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 |

Испытания в реакторе мир твэлов ввэр-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Алексеев Александр Вениаминович

ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В РЕЖИМЕ АВАРИИ С ВВОДОМ ПОЛОЖИТЕЛЬНОЙ РЕАКТИВНОСТИ

Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации

на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Димитровград – 2011г.

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

Смирнов Валерий Павлович

Кандидат технических наук

Кочнов Олег Юрьевич

Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ»

Защита состоится « ».............. 2011 года в час. 00 мин на заседании диссертационного совета Д 520 009.06 при Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» по адресу: г.Москва, пл. академика Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в Научно-технической библиотеке НИЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «____»_____________2011 г.

Учёный секретарь

диссертационного совета

д.т.н., профессор Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство новых. При этом АЭС нового поколения (АЭС-2006) характеризуются повышенными параметрами теплоносителя, высоким выгоранием и возможностями по маневрированию мощностью блока. Для обоснования новых проектов необходимы дополнительные исследования топлива, в том числе, при высоком выгорании.

В связи с широким международным сотрудничеством и экспортной поставкой ВВЭР при обосновании проектов анализируется выполнение требований, как отечественных нормативных документов, так и международных. Для легководных энергетических реакторов рассматривается выполнение критериев EUR (European Utility Requirements), согласно которым инциденты с несанкционированным введением положительной реактивности отнесены к проектным режимам 3 и 4 категории. В настоящее время определены требования к данным режимам, соблюдение которых позволяет существенно ограничить радиационные последствия инцидентов.

Результаты экспериментов в реакторах ИГР и БИГР, учет зарубежного опыта позволили сформулировать и обосновать условия эксплуатации твэлов, исключающие их разрушение (фрагментацию). Вместе с тем, требования, предотвращающие разгерметизацию, еще предстоит разрабатывать.

В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до 80 МВт.сут/кгU для определения критериев безопасности - параметров, связанных с фрагментацией топливного сердечника и разгерметизацией твэлов. Большинство экспериментов проведено в импульсных реакторах. Причем в основном теплосъем с экспериментальных твэлов осуществлялся в режиме естественной конвекции теплоносителя. Для создания реальных условий охлаждения твэлов необходимо проводить испытания в исследовательских реакторах, оснащенных соответствующими петлевыми установками.



Существующие данные, полученные на импульсных реакторах, не могут в полной мере ответить на вопрос о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях ряда сценариев проектной аварии с вводом положительной реактивности (в дальнейшем RIA) по трём причинам. Во-первых, из-за существенного отличия режима свободно-конвективного охлаждения от режима ВВЭР. Во-вторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из «холодного» состояния. В-третьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для проектной аварии на ВВЭР. Это может приводить к существенным отличиям характеристик состояния твэла при реальной аварии и в эксперименте. Кроме того, не было испытаний твэлов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВт.сут/кгU при рабочих параметрах теплоносителя в первом контуре ВВЭР.

Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров RIA на ВВЭР при реальных эксплуатационных условиях.

Цель работы разработка и практическая реализация технических средств, обеспечивающих проведение в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы испытаний фрагментов твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ.

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

1. Анализ методов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, выполненных ранее.

2. Разработка метода получения импульса мощности, расчетно–экспериментальное подтверждение возможности его реализации в реакторе МИР при работе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации.

3. Разработка инженерно–технических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности.

4. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных.

5. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в условиях RIA.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

1. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности.

2. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях RIA.

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторных экспериментов. Все нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты условий испытаний проведены по аттестованным или верифицированным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной ТВС (ЭТВС) и подтверждена данными послереакторных материаловедческих исследований.

Практическая значимость работы:

1. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях RIA при требуемых условиях охлаждения.

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

3. Разработанные технические решения позволяют выполнять программы по изучению поведения существующих и перспективных типов твэлов ВВЭР с различным выгоранием топлива в условиях импульсного возрастания мощности и заданных параметрах охлаждения.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен анализ методов и результатов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, проведенных ранее;

- разработаны и запатентованы технические решения, обеспечивающие испытания твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности (патент РФ №2243605);

- выполнены все нейтронно-физические и теплофизические расчеты, обосновывающие возможность реализации и безопасность проведения эксперимента;

- разработан проект экспериментального устройства, выбрана номенклатура средств измерения;

- проведены испытания гидравлического привода экранирующего устройства на лабораторном стенде и в реакторе;

- разработаны программы и проведены реакторные эксперименты, 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, обосновании безопасности и проведении реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, В.А. Овчинников, А.П. Малков, С.В. Романовский, В.А.Свистунов; посттестовых исследований - А.В.Горячев. В подготовке эксперимента участвовали А.В. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Способ и устройство для испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в режиме проектной реактивностной аварии в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы, оснащенном петлевыми установками с параметрами первого контура ВВЭР.

2. Результаты нейтронно-физических и теплофизических расчетов в обоснование выбора компоновки экспериментального устройства и активной зоны реактора.

3. Экспериментальные данные, полученные при испытании ТВС, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, при условиях охлаждения, соответствующих эксплуатационным.

4. Метод и результаты обработки данных первичных измерений параметров экспериментов.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.);

- четвертой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск 23-27 мая 2005 г);

- международной конференции «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Япония, Kyoto, 2-6 Oct. 2005);

- научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (г. Димитровград, 5-8 декабря 2006г);

- научно-технической конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008);

- шестой международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009);

- научно-технической конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ,19-21 ноября 2010).

Публикации.

По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 14 работ, в том числе, 3 – в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях, получен патент на изобретение.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах текста, включая 61 рисунок, 23 таблицы. Список литературы содержит 70 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность диссертационной работы, формулируется цель, научная и практическая значимость исследований.

В главе 1 проводится аналитический обзор реакторных испытаний твэлов в режиме RIA, которые, в основном, направлены на определение критериев безопасности – разгерметизации оболочки и фрагментации топлива.

Цель обзора настоящей работы – обобщение опыта и результатов испытаний твэлов в условиях аварии с вводом положительной реактивности для использования при разработке методики испытаний твэлов ВВЭР в реакторе МИР при параметрах RIA. Проанализированы публикации о работах, выполненных в США, Японии, Франции, России. В первую очередь, обращалось внимание на экспериментальные исследования твэлов легководных энергетических реакторов с выгоранием топлива выше 30 МВт.сут/кгU.





Рассмотрены: конструкция устройств и их основные особенности – количество твэлов, длина топливного столба, выгорание, оснащение средствами измерений, а также основные условия проведения испытаний - энтальпия топлива, организация циркуляции теплоносителя, его температура и давление. Основные параметры проведенных испытаний приведены в таблице 1. Из представленных данных видно, что, несмотря на различия в технических характеристиках установок, где выполняли эксперименты, количество одновременно исследуемых твэлов не превышало четырех. Причем все они укороченные. Цель большинства испытаний состояла в получении значения энтальпии, при которой происходит фрагментация твэла или его разгерметизация.

В большинстве экспериментов измеряли температуру оболочки твэла и теплоносителя. В отдельных испытаниях устанавливали термоэлектрический преобразователь (ТЭП) в центр топливного сердечника, использовали датчики формоизменения твэла.

Основная часть испытаний твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива выполнена в ампульных устройствах импульсных реакторов при холодном теплоносителе и давлении 0,1 МПа (см. табл. 2). Кроме того, форма импульса, реализуемого при таких испытаниях, не соответствовала прогнозируемой для проектной аварии на ВВЭР.

Таблица 1. Параметры и результаты испытаний.

Реактор (страна) CDC (США) PBF (США) NSRR (Япония) CABRI (Фран-ция) ИГР (Казах-стан) Гидра (РНЦ КИ) БИГР (ВНИИЭФ) СМ (НИИАР)
Тип твэла PWR, BWR PWR, BWR PWR, BWR PWR ВВЭР ВВЭР ВВЭР ВВЭР
Число твэлов 1 1-4 1-4 1 1 1 1 1
Длина топливного сердечника, мм 1700 1000 135PWR 106BWR 440-1000 150 150 150 190
Давление в твэле, МПа 0,1 0,1-2,4 <5 0,2-0,4 <2,5 0,1-2,5 2 2
Выгорание, МВт.сут/кгU до 32 до 5 до 79 28-77 до 49 - до 61 0,43,52
Параметры теплоносителя перед импульсом
Давление, МПа 0,1 6,5 0,1 натрий 0,2 0,1-16 0,1 0,1 14,5 5 12,5
Температура, К 298 538 298 553-628 298 298 293 323, 518
циркуляция1 е п е п е е е п
Полуширина импульса, мс 40 20 - 80 10 - 2000 9-75 160-2000 2 - 6 3-10, 600-700 1000
Максимальная энтальпия, Дж/г 837-2721 до 2721 209-1626PWR 272-607BWR 420-879 до 1047 251-1298 2прирост 504
Фрагмента-ция твэлов да да да нет да нет нет нет
Разгерме-тизация оболочки твзла да да да да да нет да нет

1 п - принудительная, е – естественная;

2 для облученных твэлов.

Таблица 2. Основные параметры испытаний твэлов ВВЭР в реакторах ИГР и БИГР.

Параметр ИГР БИГР
Тип твэла ВВЭР-1000 ВВЭР-440 ВВЭР-1000
Материалы оболочки Zr+1%Nb Zr+1%Nb, Э635
Выгорание, МВт.сут/кгU 48-51 47-61
Общая длина твэлов, мм 300 300
Длина топливного столба, мм 150 150
Начальное давление гелия в твэле, МПа 1,7 до 2,1
Максимальная энтальпия, Дж/гUO2 до 1047 480-790
Полуширина импульса мощности, мс 600 – 900 3-8
Начальные параметры теплоносителя: температура 20оС, давление 0,1 МПа


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.