Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов

• Автор: Круглов, Виктор Борисович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 111 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. Методы определения теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов

1.1. Метод импульсного лазерного нагрева

1.2. Измерение температуропроводности на начальном участке

термограммы

1.3. Установки для проведения измерений

температуропроводности методом импульсного лазерного нагрева

1.4. Определение ТФС фрагментов отработавших твэлов

реакторов ВВЭР

1.5. Определение ТФС твэлов реакторов типа БН

1.6. Определение ТФС твэлов с электропроводным топливным
сердечником
1.7. Внутриреакторные измерения
1.8. Измерение ТФС ядерного топлива при криогенных
температурах
1.9. Постановка задачи исследования
ГЛАВА 2. Развитие импульсного метода определения температуропроводности материалов
2.1. Измерительный комплекс «Квант - Б»
2.2. Учет длительности лазерного импульса и утечек тепла при
высоких температурах в импульсном методе определения температуропроводности материалов
2.2.1. Измерения при импульсе лазера конечной длительности
2.2.2. Утечки тепла излучением при высоких температурах
2.3. Проведение тестирования метрологических характеристик
установки «Квант - Б»

2.3.1. Измерение температуропроводности материалов с высокой
теплопроводностью
2.3.2. Измерение температуропроводности материалов со средней
теплопроводностью
2.3.3. Измерение температуропроводности оксидного ядерного
топлива
ГЛАВА 3. Определение теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов
3.1. Постановка задачи определения ТФС твэлов энергетических
реакторов
3.2. Определение теплоемкости твэлов энергетических
реакторов
3.3. Метод определения ТФС твэлов реакторов БН
3.4. Экспериментальная проверка . метода определения
теплоемкости
3.5 Метод определения ТФС твэлов реакторов ВВЭР
ГЛАВА 4. Измерение теплопроводности ядерного топлива при криогенных температурах
4.1. Измерение теплопроводности методом стационарного
теплового потока
4.2. Результаты измерений теплопроводности диоксидов урана в
диапазоне температур 80 - 340 К
4.2.1. Характеристики исследованных образцов
4.2.2. Результаты измерений
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ
ВЫВОДЫ
ОБОЗНАЧЕНИЯ
ЛИТЕРАТУРА
ПРИЛОЖЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ
При разработке ядерных энергетических установок (ЯЭУ) необходимо знание и прогнозирование температурных полей тепловыделяющих элементов, теплоносителя и элементов конструкции активной зоны. Для получения информации о температурных режимах элементов ЯЭУ требуются данные об изменении теплофизических свойств (ТФС) тепловыделяющих элементов в ходе кампании.
Разработка новых технологий производства ядерного топлива, использование МОХ, виброуплотненного, нитридного, дисперсионного топлива сопровождается большим объемом экспериментальных и опытно-конструкторских работ, проводимых для обоснования эффективности и безопасности ЯЭУ. Тепловыделяющие элементы -твэлы - являются наиболее теплонапряженными элементами активной зоны. Это определяет необходимость получения надежной информации о теплопроводности, теплоемкости ядерного топлива и тепловой проводимости границы взаимодействия топлива и оболочки.
Актуальность работы
К настоящему времени проведен большой объем работ по
экспериментальному определению теплофизических свойств (ТФС)
ядерного топлива и твэлов ядерных энергетических реакторов (ЯЭР),
накоплен большой объем информации по температуропроводности
диоксида урана для выгораний до 65 МВт-сут/кги. Данные по
теплоемкости, полученные путем прямого измерения для отработавшего
ядерного топлива (ОЯТ), более скудные и характеризуются большой
погрешностью. В большей степени это обусловлено трудностями при
работе с радиоактивным материалом и в меньшей степени
несовершенством методик измерения. Исследования необходимо
проводить в петлях исследовательских реакторов, в защитных камерах и

2.1. Измерительный комплекс «Квант - Б»
Автоматизированная установка «КВАНТ - Б» (рис. 2.1.), предназначена для проведения измерений температуропроводности материалов ядерной техники и является сложным техническим комплексом, создание которого потребовало разработки специализированного лазера, быстродействующего пирометра высокого разрешения, программного модуля управления и проведения измерений, а так же обработки экспериментальных термограмм.
«Квант-Б» состоит из рабочей камеры в защитном боксе, лазера, быстродействующего пирометра и программы управления измерениями и обработки экспериментальных данных. Процесс измерения температуропроводности полностью автоматизирован. Для повышения точности измерений разработана методика учета теплообмена образца и длительности лазерного импульса.

Рис.2.1. Схема установки «Квант-Б»: 1 - импульсный лазер; 2- измеритель энергии импульса; 3 - герметичный бокс; 4 - рабочая камера; 5 - пирометр; 6, 7 - блоки питания и управления нагревом образца; 8, 9 - диффузионный и форвакуумний насосы; 10, 11 - блоки охлаждения и накачки лазера