Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности

• Автор: Алексеев, Александр Вениаминович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 100 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.
1. ОБЗОР МЕТОДИК И РЕЗУЛЬТАТОВ ИССЛЕДОВАНИЙ ТВЭЛОВ. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ С ВОДЯНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В РЕЖИМЕ РЕАКТИВНОСТНОЙ АВАРИИ. И

1.1. Общие сведения об авариях

1.2. Экспериментальные исследования твэлов.

1.4. Обобщнные экспериментальные данные.

1.5. Выводы по главе 1

2. МЕТОД ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ТРЕБУЕМЫХ ПАРАМЕТРОВ НА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТВЭЛ АХ.

2.1. Постановка задачи. Основные принципы реализации метода.

2.2. Расчетное моделирование импульса мощности

2.5. Выводы по главе

3. ИНЖЕНЕРНОТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДА ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА, ХАРАКТЕРИСТИКИ И ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА
3.1. Конструктивные особенности экспериментального устройства
. Нейтроннофнзнческнс параметры импульса и эффекты реактивности.
3.3. Гидравлические характеристики и работа ЭУ с приводом.
3.4. Экспериментальная ТВС и.тиэлы
3.5. Средства измерений.
3.6. Конструкция ТВС для разогрева теплоносителя петлевой установки.
3.7. Выводы но главе
4 ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР.
4.1. Подготовительные испытания. Испытание гидропривода в канале реактора
4.2. Результаты первичных измерений параметров
4.3. Выводы по главе 4
5. МЕТОД ОБРАБОТКИ РЕЗУЛЬТАТОВ ПЕРВИЧНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ
5.1. Скорость нарастания импульса мощности
5.2. Линейная мощность твэлов.
5.3 Расчет кинетики реактора.
5.4. Основные результаты материаловедческнх исследований твэлов.
5.5. Выводы по главе
6. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ. Список литературы
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
3 аварийная защита
а.з. активная зона
АРК автоматический регулятор мощности ВВЭР
В выгорание, МВт суткги
ВТО взаимодействие топлива и оболочки
ВВЭР водоводяиой энергетический реактор
1 ПД газовые продукты деления
ИГР импульсный графитовый реактор
ИИС информационноизмерительная система
ИК ионизационная камера
КД Компенсатор реактивности с топливной Догрузкой реактора МИР
КО компенсирующие органы реактора
ЛМ линейная мощность твэла мощность энерговыделения
ЛМо линейная мощность в плоскости измерения температуры топливного сердечника МИР материаловедческий исследовательский реактор ГНЦ НИИАР
ПФР нейтроннофизический расчет
ОР СУЗ органы регулирования СУЗ
ПД продукты деления
ПК петлевой канал
ПУ петлевая установка
РБМК реактор большой мощности, канальный
РТВС рабочая ТВС реактора МИР
РУ реакторная установка
РФТ рефабрикованный твэл
СУЗ система управления и защиты
ТВС тепловыделяющая сборка
ТК топливная кампания
ТЭП термоэлектрический преобразователь
ЭТВС экспериментальная тепловыделяющая сборка
ЭУ экспериментальное устройство
ЭкУ экранирующее устройство
ЯЭУ ядерная энергетическая установка
Аргонские национальные лаборатории, США i i
водяной кипящий реактор ii
I исследовательский реактор во Франции
I исследовательский центр в Айдахо, США I i ii японский реактор для испытаний материалов i
комиссия ядерного регулирования США ii
японский реактор для исследований вопросов безопасности
исследовательский реактор в Айдахо, США ii
реактор с водой под давлением
радиус, м
I авария, вызванная возрастанием реактивности ivi Iii i
I поверхностный слой топлива
исследовательский реактор в Аргонских национальных лабораториях i ii, США энтальпия теплоносителя или среднерадиальная энтальпия топлива, Джкг, Джг
прирост среднерадиапьной энтальпии топлива, Джкг, Джг
Ьмлх максимальная во времени среднерадиальная энтальпия топлива, Джкг, Джг, калг
Ьмлхр Ьмах при разгерметизации оболочки твэла, Джкг, Джг
рабочая длина дросселя, м
мощность энерговыделения, Вт
v энерговыделение в единице объема, Втм
Т температура, С
осевая координата топливного столба, м, мм
а коэффициент теплоотдачи, Втм2 К
X коэффициент теплопроводности, Втм К
р плотность, кгм3, гсм
Дт полуширина импульса мощности, с, мс
Др эффект реактивности, рэф
Нижние индексы
1 зазор между ТЭП и топливом
2 зазор между топливом и оболочкой
расчет по коду
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность


В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до МВтсуткги для определения критериев безопасности параметров, связанных с фрагментацией топливного сердечника и разгерметизацией твэлов. Большинство экспериментов проведено в импульсных реакторах. Причем в основном теплосъем с экспериментальных твэлов осуществлялся в режиме естественной конвекции теплоносителя. Для создания реальных условий охлаждения твэлов необходимо проводить испытания в исследовательских реакторах, оснащенных соответствующими петлевыми установками. Существующие данные, полученные на импульсных реакторах, не могут в полной мере ответить на вопрос о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях ряда сценариев проектной аварии с вводом положительной реактивности в дальнейшем I по трм причинам. Вопервых, изза существенного отличия режима свободноконвективного охлаждения от режима ВВЭР. Вовторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из холодного состояния. Втретьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для проектной аварии на ВВЭР. Кроме того, не было испытании твэлов ВВЭР с выгоранием выше МВт сут при рабочих параметрах теплоносителя в нервом контуре ВВЭР. Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров I на ВВЭР при реальных эксплуатационных условиях. Цель работы разработка и практическая реализация технических средств, обеспечивающих проведение в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в условиях I при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ. Анализ методов. Разработка метода получения импульса мощности, расчетноэкспериментальное подтверждение возможности его реализации, в реакторе МИР приработе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации. Разработка инженернотехнических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях I. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях I при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядериом реакторе, работающем на постоянной мощности. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях . Все нейтроннофизические и теплогидравлические расчеты условий испытаний проведены по аттестованным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нсрсакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной ТВС ЭТВС и подтверждена данными послерсакторных материаяоведческих исследований. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях I при требуемых условиях охлаждения. Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов прилицензировании топлива. Разработанные технические решения позволяют выполнять программы по изучению поведения существующих и перспективных типов твэлов ВВЭР с различным выгоранием топлива в условиях импульсного возрастания мощности и заданных параметрах охлаждения. Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов труд коллективный.