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 |

Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов мир и см

-- [ Страница 1 ] --

УДК 621.039.534

На правах рукописи

Владимирова Ольга Николаевна

Водно-химический режим высокопоточных

исследовательских реакторов МИР и СМ

Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

А В Т О Р Е Ф Е Р А Т

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва, 2006

Работа выполнена в федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»)

Научный руководитель кандидат технических наук

Бендерская Ольга Сергеевна

Официальные оппоненты доктор технических наук, профессор

Сандлер Натин Гиршевич

кандидат технических наук

Ефимов Анатолий Алексеевич

Ведущая организация Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля»

(ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля)

Защита диссертации состоится 20 декабря 2006 г. в 11 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета К 201.001.01 при Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации АЭС (ОАО «ВНИИАЭС»), г. Москва, ул. Ферганская, 25.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО «ВНИИАЭС».

Автореферат разослан 17 ноября 2006 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

к.т.н., ст.н.с. Березин Б.Я.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы обусловлена основными принципами дальнейшего развития Энергетической стратегии России на период до 2020 г., разработанными Правительством РФ в ноябре 2000 г.

Важным шагом реализации этих принципов стала подготовка «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века», одобренной Правительством РФ 25.05.2000 г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие 10-15 лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше 30 лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании.

Исследовательские ядерные реакторы СМ и МИР действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», г. Димитровград), относятся к небольшой группе мощных установок с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение задач энергетической стратегии России и разработанных Федеральных целевых программ Правительства по экспериментальному обоснованию проектных решений для перспективных ядерных энергетических установок (ЯЭУ), в основном в части новых видов топлива и конструкционных материалов. В то же время данные ИР относятся к числу стареющих реакторов, а в современном экономическом положении создание новых исследовательских установок подобного класса является проблематичной задачей. Поэтому в настоящее время актуальны вопросы увеличения срока эксплуатации и поддержания конкурентоспособности ныне действующих ИР.



Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой энергетических реакторов нового поколения, основанных на принципах естественной безопасности. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решений, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль.

Следовательно, можно констатировать, что в области отечественных исследовательских реакторов требуют решения две большие народно-хозяйственные задачи:

  • обеспечение возможности максимального продления сроков безопасной эксплуатации действующих экспериментальных установок и их адаптация для решения современных задач;
  • определение характеристик перспективных ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго.

Известно, что исследовательские реакторы очень разнообразны по конструкции, параметрам работы, используемым материалам и другим характеристикам. По-видимому, вследствие этого не наблюдалось тенденций к унификации требований к водно-химическому режиму (ВХР) ИР, способам его контроля и поддержания, особенно для наиболее мощных установок с высокими потоками нейтронов в активной зоне. Объем публикаций по этим вопросам весьма ограничен.

В свете вышесказанного необходимо отметить, что оптимальная организация водно-химического режима (ВХР) основных и вспомогательных контуров способна внести достойный вклад в совокупность мер, направленных на увеличение жизненного цикла ИР. А опыт многолетней эксплуатации систем, обеспечивающих регламентированные режимы и надлежащее состояние оборудования, будет востребован в будущих проектах.

Таким образом, продление сроков службы ИР за счет совершенствования технологии ведения ВХР и разработки способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов является актуальной научно-технической задачей, имеющей важное практическое приложение.

Цель работы. На основе обобщения опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с помощью современных инструментальных методов

  • разработать научно-технические рекомендации по совершенствованию технологии обеспечения ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения,
  • получить расчетные зависимости, позволяющие на основании контролируемых параметров ВХР прогнозировать состояние технологического оборудования,
  • сформулировать рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Достижение поставленной цели потребовало решения следующих задач (рис.1):

  1. Обобщения опыта ведения ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за последние 10 лет их эксплуатации.
  2. Разработки и внедрения методик инструментального анализа водного теплоносителя, обеспечивающих получение новых данных и позволяющих усовершенствовать технологию подготовки и поддержания ВХР.
  3. Исследования кинетики процессов радиолиза теплоносителей основных и вспомогательных контуров реактора СМ после его реконструкции и обоснования рекомендаций по технологии обеспечения безопасных режимов их эксплуатации.
  4. Изучения ионного примесного состава теплоносителей контуров реактора МИР для возможности косвенной оценки работоспособности стареющего оборудования на основе показателей ВХР.
  5. Разработки критерия оптимального проведения процессов восстановления теплопередающей способности теплообменного оборудования обоих реакторов.
ВЫСОКОПОТОЧНЫЕ РЕАКТОРЫ
СМ МИР

Первый контур Система охлаждения корпусов Контур оборотного водоснабжения Первый контур Контур охлаждения бассейна
1.
Систематизация данных
2. Исследование кинетики процессов радиолиза 3. Создание функциональных зависимостей на основе параметров ВХР 4. Оценка выхода «гремучей» смеси 2. Изучение накопления радиолитического водорода в компенсаторе объема 3. Обоснование режима безопасной эксплуатации контура 2. Применение расчетных зависимостей для контроля эффективности химических отмывок теплообменного оборудования 2. Исследование примесного состава в обосно-вание норматив-ного ВХР 3.Оптимизация фильтроцикла ИОС 4. Ранняя диагнос-тика состояния подшипников насосов по параметрам ВХР 2. Исследование примесного состава теплоносителя 3. Ранняя диагностика состояния бериллиевой кладки активной зоны на основе параметров ВХР
Совершенствование методической базы химического контроля ВХР

Рис. 1. Задачи ВХР, решаемые в обоснование продления сроков эксплуатации стареющих высокопоточных реакторов СМ и МИР

Научная новизна

Проведено изучение водно-химических режимов многоконтурных стареющих исследовательских реакторов СМ и МИР и показана роль ВХР в управлении процессами старения данных ИР, в том числе на основе превентивной диагностики состояния оборудования, разработки условий безопасной эксплуатации контуров и расчетных зависимостей.

В результате выполненных исследований:

  • установлены функциональные зависимости между значениями рН теплоносителя и концентрацией растворенного в нем водорода, необходимого для подавления радиолиза воды первого контура реактора СМ;
  • разработаны научно-технические рекомендации по увеличению продолжительности фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР;
  • систематизированы данные многолетних исследований ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за длительный период их эксплуатации;
  • разработан комплекс технических решений по обеспечению взрывобезопасной работы системы охлаждения корпусов реактора СМ;
  • обоснована возможность косвенного контроля состояния оборудования (бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов) на основе данных контроля ВХР;
  • на основе расчетных зависимостей оценена эффективность химических отмывок теплообменного оборудования контура оборотного водоснабжения реакторов МИР и СМ;
  • усовершенствована методическая база контроля ВХР контуров реакторов МИР и СМ, позволившая уточнить спецификацию нормируемых параметров качества теплоносителя.

АВТОР ЗАЩИЩАЕТ:

  1. Методические разработки, положенные в основу контроля ВХР основных контуров реакторов МИР и СМ.
  2. Результаты научного обоснования увеличения фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР.
  3. Функциональные и эмпирические зависимости, позволяющие оптимизировать ВХР и оценивать эффективность работы технологического оборудования реакторных систем.
  4. Результаты разработки условий ведения ВХР системы охлаждения корпусов реактора СМ, обеспечивающих взрывобезопасную работу установки.

Практическая ценность работы состоит в том, что на основе проведенных научных исследований разработаны рекомендации по ведению водно-химических режимов систем крупнейших высокопоточных исследовательских реакторов России МИР и СМ, способствующие продлению сроков службы их эксплуатации.

Исследование радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ позволило определить диапазон концентраций водорода в первом контуре (2,0 -3,0 см3/кг), обеспечивающий подавление радиолиза теплоносителя, и установить его функциональную зависимость от значений рН, что позволяет не прибегая к газохроматографическому анализу проводить экспрессную оценку содержания газа в контуре.

Оценка баланса ионных примесей теплоносителя первого контура реактора МИР позволила в 1,3 раза увеличить фильтроцикл ионообменных смол и уменьшить материальные затраты на закупку дорогостоящих расходных материалов.

Внедрение современных инструментальных методов исследования ВХР значительно расширило диапазон контролируемых примесей, при этом обосновано снижение периодичности контроля отдельных параметров теплоносителя.





Систематизация данных многолетних исследований ВХР позволила, в совокупности с имеющимися методиками, провести оценку состояния систем и оборудования контуров реакторов (ионообменные смолы, бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов).

На основании опыта восстановления теплопередающей способности теплообменного оборудования разработаны критерии оценки качества проведенного процесса, разработаны рекомендации по его оптимальному проведению.

Таким образом, полученные в ходе проведенных исследований результаты имеют важное практическое значение и будут полезны также разработчикам реакторов подобного типа и установок нового поколения.

Личный вклад автора в работу

В работе приведены результаты исследований, выполненных автором самостоятельно и в соавторстве в 1995-2006 годах.

Автор являлся ответственным исполнителем работ по:

  • исследованию кинетики процессов радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ;
  • обоснованию продолжительности фильтроцикла ионообменных смол;
  • обобщению и систематизации опыта ведения ВХР реакторов МИР и СМ за последние 10 лет;
  • разработке и внедрению методик инструментального контроля водного теплоносителя;
  • разработке критериев безопасной с точки зрения ВХР работы системы охлаждения корпусов реактора СМ.

Используя полученные экспериментальные данные выполнил оценку:

  • состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР и предложил метод контроля этого состояния при эксплуатации реактора;
  • состояния подшипников циркуляционных насосов по поступлению в теплоноситель продуктов, возникающих при их износе;
  • достоверности предложенного критерия эффективности работы теплообменного оборудования реакторов МИР и СМ.

Степень достоверности результатов

Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждается метрологической аттестацией применяемых методик аналитического контроля, а также совпадением в пределах экспериментальной погрешности расчетных и экспериментальных данных.

Основные результаты изложены в 22 трудах, в том числе 12 печатных (1 статья в рецензируемом журнале «Теплоэнергетика», 9 статей в «Сборнике трудов НИИАР», 1 доклада на научной конференции). В ходе работы над диссертацией в соавторстве разработано 15 и аттестовано 10 методик химического анализа.

Структура и объем работы. Диссертационная работа состоит из введения, 4 глав, заключения, библиографического списка литературы и изложена на 111 страницах машинописного текста, содержит 21 рисунок и 24 таблицы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дано обоснование актуальности проблемы, цель, краткое содержание работы и то новое, что автор выносит на защиту.

В первой главе проведен анализ литературных сведений по проблемам организации и поддержания водно-химического режима исследовательских ядерных реакторов.

Исследовательские реакторы – уникальные, сложные, многоконтурные системы. Как правило, в контурах ИР (кроме петлевых установок) реализован нейтральный ВХР с разной технологией его обеспечения. Причем нормативная база по ВХР разработана только в отношении российских реакторов бассейнового типа. В остальных случаях требуется индивидуальный подход к созданию водно-химических условий их эксплуатации. Этот подход должен основываться на общепринятых концепциях организации ВХР ЯЭУ, с одной стороны, и учете специфических особенностей установки - с другой.

Принципиально показаны важные особенности ИР с высоким и сверхвысоким нейтронным потоком, такие как: потребность в надежном контроле и подавлении радиолитических процессов в теплоносителе, потребность в проведении исследований по оптимизации режимов работы систем водоочистки и оборотного водоснабжения. Именно для этих реакторов отсутствуют руководящие технические материалы по организации ВХР и требуется индивидуальный подход к созданию водно-химических условий эксплуатации.

Эффективным средством обеспечения параметров качества теплоносителя является очистка на ионитах ядерного класса. Для этих целей на российских ИР применяются отечественные ионообменные смолы: катионит КУ-2-8 чс и анионит АВ-17-8 чс (як), стойкие к радиационному воздействию. Для обеспечения экономичного использования ИОС необходимо достижение максимальной продолжительности эффективного фильтроцикла, обоснование которого возможно на основе исследования катионно-анионного состава теплоносителя современными инструментальными методами. Результаты этих исследований могут также эффективно использоваться для контроля текущего состояния технологического оборудования при обосновании продления сроков его эксплуатации.

Современная методическая база контроля параметров ВХР при ее внедрении наряду с совершенствованием традиционных методик позволит углубленно изучить основные режимы использования теплоносителей, улучшить контроль и качество ведения процессов.

На основе результатов литературного анализа была сформулирована главная задача диссертации. Делается вывод, что обобщение опыта организации и поддержания ВХР исследовательских реакторов МИР и СМ, углубленное (за счет внедрения современных методов контроля) изучение процессов, протекающих в их контурах, исследования по оптимизации режимов работы систем водоочистки и оборотного водоснабжения позволяют разработать рекомендации по ведению ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, а также рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Во второй главе представлены особенности технологии поддержания нейтральных ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР, выполненный автором на основе созданной за десять лет базы данных. Высокопоточные реакторы МИР и СМ являются одними из крупнейших исследовательских реакторов мира. По своим конструктивным особенностям они относятся к бассейно-канальному и корпусному типу, соответственно. В первых контурах обоих реакторов (для установки МИР их два: основной и охлаждения бассейна (КОБ)) реализован нейтральный ВХР.

Особенностью технологии поддержания ВХР первого контура реактора СМ является необходимость подавления радиолиза теплоносителя первого контура, для чего применяется коррекция водородом, закачиваемым в период выхода реактора на мощность в газовую полость проточного компенсатора объема установки.



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.