Обоснования основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ

• Автор: Гремячкин, Владимир Анатольевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 135 с. : ил.

Содержание
Введение
Глава 1. Краткая характеристика исследовательского высокопоточного реактора СМ перед реконструкцией гг. 6.
Глава 2. Исследования теплогидравлических характеристик реактора СМ в обеспечение нормальных условий эксплуатации.

2.1. Особенности конструкции нового реактора и методики исследований

2.2. Разработка и создание оборудования, экспериментальных стендов для проведения исследований на новом реакторе
2.3. Проведение экспериментов по определению теплогидравлических характеристик элементов реактора.

2.4. Оптимизация расхода теплоносителя по АЗ реактора

Выводы к главе 2.

Глава 3. Технологические испытания первого контура РУ СМ3, математическая модель для анализа различных аварийных ситуаций в обоснование его безопасной эксплуатации

3.1. Основные характеристики переходных процессов с течами первого контура РУ СМ

3.2. Результаты испытаний, полученные при имитации различных аварийных ситуаций.
3.3. Применение кода ЯЕЬАР и его настройка на исследовательском реакторе СМ для анализа аварий типа ЬОСА
3.4. Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в
ООБРУСМ
Выводы к главе 3
Глава 4. Исследование нейтроннофизических характеристик реактора СМ3 в процессе его физического и энергетического пусков
4.1. Физический пуск
4.2. Результаты энергетического пуска реактора СМ3.
Выводы к главе 4
Заключение.
Список литературы


Теплоноситель (дистиллированная вода) с давлением 5 МПа поступал в корпус реактора по четырем трубопроводам, врезанным в его днище, поднимался вверх, проходя в зазорах между тепловым экраном, корпусом реактора и обечайкой отражателя, а также по зазорам между блоками отражателя, охлаждая все эти конструкционные элементы и наружные стенки ЭУ (ОУ), размещённые в отверстиях отражателя. Затем теплоноситель сверху вниз через ТВС выходил из реактора по четырем выходным трубопроводам, врезанным в днище реактора. В реакторе были предусмотрены частичные перегрузки топлива без полного расхолаживания твэлов. По проекту ТВС состояли из пластинчатых твэлов с высотой активной части 0 мм. Кроме того, эффективность органов управления реактором оказалась низкой. Указанные недостатки были ликвидированы в году с помощью увеличения высоты АЗ до 0 мм, для чего были разработаны новые стержневые твэлы с сечением крестообразного профиля, а угловые компенсирующие стержни, ранее выполнявшие роль кохмпенсаторов и аварийной защиты, были переделаны в компенсаторы. Четыре компенсирующих стержня, расположенных в отражателе реактора, были демонтированы, а оставшиеся от них отверстия использовались для размещения дополнительных экспериментальных каналов. В зазоре между сепаратором центрального канала и его стенкой был размещён дополнительный компенсирующий орган, извлекаемый за пределы АЗ после - час работы, когда отравление ксеноном-5 достигает 2,5-3,0%. Четыре стержня аварийной защиты были расположены в массиве бериллиевых вкладышей, установленных вокруг ЦК. Были сделаны и другие, менее значительные изменения. ЗхЮ см'2с'. Опыт эксплуатации реактора до проведения и с проведенными усовершенствованиями показал, что незаменяемый отражатель, изготовленный из оксида бериллия, под действием реакторных излучений «распухает» (увеличиваются геометрические размеры), теряет механическую прочность, трескается, разрушается, частично превращается в порошок, что мешает нормальной эксплуатации реактора. Поэтому в г. АЗ. Й отбор проб теплоносителя для КГО твэлов всех ТВС, работающих в A3. В целях повышения надежности и безопасности эксплуатации ГУ были проведены усовершенствования различных систем реактора, которые не являются предметом рассмотрения работы, также как и реконструкция систем охлаждения в г. МВт. После проведения экспериментов при максимальных тепловых нагрузках на отдельных твэлах до 0 кВт/м2, с 3 кв. МВт с плотностью потока тепловых нейтронов в центральном канале «5x см‘2с 1 до г. Реконструкция - гг. Был проведен также комплекс работ в целях повышения надежности и безопасности эксплуатации РУ в соответствии с требованиями ПБЯ -. Однако с появлением новых НД все большее опасение в - г. Кроме того, высокие радиационные нагрузки на элементы реактора, не подвергавшиеся модернизации или замене (корпус, горизонтальные каналы), привели к исчерпанию их прогнозируемых ресурсов по флюенсу быстрых нейтронов. Так в г. КГО, что привело к отгибу (изгибу) патрубков забора проб теплоносителя. В - гг. В г. ЦЗ реактора произошел отрыв плиты с дроссельными шайбами от нижней плиты центральной опоры, что было ликвидировано только в г. Все это свидетельствовало о близости значений механических нагрузок в элементах ЦЗ к предельным величинам. Поэтому с г. МВт. В тоже время изменились в сторону ужесточения требования нормативных документов по обеспечению уровня безопасности при эксплуатации исследовательских реакторов с учетом внешних воздействий []. Для удовлетворения возросшему уровню техникоэкономических потребностей и более строгим требованиям нормативных документов была запланирована и проведена реконструкция исследовательского реактора СМ (- г. Изменение конструктивных особенностей реактора привело к изменению его нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик. СМ, которые были реализованы в ходе его модернизации. Определение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модернизированного реактора СМ для обоснования основных инженерно-технических решений, направленных на повышение эксплуатационных характеристик, работоспособности и обеспечения требуемого уровня безопасности при эксплуатации реконструированного реактора СМ.