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

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		135_PWR 106_BWR	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	209-1626_PWR 272-607_BWR		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 20^оС, давление 0,1 МПа

Два испытания были проведены в петлевой установке реактора СМ с параметрами теплоносителя ВВЭР. Испытывали твэлы с выгоранием топлива 42,6 и 51,6 МВт^.сут/кгU. Импульс обеспечивали пробросом одиночного твэла через «окно» между двумя расположенными друг над другом поглощающими экранами. Поскольку твэлы в эксперименте перемещались, оснащение их какими-либо детекторами не было. Приращение среднерадиальной энтальпии топлива в экспериментах превышало 500 Дж/г. Оба твэла сохранили герметичность.

Проектная RIA на ВВЭР-1000 связывается, в основном, с выбросом из активной зоны реактора регулирующего органа без нарушения охлаждения твэлов и без нарушения в работе системы аварийной защиты реактора. При этом происходит увеличение мощности твэлов в 2-3 раза примерно за одну секунду. Температура топливного сердечника не достигает температуры плавления диоксида урана. Кризис теплообмена на поверхности оболочки твэла не достигается. Прогнозируемые импульсы мощности в проектных RIA на ВВЭР-1000 имеют полуширину до 1 с, энтальпию до 420 Дж/г, линейную мощность до 840 Вт/см.

Исходя из сказанного, для моделирования перечисленных условий в реакторе МИР сформулированы следующие требования к проведению экспериментов:

- испытания необходимо проводить в канале петлевой установки с параметрами теплоносителя ВВЭР-1000;

- количество твэлов и их размеры определяются конструкцией канала и особенностями экспериментального устройства;

- для обеспечения информативности эксперимента необходимо оснастить твэлы датчиками внутриреакторного контроля, поэтому перемещение твэлов не допускается;

- требуется исключить влияние эксперимента на активную зону, поэтому импульс должен быть реализован в объеме петлевого канала;

- с целью обеспечения ядерной безопасности не допускается ввод положительной реактивности;

- не требуется применять специальных мер для обеспечения радиационной безопасности эксперимента, поскольку при планируемом импульсе мощности разгерметизация твэлов не предполагается.

В главе 2 описан метод получения импульса мощности требуемых параметров на экспериментальных твэлах. Рассматривается моделирование импульса на основе нейтронно-физических и теплофизических расчетов параметров испытания твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 50 МВт^.сут/кгU в петлевом канале реактора МИР.

Автором предложено выполнять импульсное увеличение мощности путём быстрого подъёма кольцевого поглощающего экрана, который в исходном состоянии окружает экспериментальную сборку твэлов и максимально приближен к ней. Для обеспечения минимального по абсолютной величине эффекта реактивности, одновременно с перемещением экрана в активную зону вводится жестко связанный с ним компенсатор реактивности. Окончание импульса достигается за счет срабатывания аварийной защиты реактора. Регулирующим параметром, с помощью которого при необходимости увеличивают энтальпию топлива в эксперименте, является время выдержки на максимальной мощности, которое реально можно изменять в пределах 0,5 - 3с. Таким образом, импульс мощности может быть треугольной или трапецеидальной формы.

Предложенный метод предполагает размещение сборки укороченных твэлов и экрана в верхней части активной зоны, а компенсатора реактивности – в нижней. Принципиальная схема активной части экспериментального устройства представлена на рисунке 1.

Нейтронно-физические характеристики устройства для получения импульса мощности с необходимыми характеристиками определены с использованием программы MCU-RR. Расчетная модель включала всю активную зону реактора, отражатель, все органы регулирования в реальном их положении по высоте. Предварительные расчеты показали, что в петлевом канале реактора МИР для твэлов с выгоранием топлива 50-60 МВт^.сут/кгU в импульсе можно получить линейную мощность до 1200 Вт/см. Это значение ограничено допустимой мощностью 4 МВт каждой из рабочих ТВС (РТВС).

В результате нейтронно-физических расчетов выбраны положение сборки твэлов, размеры и размещение экрана и компенсатора реактивности, при которых обеспечиваются требуемый импульс мощности и знак вводимой реактивности. На рисунке 2 представлено распределение энерговыделения по высоте экспериментального твэла в зависимости от положения поглощающего экрана.

frame1

Рисунок 2. Изменение объемного энерговыделения в топливе (относительные единицы) при различных положениях экрана: 1- твэл, 2- экран, 3- диаграмма Qv(Z)

Параметры, определяющие термомеханическое состояние твэлов, могут быть получены путем математической обработки результатов измерений, зафиксированных в процессе эксперимента. Для проведения расчетного анализа автором использован код МУЗА, который позволяет рассчитывать температуру с учетом реального распределения энерговыделения в топливном сердечнике, теплообмена между топливным сердечником и чехлом ТЭП, топливом и оболочкой, оболочкой и теплоносителем. Результаты расчетов представлены на рисунках 3 и 4.

Рисунок 3. Сравнение результатов расчета изменения ЛМ в ВВЭР-1000 для Хмельницкой АЭС (ХАЭС) и в эксперименте в реакторе МИР: 1 - ХАЭС при выгорании 50 МВт^.сут/^.кгU, 2 - ХАЭС для «свежих» твэлов, 3 - МИР

Рисунок 4. Сравнение результатов расчета изменения среднерадиальной энтальпии топлива при выгорании 50 МВт.сут/кгU: 1,2 - в эксперименте при выдержке на постоянной мощности: 1 - 0,8 с, 2 - 1,3 с, 3 - в ВВЭР

Из приведенных данных следует, что при существенном отличии динамики мощности в импульсах, реализуемых в ВВЭР-1000 и в реакторе МИР, можно получить удовлетворительное согласие максимальной среднерадиальной энтальпии топлива.

В главе 3 описаны инженерно-технические решения, обеспечивающие реализацию метода получения импульса, характеристики и особенности эксплуатации экспериментального устройства, нейтронно-физические параметры импульса и эффекты реактивности с учетом характеристик основных элементов экспериментального устройства и твэлов.

Экспериментальное устройство содержит сборку из трех твэлов – двух выгоревших рефабрикованных и одного «свежего». Обогащение топлива по U²³⁵ в последнем для выравнивания энерговыделения уменьшено до 2,5%. Длина топливного сердечника – 200 мм. Поглощающий экран и компенсатор реактивности выполнены в виде цилиндров из гафниевых пластин.

Схема экспериментального канала, для которой проводили нейтронно-физические расчеты, приведена на рисунке 5. В расчетах определяли эффекты реактивности от перемещения экранов, амплитуду импульса, мощность РТВС окружения и мощность реактора (исходная линейная мощность рефабрикованных твэлов 250 Вт/см). Под амплитудой понимают отношение ЛМ к ЛМ на уровне 75 мм перед импульсом. Результаты расчетов приведены в таблице 3.

Рисунок 5. Схема устройства: 1 - рефабрикованные твэлы, 2 - свежий твэл, 3 - ТЭП на оболочке, 4 - ТЭП в центре топливного столба, 5 - корзина с твэлами, 6 - экран, 7- компенсатор реактивности, 8 - корпус подвески, 9 - привод, 10 - ТЭП в теплоносителе, 11 - труба.

Таблица 3. Результаты расчетов параметров экспериментального устройства.

Вариант	 эф	Амплитуда ЛМ средняя по длине/ максим.	Мощность РТВС окружения, МВт	Мощность реактора, МВт
Выгорание 50 МВт^.сут/кгU
Экраны посередине	-0,120+0,047	4,0/4,3	2,7	46
Экраны вверху	-0,090+0,047
Выгорание 60 МВт.сут/кгU
Экраны посередине	-0,07+0,047	4,0/4,3	2,9	49
Экраны вверху	-0,05+0,047

На рисунке 6 представлена гидравлическая схема экспериментального устройства.

Рисунок 6. Схема стенда управления экспериментом с линией слива среды: 1 - канал, 2 - поршень привода, 3 - промежуточная емкость, 4 - вентиль, 5 - датчик давления, 6 - дроссель, 7 - емкость для сбора теплоносителя.

Канал выполнен по типу «Фильда», он охлаждается теплоносителем петлевой установки реактора МИР. Усилие гидравлического привода, перемещающего экран и компенсатор реактивности, создается за счет разности давлений ниже и выше поршня привода (2 на рисунке 6). Запуск привода в работу осуществляется путем соединения полости над поршнем с атмосферой при открытии вентиля (4) на линии слива среды в емкость, находящуюся под атмосферным давлением. Для обеспечения требуемого времени перемещения экранирующего устройства линия слива снабжена дросселем (6) с заданным гидравлическим сопротивлением. Промежуточная емкость (3) служит для того, чтобы через дроссель протекала холодная среда без вскипания. Коэффициент гидравлического сопротивления дросселя, обеспечивающий требуемую скорость движения экранирующего устройства (около 200 мм/с), определен расчётно-экспериментальным путем с использованием лабораторного гидравлического стенда и петлевой установки реактора МИР.

Количество и номенклатуру внутриреакторных датчиков выбирали в соответствии с разработанной методикой обработки результатов измерений, исходя из технических возможностей конструкции канала. Предусмотрены следующие средства измерений параметров эксперимента:

- ТЭП типа ВР5/20 в центре топливного сердечника каждого из трех твэлов;

- ТЭП для измерения температуры теплоносителя на входе в ЭТВС, на выходе из нее и на уровне рабочего спая топливной ТЭП;

- датчик давления газа под оболочкой одного РФТ в эксперименте №4,

- один или два детектора прямого заряда (ДПЗ) в экспериментальной сборке для измерения плотности потока тепловых нейтронов;

- штатная ионизационная камера (ИК), расположенная около границы активной зоны;

- штатные датчики петлевой установки реактора, измеряющие давление, температуру и расход теплоносителя.

В главе 4 описаны результаты проведенных в реакторе экспериментов.

Сценарий проведения эксперимента в реакторе предусматривает следующие этапы:

- предреакторная подготовка с уточнением параметров гидравлического привода в канале петлевой установки на остановленном реакторе;

- вывод реактора на мощность, равную 10-20% от номинальной и выполнение предварительного импульса мощности;

- подъем мощности реактора до достижения на экспериментальных рефабрикованных твэлах требуемой ЛМ (230-250 Вт/см при выгорании топлива 50 МВт^.суг/кгU);

- выполнение импульса мощности.

Задача испытания привода в канале реактора на нулевой мощности состоит в уточнении коэффициента сопротивления дросселя в условиях реальной конструкции экспериментального устройства. Выполнение импульса на малой мощности необходимо для проверки работоспособности устройства.

Характеристики испытываемых твэлов:

- эксперимент №1 – методический эксперимент на малой мощности (выгорание см. эксперимент №2);

- эксперимент №2 – выгорание РФТ №1 среднее 58,3 (максимальное 60,8), РФТ №2 среднее 58,9 (максимальное 61,3) МВт^.сут/кгU;

- эксперимент №3 – выгорание РФТ №1 среднее 48,3 (максимальное 48,9), РФТ №2 среднее 48,3 (максимальное 49,1) МВт^.сут/кгU;

- эксперимент №4 – выгорание РФТ №1 среднее 59,1 (максимальное 59,4), РФТ №2 среднее 58,9 (максимальное 59,4) МВт^.сут/кгU.

Параметры перед импульсом разных экспериментов представлены в таблице 4.

Таблица 4. Исходные параметры экспериментов

Параметр	Номер эксперимента
Параметр	№1	№2	№3	№4
Давление, МПа	14,0	15,5	15,2	14,6
Температура теплоносителя на входе в ЭТВС, ^оС	71	298	289	279
Расход через ЭТВС, кг/с	0,94	1,06	1,25	1,53
Массовая скорость, кг/м²с	1711	1930	2270	2225
Показания ТЭП в центре топливного сердечника, ^оС - «свежего» твэла - РФТ №1 - РФТ №2	174 133 136	880 838 819	1118 985 1022	938 1039 -
Мощность РТВС окружения, кВт	451	2283	2663	2660

В проведенных экспериментах для получения требуемого значения введенной энтальпии время задержки срабатывания аварийной защиты задавалось равным 1 - 3,5 с.

Основные результаты измерений первичных параметров в процессе проведения экспериментов представлены на рисунках 7 - 9.

Зафиксированное уменьшение показаний ионизационной камеры (стрелка на рисунке 7) подтверждает введение небольшой отрицательной реактивности при перемещении экрана и компенсатора.

В главе 5 приводится методика обработки результатов первичных измерений.

Основная задача обработки первичных результатов эксперимента состоит в определении параметров твэлов, влияющих на их термомеханическое состояние – пространственно-временного распределения линейной мощности и энтальпии топлива.

Для определения количества делений в топливе экспериментальных твэлов после испытания в импульсных реакторах, кроме расчета, использовали послойный анализ топлива с применением масс-спектрометрических методов. В данном случае такой подход не применим, поскольку предварительное облучение не позволяет определить количество накопившегося нуклида (бария) в импульсе. Поэтому необходимо было использовать другие методы.

Рисунок 7. Эксперимент №1. Зависимость от времени: 1- давления в линии слива среды; 2- показаний ДПЗ; 3- показаний ИК (стрелка – снижение показаний). Временные отсечки: 4 - начало движения экранирующего устройства (t=0,1с), 5 - момент совмещения нижнего торца экрана (НТЭ) с нижним торцом топлива (t=0,39с), 6 - момент совмещения НТЭ с нижним торцом эмиттера ДПЗ (t=0,55c), 7 - момент полного открытия эмиттера ДПЗ (t=0,96c), 8 - момент полного открытия топлива (t=1,34c), 9 - момент остановки экранирующего устройства (t=2,03с).

Рисунок 8. Эксперимент №2. Зависимости от времени: показаний ТЭП в центре топливного сердечника: 1 - «свежего» твэла, 2 и 3 – рефабрикованных твэлов №1 и №2, соответственно; 4- давления в линии слива

Рисунок 9. Эксперимент №4. Зависимости от времени: 1 – показаний топливного ТЭП «свежего» твэла, 2 - показаний топливного ТЭП РФТ, 3 - давления в линии слива среды, 4 и 5 - показаний ДПЗ (4 - верхняя, 5 - нижняя половина топливного сердечника)

Автором было предложено определять указанные параметры с использованием первичных результатов измерений:

- по подогреву теплоносителя в канале с использованием показаний датчиков контроля температуры и расхода теплоносителя, установленных в первом контуре ПУ (метод теплового баланса, погрешность 14%, метод 1);

- по результатам теплофизического расчета твэлов при стационарном режиме работы канала с использованием показаний топливной ТЭП (погрешность 2,8 - 5,9%, метод 2).

Полученные результаты для состояния, предшествующего импульсу мощности, приведены в таблице 5. Они удовлетворительно совпадают с данными нейтронно-физических расчетов, которые нормированы на зафиксированные в эксперименте значения мощности РТВС.

Для определения по измеренной температуре ТЭП динамики изменения ЛМ в сечении ЭТВС, в котором установлены ТЭП, использовали итерационные расчеты до получения малого отличия результатов расчета от измеренной температуры.

Таблица 5. Результаты определения мощностных параметров перед импульсом

Параметр		Эксперимент/метод
Параметр		1/1	1/2	2/1	2/2	3/1	3/2	4/1	4/2
Мощность ЭТВС, кВт		1,68	1,52	11,1	9,76	14,6	14,9	13,0	12,3
Мощность твэлов, кВт	«свежий»	0,64	0,6	3,88	3,52	5,1	5,5	4,55	4,2
	№1	0,52	0,46	3,6	3,16	4,55	4,4	4,22	4,04
	№2	0,52	0,46	3,6	3,05	4,92	4,6	4,22	4,04
ЛМ, Вт/см	«свежий»	32	30	19427	17610	25536	2738	2056	21030^*
	№1	26	23	18025	1579	22832	2206	2126	21730^**
	№2	26	23	18025	1529	24634	2287	2126	21730

*, ** в RIA-4 уровень ТЭП в «свежем» твэле 75 мм, в РФТ - 25 мм
Скорость нарастания импульса мощности определяли по времени перемещения экранирующего устройства, которое измеряли непосредственно в канале реактора в рабочих условиях. Индикатором нижнего и верхнего положений поглощающих элементов были скачки давления в линии слива после вентиля при начале и окончании движения. Момент начала движения поглощающих элементов определяли по возмущению показаний ИК или ДПЗ.

Значение энтальпии получено расчетным путем в двумерной RZ геометрии в сечении с максимальной по длине твэла температурой топлива (7-13 мм от низа топливного сердечника). Примеры результатов расчета пространственно-временных параметров приведены на рисунках 10 – 14. Полученные данные не противоречат результатам посттестовых материаловедческих исследований твэлов. Таким образом, использование предложенных решений позволило реализовать возможность проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР 1000 при условиях, соответствующих проектной RIA (см. таблицу 6).

Таблица 6. Выполняемые на реакторе МИР параметры испытаний твэлов с выгоранием топлива 48-59 МВт^.сут/кгU

Параметр

Заданные значения

Режим охлаждения

Параметры ВВЭР

Линейная мощность, Вт/см

До 880

Среднерадиальная энтальпия топлива, Дж/г

До 470

Длительность переднего фронта импульса, с

0,5-1

Рисунок 10. Эксперимент №2. Зависимости от времени для РФТ №1: 1 - измеренной температуры топливного ТЭП, 2 - рассчитанной температуры топливного ТЭП, 3 - рассчитанной температуры центра топливного сердечника, 4 - ЛМ на уровне ТЭП 75 мм

Рисунок 11. Эксперимент №4. Зависимость от времени температуры РФТ №1: 1 - измеренной ТЭП, 2 - рассчитанной ТЭП, 3 - центра топливного сердечника,

4 - ЛМ на уровне ТЭП 25 мм

Рисунок 12. Зависимость от времени ЛМ РФТ в сечении с максимальной ЛМ по длине в экспериментах (в скобках амплитуда): 1 - №2 (3,75), 2 - №4 (3,85), 3 - №3 (3,87)

Рисунок 13. Эксперимент №2. Зависимость энтальпии топлива от времени РФТ №1 на уровне (мм): 1 – 13 (максимум по длине), 2 – 25, 3 – 50, 4 – 75, 5 – 100, 6 – 125, 7 - 150

Рисунок 14. Эксперимент №2. Зависимость ЛМ РФТ №1 от времени на разном уровне от низа топливного сердечника (мм):

1 – 5, 2 – 25 , 3 – 50, 4 – 75, 5 – 100, 6 – 125, 7 – 150, 8 – 175, 9 - 200
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Выполнен анализ методик испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, большинство из которых проведено в импульсных реакторах. В результате анализа сформулированы основные технические требования к условиям проведения экспериментов в реакторе МИР.

2. Предложен метод получения импульса мощности, моделирующего выброс регулирующего органа ВВЭР, в стационарно работающем исследовательском реакторе и экспериментальное оборудование для его реализации.

3. Разработанные технические решения адаптированы к реактору МИР. Изучены основные нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики экспериментального канала, показана возможность моделирования значимых термомеханических изменений твэлов. Предложен управляющий параметр для моделирования переходного процесса. Подтверждены ядерная безопасность экспериментов и надежность работы экспериментального оборудования.

4. Проведены расчетные исследования параметров работы оборудования и экспериментальных твэлов, в результате которых определены характеристики устройства при выбранной компоновке активной зоны реактора МИР, обеспечивающие введение малой отрицательной реактивности.

5. В ходе реакторных экспериментов в петлевом канале с параметрами теплоносителя ВВЭР-1000 для рефабрикованных твэлов с выгоранием 50  60 МВт·сут/кг при начальной линейной мощности до 250 Вт/см получены импульсы с требуемым значением максимальной энтальпии, амплитудой до 4, временем нарастания мощности около 1 с.

6. Для используемых в эксперименте средств контроля параметров разработан и реализован алгоритм обработки первичных результатов измерений. В итоге достигнуто хорошее согласие результатов расчетов и экспериментов. Это доказывает пригодность моделей нейтронно-физических и теплофизических расчетов.

7. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена существенная задача: впервые в исследовательском реакторе, работающем на стационарной мощности, выполнены испытания твэлов ВВЭР-1000 при параметрах проектной RIA с целью получения экспериментальных данных, для оценки работоспособности твэлов, а также для усовершенствования и верификации расчетных программ.

Основные положения диссертационной работы изложены в следующих публикациях:

А.В.Алексеев, В.Н.Шулимов. Способ и устройство для испытания твэлов в режиме реактивностной аварии в стационарно работающем исследовательском ядерном реакторе. Патент № 2243605 Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2004, №36.
А.В.Алексеев, В.А.Овчинников, И.В.Киселева и др. Результаты испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.// Атомная энергия, 2006, т.101, вып. 6, с. 427-431.
Алексеев А.В., Калыгин В.В., Киселева И.В., и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.// Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с.83-91.
Алексеев А.В., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 – 284.
А.В.Алексеев, И.В.Киселева, А.П.Малков и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Методика и технология внутриреакторного эксперимента.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006, вып. 1, с. 23 – 32.
В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, А.В.Алексеев. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях МПА (Большая Течь) и проектной аварии с выбросом регулирующего органа. Возможность постановки интегральных экспериментов в исследовательском реакторе МИР.//Сборник докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г. CD.
А.В.Алексеев, В.Н.Шулимов, И.В.Киселева. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. // Сборник трудов 4-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-26 мая 2005г., г. Подольск. Секция 4. CD.
P.V.Fedotov, A.A.Goncharov, A.V.Kumachev, A.V.Alekseev et al. Estimation of Water-Water Energy Reactor Fuel Rod Failure in Design Basic Accidents. // «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», Kyoto, Japan, 2-6 oct. 2005. Paper No1083, Track No 5. CD.
А.В.Алексеев, И.В.Киселева, В.Н.Шулимов. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.//Сборник тезисов докладов научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАР «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». 5-7 дек. 2006, г. Димитровград.
И.В.Киселева, В.Н.Шулимов. Методика и некоторые результаты испытания твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в реакторе МИР при параметрах проектной RIA. Программа конференции и тезисы докладов конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». Москва, 19-21.11.2008. ВНИИНМ, 2008, с.41.
Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты посттестовой обработки данных, полученных при испытании в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 2008, вып.4., с.66 -70.
Алексеев А.В., Шулимов В.Н. Анализ влияния условий испытаний твэлов в режиме реактивностной аварии на их состояние. Обзор. Издание ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 2009 г. 80 стр.
Алексеев А.В., А.Л.Ижутов, С.А.Ильенко, В.В.Калыгин, Л.В.Киреева, И.В.Киселева, В.А.Овчинников, В.Н.Шулимов, А.В.Горячев. Методическое обеспечение и экспериментальное изучение поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA в реакторе МИР. Программа конференции и тезисы докладов конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». Москва, 19-21.11.2010. ВНИИНМ, 2010, с.42.
Шулимов В.Н., Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Нечаева О.А. Методика и результаты измерения газовыделения под оболочку опытных твэлов ВВЭР-1000 в эксперименте RIA в канале реактора МИР. 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 26-29.05.2009, ОАО «ОКБ «Гидропресс», г. Подольск. Сборник тезисов, 2009 г., стр.80-81, CD Секция 3.