Содержание к диссертации
1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР И ЕГО
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ. 22
Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик. 22
Петлевые установки реактора МИР. 26
Заключение по главе 1. 33
2. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ДЛЯ
ОБОСНОВАНИЯ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ В РЕАКТОРЕ
МИР ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО МОДЕЛИРОВАНИЮ АВАРИЙНЫХ
И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ. 34
Моделируемые режимы испытаний. 34
Методы формирования нейтронно-физических условий испытаний. 35
Основной метод исследований. 37
Краткое описание критической сборки. 39
Заключение по главе 2. 44
3. ОСОБЕННОСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
РЕАКТОРА МИР ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО
МОДЕЛИРОВАНИЮ НЕСТАЦИОНАРНЫХ РЕЖИМОВ. 46
3.1. Изучение на критической сборке возможности образования локальной
критической массы при перегрузочных работах в активной зоне реактора
МИР. 47
3.1.1. Обеспечение ядерной безопасности при проведении экспериментов
на критической сборке. 51
Методика определения реактивности критической сборки. 54
Результаты моделирования «семерки» с центром во втором ряду. 56
Результаты моделирования «семерки» с центром в третьем ряду. 5 8
Результаты моделирования ошибочного извлечения органов СУЗ. 62
Результаты моделирования ошибочного извлечения КД в системе с
дополнительными органами СУЗ. 63
3.1.7. Изменение реактивности критической сборки при уменьшении загрузки
235U в ТВС "семерки". 65
3.1.8. Заключение по разделу 3.1. 66
3.2. Влияние факторов, определяющих условия испытаний, на значение эффекта
реактивности при удалении воды из петлевого канала. 67
3.2.1. Загрузка" U в рабочих ТВС, окружающих петлевой канал. 68
3.2.2. Положение ближайших к петлевому каналу органов регулирования. 74
Конструкция петлевого канала. 81
Конструкция ЭТВС. 84
Состав теплоносителя. 87
Заключение по разделу 3.2. 87
3.3. Влияние физических отличий критической сборки и реактора. 88
Моделирование выгорания топлива. 8 8
Моделирование запаривания петлевого канала. 89
Отравление бериллия реактора. 90
Влияние накопления Не и Li на нейтронно-физические характеристики. 90
Учет детального распределения 3Не и 6Li 97
Алгоритм расчета концентрации и его программная реализация. 98
Результаты расчетов. 101
3.3.4. Выбор безопасных условий проведения эксперимента. 103
3.3.5 .Заключение по разделу 3.3. 107
4. ИСПЫТАНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР ПРИ НЕСТАЦИОНАРНЫХ
РЕЖИМАХ С ИЗМЕНЕНИЕМ МОЩНОСТИ. 109
4.1. Скачкообразное увеличение мощности. 109
Особенности компоновки активной зоны. 110
Конструкция ЭТВС. 111
Выбор органов регулирования для выполнения эксперимента. 113
Определение предельно достижимого значения амплитуды скачкообразного увеличения мощности. 116
Результаты реакторных экспериментов. 120
Заключение по разделу 4.1. 131
4.2. Циклическое изменение мощности. 132
Формирование нейтронно-физических условий. 132
Результаты реакторных экспериментов. 135
Заключение по разделу 4.2. 140
4.3. Аварийное введение реактивности. 140
Методика проведения эксперимента. 141
Формирование нейтронно-физических условий. 142
Заключение по разделу 4.3. 144 5. ИСПЫТАНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР ПРИ НЕСТАЦИОНАРНЫХ
РЕЖИМАХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ. 146
Конструкция ЭТВС. 146
Формирование условий для моделирования аварии «Малая течь». 147
Формирование условий для моделирования аварии «Большая течь». 154
Заключение по главе 5. 158 ЗАКЛЮЧЕНИЕ. 158 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ. 165
Введение к работе
Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «...увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии» [1]. Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 -2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривает «...ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций общей установленной электрической мощностью не менее 2 ГВт в год, продвижение продукции (работ, услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации» [2].
Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков, выработавших свой ресурс), улучшив при этом эксплуатационные характеристики, требуется решить ряд задач по совершенствованию надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов. В первую очередь это относится к их наиболее напряженным узлам -тепловыделяющим элементам (твэлам). Одним из важнейших источников получения информации для модернизации старых и разработки новых конструкций твэлов обоснованно считают экспериментальные исследования. Их результаты необходимы для оценки работоспособности и корректного определения существующих резервов при различных условиях эксплуатации. В течение длительного времени удавалось обходиться экспериментальной информацией только о поведении твэлов при номинальных режимах работы, которую получали в результате ресурсных испытаний. Для оценки работоспособности при
нестационарных режимах, т. е. при аварийных и переходных условиях, использовали в основном расчетные данные. Проблема повышения конкурентоспособности российских реакторов и российского топлива на мировом рынке потребовала пересмотреть существующее положение дел. Получение экспериментальных результатов о поведении топлива в аварийных и переходных режимах стало первоочередной задачей [3]. Это объясняется следующими причинами:
- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к
необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании
безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным
ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;
- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных
особенностях тепловыделяющих сборок (ТВС) российских и зарубежных реакторов
не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей
доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности
эксплуатации российских реакторов;
- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и,
переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на
параметры эксплуатации топлива, что приводит к снижению
конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке.
Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива' в аварийных и переходных режимах уделялось большое внимание. Наиболее значительные комплексные исследования реализованы в США, Японии, Германии, Франции и других странах европейского сообщества [4, 5]. Требования к безопасности энергетических реакторов диктуют необходимость получения экспериментальных данных о поведении твэлов и ТВС во всех постулируемых авариях, а также в ряде гипотетических аварий для последующего использования этих данных в расчетных программах по анализу развития и оценке последствий аварийных ситуаций. На действующих АЭС проведение полномасштабных испытаний при нестационарных режимах эксплуатации сильно
ограничено из-за недопустимости большинства требуемых отклонений параметров по условиям безопасности, а также из-за слишком высокой стоимости таких экспериментов. Поэтому экспериментальные результаты о поведении твэлов в аварийных и переходных условиях получали как на электрообогреваемых стендах, так и на специализированных ядерно-энергетических установках [6, 7]. Стендовые исследования проводили в основном для изучения отдельных явлений, получения эмпирических зависимостей теплогидравлических параметров, которые могут быть использованы для проверки применимости расчетных кодов, а также для обоснования проведения экспериментов в реакторных установках. В качестве объектов исследования на стендах использовали имитаторы твэлов, греющим элементом которых является сама оболочка имитатора или расположенный в ней нагревательный элемент [8]. Среди наиболее часто упоминаемых в литературе стендов необходимо выделить SEMISCALE [9] (США) и CORA [10, 11] (Германия).
В реакторных экспериментах получали интегральные результаты, поскольку физические явления накладываются друг на друга, и их трудно изучать в деталях. Специализированные реакторные исследовательские установки, предназначенные для проведения испытаний в аварийных и переходных режимах, существенно отличаются друг от друга, как масштабом, так и исполнением, реализуемыми параметрами и режимами испытаний. Например, установка PBF (США) позволяет реализовывать практически все постулируемые аварии, но испытывать одновременно можно 1 - 45 твэлов [12, 13]. В то же время в реакторе LOFT (США) проводили испытания до 1300 твэлов в экспериментальном устройстве, но имели место ограничения по количеству моделируемых режимов [14, 15]. Французский пульсирующий реактор PHEBUS [16, 17] обеспечивает возможность моделировать те же аварийные ситуации, что и в реакторе LOFT [4]. А на японском NSRR [18] можно было проводить только испытания со всплеском реактивности, но проведенная модернизация расширила его экспериментальные возможности [19].
Наряду с созданием специализированных установок для проведения испытаний в нестационарных режимах в мировой практике для этих целей широко использовали также существующие материаловедческие и исследовательские
реакторы, такие как BR-2 (Бельгия) [20, 21], FR-2 (Германия) [22], NRX (Канада) [23] и др.
Несмотря на то, что каждый из исследовательских реакторов, в которых изучали поведение твэлов в нестационарных режимах, уникален по своей конструкции, в методах формирования нейтронно-физических условий, необходимых для проведения экспериментов, можно выделить общие подходы. В большинстве исследовательских центров ориентировались на создание специальных устройств с локальным изменением параметров экспериментальных ТВС [24]. Такие методы использовали, например, на реакторах R-2 (Швеция) [25], HBWR (Норвегия) [26], экспериментальные каналы которых оборудованы экранирующими устройствами с газообразным поглотителем нейтронов. Аналогичные системы с 3Не применялись на многих других исследовательских реакторах: PLUTO и WAGR (Великобритания) [27], NRX (Канада) [28], и др. На реакторе HFR (Нидерланды) требуемые нейтронно-физические условия формировали за счет перемещения с заданной скоростью в отражателе реактора подвижной капсулы с экспериментальными твэлами [29]. К использованию штатных органов СУЗ при таких экспериментах прибегали очень редко, лишь при необходимости дополнительного расширения диапазона изменения мощности [30].
Наряду с успешной реализацией отдельных национальных программ необходимо отметить также интенсивную международную кооперацию и сотрудничество в экспериментальном и аналитическом обосновании безопасности при переходных и аварийных режимах. В качестве примеров можно привести совместные программы исследований США и Японии [31], США и Канады [32, 33], США и Англии [34], США, Канады и Германии [35]. Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачкообразном увеличении мощности были также проведены в рамках международных программ INTERRAMP [36], OVERRAMP [37].
При планировании экспериментов старались охватить все переходные и аварийные ситуации, потенциально возможные в энергетических реакторах и находящие отражение в лицензионных требованиях для топлива LWR (табл. 1) [4].
Таблица 1 Аварийные и переходные режимы LWR, моделируемые в исследовательских установках.
К началу 90-х годов за рубежом основные исследования по поведению топлива в аварийных и переходных режимах были завершены.
В нашей стране стендовые исследования аварийных режимов были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс» [38]. В частности, для аварий с потерей теплоносителя были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах [39]. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [40 - 45].
Отдельные аварийные и переходные режимы изучали в реакторных условиях. Например, для обоснования критериев безопасности твэлов ВВЭР при аварии с введением реактивности проведены десятки экспериментов в 'импульсных реакторах ИГР, «Гидра», БИГР [46 - 48]. Эти исследования позволили выявить условия, при которых происходят разгерметизация оболочки твэлов и фрагментация топлива. Однако полученные результаты не могут быть напрямую использованы для оценки состояния твэлов при проектной аварии с введением положительной реактивности, поскольку параметры испытаний не моделировали номинальные режимы работы. Эксперименты на импульсных реакторах выполняли при охлаждении твэлов в режиме естественной конвекции. Импульсное увеличение мощности осуществляли из холодного состояния твэлов (20С). Параметры импульса нейтронной мощности в большинстве случаев существенно отличались от прогнозируемых для проектной аварии ВВЭР [48].
Исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью перевода АЭС в условия суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к реакторам ВВЭР наиболее системно проводили на реакторе MP [49] с использованием устройства, в котором изменение мощности твэлов осуществлялось с помощью газообразного поглотителя. Программа исследований предусматривала проведение экспериментов, в которых автономное циклирование мощности с заданной скоростью и различным временем выдержки на стационарных уровнях моделировало реальные переходные режимы. Однако из-за остановки реактора MP программа не была завершена.
Подобные же испытания проводили в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР [50, 51]. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение ТВС в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана. После апреля 1986 г. программа испытаний была надолго приостановлена.
Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива на международном рынке необходимо было получить результаты реакторных
испытаний для всего спектра нестационарных режимов. С этой целью в середине восьмидесятых годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА [52], которые были доведены до стадии технического проекта. Предусматривалось, что реактор будет работать на стационарном уровне мощности до 100 МВт, а также в маневренном режиме с изменением мощности от 10 до 100% от номинального значения или в импульсном режиме с набросом мощности от 2 до 10 раз в зависимости от величины предшествующего стационарного уровня. В специализированной петлевой установке реактора можно было бы имитировать различные аварийные режимы [53]. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. По той же причине проблематичным представлялось и проведение исследований за рубежом. Например, на созданной для этих целей петлевой установке польского реактора МАРИЯ [54] планировали выполнить несколько десятков экспериментов [55 - 57], но эти планы не были реализованы. Поэтому единственной возможностью получения необходимых данных оставалось приспособление для этих целей действующих отечественных исследовательских реакторов.
Среди российских исследовательских реакторов более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР [58, 59]. Тем более что к тому времени уже имелся небольшой опыт проведения в реакторе экспериментов по моделированию условий работы твэлов при нестационарных режимах [51]. Конструкция реактора, позволяющая размещать в активной зоне экспериментальные устройства различного типа, наличие петлевых установок, удовлетворяющих современным требованиям по безопасности, большой опыт квалифицированного персонала по проведению петлевых испытаний, - все это обеспечивает возможность проведения в реакторе широкого спектра исследований [60 - 62]. Высокая плотность потока нейтронов и оснащенность петлевых установок оборудованием обеспечивает возможность достижения параметров испытаний, характерных для большинства существующих реакторов. Для примера в табл. 2 приведено сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами испытаний топлива в реакторе МИР [63].
Таблица 2. Сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами
испытаний топлива в реакторе МИР.
Практически все проводившиеся ранее в реакторе МИР петлевые испытания выполняли с целью получения экспериментальных данных о ресурсе и о работоспособности твэлов и ТВС новых конструкций при требуемом стационарном уровне энерговыделения и заданных параметрах теплоносителя [64]. Для решения таких задач, как правило, в течение кампании не требовалось изменять исходные условия испытания. Если же по каким-то причинам была необходима незначительная регулировка параметров, то такие операции выполняли плавно, постепенно.
Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания [65]. Они отличаются сложностью экспериментальных устройств, их обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений. В ходе экспериментов необходимо моделировать динамические процессы с изменением по заданному сценарию агрегатного состояния теплоносителя. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности.
Характерная особенность экспериментов по моделированию нестационарных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Например, при моделировании скачкообразного увеличения мощности твэлов типа ВВЭР, линейная мощность должна быть увеличена с 250 - 300 до 550 - 600 Вт/см за время порядка 10 мин. [66]. При реализации режимов подобных максимальной проектной аварии (МПА) ВВЭР-1000 давление на выходе из петлевого канала за первые 10 с необходимо снизить с 16,0 до 4,0 МПа [67]. Быстрое увеличение мощности экспериментальной ТВС (ЭТВС), снижение расхода теплоносителя через петлевой канал, резкий сброс давления в нем - все эти операции, характерные для рассматриваемых испытаний, вызывают или могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя и запаривание петлевого канала. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной
реактивности [68]. Учитывая, что время протекания процессов (особенно в аварийных ситуациях), как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при соблюдении специальных мер, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор. Это определило необходимость системного изучения вопросов формирования требуемых условий и обеспечения безопасности при выполнении таких испытаний.
Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР для обеспечения безопасного проведения нового класса петлевых испытаний и получения комплекса результатов о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.
Для достижения цели автор решал следующие задачи:
изучение возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;
исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;
-5 /Г
- изучение влияния эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке
активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и
на условия проведения в нем экспериментов;
формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности исследуемых твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.
Научная новизна результатов работы заключается в следующем:
- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических
условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения экспериментов и экономические аспекты;
экспериментально обоснована ядерная безопасность реактора МИР при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;
получены и систематизированы данные по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР;
выявлено и изучено влияние эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;
- обоснована и подтверждена на практике возможность безопасного
проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих
исследовать работоспособность твэлов ВВЭР в условиях, характерных для
нестационарных режимов.
Практическая ценность работы:
1. Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию
системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение
ядерной безопасности в процессе перегрузки топлива при формировании новой
компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих
ТВС.
2. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при
уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют
для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении
условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило
существенно сократить количество измерений на критической сборке - физической
модели реактора и объем оптимизационных расчетов.
3. По результатам изучения эффекта отравления бериллия Ней Li с учетом
фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику эксплуатации реактора введена процедура контроля накопления 3Не и 6Li в каждом бериллиевом блоке и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.
4. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:
скачкообразное увеличение мощности;
циклическое изменение мощности;
авария с быстрым вводом реактивности;
аварии с потерей теплоносителя. Личный вклад.
Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, научного руководителя реактора МИР по вопросам ядерной безопасности:
разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;
предложена новая компоновка активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;
систематизированы результаты критических опытов и разработаны технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на исключение возможности образования локальной критической массы при формировании новой компоновки активной зоны;
обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при
уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний;
проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;
разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов ВВЭР с использованием штатных органов регулирования реактора;
изучены возможности реактора по проведению испытаний твэлов ВВЭР с ? высоким выгоранием топлива;
предложены принципиальные конструкции экспериментальных ТВС, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах;
выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в экспериментах, моделирующих нестационарные режимы;
проведены реакторные эксперименты;
получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации.
Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критической сборке - труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР А.В. Алексеев, А.В. Бурукин, А.Л. Ижутов, С.А. Ильенко, И.В. Киселева, В.А. Овчинников, В.Н. Шулимов; сотрудники ВНИИНМ В.В. Новиков, А.В. Медведев. Экспериментальные результаты на критической сборке получены совместно с А.П. Малковым. В проведении расчетов участвовали В.В. Пименов и Н.А. Нехожина.
Основные положения, выносимые на защиту:
Схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты.
Выводы по результатам исследований и рекомендации по модернизации СУЗ реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.
Экспериментально полученные зависимости влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.
Выявленные закономерности влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов.
Конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.
Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для создания требуемых параметров и обеспечения безопасности испытаний твэлов ВВЭР при нестационарных режимах, подтвержденные проведенными в реакторе МИР экспериментами.
По материалам диссертации в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях. Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.
Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.
Первая глава диссертации посвящена краткой характеристике реактора МИР и его экспериментальных возможностей.
Во второй главе описаны подходы к достижению цели работы; предложена схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний; перечислены основные направления и методы исследований для обоснования возможности проведения в реакторе МИР нового класса экспериментов.
В третьей главе приведены результаты исследований по изучению возможности образования локальной критической массы в процессе перегрузки активной зоны, а также зависимости эффекта реактивности при уменьшении плотности воды в петлевом канале реактора МИР от изменения различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания; изучено влияние физических отличий критической сборки и реактора на нейтронно-физические характеристики.
В четвертой главе показано, как с помощью предложенной схемы были выбраны методы формирования условий испытаний для экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности твэлов.
В пятой главе предложенная схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний применяется при моделировании ситуаций, характерных для развития аварий с потерей теплоносителя.
В заключении представлены основные результаты выполненной работы и выводы на их основе.
1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ.
