Методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов

• Автор: Витюк, Владимир Анатольевич
• Шифр специальности: 01.04.14
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Томск-Курчатов
• Количество страниц: 129 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1 АНАЛИЗ МЕТОДОЛОГИЧЕСКИХ АСПЕКТОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ МОДЕЛЬНЫХ ТВС
1.1 Задача выбора режимов испытаний модельных ТВС на исследовательских реакторах
1.2 Практические способы определения энергетических параметров модельных ТВС во внутриреакторных экспериментах
1.3 Определение и прогнозирование параметров испытаний на ИГР
1.4 Выводы
2 МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИМПУЛЬСНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ
2.1 Проблема определения мощности и энерговыделения в модельных твэлах и ТВС
2.2 Метод определения мощности ТВС в режиме импульсного нагрева
2.3 Методы определения мощности и интегрального энерговыделения для установившихся параметров ТВС в стационарном режиме
2.4 Расчет ошибок определения энергетических характеристик ТВС по результатам измерений теплофизических параметров
2.5 Способы определения утечек тепла в процессе испытаний
2.6 Выводы
3 РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПО РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИМПУЛЬСНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ
3.1 Постановка задачи
3.2 Физико-технические характеристики реактора ИГР
3.3 Объекты испытаний

3.4 Результаты экспериментов с устройством ЭУ-
3.5 Результаты экспериментов с устройством ЭУ-
3.6 Выводы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

ВВЕДЕНИЕ
Состояние проблемы и ее актуальность. В последние годы многие страны мира проявляют повышенный интерес к атомной энергетике, при этом определяющим фактором ее развития становится убежденность в том, что атомная энергетика не будет представлять угрозы ни для здоровья и безопасности населения, ни для окружающей среды [1]. Для достижения такой убежденности необходимо провести тщательный анализ проблем безопасности атомных электростанций, не ограничиваясь конкретными событиями и обстоятельствами, в том числе теми, которые привели к ситуациям на Три-Майл Айленд, Чернобыле и Фукусиме. Такая переоценка должна быть выполнена со стороны промышленности и национальных органов регулирования безопасности как демонстрация критического отношения к ключевому элементу атомной энергетики - безопасности.
Авария на АЭС «Фукусима-1» заставила мировое атомное сообщество пересмотреть в сторону ужесточения нормы и подходы к проектированию и эксплуатации атомных станций, особенно к запроектным отклонениям. Для этого должны быть выработаны новые технологические решения, позволяющие обеспечить безопасность АЭС при любых внутренних и внешних воздействиях, в том числе маловероятных.
Для выработки таких технологических решений потребуется решить ряд задач по повышению надежности и безопасности активных зон реакторов и, в первую очередь, их наиболее напряженных узлов - тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок (ТВС). В частности, необходимо провести анализ тяжелых аварий применительно к конкретной АЭС (или сделать ревизию имеющегося) с использованием моделей и исходных данных, которые позволят получить комплекс систематизированных знаний о поведении твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах.
Процесс получения таких знаний, как правило, опирается на два основных

метод, обеспечивающий достаточную степень точности определения и прогнозирования энерговыделения испытуемого изделия с реакторным топливом в условиях внутриреакторных экспериментов. Для импульсных испытаний в качестве базового может быть использован подход, основанный на решении уравнений теплового баланса для квазирегулярного режима теплообмена. С этой точки зрения в настоящей диссертационной работе предлагается новая методика определения энергетических параметров модельных ТВС в импульсных экспериментах на реакторе ИГР Института атомной энергии НЯЦ РК.
1.4 Выводы
1. Внутриреакторные испытания реакторного топлива являются наиболее представительными экспериментами для получения достоверных результатов по определению его теплоэнергетических параметров в переходных и аварийных режимах работы энергетических реакторов. Одним из наиболее востребованных для проведения такого рода испытаний является реактор ИГР, технические характеристики которого обеспечивают возможность моделирования тяжелых аварий в широком диапазоне основных определяющих величин, таких как флюенс и максимальная плотность потока тепловых нейтронов.
2. Специфическим требованием к качеству внутриреакторного эксперимента является наличие обоснованной и верифицированной методики прогнозирования параметров испытаний, которая позволит подбирать режимы испытаний для получения приемлемой точности экспериментальных результатов.
3. Предлагаемая методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов позволит обеспечить достаточную степень точности прогнозирования энергетических параметров в испытуемом топливе и упростить существующую процедуру подготовки испытаний.