения может существенно превосходить мощность энерговыделения за счет деления топлива в экспериментальном канале.

На рис. 2 представлена принципиальная схема проведения петлевых испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок (ЭТВС) в реакторе МИР на которой показан а функциональная роль и место этих методик.

Рис. 2 - Схема проведения петлевых испытаний в реакторе МИР

В третьей главе диссертации изложена усовершенствованная методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных петлевых каналах (ПК) реактора МИР.М1 на основе метода теплового баланса. Методика определения суммарной тепловой мощности твэлов в ЭТВС учитывает:



Pages:   || 2 | 3 |
 

Похожие работы:










 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.