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 | 4 | 5 |   ...   | 7 |

Обеспечение ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Малков Андрей Павлович

Обеспечение ядерной безопасности

водоохлаждаемых исследовательских

реакторов

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Димитровград

2012

Работа выполнена в Государственном научном центре Научно-исследовательском институте атомных реакторов

Научный консультант:

доктор технических наук, профессор Калыгин Владимир Валентинович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

директор филиала ФГУП

«НИФХИ им. Л.Я. Карпова» Кочнов Олег Юрьевич

доктор технических наук,

начальник отдела

ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» Ельшин Александр Всеволодович

доктор технических наук, профессор,

заведующий кафедрой «Ядерные реакторы

и материалы» ДИТИ НИЯУ МИФИ Красноселов Василий Аркадьевич

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

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

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

Автореферат разослан «__» _______________2013г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Мадеев В.Г.

Общая характеристика работы

Актуальность. В утвержденных Президентом Российской Федерации «Основах государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года» (№ Пр-539 от 1 марта 2012 г.) отмечается, что «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии в мирных и оборонных целях … является одной из важнейших составляющих обеспечения национальной безопасности Российской Федерации» (п.3). Исследовательские реакторы (ИР) входят в ядерный комплекс страны. Обеспечение их ядерной безопасности является неотъемлемой частью общей задачи обеспечения безопасности.

Принципиальным отличием ИР от других типов ядерных реакторов, является наличие экспериментальных устройств (ЭУ). Эксплуатация исследовательских установок подчинена задаче обеспечения требуемых условий облучения для установленных в реактор объектов эксперимента. При этом ЭУ, как и режимы проводимых испытаний, могут оказывать значительное влияние на основные нейтронно-физические характеристики (НФХ) активной зоны. В ряде случаев ввод новых типов ЭУ в процессе эксплуатации реактора, может привести к изменению его проектных характеристик, определяющих состояние ядерной безопасности (ЯБ): запаса и баланса реактивности в кампании, профиля и коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения, эффективности органов СУЗ, параметров обратных связей по реактивности. Поэтому проектное обоснование безопасности ИР, как правило, бывает недостаточным при текущей эксплуатации.



Мощность исследовательских реакторов и, соответственно, количество радиоактивных веществ в них меньше, чем у энергетических реакторов, тем не менее, потенциальная опасность ИР для населения и окружающей среды все же достаточно велика в силу таких особенностей эксплуатации, как:

- высокая частота переходных режимов вследствие непродолжительности кампаний и разнообразных сценариев проведения экспериментов;

- частые перегрузки ИР и постоянное перемещение облученных изделий (на исследования, на переработку, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т.д.);

- высокая плотность нейтронного потока со значительной неравномерностью его распределения, что приводит к быстрому набору флюенса нейтронов с большим градиентом повреждающей дозы в используемых материалах и повышению вероятности отказов элементов ИР вследствие этого;

- использование в наиболее мощных ИР, как правило, высокообогащенного топлива, критические параметры которого минимальны;

- эксплуатация большинства ИР в режимах с частичной перегрузкой топлива, что приводит к непостоянству профиля энерговыделения в активной зоне и переменному значению рабочего запаса реактивности;

- меньшее, чем у энергетических реакторов количество физических барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ, особенно у бассейновых ИР;

- достаточно частые модернизации ИР и внедрение новых устройств с целью расширения экспериментальных возможностей.

Абсолютное большинство ИР являются водоохлаждаемыми реакторами на тепловых и промежуточных нейтронах. Для таких реакторов характерны значительные эффекты в балансе реактивности: потери на отравление топлива продуктами деления, температурные эффекты реактивности, высокий темп потери реактивности при выгорании топлива и т.д. Поэтому для обеспечения требуемой кампании водоохлаждаемых ИР необходим запас реактивности от нескольких эфф до десятков эфф. Это, в свою очередь, требует средств компенсации реактивности (органов СУЗ) высокой эффективности. Кроме того, в активной зоне водоохлаждаемых ИР профиль энерговыделения, как правило, имеет сложную форму, а коэффициенты неравномерности распределения энерговыделения значительно выше, чем для ядерных реакторов иного назначения. Это усложняет выполнение требований ядерной безопасности при эксплуатации водоохлаждаемых ИР.

Особенности исследовательских реакторов с позиций обеспечения безопасности; возможность изменения НФХ этих установок в широких пределах под воздействием ЭУ и режимов испытаний; постоянно ужесточающиеся нормативные требования по обеспечению и обоснованию безопасности ИР при нормальной эксплуатации и возможных аварийных ситуациях обуславливают актуальность системных научных исследований для определения условий обеспечения ядерной безопасности ИР при эксплуатации. При этом под условиями обеспечения ядерной безопасности понимается выполнение необходимых организационно-технических мероприятий по обеспечению безопасности ИР, установленных на основании результатов исследований зависимостей изменения НФХ реакторов от различных эксплуатационных факторов.

Исходя из необходимости исследовательских реакторов для развития ядерной энергетики, радиационной медицины, науки и промышленности можно сделать вывод, что научно-методическое обоснование условий обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации и внедрении технических усовершенствований является научной проблемой, имеющей важное социально-экономическое и хозяйственное значение.

Цель работы научно-методическое обоснование условий обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации в процессе подготовки и проведения экспериментов, а также при внедрении технических усовершенствований.

Для достижения цели работы автор решал следующие задачи:

    • совершенствование методик определения физических характеристик реакторов для повышения точности и достоверности полученных результатов;
    • исследование зависимостей и диапазонов изменения эффективности органов СУЗ от различных эксплуатационных факторов;
    • получение, анализ, обобщение и систематизация данных по воздействию различных ЭУ и режимов проводимых испытаний на НФХ реакторов;
    • установление, на основе полученных результатов, классификационных признаков ЭУ ИР, определяющих условия обеспечения безопасного проведения экспериментов;
    • обоснование принципов выбора загрузки реакторов для текущих кампаний и организационно-методической схемы обеспечения безопасности реакторов при их усовершенствованиях и вводе новых ЭУ.

Большинство действующих ИР России, работающих на стационарном уровне мощности, размещены в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР). В НИИАР эксплуатируются все типы водоохлаждаемых ИР, сооруженных по национальным проектам. Поэтому общие закономерности изменения НФХ под воздействием ввода новых ЭУ, режимов эксплуатации и проводимых модернизаций, а также обоснованные условия обеспечения ядерной безопасности при эксплуатации, полученные для реакторов НИИАР, могут быть распространены на другие реакторы советского и российского дизайна.

Решение проблемы базируется на результатах исследований физических характеристик основных типов водоохлаждаемых исследовательских реакторов, эксплуатируемых в России:

  • высокопоточного с нейтронной ловушкой корпусного водо-водяного реактора СМ мощностью 100 МВт;
  • материаловедческого канального петлевого исследовательского реактора МИР мощностью до 100 МВт;
  • бассейновых реакторов РБТ-6 и РБТ-10 мощностью 6 МВт и 10 МВт, соответственно.

Эти реакторы составляют современную основу реакторной исследовательской базы России. Их используют для испытаний материалов ядерных реакторов энергетического, транспортного, космического назначения, облучения материалов с целью изменения их свойств, производства трансурановых элементов и радионуклидов медицинского, научного и промышленного применения.

Научная новизна состоит:

    • В новизне объектов исследований – нейтронно-физических характеристиках реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 с новыми ЭУ или измененным составом активной зоны;
    • В установлении факторов влияния, зависимостей и диапазонов изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10;
    • В результатах исследования влияния экспериментальных устройств на НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10;
    • В результатах исследования влияния компоновки нейтронной ловушки на физические и эксплуатационные характеристики реактора СМ и научно обоснованных предложениях по усовершенствованию ловушки;
    • В предложенной классификации экспериментальных устройств по влиянию на ядерную безопасность исследовательских реакторов;
    • В определении принципов загрузки активных зон реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 и обоснованной организационно-методической схеме обеспечения ядерной безопасности реакторов при усовершенствованиях и вводе новых ЭУ.

Достоверность и обоснованность полученных в работе результатов обеспечена применением комплексного подхода, сочетающего экспериментальные и расчетные методы, а также анализ фактических показателей работы реакторов. Достоверность результатов подтверждена многолетним безаварийным опытом эксплуатации реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10.

Практическая ценность работы:

  • Усовершенствованные и аттестованные методики определения НФХ используют при эксплуатации реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Они включены в состав документации реакторов и реестр метрологической службы НИИАР;
  • Результаты исследований характеристик активной зоны с новой компоновкой ЭУ позволили обосновать ряд пределов и условий безопасной эксплуатации реактора СМ после реконструкции 1991-1992 гг.;
  • На основании результатов исследований предложен, обоснован и реализован в 2002г новый вариант компоновки нейтронной ловушки реактора СМ, использующийся по настоящее время;
  • Определены закономерности и диапазоны изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Эти характеристики внесены в проектную и эксплуатационную документацию реакторов, использованы при анализе и обосновании их безопасности;
  • Экспериментально определены физические характеристики реактора СМ при переводе на новое топливо в 2005г., на основании этих результатов установлен ряд условий и пределов безопасной эксплуатации реактора;
  • Обоснованы и реализованы алгоритмы перегрузок активных зон реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 обеспечивающие их ядерную безопасность и необходимую продолжительность кампании;
  • Результаты исследования НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 внесены в эксплуатационную документацию и использованы при анализе аварийных ситуаций в ходе подготовки отчетов по обоснованию безопасности (ООБ) этих установок, которые необходимы для получения лицензии на их эксплуатацию;
  • Полученные результаты используют для обеспечения и обоснования безопасности реакторов при проведении испытаний;
  • Экспериментальные данные, полученные по аттестованным методикам измерений, используют для тестирования и верификации программных средств и математических моделей для расчета НФХ исследовательских реакторов.





Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждены на 2-й международной встрече по усовершенствованию реакторной безопасности ARS`97 (Орландо, США, 1997 г.); семинаре «Петлевые исследовательские реакторы и обоснование проектных решений в ядерной энергетике» (Димитровград, 1997г.); 5-й конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1997г.); XX-й международной встрече по проблеме “Снижение обогащения топлива для исследовательских и опытных реакторов” (Вайоминг, США, 1997г.); семинаре "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов" (Обнинск 1998 и 2001гг.); семинаре "Интегрированные математические модели и программные комплексы в ядерной энергетике" (Москва, МИФИ 1999 г.); семинаре "Методическое обеспечение реакторного материаловедения" (Димитровград, 1999 г.); XI и XII семинарах по проблемам физики реакторов (Москва, МИФИ, 2000 и 2002 г.); XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы: Наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001 г.); 7-й международной конференции «Обращение с топливом исследовательских реакторов», (Экс-ан-Прованс, Франция, 2003г.); отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (Димитровград, 2004 г.); международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке» (Москва, НИКИЭТ, 2006г); 8-й международной конференции по ядерной безопасности (Санкт-Петербург, 2007г); 8-й Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007г); ежегодных российских совещаниях «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009 -2012гг ); XLIV и XLV зимних школах ПИЯФ по физике и технике реакторов, (Санкт-Петербург, 2010г и 2011г), Международной научной конференции «Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях» (Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011г.), Международной научной конференции «50 лет БФС» (Обнинск: ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ», 2012г.), Международной школе-семинаре «Черемшанские чтения» (Димитровград: ДИТИ НИЯУ МИФИ, 2012г).

Публикации. По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 62 работы, из них 16 в ведущих рецензируемых журналах. Предложенные решения защищены 10-ю патентами РФ на изобретения и полезные модели.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве исполнителя, ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, научного руководителя по вопросам ядерной безопасности реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10:

    • получены все экспериментальные результаты, представленные в диссертации;
    • выполнен основной объем измерений, проведена обработка и анализ результатов исследований НФХ реактора СМ с новым набором ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг.;
    • усовершенствованы и аттестованы экспериментальные методики определения НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10;
    • установлены факторы влияния, зависимости и пределы изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10, предложены и реализованы изменения в конструкции РО СУЗ реактора СМ;
    • предложены, обоснованы и частично реализованы новые, более эффективные, варианты компоновки нейтронной ловушки реактора СМ;
    • предложены, обоснованы и реализованы варианты загрузки активной зоны реактора СМ с созданием дополнительных высокопоточных облучательных объемов;
    • обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследования влияния ЭУ на НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 на основании которого предложена классификация ЭУ по воздействию на ядерную безопасность исследовательских реакторов;
    • обоснованы принципы формирования загрузки активных зон, обеспечивающие выполнения требований ядерной безопасности с существующими типами ЭУ;
    • предложена и обоснована организационно-методическая схема определения условий обеспечения безопасности при внедрении новых ЭУ и технических усовершенствованиях реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10.

Очевидно, что изучение характеристик таких сложных объектов, как исследовательские ядерные реакторы – это коллективный труд. Экспериментальные и опытные результаты получены совместно с Калыгиным В.В., Анисимковым О.В., Красновым Ю.А., Пименовым В.В, Святкиным М.Н., Гремячкиным В.А., Ижутовым А.Л., Петелиным А.Л., тестирование математических моделей и расчетные исследования выполнены с Пименовым В.В., Ванеевым Ю.Е., ,Узиковым В.А., аттестация методик измерений проведена с Кушниром Ю.А.

Основные положения, выносимые на защиту

  1. Результаты исследований факторов влияния, зависимостей и пределов изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10.
  2. Результаты исследований нейтронно-физических характеристиках реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 с новыми ЭУ или измененным составом активной зоны.
  3. Результаты исследований изменения нейтронно-физических характеристик реактора СМ при изменении компоновки нейтронной ловушки.
  4. Классификация экспериментальных устройств исследовательских реакторов по влиянию на ядерную безопасность.
  5. Принципы выбора загрузки реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 и организационно-методическая схема обеспечения ядерной безопасности при усовершенствованиях реакторов и вводе новых ЭУ.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения и содержит 196 страниц текста, в том числе 63 рисунка, 46 таблиц и список литературы из 270 наименований.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 7 |
 

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.