Реакторные испытания ТВС с твэлами ВВЭР для обоснования безопасности активной зоны в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя

• Автор: Махин, Валентин Михайлович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2004
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 327 с. : ил.

Содержание

Список используемых сокращений и обозначений

Введение

1.Аварии с потерей теплоносителя на ВВЭР. Цель и задачи исследований

1.1. Безопасность активной зоны

1.2.Предметная область исследований

ЬЗ.Поведенис топлива и ВВЭР в авариях

1.4.0бкцие выводы

2.Методики испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в реакторе МИР в режиме

2.1. Принципы моделирования и их реализация в экспериментах на реакторе МИР

2.2. Методики реакторных испытаний топлива ВВЭР

2.3.Расчетнос сопровождение испытаний
2.4. Общие выводы по материалам главы 2
3. Программа и основные результаты испытаний
3.1. Программа испытаний
3.2.Условин проведении и результаты испытаний
3.3. Основные выводы по главе 3
4. Анализ результатов испытаний и рекомендации
4.1. Анализ режимов испытаний
4.2. Анализ состояния ТВС
4.3. Радиационные последствия
4.4.0 критериях безопасности
5. Заключение
6.Благодарности
Список литерату


Создание методик реакторных испытаний топлива в режиме LOCA, а также проведение испытаний со свежим и высоко выгоревшим топливом ВВЭР в широком интервале температуры твэлов от 0 до °С при различных условиях нагружения оболочек, анализ результатов и разработка заключений и рекомендаций по результатам испытаний и посттестовых исследований можно квалифицировать как существенный вклад в решение актуальной комплексной проблемы обоснования безопасности активных зон ВВЭР в аварийных режимах. Специальность, которой соответствует диссертация, - - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Алексеев A. B., Махин В. М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований. Часть 1. Исследования тяжелых аварий на энергетических реакторах: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИ АР, ISBN 5-5-9-4. Часть 2. Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. ISBN 5-5-5-9, . Горячев A. B., Киселева И. В., Махин В. М. и Шулимов В. Н. Интегральные реакторные эксперименты по испытанию многоэлементных фрагментов TBC ВВЭР-0 и ВВЭР- при параметрах аварии с потерей теплоносителя. Обобщение результатов по циклу экспериментов «Малая течь»»// Сб. ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Вып. Димитровград. C.3-, а также «Изв. Ядерная энергетика», №3,. С.5-. Головченко Ю. М., Махин В. М., Неверов В. А., Самсонов Б. В. и др. О длине аккомодации гелия в зазоре между топливом и оболочкой, Ат. С-0-1. Куприенко В. А., Маркина Н. В., Махин В. М., Цыканов В. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение-. Вып. С.-. Голушко В. В., Кусиков В. Г., Махин В. М. и др. Автоматизированная система сбора и обработки данных внутриреакторного теплофизического эксперимента //Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение-. Вып. С.-. Махин В. М., Мельдер P. P. Устройство для облучения материалов в ядерном реакторе, А. БИ, №,. С.6. Махин В. М Самигуллин Б. А., Третьяков К. А. Нагревательное устройство, A. БИ, №,. С.2. Рогозянов А. Я., Махин В. М., Исаев Ю. Н., Самигуллин Б. А., Салимов З. Б. Устройство для измерения поперечной деформации образца», A. БИ. Грачев А. Ф., Махин В. М., Самигуллин Б. Д., Фрей А. К. Устройство для испытания твэлов в канале ядерного реактора, А. БИ,№ , . С.5. Согласно [], момент повторного смачивания твэла находится в интервале 0. Это важная оценка для определения длительности испытаний. Проведенные расчеты МПА ВВЭР- с использованием аттестованного комплекса ТРАП и аттестованного кода КОРСАР показывают, что максимальная температура оболочки твэла на первой стадии составляет °С по коду КОРСАР и 0 °С по коду ТЕЧЬ- из ТРАП. Момент повторного смачивания равен 0 с по коду ТЕЧЬ- и 0 с по коду КОРСАР [8]. С. Температура оболочки «среднего» твэла существенно ниже - до 0 °С. Следовательно, результаты расчетов твэлов ВВЭР согласуются с расчетноэкспериментальными данными для твэлов PWR. С с последующим ее снижением, при этом происходит изменение термомеханических напряжений в оболочке «сжатие-растяжение». Первая фаза заканчивается снижением температуры до 0. С с выдержкой при этой температуре при растягивающих напряжениях (перепад давления до 7 МПа). Методики реакторных петлевых испытаний твэлов PWR в режиме LB LOCA Созданы оригинальные методики петлевых испытаний твэлов в режиме LOCA (таблица 1. На рис. Их отличительной особенностью является наличие систем для имитации потери теплоносителя - специального контура с отсечными клапанами и приемными емкостями. Исходное событие аварии - разрыв контура реактора- создается разрывом мембраны или открытием клапанов со сбросом теплоносителя в специальные емкости. Рис. ОиЕЫСН-режима^' 5-давленис теплоносителя, 6-точка изменения характера нагрузки оболочки -«сжатие-растяжение». Страна США Франция США ПНР Россия Казахст. Мощность, МВт 0,7 1. Количество твэлов, шт. Длина твэлов, м 1, 0,8 0, 1,0 1. Количество петель, шт. Особенности изуч. ПиТА ПиТА ПиТА ПА П(+). Управление тяж. Возможность работы с выгоревшим топливом Да Да ? Да Огран. Примечание: 1) - ПВП-2/3 - проектируемая ПУ на реакторе МИР. МИР. ТА; ПА - проектная авария, ТА - тяжелая авария, ПиТА - проектная и тяжелая авария.