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 |

Исследование в реакторе мир поведения твэлов ввэр-1000 в условиях, моделирующих ii и iii стадии проектной аварии большая течь

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Киселева Ирина Владимировна

ИССЛЕДОВАНИЕ В РЕАКТОРЕ МИР ПОВЕДЕНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР-1000

В УСЛОВИЯХ, МОДЕЛИРУЮЩИХ II И III СТАДИИ

ПРОЕКТНОЙ АВАРИИ «БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ»

Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации

на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Димитровград – 2010

Работа выполнена в открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г.Димитровград, Ульяновской области.
Научный руководитель доктор технических наук Калыгин Владимир Валентинович
Официальные оппоненты
Доктор технических наук, профессор Грачев Алексей Фролович
Кандидат технических наук Павшук Владимир Александрович
Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ»
Защита состоится........... 2011 года на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».
Автореферат разослан «____»_____________2011г.
Учёный секретарь диссертационного совета Доктор технических наук, профессор Мадеев Виктор Георгиевич

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», направлена на создание экономически эффективных, надежных и безопасных атомных станций, конкурентно способных в сравнении с другими источниками энергии. Программой предусмотрено продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство АЭС нового поколения с повышенными эксплуатационными характеристиками и высоким выгоранием топлива.

Особенностью современного этапа развития атомной энергетики является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, что однозначно приведет к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для решения этой задачи используются как расчетные, так и экспериментальные методы исследований свойств и состояния барьеров безопасности.



Особое внимание должно быть уделено изучению процессов, происходящих в активной зоне реактора при нарушениях режимов нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях. При этом важны как исследования отдельных явлений, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных испытаний твэлов и ТВС в режимах проектных аварий.

Одной из наиболее опасных по последствиям для активной зоны реактора ВВЭР (в особенности, по радиационным последствиям) является авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода первого контура. Это связано с возможным частичным или полным осушением активной зоны, перегревом, формоизменением и разгерметизацией оболочек твэлов, выходом активности в здание реактора и, возможно, за его пределы.

Разрыв трубопровода максимального диаметра (Dу850мм) классифицирован как максимальная проектная авария («Большая течь»).

Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах с потерей теплоносителя уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику. Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» (LOCA) за рубежом были созданы специализированные реакторные установки (LOFT и PBF в США), либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды (во Франции, Германии, Японии и других странах). Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива при таких авариях были получены именно в реакторных интегральных экспериментах, в которых наиболее полно были воспроизведены реалистичные условия на многоэлементных пучках твэлов. Однако, отличия в конструктивных особенностях российских и зарубежных реакторов, в технологии изготовления топлива и твэлов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующего анализа использовать результаты проведенных исследований и расчетов по зарубежным расчетным кодам для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов.

Отечественные экспериментальные работы по исследованию поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя на нереакторных электрообогреваемых стендах проводили в ОКБ «Гидропресс», ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. На одиночных образцах и пучках электрически обогреваемых имитаторов твэлов исследовано окисление материалов оболочек. С использованием свежих и облученных оболочек твэлов ВВЭР моделировали первую стадию аварии и повторный залив активной зоны, измеряли интегральную температуропроводность облученных твэлов, изучали раздутие оболочек твэлов и степень перекрытия проходного сечения ТВС.

Цикл реакторных испытаний твэлов и фрагментов ТВС ВВЭР по программе «Малая течь» выполнен в НИИАР на петлевой установке (ПУ) ПВП-2 реактора МИР. В экспериментах моделировали конечное состояние активной зоны реактора при некомпенсированной утечке теплоносителя, которое характеризуется наличием границы раздела водяной и паровой фаз теплоносителя. Основная цель работы заключалась в изучении изменений свойств материалов активной зоны, в оценке радиационных последствий при разгерметизации твэлов и в получении экспериментальных данных для верификации расчетных кодов.

Успешный опыт проведения этих экспериментов послужил основой для перехода к исследованиям поведения твэлов при разрыве трубопровода максимального диаметра. По результатам прогнозных расчетов такая авария протекает в три стадии. Причем на первой стадии происходит разогрев твэлов со скоростью сотни градусов в секунду, на второй – 1 …3 градуса в секунду. Третья стадия - расхолаживание твэлов. Давление под оболочками твэлов на второй и третьей стадии аварии больше давления теплоносителя. Поэтому в экспериментах «Большая течь», в первую очередь, изучают процессы, связанные с деформацией оболочек, которая приводит к уменьшению проходного сечения ТВС и возможному стимулированному этим дальнейшему разогреву твэлов.

В настоящее время проводят испытания с моделированием условий, характерных для второй и третьей стадии аварии, которые представляют самостоятельный интерес, так как именно на второй стадии прогнозируется наибольшее число разгерметизировавшихся твэлов. Этому и посвящена настоящая работа.

Цель работы - получение экспериментальных данных о поведении укороченных твэлов ВВЭР-1000, в том числе с высоким выгоранием топлива, в составе тепловыделяющей сборки в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая Течь».

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

  • разработка температурного сценария, алгоритма проведения реакторного эксперимента и определение режимов испытания;
  • разработка состава и конструкции экспериментальной ТВС (ЭТВС), определение объема и номенклатуры средств измерения;
  • подготовка и проведение реакторного эксперимента;
  • посттестовая обработка результатов измерения и на основе полученных данных разработка практических рекомендаций по расчетному обоснованию реакторных экспериментов «Большая течь».

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

1.Разработаны температурный сценарий, алгоритм эксперимента и технические средства, которые позволили впервые в интегральном реакторном эксперименте в ПУ ПВП-2 реактора МИР реализовать условия испытания фрагмента ТВС ВВЭР-1000, характерные для II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Впервые в интегральном реакторном эксперименте получены экспериментальные результаты, которые в совокупности с данными посттестовых материаловедческих исследований, позволили получить информацию о поведении твэлов в составе 19-элементного фрагмента ТВС реактора ВВЭР-1000, включающего твэлы с выгоранием ~50 МВтсут/кгU, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь».

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторного эксперимента. Все расчеты условий испытаний проведены по аттестованным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе ЭТВС и подтверждена данными посттестовых материаловедческих исследований.

Практическая ценность работы:

1.Поставленные и решенные автором в рамках данной работы задачи позволили разработать температурный сценарий, алгоритм эксперимента, создать специальное оборудование и провести испытание в реакторе МИР многоэлементного фрагмента ТВС ВВЭР-1000 с целью получения экспериментальных данных о поведении твэлов ВВЭР (в том числе с высоким выгоранием топлива) в условиях II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при лицензировании топлива.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- третьей Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2003);

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003);

- научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (Сосновый Бор, 2004);

- международной конференции "2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting", (Kyoto, 2005);

- международной конференции «Ad-hoc LOCA meeting». (Le Seine Saint-Germain, France, 2006);

- восьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 10 работ, в том числе, 4 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен весь необходимый объем предтестовых расчетов, обосновывающих возможность реализации эксперимента;

- разработаны сценарий и алгоритм эксперимента, устройство для испытания, необходимый объем и схема размещения внутриреакторных датчиков в экспериментальном устройстве;

- разработана программа и проведен реакторный эксперимент, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов – труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н. Шулимов, А.В. Алексеев; посттестовых исследований - А.В. Горячев, А.М. Святкин. Нейтронно-физические расчеты выполнены совместно с А.В. Алексеевым. В подготовке эксперимента участвовали А.В. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ), В.П. Семишкин (ОКБ Гидропресс).





Основные положения, выносимые на защиту:

1. Сценарий и алгоритм проведения реакторного эксперимента.

2. Конструкция ЭТВС для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

3. Результаты теплофизических и нейтронно-физических расчетов в обоснование условий и безопасности испытания.

4. Экспериментальные результаты испытания 19-ти элементной ТВС, содержащей укороченные твэлы ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь»

5. Результаты посттестового расчетного анализа данных эксперимента.

Структура и объем работы

Диссертационная работа изложена на 132 страницах текста, включая 80 рисунков, 18 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 58 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

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

Приведен краткий аналитический обзор экспериментальных исследований поведения топлива в аварии с потерей теплоносителя, проводимых за рубежом и в нашей стране, с точки зрения конструктивного исполнения экспериментального оборудования, возможных режимов испытаний, методических подходов к обеспечению требуемых параметров эксперимента и изучаемых явлений.

Для реакторов PWR и BWR с помощью данных, полученных в интегральных реакторных испытаниях, дополненных результатами параметрических экспериментов по изучению отдельных явлений и свойств, а также расчетных исследований, выработаны критерии безопасности, обоснована безопасность установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрена концепция разумного консерватизма.

К особенностям современного этапа развития исследований в условиях проектных аварий следует отнести широкое международное сотрудничество (проект Halden объединяет более 100 организаций из 18 стран - США, Японии, Канады, европейских стран), развитие расчетных методов анализа аварий и создание кодов улучшенной оценки.

Экспериментальные данные, полученные на нереакторных стендах ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др., использованы для изучения формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива, оценки возможности прогнозирования развития данного аварийного процесса. Они позволили в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для расчетного анализа аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000.

Для проведения реакторных испытаний твэлов и фрагментов ТВС ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя было решено использовать находящуюся в эксплуатации ПУ ПВП-2 реактора МИР.

В процессе подготовки экспериментов «Малая течь» с участием автора была разработана методика достижения расчетных температурных режимов, предложена конструкция экспериментальной ТВС, состоящая из 19 необлученных твэлов. Успешное проведение серии экспериментов позволило приступить к выполнению исследований по следующей по сложности программе – «Большая течь», основными задачами которой являются:

- обоснование возможности проведения испытания в модельном режиме в условиях достаточной статистики, используя твэлы с высоким выгоранием топлива;

- изучение формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива необлученных и рефабрикованных твэлов,

- получение данных о степени перекрытия проходного сечения теплоносителя, влияния дистанционирующих решеток на процесс деформации;

- получение экспериментальных данных, которые необходимы для верификации кодов, применяемых для расчетов при лицензировании топлива.

Анализ показал, что основные принципы, ранее заложенные в методике и конструкции облучательного устройства, могут быть использованы при подготовке и проведении экспериментов по программе «Большая течь» ВВЭР.

Однако наличие особенностей поведения твэлов в рассматриваемых условиях (изменение направления перепада давления в твэле и связанное с этим формоизменение оболочки, отличие температурного сценария, повышенная скорость нагрева оболочки) потребовало доработки методики проведения эксперимента. Стала очевидной необходимость внесения изменений в конструкцию ЭТВС, применения дополнительных средств измерения параметров экспериментальных твэлов и ТВС, проведения дополнительных расчетных исследований.

Первая глава диссертации посвящена анализу особенностей протекания аварии «Большая течь» и исследованию возможности постановки эксперимента в реакторе МИР.

 Переходный процесс (рисунок 1) условно-0

Переходный процесс (рисунок 1) условно можно разделить на три стадии.

Первая стадия с быстрым изменением параметров теплоносителя и твэлов. Снижение давления, прекращение циркуляции теплоносителя через активную зону приводят к ухудшению теплоотвода от нее, возникает кризис теплообмена на поверхности твэлов и начинается быстрый рост температуры оболочек твэлов.

Вторая стадия - стадия повторного залива активной зоны реактора. В соответствии с прогнозными расчетами на второй стадии развития аварии в активной зоне реактора образуется граница фаз среды с образованием парового пространства в верхней части ТВС. Время нахождения верхней части твэлов в паровой среде более 300с. Температура оболочки повышается до 850 – 900оС, что приводит к ее раздутию. Перекрытие проходного сечения кассеты может привести к дальнейшему ухудшению охлаждения твэлов и развитию аварии. Этот фактор является одним из основных для изучения в реакторном эксперименте.

Третья стадия - стадия длительного расхолаживания активной зоны реактора. Характер изменения давления в твэлах с различной исходной мощностью и с различным выгоранием представлен на рисунке 2.

В эксперименте “Большая течь” на ПУ ПВП-2 реактора МИР воспроизводятся параметры, характерные только для II и III стадий аварии, где скорость их изменения относительно невысока (1…1,2 оС/с).

Наибольший интерес для исследования представляют твэлы с исходной относительной мощностью 1.2 < Kr 1.4 и максимальной линейной мощностью 330…390Вт/см, так как они накапливают существенные окружные деформации оболочек и образуют представительную группу твэлов в активной зоне (около 30% от общего количества). Для изучения поведения твэлов этой группы разработан температурный сценарий эксперимента (рисунок 3).

Исходная температура начала эксперимента - 500 оС,

с 500 оС до 700 оС - 3-4 мин,

с 700 оС до 850 оС - 2-2,5мин,

с 850 оС до 600 оС - 1-2 мин,



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.