Обоснование ресурсных характеристик элементов активной зоны по результатам их эксплуатации в реакторе БН-600

• Автор: Козманов, Евгений Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Заречный
• Количество страниц: 138 с. : ил.

Оглавление

Список сокращений.

Введение.

Глава 1 Условия работы элементов активной зоны реактора Б0. Задачи

иослереакторных исследований

1.1 .Особенности эксплуатации быстрого реактора и условия работы элементов

активной зоны.

1.2. Развитие реакторных технологий

1.3.Цели и задачи послереакторных исследований

Выводы и основные результаты главы

Глава 2 Исследование конструкционных материалов и элементов активной зоны

быстрых реакторов.
2.1.Методическое и аппаратурное обеспечение первичных послереакторных исследований на Белоярской АЭС
2.2.База данных состав, структура, функционирование.
Архитектура Информационнопоисковой системы
Структура информационной базы.
Возможности обработки и представления данных
2.3.0 радиационных изменениях в сталях в нейтронном поле быстрого реактора. . .
2.4.Способы контроля ресурсных характеристик
2.4.1 .Критерии предельного состояния и модель расчетной оценки остаточного ресурса.
2.4.2.Направленность методик послереакторных исследований. .
Визуальный контроль.
Геометрический обмер сборок ЬВ
Геометрический обмер элементов в ГК.
Г аммасканирование.
Электропотенциальный метод
Коррозионные наблюдения в БВ
Выводы и основные результаты главы
Глава 3 Эксплуатационные свойства элементов реактора БН0
3.1 .Штатные и экспериментальные ТВС
3.1.1. Чехловая труба.
3.1.2. Оболочка твэл
3.1.3. Смешанное уранплутониевое топливо
3.2.Стержни и гильзы СУЗ.
3.2.1. Ресурсные и технологические характеристики органов СУЗ
3.2.2. Штатные стержни СУЗ.
Компенсирующие стержни сб. В.
Регулирующие стержни сб.А
Стержни аварийной защиты сб. , сб. .
3.2.3. Стержни СУЗ нового поколения.
3.2.4. Стержни АЗ с рефабрицированным карбидом бора Ь
3.2.5. Гильзы СУЗ
3.3. Послереакторное хранение.
Выводи и основные результаты главы
Глава 4 Повышение экономичности эксплуатации активной зоны.
4.1. Основные направления.
Повышение выгорания топлива.
Надежность и интенсивность процесса эксплуатации
Обслуживание радиоактивных отходов
4.2. Продление ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ .
Направляющие трубы СУЗ
Исполнительные механизмы СУЗ
4.3. Обсуждение результатов.
Выводы и основные результаты главы
Заключение.
Список литературы


Четвертая глава посвящена экономической составляющей итогов проведенной работы по повышению ресурсных характеристик. Основными путями повышения экономичности активной зоны являются повышение выгорания топлива и повышение надежности работы ТВС, а также сокращение времени проведения ремонтных работ за счет уменьшения количества перегружаемых внутриреакторных элементов при увеличении их ресурса эксплуатации. СУЗ. Приводится итоговая статистика результатов работ по изменению ресурсных характеристик элементов реактора БН-0, которые являются плодом коллективного труда исследователей, конструкторов, физиков, эксплуатационников предприятий Белоярской АЭС, ОКБМ, ФЭИ, ВНИИНМ и др. В заключении приводятся основные результаты работы. Автор выражает благодарность специалистам структурных подразделений Белоярской АЭС, специалистам ФГУП ОКБМ, ФГУП ВНИИНМ, ГП МЗП, ГНЦ РФ-ФЭИ, ГНЦ РФ НИИАР, принимавшим участие в обсуждении и внедрении результатов диссертации в практику проектирования и эксплуатации реактора БН-0. Автор благодарен всему коллективу лаборатории 'ГВС за внимание, неоценимую помощь и творческое участие при совместном проведении работ в БВ и "горячей" камере. Особую благодарность за помощь и непосредственное участие в практическом воплощение результатов проведенных исследований автор выражает научному руководителю, доктору технических наук, профессору А. И.Карленко. Глава 1. Условия работы элементов активной зоны реактора БН-0. Приемлемость атомной энергетики для общества означает ее безопасность, экологичность и экономическую эффективность. Имеются достаточно убедительные прогнозы по сырьевым ресурсам, в соответствии с которыми после года возникнет дефицит не только органического, но и ядерного топлива. Стратегическое направление развития атомноэнергетического комплекса России ориентировано на замыкание ядерного топливного цикла по плутонию, использование смешанного уран-плутониевого топлива, чтобы тем самым снизить потребность в добыче и обогащении урана. Утилизация плутония в быстрых реакторах является технически наиболее зрелым вариантом, в них может быть обеспечено 0 % воспроизводства плутония, а темпы утилизации значительно превосходят другие возможные схемы [1]. Направление быстрых реакторов позволяет использовать в качестве топлива оружейный плутоний и запасы высокофонового плутония, наработанного в реакторах на тепловых нейтронах. Одновременно с этим в быстрых реакторах можно проводить выжигание младших актинидов из продуктов деления отработавшего топлива. Быстрые реакторы обещают очень важные преимущества в сохранении окружающей среды, но, с другой стороны, имеют неудовлетворительные стоимостные показатели [2]. Именно эксплуатация реакторной установки определила количественные и качественные требования для успешного функционирования проекта, конкретизировала направления разработок и исследований по повышению безопасности, улучшению технико-экономических характеристик для сокращения перечня ситуаций с отклонением от нормальной эксплуатации. Основным назначением реактора БН-0 в плане дальнейшего развития технологии БР, помимо испытаний перспективных видов уран-илутониевого топлива, является повышение надежности и безопасности эксплуатации внутриреакторных элементов. Все проектные решения по элементам активной зоны реактора БН-0 были приняты по результатам, полученным на исследовательских реакторах БР- и БОР-. В проекте была заложена высокая энергонапряженность активной зоны и температура оболочек твэлов - до 0°С. На стадии разработки активной зоны, казалось бы, имелся набор надежных данных по проведенным испытаниям материалов, топлива и конструкций в реакторе БН-0. Однако весь ход эксплуатации реактора БН-0 показал недостаточность подхода прогнозирования поведения материалов в промышленных энергетических реакторах по результатам экспериментов в исследовательских реакторах. Это связано с невозможностью воспроизведения в них температурных условий, интенсивности нейтронного потока и скоростей набора радиационных повреждений [3].