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 |

Изменение характеристик топлива ввэр и pwr при совместных испытаниях в реакторе hbwr

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Волков Борис Юрьевич

ИЗМЕНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВА ВВЭР И PWR ПРИ СОВМЕСТНЫХ ИСПЫТАНИЯХ В РЕАКТОРЕ HBWR

Специальность 05.14.03

«Ядерные энергетические установки, включая проектирование,

эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва - 2012

Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт» в рамках международной кооперации с исследовательским центром Халденский Реакторный Проект (Halden Reactor Project) при финансовой поддержке ОАО «ТВЭЛ» и научном руководстве Института Материалов и Реакторных Технологий НИЦ «Курчатовский Институт» при содействии ОАО «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Калыгин Владимир Валентинович

ОАО «ГНЦ НИИАР»

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Грачев Алексей Фролович

доктор технических наук, профессор

Красноселов Василий Аркадьевич

Димитровградский инженерно-технологический институт
(филиал НИЯУ «МИФИ»)

Ведущая организация: Открытое акционерное общество «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара», г. Москва.

Защита состоится «__» ___________ 2013 на заседании диссертационного совета
Д 520.009.06 при Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

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

Автореферат разослан «__» ___________ 2013

Ученый секретарь

диссертационного совета Мадеев В.Г.

Общая характеристика работы

Актуальность работы.

Главные энергетические мощности современной мировой атомной энергетики базируются на реакторах корпусного типа, охлаждаемых водой под давлением, ВВЭР в России и PWR в западных странах. В результате политических и экономических реформ в России появились возможности более тесного сотрудничества между Востоком и Западом в освоении ядерных технологий в целях совместного повышения безопасности использования ядерной энергии в мирных целях. Аварии на ядерных энергоблоках в США (Three Mile Island, PWR) и России (Чернобыль, РБМК) также привели к пониманию того, что нельзя построить безопасную атомную энергетику в отдельно взятой стране, и не существует государственных границ для последствий таких аварий. Последние события в Японии на АЭС Фукусима-1 в 2011 году еще раз подтвердили тот факт, что любые инциденты и аварии на АЭС в одной стране могут существенно повлиять на развитие атомной энергетики во всем мире. Одним из направлений, повышающих эффективность, надежность и безопасность эксплуатации, является взаимопроникновение технологий, направленное на производство качественного топлива для ядерных энергетических реакторов, что, несомненно, способствует дальнейшему развитию мировой ядерной энергетики. Экономические реформы в России, наряду с развитием ядерной энергетики, создали более благоприятные условия для выхода на мировой рынок ядерных технологий, в частности, на рынок ядерного топлива, где конкуренция заставляет топливные компании, с одной стороны, повышать эффективность использования ядерного топлива для АЭС, а с другой стороны, обеспечивать надежность и высокий уровень безопасности.

Стратегия развития ядерных технологий в России на период до 2020 года обусловлена распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г № 1234-р, в котором предусмотрено «…увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России и продвижение продукции российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки, также переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации». В рамках этой стратегии топливная компания Росатома "ТВЭЛ", занимающая к 2012 году более 17% мирового рынка поставок топлива для 76 энергетических реакторов в России и 15 государствах Европы и Азии, разрабатывает перспективные планы по созданию топлива для реакторов PWR, что позволит расширить экспортный потенциал компании.

Реализация стратегии и планов выхода на мировой рынок основывается на уверенности, что ядерные технологии, разработанные в России для реакторов ВВЭР, не уступают аналогичным технологиям, принятым для реакторов PWR. Основой для такой уверенности являются многочисленные расчетно-экспериментальные работы, проводимые с целью исследования поведения ядерного топлива в обоснование его надежности в различных режимах эксплуатации.

Интенсивное исследование поведения материалов топлива и оболочек твэлов энергетических реакторов с целью повышения надежности и работоспособности твэлов до глубоких выгораний началось в 70-80 годы прошлого столетия. Экстенсивный путь исследований на первом этапе был связан с длительными ресурсными испытаниями, которые за счет своей низкой, как экономической, так и научно-технической эффективности стали постепенно вытесняться более совершенными внутриреакторными методами исследования. Одними из первых в России, такие работы начали проводить в НИЦ «Курчатовский Институт», на реакторе МР, которые получили развитие при выполнении программы СОФИТ, проводимой совместно с финской компанией Imatran Voima Oy (IVO). Эксперименты были направлены на исследование параметров твэлов ВВЭР-440 под облучением с использованием внутриреакторных твэльных детекторов. К сожалению, работы были прерваны в связи с решением о полной остановке реактора МР в начале 90-х годов.

Анализ современного состояния экспериментальных работ по исследованию изменения базовых характеристик уран-оксидного топлива под облучением показал необходимость проведения внутриреакторных экспериментов в обоснование работоспособности и надежности твэлов энергетических реакторов, с целью повышения выгорания топлива. В то же время, отсутствие систематизированных внутриреакторных исследований топлива ВВЭР заставляло российских производителей ориентироваться на результаты, полученные для топлива PWR, которое имеет обширную базу данных, полученную на основании многочисленных внутриреакторных исследований. Поэтому, прямое сравнение базовых характеристик типовых видов топлива ВВЭР и PWR под облучением при проведении совместных внутриреакторных экспериментов представляется достаточно актуальной и заслуживающей внимания задачей. В дополнение к этому, прямое участие в международных исследовательских программах и использование технологических и экспериментальных возможностей зарубежных исследовательских центров позволяет не только значительно расширить базу данных исследований топлива ВВЭР, но и выйти на другой качественный уровень получаемых данных.

Одним из таких центров, в международных программах которого участвуют российские организации, является Халденский Реакторный Проект (Норвегия), где на высоком технологическом уровне проводится практически весь комплекс исследований топлива и материалов энергетических реакторов PWR и BWR. Проект был создан в 1958 году Организацией Экономического Сотрудничества и Развития (ОЭСР) для проведения исследований, направленных на эффективное и безопасное использование атомной энергии в мирных целях. В 1990-х гг. к Проекту присоединились некоторые страны восточной Европы (Чехия, Словакия, Венгрия), которые эксплуатируют российские АЭС с ВВЭР, а в 1995 году – Россия (в лице НИЦ «Курчатовский институт») также стала ассоциированным членом Проекта. Таким образом, российские организации не только получили доступ к базе данных по исследованию топлива PWR, но и не упустили время и возможность продолжения собственных исследований, начатых в НИЦ «Курчатовский институт» на реакторе МР, в реакторе HBWR (г. Халден) на качественно новом уровне. Кроме этого, участие в Проекте дало возможность проводить экспериментальные работы, направленные на усовершенствование топлива ВВЭР с элементами независимой международной экспертизы российских разработок топливных и оболочечных материалов.

По соглашению между всеми членами Проекта в исследовательском реакторе HBWR был запланирован ряд экспериментов по исследованию внутриреакторных характеристик топлива ВВЭР (изготовленного в ОАО «МСЗ» г. Электросталь) в прямом сравнении с типовым топливом PWR (изготовленным по типовой спецификации). Эксперименты должны были ответить на главный вопрос, насколько топливо энергетических реакторов ВВЭР соответствует эксплуатационным нормам безопасности для топлива, принятым для реакторов PWR.

Первый эксперимент предлагалось провести со стандартным топливом ВВЭР-440 в прямом сравнении с топливом PWR, используя хорошо и надежно инструментированные твэлы. Это позволило бы получить представительные данные о поведении стандартного топлива ВВЭР в процессе длительного облучения в сравнении с типичным топливом PWR.

На основании результатов первого эксперимента, во втором эксперименте предлагалось исследовать влияние структурно-технологических параметров топлива ВВЭР на терморадиационную стабильность топливной матрицы. В результате предполагалось исследовать внутриреакторные характеристики модифицированных видов топлива ВВЭР и определить топливо с наиболее стабильной микроструктурой в сравнении с топливом PWR.

В процессе проведения работы предполагалось провести дополнительные микроструктурные исследования опытных видов топлива и выдать рекомендации по оптимизации структурно-технологических параметров производства топлива ВВЭР в целях повышения его радиационной стабильности.

Цель работы заключается в экспериментальном исследовании влияния исходных структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность и изменение характеристик опытных видов топлива ВВЭР и PWR при одновременных совместных испытаниях в реакторе HBWR.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

  • разработка матрицы экспериментов и программы испытаний для получения наиболее полных характеристик опытных видов топлива под облучением;
  • освоение и усовершенствование методов обработки внутриреакторных измерений при проведении экспериментов на реакторе HBWR;
  • исследование исходной микроструктуры опытных видов топлива, в частности, распределения объемной пористости по размерам пор и сопоставление полученных результатов с внутриреакторными данными.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

  • впервые проведены совместные прямые экспериментальные исследования характеристик топлива ВВЭР и типового топлива PWR;
  • впервые получены надежные значения, базовых характеристик топлива ВВЭР в процессе длительного (в течение нескольких лет) облучения и проведен детальный сравнительный анализ особенностей поведения различных видов топлива ВВЭР и PWR в одинаковых условиях облучения.
  • получены прямые количественные оценки влияния структурно-технологических параметров нескольких видов топлива ВВЭР и типового топлива PWR на их терморадиационную стабильность под облучением, основанные на данных внутриреакторных экспериментов и микроструктурных исследований.

Практическая значимость работы:

  • Существенно расширена база данных характеристик топлива ВВЭР под облучением для верификации термомеханических компьютерных расчетных кодов, используемых для обоснования работоспособности твэлов.
  • Получены количественные соотношения объемного распределения пор по размерам для различных видов топлива ВВЭР в сопоставлении с внутриреакторными данными испытаний опытных видов топлива под облучением;
  • Выработаны практические рекомендации по улучшению микроструктуры топлива ВВЭР с целью повышения его терморадиационной стабильности.
  • В результате выполненной работы показано, что модернизированное уран-оксидное топливо ВВЭР по своим основным термомеханическим характеристикам не уступает топливу PWR, что может быть использовано в качестве базы для обоснования экспортных возможностей топлива российского производства для реакторов PWR.
  • Достоверность полученных результатов.

Достоверность и надежность полученных результатов подтверждена многочисленными сопоставимыми испытаниями, выполненными в реакторе HBWR многими исследовательскими организациями, участвующими в Халденском Проекте, а также данными до- и после-реакторных исследований с использованием современных достижений в области экспериментального изучения параметров твэлов энергетических реакторов под облучением.

  • Апробация работы.

Основные положения и результаты работы представлялись и обсуждались на следующих международных конференциях: Халденского Проекта (Enlarge Halden Program Group meetings, 1999-2006), «International Topical Meeting on LWR Fuel Performance» (Park City, Utah, April 10-13, 2000), и «WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support» (Bulgaria, 1999, 2001, 2003, 2005), а также на техническом комитете МАГАТЭ «IAEA Technical Committee on Nuclear Fuel Behaviour Modelling at High Burnup» (19-23 June 2000, LakeWindermere, UK).

Личный вклад автора.

Лично автором и при его непосредственном участии:

  • разработана матрица экспериментов и программа сравнительных испытаний опытных видов модифицированного топлива ВВЭР и типового топлива PWR в реакторе HBWR;
  • обеспечены условия проведения экспериментальных исследований, необходимые для исследования наиболее полных характеристик внутриреакторного поведения топлива ВВЭР;
  • разработаны усовершенствованные методы анализа стандартных внутриреакторных измерений параметров таблеточного топлива под облучением;
  • проведен детальный анализ результатов внутриреакторных измерений, характеризующих влияние выгорания топлива и тепловой нагрузки на твэлы, а также формы опытного таблеточного топлива (с центральным отверстием ВВЭР и без центрального отверстия (типа PWR)) на поведение под облучением;
  • инициировано проведение микроструктурных исследований и выполнен анализ распределения объемной пористости по размерам пор для опытных видов топлива ВВЭР и PWR с использованием методов микроструктурной стереологии;
  • выполнено сопоставление микроструктурных исследований, внутриреакторных и послереакторных данных, а также корреляционный анализ влияния исходной микроструктуры (пористости) топлива на терморадиационную стабильность исследованных видов топлива ВВЭР и PWR.

Основные положения, выносимые на защиту:

  1. Результаты анализа прямых внутриреакторных исследований характеристик топлива ВВЭР и PWR и их изменения от выгорания и тепловой нагрузки в условиях продолжительного стационарного эксперимента.
  2. Усовершенствование методов анализа внутриреакторных данных, основанных на стандартных измерениях параметров опытных твэлов под облучением.
  3. Количественный анализ исходной пористости нескольких опытных видов топлива ВВЭР в сравнении с типовым топливом PWR.
  4. Корреляционный анализ данных микроструктурных исследований опытных видов топлива ВВЭР и PWR с данными внутриреакторных измерений.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 20 печатных работ, в том числе 3 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Объем и структура диссертации.

Работа состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 102 наименований, изложена на 131страницах, содержит 76 рисунков и 25 таблиц.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы цели, показана важность полученных результатов, которая обусловлена стремлением российских поставщиков производить ядерное топливо, не уступающее по своим характеристикам западным аналогам, и связанной с этим стратегией продвижения российских технологий на мировые рынки. Приведен краткий обзор состояния работ по внутриреакторному исследованию топлива ВВЭР в сравнении с аналогичными исследованиями топлива PWR.

В первой главе приведена краткая характеристика реактора HBWR, где проводились исследования опытных видов топлива ВВЭР, его экспериментальных возможностей, а также обзор экспериментальных устройств, детекторов, систем и методов по исследованию топлива и материалов в реакторе HBWR в рамках Халденского Реакторного Проекта.

Реактор является кипящим, корпусного типа, с естественной циркуляцией тяжеловодного теплоносителя (он же замедлитель) при рабочем давлении 3,0 -3,4 МПа и температуре насыщения 230-240 оС. Основные характеристики реактора приведены в Таб. 1. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволило увеличить размеры активной зоны при установленной проектной мощности реактора и дало возможность одновременно использовать порядка 30 ячеек для экспериментов, проводимых как в самом реакторе, так и в каналах петлевых установок.

Таблица 1. Основные характеристики реактора HBWR

Мощность ~20 МВт
Полное число ячеек 300
Число экспериментальных ячеек 30
Высота топлива рабочих кассет 0,8 м
Обогащение топлива 6%
Топливо UO2
Диаметр таблеток топлива 10,5 мм
Материал оболочек твэлов Циркониевые сплавы
Средний поток тепловых нейтронов 3-5 1013n/cм2сек
Средний поток быстрых нейтронов 5-7 1013n/cм2 сек


Pages:   || 2 | 3 |
 





 
© 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.