Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности

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 МВтсут/кги 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 твэ-лов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВтсут/кги 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 кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной TBC (ЭТВС) и подтверждена данными послереакторных материаловед-ческих 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, для расчетов 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 № 2 243 605);

— 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, C.B. Романовский, В. А. Свистуновпосттестовых исследований — А. В. Горячев. В подготовке эксперимента участвовали A.B. 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 TBC, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000'c 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. Димитров-град, 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. Результаты работы изложены в работах [1 -14].

6. 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 МИРИзучены основные нейтронно-физические и теплогидравлические: характеристики экспериментального канала, показана возможность моделирования значимых термомеханических изменений твэлов. Предложен управляющий параметр длямоделирования переходного процесса. Подтверждены ядерная безопасность экспериментов и надежность работы экспериментального оборудования.. 4. Проведены расчетныеисследованияпараметровработы-оборудования и экспериментальных твэлов, в результате которых определены характеристики устройства при выбранной компоновке активной зоны реактора МИР, обеспечивающие введение малой отри-цательнойфеактивности.

5. В ходе. реакторных экспериментов в петлевом канале с параметрами-теплоносителя ВВЭР-1000 длярефабрикованных твэлов с выгоранием' 50 — 60 МВт-сут/кг при начальной линейной мощности до 250 Вт/см получены импульсы с требуемым значениемшаксималь-ной энтальпищ амплитудой до 4, временем нарастания мощности около Тс.

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 ней-тронно-физических и теплофизических расчетов.

7. Таким образом, в рамках выполнёния диссертационной работы решена существенная задача: впервые в исследовательском реакторе, работающем на стационарной мощности, выполнены испытания-твэлов ВВЭР-ЮОО при параметрах проектной RIA с целью получения экспериментальных данных, для, оценки работоспособности твэлов, 1 а также для^усовершенствования и верификации расчетных программ.