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 |

Обеспечение нейтронно-физических условий испытаний корпусных сталей в стенде корпус реактора рбт-6

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Пименов Василий Вениаминович

ОБЕСПЕЧЕНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ УСЛОВИЙ

ИСПЫТАНИЙ КОРПУСНЫХ СТАЛЕЙ В СТЕНДЕ

КОРПУС РЕАКТОРА РБТ-6

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва - 2007

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

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Цыканов В.А.

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Глушков Е.С.

кандидат технических наук

Щуровская М.В.

Ведущая организация: ФГУП «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники» (НИКИЭТ), г.Москва

Защита диссертации состоится «_____»___________2007 г. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182 г.Москва, пл. Курчатова, 1.

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

Автореферат разослан «____»_____________2007 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета, Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

В соответствии со стратегией развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010 года значительное внимание уделяется обеспечению безопасности реакторов ВВЭР первого и второго поколения при продлении сроков их эксплуатации на основе расчётно-экспериментального определения проектного ресурса незаменяемых элементов. Это относится, прежде всего, к корпусам реакторов, главное требование к материалу которых состоит в том, чтобы не допустить его хрупкое разрушение.

Исследования радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов проводят уже несколько десятилетий. Накапливается большой информационный материал, на основе которого развиваются представления об изучаемых явлениях. Изменяется понимание как проблемы в целом, так и проблем опережающих исследований и ускоренных испытаний и их методического обеспечения.

В связи со сложностью и продолжительностью развития процесса радиационного охрупчивания изменение условий облучения по-разному влияет на вклад его различных составляющих. Решение проблемы осложняется тем, что радиационное охрупчивание оценивается по температуре хрупко-вязкого перехода, которая является случайной функцией структурного состояния, содержания и распределения легирующих элементов и примесей, а также состояния образца во время облучения или элемента конструкции во время работы.

Это приводит к рассеянию результатов, получаемых на малых сериях образцов, которое увеличивается за счет погрешности задания, поддержания и определения условий облучения. Тем самым обусловливается невысокая представительность экспериментальных результатов, получаемых на образцах, вырезанных из корпусов реакторов, образцах-свидетелях, размещаемых за активной зоной и вблизи корпусов, образцах в каналах исследовательских реакторов.



Для решения этих проблем в 1992-1994 гг. в ГНЦ РФ НИИАР на реакторе РБТ-6 был создан стенд КОРПУС, в котором можно испытывать статистически значимые массивы образцов в течение длительного времени в заданных условиях с контролируемыми параметрами.

Температуру образцов поддерживают близкой к постоянной, благодаря конструктивным решениям стенда и ампульных устройств. Нейтронно-физические условия испытаний образцов обеспечивают распределением топлива в активной зоне, которая является источником излучений для стенда КОРПУС.

Специфика реактора РБТ-6 состоит в использовании отработавших в высокопоточном исследовательском реакторе СМ тепловыделяющих сборок (ТВС) с достаточно широким спектром значений выгорания топлива. Имеющегося набора таких ТВС достаточно для формирования нужной компоновки активной зоны, но для гарантированного получения требуемых характеристик стенда КОРПУС при каждой перегрузке реактора РБТ-6, важно:

– знать с приемлемой точностью состав топлива в ТВС, выгружаемых из реактора СМ;

– с необходимой точностью рассчитывать выгорание топлива в реакторе РБТ6 для планирования его последующих перегрузок и кампаний;

– определить основные принципы размещения ТВС с разным выгоранием топлива в активной зоне реактора РБТ-6;

– иметь возможность определять нейтронно-физические характеристики стенда по заданному распределению топлива в активной зоне.

Цель работы

Научное обоснование решений по компонованию активной зоны реактора РБТ6 из имеющегося набора отработавших ТВС реактора СМ с заданным выгоранием топлива, обеспечивающей требуемые нейтронно-физические условия испытаний образцов в стенде КОРПУС.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

– исследовать нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС;

– разработать инженерные методики расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реакторов СМ и РБТ-6;

– уточнить значения расхода топлива на единицу энерговыработки в реакторах СМ и РБТ-6;

– разработать рекомендации по изменению компоновки активной зоны реактора РБТ-6 и размещению в ней ТВС с разным выгоранием топлива для обеспечения заданных условий испытаний образцов в стенде КОРПУС при безусловном соблюдении требований ядерной безопасности реактора;

– рассчитать нейтронно-физические характеристики стенда КОРПУС для различных топливных компоновок активной зоны и оценить их соответствие требованиям к испытаниям;

– установить функциональную связь распределений плотности потока нейтронов и радиационного энерговыделения в стенде КОРПУС с распределением энерговыделения в активной зоне.

Научную новизну работы составляют:

– результаты обоснования компоновки активной зоны реактора РБТ-6, обеспечивающей заданный уровень и распределение реакторных излучений в стенде КОРПУС;

– алгоритмы инженерных методик расчета распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ-6;

– уточненные значения расхода топлива в реакторах СМ и РБТ-6 на единицу энерговыработки;

– результаты детальных расчетов распределений плотности потока быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения в трех рядах ампул стенда КОРПУС в компоновке, используемой в настоящее время;

– функциональные зависимости нейтронно-физических характеристик стенда КОРПУС от пространственных координат и от параметров распределения энерговыделения в активной зоне реактора.

Практическая ценность работы определяется следующими положениями.

1. Проведенные исследования позволили разработать прецизионную математическую модель реактора РБТ-6, которая стала рабочим инструментом исследования нейтронно-физических характеристик его активной зоны и стенда КОРПУС:

– результаты выполненных с ее помощью нейтронно-физических расчетов вошли в состав проекта стенда КОРПУС;

– предложенная и обоснованная с ее использованием компоновка активной зоны реактора РБТ-6 дала возможность выровнять распределение плотности потока быстрых нейтронов в центральных ампулах стенда КОРПУС, что позволило обеспечить выполнение требований к нейтронно-физическим условиям испытаний образцов корпусных материалов.

2. Сформулированные правила размещения ТВС в активной зоне реактора для обеспечения его ядерной безопасности стали составной частью эксплуатационной документации.

3. Разработана, аттестована и внедрена в эксплуатацию инженерная методика расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реактора СМ, которая позволяет с приемлемой для практики точностью определять выгорание топлива в ТВС, служащее исходной информацией для нейтронно-физических расчетов активной зоны реактора РБТ-6 и формирования заданных условий испытания образцов в стенде КОРПУС.

4. Разработана, аттестована и внедрена в эксплуатацию инженерная методика расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реактора РБТ-6. С ее помощью и с учетом выработанных правил и рекомендаций планируют все перегрузки ТВС в активной зоне, в результате чего формируют источник нейтронов и гамма-квантов с требуемыми для стенда КОРПУС параметрами при безусловном выполнении требований ядерной безопасности.

5. Результаты выполненных на новом уровне исследований расхода топлива на единицу энерговыработки в реакторах СМ и РБТ-6 используют для расчета его выгорания. За счет этого повышается достоверность оценок содержания делящихся материалов в выгоревшем топливе, точность учета ядерных материалов, ядерная безопасность при хранении отработавших ТВС.

6. Результаты исследований распределения плотности потока быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения используют при планировании перегрузок активной зоны и для оценки флюенса нейтронов на стадии испытания образцов и его уточнения после окончания испытаний.

На защиту выносится:

1. Компоновка активной зоны реактора РБТ-6, обеспечивающая заданные уровень и распределения потоков излучений в стенде КОРПУС.

2. Алгоритмы и методики расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активных зонах реакторов СМ и РБТ-6.

3. Уточненные значения расхода топлива в реакторах СМ и РБТ6 на единицу энерговыработки.

4. Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик стенда КОРПУС.

5. Параметрические зависимости распределений плотности потока нейтронов и гамма-квантов в стенде КОРПУС от распределения энерговыделения в активной зоне реактора РБТ-6.

Апробация работы

Основные результаты работы представлялись и обсуждались:

на Пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1998); на семинаре "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов" (Обнинск, ФЭИ, 1998); на XI семинаре по проблемам физики реакторов (Москва, МИФИ, 2000); на XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001); на Седьмой международной конференции по материаловедческим проблемам при проектировании, изготовлении и эксплуатации АЭС (С.-Петербург, 2002).

Личный вклад автора:

Лично автором и при его непосредственном участии разработан геометрический модуль CSQ и разработаны прецизионные математические модели реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС. Им предложена и обоснована компоновка активной зоны реактора РБТ-6, позволяющая повысить представительность испытаний в стенде КОРПУС, исследованы ее нейтронно-физические характеристики как источника излучений для стенда и нейтронно-физические характеристики стенда в компоновке, используемой в настоящее время. Автор выполнил расчетное исследование расхода топлива на единицу энерговыработки в реакторах СМ и РБТ-6, разработал инженерные методики расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в их активных зонах, выработал рекомендации по размещению топлива в активной зоне реактора РБТ-6 с целью формирования приемлемого источника излучений для стенда КОРПУС. Им предложена аппроксимация в аналитическом виде распределений плотности потока нейтронов и радиационного энерговыделения в стенде КОРПУС.

Публикации, структура и объем работы

По теме диссертации опубликовано 13 научных работ. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, двух приложений. Работа изложена на 127 страницах, содержит 38 рисунков, 16 таблиц и список цитируемой литературы из 79 наименований.





СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность диссертационной работы, сформулированы цель, основные задачи исследований, их научная новизна и практическая значимость. Кратко изложены основные положения каждой из глав диссертации.

Первая глава диссертации посвящена краткому обзору методических особенностей реакторного облучения образцов корпусных сталей для определения критической температуры хрупкости и описанию реактора РБТ-6 и стенда КОРПУС.

Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов энергетических реакторов осуществляют путем статистической обработки экспериментальных данных, которые получают в результате испытаний на ударный изгиб образцов Шарпи размером 10х10х55 мм, облученных в контролируемых условиях, с учетом предполагаемых статистически значимыми металлургических факторов.

В настоящее время имеются следующие основные программы подготовки образцов для материаловедческих исследований: облучение их в исследовательских реакторах; облучение образцов-свидетелей в энергетических реакторах; изготовление образцов из темплетов, вырезанных из корпусов действующих реакторов. Общий недостаток этих программ заключается в бедности статистики из-за малого количества испытываемых образцов. Кроме того, имеются проблемы с большим опережением по набору повреждающей дозы в исследовательских реакторах и на части образцов-свидетелей в энергетических реакторах и с определением нейтронно-физических условий облучения образцов-свидетелей и темплетов.

Для решения этих проблем в ГНЦ РФ НИИАР на реакторе РБТ-6 был создан стенд КОРПУС.

Активная зона бассейнового водо-водяного исследовательского реактора РБТ-6 расположена в баке с двойной облицовкой, заполненном дистиллированной водой (рис. 1). В поперечном сечении она представляет собой квадрат 615х615 мм (8х8 ячеек квадратной решетки с шагом 78 мм). Высота активной зоны – 350 мм. ТВС имеет квадратное сечение наружным размером 6969 мм. В зазорах между ТВС (9 мм) размещены рабочие органы системы управления и защиты реактора (РО СУЗ). Реактор работает в режиме частичных перегрузок топлива, в качестве которого используют 56 отработавших ТВС реактора СМ с выгоранием менее 47%.

СУЗ реактора РБТ-6 включает семь РО: шесть РО аварийной защиты и компенсации реактивности (АЗ-КО) и РО автоматического регулятора (АР).

В восемь свободных отверстий верхней плиты опорной конструкции устанавливают квадратные в поперечном сечении вытеснители (из алюминия, свинца или стали), имеющие центральное отверстие для размещения экспериментальных каналов. В отражателе реактора со стороны граней активной зоны свободных от РО СУЗ размещаются 3 дополнительных экспериментальных канала у одной грани и стенд "Корпус" для испытания образцов корпусных материалов – у противоположной грани.

Стенд состоит из двух частей: первая (в виде прямоугольной выгородки) размещается в бассейне реактора, вторая (в виде передвижной платформы) – во втором бассейне, прилегающем к бассейну реактора.

В первом рабочем пространстве может быть установлено до 24 ампул с образцами, во втором – 10 ампул и, при необходимости, устройство, имитирующее закорпусное пространство реактора, модель которого компонуется. Ряды ампул могут устанавливаться на заданном расстоянии от активной зоны и друг от друга.

В настоящее время облучение корпусных материалов проводится в компоновке стенда КОРПУС показанной на рис. 2, в ампулах, схематичное изображение конструкции которых приведено на рис. 3.

В ампуле образцы с размерами 10х10х55 мм плотно упакованы в пространстве между плоскими нагревателями на стальных пластинах. Через массив образцов проходит измерительный канал, который предназначен для периодического контроля температуры, плотности потока нейтронов (после перегрузок активной зоны реактора) и оперативного определения флюенса нейтронов перед технологическими операциями с ампулами. Капсулы с нейтронными мониторами сопровождения могут устанавливаться в цилиндрических пазах, высверленных в пластинах толщиной 22 мм (см. рис. 3, плоскости А-А, В-В и С-С).

В зависимости от распределения топлива в активной зоне реактора плотность потока нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ изменяется: от (8–9)1012 до (5,5–6)1012 см-2с-1 на слоях образцов в первом ряду ампул; от (1,5–1,6)1012 до (6–9)1011 см-2с-1 – во втором ряду; от (5,3–5,8)1010 до (2,4–2,6)1010 см-2с-1 – в третьем ряду.

Во второй главе описаны пакет программ MCU и прецизионная математическая модель реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС.

Использование в качестве топлива отработавших в реакторе СМ ТВС затрудняет экспериментальные исследования некоторых нейтронно-физических характеристик, важных как при формировании источника излучений для стенда КОРПУС, так и для безопасной эксплуатации реактора, например, распределение энерговыделения по активной зоне. Поэтому для получения этих характеристик необходимо наряду с экспериментальными использовать также и расчетные методы, среди которых более всего подходит метод Монте-Карло. Из программ реализующих этот метод в ГНЦ НИИАР получил широкое распространение пакет программ MCU (РНЦ КИ им. И.В.Курчатова) благодаря высокому уровню разработок и значительному объему работ по верификации.

В частности, версия пакета MCU-1/DV, включающая в себя алгоритмы динамического распределения компьютерной памяти и совместного моделирования процессов переноса нейтронов и гамма-квантов (автор Ю.Е.Ванеев) и геометрический модуль CSQ (автор В.В.Пименов), на протяжении более 10 лет (1984 – 1997 гг.) была основным инструментом исследований нейтронно-физических характеристик активных зон и облучательных устройств реакторов СМ и РБТ. Начиная с 1997 г. используется программа MCU-RFFI/A (аттестованная ГАН России в 1996 году) и ее модификации, в том числе программа MCU-RR.

Для верификации прецизионной модели реактора РБТ-6 использовались результаты критических экспериментов как на самом реакторе, так и на критической сборке реактора СМ, на которой моделировался фрагмент активной зоны реактора РБТ-6. Точность расчета эффективного коэффициента размножения нейтронов систем типа РБТ-6 составляет примерно 0,4 %k/k. Среднее отклонение расчетных значений мощности ТВС от экспериментальных значений не превосходит 3 %.

По результатам расчетных исследований, выполненных с помощью верифицированной расчетной модели реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС, выбрана конструкция стенда и определены его основные характеристики.

В третьей главе изложены основные принципы формирования и обеспечения стабильности нейтронно-физических условий испытаний образцов в стенде КОРПУС.



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.