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 |

Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора турбинно-нейтронным методом (на примере реактор

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Садулин Виктор Петрович

ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАСХОДА

ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРКАХ

КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА ТУРБИННО-НЕЙТРОННЫМ МЕТОДОМ (НА ПРИМЕРЕ РЕАКТОРА ВК-50)

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 г.

Работа выполнена

в Открытом акционерном обществе «Государственный научный центр –

Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

(ОАО «ГНЦ НИИАР»)

Научный руководитель: доктор технических наук

Кебадзе Борис Викторович

Официальные оппоненты: доктор технических наук

Грачев Алексей Фролович

доктор технических наук

Шикалов Владимир Федорович

Ведущая организация - Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ»), г. Москва

Защита состоится « » _______ 2010 г. в _____ часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Российском научном центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182 г.Москва, пл.ак.Курчатова, E mail: rlp@www.kiae.ru.

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

Автореферат разослан « ____ » _______ 2010 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 520.009.06,

доктор технических наук,

профессор Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

Актуальность работы

Корпусные кипящие реакторы (ККР) составляют значительную долю среди реакторов атомных станций (АС) мира. В настоящее время в связи с усилением требований к безопасности атомной энергетики повысилось внимание к ККР, охлаждаемым естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ). Они отличаются наиболее высоким уровнем пассивной безопасности. Разработки АС с реакторами этого типа ведутся как за рубежом, так и в России (проекты АС с реакторами SBWR, ESBWR, ВК-300 и т.п.). В нашей стране такие атомные энергоустановки относительно небольшой и средней мощности, в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», могут заменить работающие на органическом топливе тепловые электростанции и теплоэлектроцентрали с истекающим сроком службы и быть в качестве автономных источников децентрализованного электро- и теплоснабжения в удаленных районах.

Прототипом такой теплоэнергетической установки может рассматриваться РУ ВК-50, эксплуатируемая в данное время в режиме АТЭЦ. На ней проводится широкий спектр исследований, разработка и испытание различных систем и оборудования, методов и средств внутриреакторного контроля технологических параметров, важных для безопасности. К числу таких параметров ККР, как и любого энергетического реактора, относится расход теплоносителя через тепловыделяющие сборки (ТВС). Его контроль в ККР в целях решения практических и методических вопросов безопасности требует проведения периодических измерений расхода теплоносителя непосредственно в ТВС активной зоны. Для этого отдельные ТВС необходимо оснащать расходомерами соответствующей точности (погрешность измерения, как правило, не хуже ±3%), со сроком службы, соизмеримым с длительностью кампании, с малой инерционностью. Изначально созданная в реакторе ВК-50 система внутриреакторных расходомеров переменного перепада давления (РППД) оказалась мало пригодной, как и в аналогичных зарубежных реакторах, преимущественно из-за большого гидравлического сопротивления первичных преобразователей. В настоящее время нет универсальных и надежных средств измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР, удовлетворяющих названным требованиям, пригодных для измерения расхода теплоносителя как в стационарных, так и переходных режимах работы реактора этого типа.



Таким образом, актуальность темы диссертационной работы определяется необходимостью дальнейшего развития методов и средств измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР.

Цель работы

Для измерений относительно небольших расходов теплоносителя в ТВС ККР, особенно с ЕЦТ, как показала практика этих реакторов, более всего подходит турбинный метод. Создаваемые на его основе турбинные расходомеры имеют наилучшие метрологические характеристики и являются единственно пригодными для регистрации гидродинамических процессов в реакторе. Однако они, пришедшие во внутриреакторный контроль из общепромышленной практики без принципиальных изменений, не будучи штатными устройствами реактора, вносят существенные сложности в этот контроль и имеют определенные технические недостатки (прежде всего небольшой срок службы), в значительной мере связанные с малопригодной для внутриреакторных условий магнитоиндукционной системой съема сигнала, а также отдельные нерешенные вопросы методического характера. Устранение основных технических недостатков турбинных расходомеров внутриреакторного назначения и измерительных систем на их основе возможно в результате применения при их создании принципиально новой модификации турбинного метода и объединения с внутризонными измерительными каналами реактора.

Целью данной работы является создание турбинно-нейтронного метода и на его основе измерительного комплекса (ИК) для контроля расхода теплоносителя в ТВС корпусного кипящего реактора, с демонстрацией эффективности нового ИК на примере реактора ВК-50.

Для достижения поставленной цели автор решал следующие задачи:

1) Создание турбинно-нейтронного метода (ТНМ) измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Разработка на основе ТНМ и обоснование принципиальных научно-технических решений по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в ТВС ККР:

- по турбинно-нейтронному расходомеру (ТНР) – его составу, устройству, параметрам турбинки;

- по совмещению ТНР с детектором нейтронов из измерительного канала системы внутризонного контроля энерговыделения.

3) Разработка методик и проведение исследований по определению:

- нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

- статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы в ККР;

- изменения статической рабочей характеристики ТНР в процессе работы;

- постоянной времени инерции турбинки;

- перепада давления на ТНР;

- ресурса работы ТНР в реакторе.

4) Выполнение с применением ИК исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, результаты которых важны для обоснования его безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1) Создан новый турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР, в измерительном процессе которого для повышения ресурса работы и эффективности использования средств измерений турбинного типа впервые задействованы нейтронное поле реактора и детектор нейтронов.

2) В соответствии с ТНМ создан новый высокоточный турбинно-нейтронный расходомер для измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР, отличающийся применением детектора нейтронов в качестве датчика съема сигнала о расходе теплоносителя и повышенным ресурсом работы в этой связи.

3) В результате объединения ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) из состава системы внутризонного контроля энерговыделения реактора создан новый измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в ККР, отличающийся расширением функций такого детектора, позволяющий упростить систему внутриреакторного контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя как в «свежих», так и в облученных ТВС, а также повысить достоверность результатов контроля энерговыделения.

Новизна предложенного метода, созданных на его основе турбинно-нейтронного расходомера и измерительного комплекса в составе ТНР и подвижного детектора нейтронов подтверждена авторским свидетельством на изобретение.

4) Впервые разработана методика расчетного уточнения градуировочной рабочей характеристики турбинного расходомера, полученной при нормальных условиях, для эксплуатационных его условий. Усовершенствована методика измерения постоянной времени инерции турбинки. Методики применены для ТНР.

5) С применением разработанного ИК на реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам и процессам, важные для безопасности, экономичности, понимания внутриреакторных механизмов поведения и отладки расчетных моделей таких реакторов.

Достоверность и обоснованность основных научных положений и результатов работы подтверждены комплексом представительных исследований, выполненных на действующем реакторе и стенде; они основаны на использовании методов и средств современного эксперимента, метрологической аттестации эксперимента, соответствующем анализе результатов исследований и сравнении их с результатами более ранних исследований.

Основные положения, выносимые на защиту

Автор защищает:

1) Турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в ТВС ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Принципиальные научно-технические решения по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в ТВС ККР турбинно-нейтронным методом:

- по турбинно-нейтронному расходомеру (ТНР) – его составу, устройству, параметрам турбинки;

- по объединению ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) системы внутризонного контроля энерговыделения в измерительный комплекс.

3) Методики и результаты исследований по:

- определению нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

- получению статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы в ККР;

- изменению статической рабочей характеристики ТНР в процессе его работы в ККР;

- измерению постоянной времени инерции турбинки;

- по ресурсу работы ТНР.

4) Результаты исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, полученные с применением ИК, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ.

Практическая ценность работы

1) Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в ТВС турбинно-нейтронным методом реализован в реакторе ВК-50.

2) В результате применения ИК в реакторе ВК-50:

- упрощена система внутриреакторного контроля в целом;

- расширены экспериментальные возможности реактора;

- уменьшена погрешность измерения расхода теплоносителя в ТВС до ±1% и контроля энерговыделения в ТВС - на ~10%;

- контроль расхода теплоносителя осуществляется как в «свежих», так и облученных ТВС в необходимом их количестве;

- получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам и процессам в реакторе ВК-50, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей такого реактора;

- обоснован выбор оптимальных по гидравлическим характеристикам ТВС.

3) Научно-технические решения по измерительному комплексу на основе ТНР и подвижного детектора нейтронов (родиевого ДПЗ) могут быть рекомендованы к применению в разрабатываемых ККР с ЕЦТ и любом другом ККР.

Личный вклад автора

Задачи по созданию турбинно-нейтронного метода измерения расхода теплоносителя в ТВС корпусного кипящего реактора, включая определение его физических основ, по разработке и обоснованию принципиальных научно-технических решений по ТНР, по измерительному комплексу на основе ТНР и подвижного детектора нейтронов, по методическому обеспечению и выполнению исследований основных характеристик ТНР, решены автором лично. При разработке конструкторской документации ТНР и необходимой измерительной аппаратуры комплекса, при выполнении работ в соавторстве, в том числе при выполнении на реакторе ВК-50 исследований гидродинамических характеристик и процессов, автор осуществлял руководство этими работами и принимал непосредственное участие в них.





Публикации по выполненной работе

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 1 изобретение и 4 статьи в ведущих рецензируемых научно-технических журналах и изданиях, входящих в перечень ВАК.

Апробация результатов работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях и семинарах:

- отраслевом семинаре «Контроль и регулирование распределения мощности в активных зонах реакторов», г. Москва, 1983 г.;

- всесоюзном семинаре по динамике ЯЭУ, г. Киев, октябрь 1985г.;

- отраслевом семинаре, посвященном 25-летию пуска РУ ВК-50, г. Димитровград, 1990 г.;

- юбилейном отраслевом семинаре, посвященном 30-летию эксплуатации корпусного кипящего реактора ВК-50, г. Димитровград, 1995;

- межведомственном семинаре «Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами» (Теплофизика 2008), г. Обнинск, 2008.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 131 странице машинописного текста и включает 26 рисунков, 2 таблицы, библиографический список из 115 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель и решаемые задачи, показаны новизна, достоверность и практическая значимость полученных результатов, приведены основные положения, выносимые на защиту.

Глава 1 содержит анализ методов и средств измерения расхода теплоносителя, применяемых на атомных станциях как во внереакторных, так и внутриреакторных измерениях, с точки зрения их возможного внутриреакторного применения в корпусных кипящих реакторах. Рассмотрены следующие основные методы: переменного перепада давления, тахометрические (турбинный и тахометрический шариковый), корреляционные (термо- и нейтронно-корреляционный), электромагнитный, ультразвуковой, тепло-массовый, вихревой. Из них пригодными для внутриреакторного применения в ККР в данное время являются только турбинный и термокорреляционный методы. Развития и совершенствования требуют оба метода. Преимущества термокорреляционного метода: отсутствие подвижных частей в первичном преобразователе, малые габариты приемников сигнала, малое гидравлическое сопротивление. Недостатки: значительная инерционность (десятки секунд), наличие в реальных условиях различных источников температурных шумов с отличающимися частотными свойствами, что может приводить к отклонениям от исходной градуировочной характеристики. С точки зрения метрологических характеристик средств измерений, потребностей практики и научных исследований ККР, приоритет в усовершенствовании следует отдать турбинному методу с последующей разработкой на его основе новых средств измерения, комплексов и систем.

К настоящему времени получен определенный опыт применения в ККР турбинных расходомеров с традиционно используемой в них магнитоиндукционной системой съема сигнала, в том числе в реакторе ВК-50. Основным их недостатком является небольшой срок службы (в реакторе ВК-50 от нескольких суток до 2-х месяцев). В ядерном реакторе он ограничивается не только ресурсом подшипников турбинки, но прежде всего радиационной стойкостью материалов магнитоиндукционной системы съема сигнала (воспринимающих обмоток и постоянных магнитов). Применение в реакторе турбинных расходомеров такого типа сдерживается также усложнением из-за них системы внутриреакторного контроля по причинам необходимости создания дополнительных измерительных каналов и сложности вывода сигнальных кабелей от магнитоиндукционных датчиков наружу реактора. В этой связи технически трудно или невозможно оснастить такими расходомерами частично выгоревшие (облученные) ТВС.

По турбинным расходомерам имеются отдельные нерешенные вопросы методического характера:

- отсутствует методика пересчета градуировочной статической рабочей характеристики турбинного расходомера, полученной на стенде при нормальных условиях, на требуемые эксплуатационные условия его работы, например в ККР; создание такой методики является необходимым условием для внутриреакторного применения турбинных расходомеров;

- нет расчетной методики, по которой можно было бы на стадии конструирования рассчитать статическую рабочую характеристику и выбрать оптимальные параметры турбинного преобразователя оригинальной конструкции с подшипниками скольжения в опорах турбинки, например, для внутриреакторного применения; поэтому эта задача решается экспериментальным путем.

В главе 2 дано описание экспериментального ККР ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя (рис. 1).

Приведены основные результаты исследований скоростей циркуляции теплоносителя в ТВС на первом этапе эксплуатации реактора с использованием турбинных расходомеров магнитоиндукционного типа. Из-за малого срока службы расходомеров и ограниченности их применения эти данные не многочисленны. Их не достаточно для сопровождения дальнейшей эксплуатации и обоснования безопасности данного реактора, а также разрабатываемых ККР с ЕЦТ. Обозначены актуальные задачи с последующими исследованиями гидродинамических характеристик реактора, выполнение которых требует применения расходомеров турбинного типа с более высоким ресурсом работы и возможностью их монтажа как в «свежие», так и в облученные ТВС.

В данное время реактор работает с номинальной тепловой мощностью 200 МВт при давлении в корпусе до 5,5 МПа. Контур ЕЦТ реактора имеет опускную и подъемную части (рис. 1а). Движение теплоносителя по контуру осуществляется за счет разности весов столбов не кипящей воды в опускной части и паро-водяной смеси в подъемной части с активной зоной в ее низу. Активная зона содержит 72 рабочие ТВС и 19 рабочих органов (РО) СУЗ, размещенных в шестигранных ячейках корзины с шагом 185 мм. Высота топливной части ТВС равна 2 м. На начальном этапе эксплуатации в ТВС использовались твэлы 10,2 мм, а в данное время - 9,1мм.

На рис.1б показана картограмма активной зоны с измерительными устройствами – РППД с трубками Клеве перед входом в ТВС по 3-м радиусам активной зоны и родиевыми подвижными ДПЗ, которые могут перемещаться по высоте в «сухих» каналах ( 81), установленных в центральные трубки рабочих ТВС 1/6 части активной зоны. Для восстановления энерговыделения по показаниям подвижных родиевых ДПЗ (как и иных детекторов нейтронов) требуется знание расходов теплоносителя (замедлителя нейтронов) в контролируемых ТВС. Данные измерений с помощью РППД, в виду их низкой достоверности, для этого не пригодны.



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.