Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор методик и результатов исследований твэлов энергетических реакторов с водяным теплоносителем в режиме реактивностной аварии 11
1.1. Общие сведения об авариях. 11
1.2. Экспериментальные исследования твэлов 13
1.4. Обобщённые экспериментальные данные 29
1.5. Выводы по главе 1 34
2. Метод получения импульса энерговыделения требуемых параметров на экспериментальных твэлах 36
2.1. Постановка задачи. Основные принципы реализации метода. 36
2.2. Расчетное моделирование импульса мощности 38
2.5. Выводы по главе 2 47
3. Инженерно-технические решения реализации метода получения импульса, характеристики и особенности эксплуатации экспериментального устройства 48
3.1. Конструктивные особенности экспериментального устройства 48
3.2. Нейтронно-физические параметры импульса и эффекты реактивности 50
3.3. Гидравлические характеристики и работа ЭУ с приводом 55
3.4. Экспериментальная ТВС и твэлы 59
3.5. Средства измерений 63
3.6. Конструкция ТВС для разогрева теплоносителя петлевой установки 63
3.7. Выводы по главе 3 64
4. Испытания в реакторе мир 65
4.1. Подготовительные испытания. Испытание гидропривода в канале реактора 65
4.2. Результаты первичных измерений параметров 67
4.3. Выводы по главе 4 69
5. Метод обработки результатов первичных измерений 72
5.1. Скорость нарастания импульса мощности 72
5.2. Линейная мощность твэлов 73
5.3. Расчет кинетики реактора 88
5.4. Основные результаты материаловедческих исследований твэлов 90
5.5. Выводы по главе 5 92
6. Основные результаты работы 92
Список литературы
- Экспериментальные исследования твэлов
- Расчетное моделирование импульса мощности
- Экспериментальная ТВС и твэлы
- Результаты первичных измерений параметров
Введение к работе
Актуальность темы
Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство новых. При этом АЭС нового поколения (АЭС-2006) характеризуются повышенными параметрами теплоносителя, высоким выгоранием и возможностями по маневрированию мощностью блока. Для обоснования новых проектов необходимы дополнительные исследования топлива, в том числе, при высоком выгорании.
В связи с широким международным сотрудничеством и экспортной поставкой ВВЭР при обосновании проектов анализируется выполнение требований, как отечественных нормативных документов, так и международных. Для легководных энергетических реакторов рассматривается выполнение критериев EUR (European Utility Requirements), согласно которым инциденты с несанкционированным введением положительной реактивности отнесены к проектным режимам 3 и 4 категории. В настоящее время определены требования к данным режимам, соблюдение которых позволяет существенно ограничить радиационные последствия инцидентов.
Результаты экспериментов в реакторах ИГР и БИГР, учет зарубежного опыта позволили сформулировать и обосновать условия эксплуатации твэлов, исключающие их разрушение (фрагментацию). Вместе с тем, требования, предотвращающие разгерметизацию, еще предстоит разрабатывать.
В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до 80 МВт.сут/кгU 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 RIA) по трём причинам. Во-первых, из-за существенного отличия режима свободно-конвективного охлаждения от режима ВВЭР. Во-вторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из «холодного» состояния. В-третьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для проектной аварии на ВВЭР. Это может приводить к существенным отличиям характеристик состояния твэла при реальной аварии и в эксперименте. Кроме того, не было испытаний твэлов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВт.сут/кгU при рабочих параметрах теплоносителя в первом контуре ВВЭР.
Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров RIA 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-1000 в условиях RIA при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ.
Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:
1. Анализ методов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, выполненных ранее.
2. Разработка метода получения импульса мощности, расчетно–экспериментальное подтверждение возможности его реализации в реакторе МИР при работе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации.
3. Разработка инженерно–технических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности.
4. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных.
5. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в условиях RIA.
Научная новизна результатов работы заключается в следующем:
1. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности.
2. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях RIA.
Достоверность и обоснованность результатов работы
Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторных экспериментов. Все нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты условий испытаний проведены по аттестованным или верифицированным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной ТВС (ЭТВС) и подтверждена данными послереакторных материаловедческих исследований.
Практическая значимость работы:
1. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях RIA при требуемых условиях охлаждения.
2. Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, при лицензировании топлива.
3. 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.
Личный вклад
Лично автором и при его непосредственном участии:
- выполнен анализ методов и результатов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, проведенных ранее;
- разработаны и запатентованы технические решения, обеспечивающие испытания твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности (патент РФ №2243605);
- выполнены все нейтронно-физические и теплофизические расчеты, обосновывающие возможность реализации и безопасность проведения эксперимента;
- разработан проект экспериментального устройства, выбрана номенклатура средств измерения;
- проведены испытания гидравлического привода экранирующего устройства на лабораторном стенде и в реакторе;
- разработаны программы и проведены реакторные эксперименты, получены первичные результаты измерения параметров;
- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.
Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов – труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке, обосновании безопасности и проведении реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, В.А. Овчинников, А.П. Малков, С.В. Романовский, В.А.Свистунов; посттестовых исследований - А.В.Горячев. В подготовке эксперимента участвовали А.В. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ).
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Способ и устройство для испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в режиме проектной реактивностной аварии в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы, оснащенном петлевыми установками с параметрами первого контура ВВЭР.
2. Результаты нейтронно-физических и теплофизических расчетов в обоснование выбора компоновки экспериментального устройства и активной зоны реактора.
3. Экспериментальные данные, полученные при испытании ТВС, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, при условиях охлаждения, соответствующих эксплуатационным.
4. Метод и результаты обработки данных первичных измерений параметров экспериментов.
Апробация работы
Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:
- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.);
- четвертой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск 23-27 мая 2005 г);
- международной конференции «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Япония, Kyoto, 2-6 Oct. 2005);
- научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (г. Димитровград, 5-8 декабря 2006г);
- научно-технической конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008);
- шестой международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009);
- научно-технической конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ,19-21 ноября 2010).
Публикации.
По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 14 работ, в том числе, 3 – в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях, получен патент на изобретение.
Структура и объем работы
Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах текста, включая 61 рисунок, 23 таблицы. Список литературы содержит 70 наименований.
Экспериментальные исследования твэлов
В результате анализа данных импульсных испытаний, проведенных на японском реакторе NSRR, рекомендуется критерий для LWR hMAX = 961 Дж/г, для твэлов с выгоревшим топливом - 355 Дж/г.
При номинальной мощности ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и выгорании 50 МВт.сут/кгU средняя по сечению активной зоны реактора и длине топливного сердечника среднерадиаль-ная энтальпия топлива составляет 220-250 Дж/г. Это исходная величина энтальпии при возникновении аварий.
Для твэлов ВВЭР были выработаны следующие критерии безопасности в авариях RIA [41], которые изложены как требования в приложениях ПБЯ РУ АС-89: «Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует не превышению следующих предельных параметров: - температура оболочек не более 1200оС; - локальная глубина окисление оболочек твэлов - не более 18% от первоначальной толщины стенки; - доля прореагировавшего циркония - не более 1% массы в оболочках твэлов». Кроме этих предложены другие критерии: Асимптотического поведения твэлов: - строго лимитированная часть твэлов разгерметизировалась, топливо осталось под оболочкой; - лимит доли разгерметизировавшихся твэлов, возможен выход фрагментов топлива в теплоноситель, однако теплоотводящая способность активной зоны достаточна для предотвращения аварии (получено 1180 Дж/г для PWR); Кратковременных состояний твэлов: - кратковременное повышение температуры оболочки твэлов до уровня потери прочности (или до уровня аллотропического перехода, или до уровня плавления); - кратковременное частичное плавление топлива.
В работе [41] приведены параметры проектной аварии по консервативным оценкам: для ВВЭР-1000 максимальная температура топлива Тт=2000оС, hMAX=419 Дж/г, максимальная температура оболочки твэла ТО=600оС, для ВВЭР-400 Тт=2200оС, hMAX=502 Дж/г, ТО=800оС.
При стационарном облучении твэлов ВВЭР до выгорания В 40 МВт.сут/кгU [59 , 60] происходят следующие основные явления (исходное состояние перед аварией): - выбирается горячий зазор между топливом и оболочкой, интервал ширины холодного зазора твэла ВВЭР-440 при В=48-65 МВт.сут/кгU составляет 0...30 мкм, ВВЭР-1000 0...60 мкм; - распухание топлива 0,5-0,7 %объема/(10 МВт.сут/кгU), внешний диаметр оболочки снижается на 65 мкм к В=40 МВт.сут/кгU, затем слабо растет с выгоранием; - на внутренней поверхности оболочки из циркониевого сплава Zr1%Nb толщина окисной пленки неравномерна и не превышает 17 мкм при В=45 МВт.сут/кгU; - на наружной поверхности оболочки толщина окисной пленки не превышает 8-10 мкм при В=16-60 МВт.сут/кгU, в местах контакта с дистанционирующей решеткой 20-40 мкм (ВВЭР-440); - содержание водорода в оболочке не превышает 0,006% масс; - выход ГПД не превышает 2% при В=50 МВт.сут/кгU, при больших выгораниях наблюдается слабый рост выхода; - в RIM-слое топлива толщиной 150-200 мкм наблюдается измельчение зерна, увеличение пористости (до 25% при В=50 МВт.сут/кгU), содержание плутония более, чем в два раза превышает значение в центральной части таблетки, выгорание достигает 110 МВт.сут/кгU при среднем В=57 МВт.сут/кгU; - в периферийном слое топлива увеличивается энерговыделение и содержание ГПД (примерно в 1,5 раза при В=45 МВт.сут/кгU). По результатам проведенных испытаний и посттестовых исследований можно отметить следующее: - максимум температуры при импульсе с полушириной меньше 50 мс находится вблизи поверхности топлива, кризис теплообмена способствует увеличению температуры; - из-за сильной зависимости скорости выхода ГПД из топлива под оболочку твэла от температуры и из-за роста скорости при увеличении отношения площади поверхности пор топлива к объему основной выход происходит из RIM-слоя (скорость выхода ГПД из топлива по исследованиям в ГНЦ НИИАР при 1100 и 1200оС отличается в 1,5 раза [56]); - при ПМАХ=850-1045 Дж/г в свежем и облученном топливе наблюдали измельчение зерен периферии топлива до нескольких мкм, толщина зоны 0,1-0,3 мм; - неравновесная перекристаллизация оксидного топлива приводит к значительному изменению его механических свойств; - имеет место закаливание и охрупчивание оболочки при повторном смачивании; - аллотропический переход циркония из а в р фазу (температура равновесного перехода 850оС) при перегреве оболочки приводит к возникновению значительного напряжения из-за разного термического расширения фаз; этот же эффект в области зародышей трещин способствует их быстрому росту вглубь; этот фактор существенно сказывается при Ah 750 Дж/г; - интенсивное окисление оболочки начинается после деформации и существенно при Ah 840 Дж/г, толщина Zr02 может превысить 100 мкм; - плавление оболочки наблюдали при Ah 1090 Дж/г.
Существенное влияние на распухание выгоревшего топлива оказывает выход ГПД, которые переходят во внутризеренные пузырьки и на границы зерен. Например, в RIA 1-1 на PBF с выгоранием 4,6 МВтсут/кги при ПМАХ 1190 Дж/г перед плавлением объем топлива достиг 250% исходного. На реакторе NSRR при холодных стартовых условиях твэлов реактора BWR при Ah=230-370 Дж/г получено осевое удлинение топлива до 3,9% (после испытаний), для твэлов PWR при 42 МВтсут/кги и Ah=230-435 Дж/г - 1%. По растяжению оболочки установили, что расширение горячего топлива BWR было в несколько раз больше температурного расширения, которое при Ah=230-435 Дж/г составляет 0,8-1,5%.
В работе [41] импульсы мощности для твэла со «свежим» топливом классифицированы по уровням: - Ah до 585 Дж/г не приводят к заметным изменениям состояния; - Ah от 585 до 878 Дж/г - область потери прочностных свойств оболочки за счет ее пластификации, интенсивного трещинообразования за счет перехода материала в другую фа 29 зу, а также за счет ее окисления и диффузии кислорода через оболочку к топливу. Топливо пластифицируется и может частично плавиться, в результате твэл может изогнуться или фрагментироваться; - при Ah от 878 до 1045 Дж/г происходит фрагментация подплавленной оболочки под давлением топлива, частичное плавление топлива и выход его в теплоноситель, взаимодействие материалов твэла с теплоносителем. В отличие от свежих твэлов при выгорании 45 МВт сут/кги в топливе с поверхностным слоем (RTM) максимум температуры топлива в импульсе при кризисе находится вблизи поверхности сердечника, где и возможно плавление. Полученные экспериментальные данные достаточны для обоснования критериев безопасности, однако не позволяют адекватно описать поведение твэлов в условиях проектной аварии RIA. 1.4. Обобщённые экспериментальные данные
Данные этого раздела использованы при разработке методики испытаний на реакторе МИР.
В таблице 1.7 приведены данные об оснащении устройств и твэлов средствами измерений, на рисунках 1.9 и 1.10 - обобщенные данные достигнутой ПМАХР. На рисунке 1.9 не приведены значения ПМАХР для малого исходного давления в твэле, которое в ряде случаев ниже примерно в 2 раза. По более ранним испытаниям в реакторе CDC (США) ПМАХР выгоревших твэлов BWR существенно ниже приведенных.
При испытаниях твэлов BWR в японском реакторе NSSR измеряли давление газа в твэле и удлинение топлива и оболочки - параметры, представляющие интерес при изучении поведения твэлов в проектных авариях RIA ВВЭР.
Расчетное моделирование импульса мощности
В результате проведенных расчетов установлено, что для выбранной конфигурации системы подвижных поглощающих элементов в процессе моделирования импульса потока нейтронов эффект реактивности отрицательный. Максимальная мощность РТВС не превышает предельного значения для реактора МИР- 4 МВт. Изменение ЛМ во времени в разных точках по длине твэла с выгоранием 50 МВтсут/кги приведено на рисунке 3.4.
Результаты расчетов проверяли экспериментально на критической сборке реактора с использованием модели экспериментальной ТВС, укомплектованной тремя укороченными твэлами ВВЭР-1000 со свежим топливом. Получено хорошее совпадение результатов расчета и эксперимента. Амплитуда (отношение ЛМ в конечном и начальном положении экранирующего устройства) для точки 100 мм составляет 3,86-3,89. Подтверждено выполнение требования о не превышении скорости приращения реактивности +0,07 (Зэф/с.
Расчеты по программе MCU-RR2 проведены в стационарном режиме, поэтому не учитывается некоторое снижение мощности реактора при вводе отрицательной реактивности при движении экранирующего устройства вверх. Это приведет к некоторому снижению амплитуды импульса за время его действия. Величина эффекта будет определена при расчете кинетики реактора для конкретных, полученных в эксперименте, параметров импульса.
Как уже отмечалось, для перемещения экранирующего устройства при выполнении импульса применен гидравлический привод. Для создания усилия, перемещающего поршень гидроцилиндра привода, используется потенциальная энергия давления в первом контуре петлевого устройства, к которому подключен экспериментальный канал. Это дает возможность получать большие перепады давления на поршне, обеспечивая тем самым высокую скорость движения экранирующего устройства. Для запуска привода в работу и задания необходимого усилия на поршне разработан специальный выносной стенд, включающий управляющий элемент запуска (датчик давления с дистанционным автоматическим управлением) и дроссельное устройство, с помощью которого можно изменять гидравлическое сопротивление линии, по которой водная среда из канала выбрасывается в бассейн реактора.
Схема поперечного сечения дроссельного устройства Линия, соединяющая ЭУ с внешним стендом управления приводом, включает трубопровод, промежуточную емкость для снижения температуры среды (до 25-40оС), протекающей через дроссельное устройство. Исходное положение поршня гидроцилиндра - нижнее, давление под поршнем и над поршнем одинаковое. Для начала его движения пространство над поршнем соединяется с бассейном реактора и давление над поршнем падает. За счет перепада давления на поршне создается движущая сила, перемещающая экранирующее устройство. Скорость перемещения поршня определяется величиной гидравлического сопротивления линии слива с дросселем. Время перемещения поршня на высоту, достаточную для прекращения экранирования экспериментального топлива, составляет 1-к3 с в зависимости от сопротивления дроссельного устройства.
Гидравлическая связь полости над поршнем гидроцилиндра со стендом управления приводом осуществляется с помощью гибкого металлорукава, рассчитанного на высокое давление (28 МПа при температуре 20оС). Стенд управления содержит запорный вентиль, датчик давления, включённый после запорного вентиля, сигнал от которого является управляющим для останова реактора в расчётное время, дроссельное устройство (рисунок 3.7).
Характеристику привода - зависимость времени полного перемещения поршня цилиндра от гидравлического сопротивления дроссельного устройства изучали расчетным путем и экспериментально на лабораторном стенде. При проведении экспериментов на стенде измеряли две величины - время полного перемещения экранирующего устройства и утечку среды из гидроцилиндра в бассейн реактора. На рисунке 3.9. приведены результаты испытаний привода на лабораторном стенде при комнатной температуре среды и для сравнения приведены результаты гидравлических расчетов (L - рабочая длина дросселя). Получена удовлетворительная корреляция расчетных и экспериментальных данных, что свидетельствует о правильном выборе методики расчета. В практике проведения экспериментов заданное время движения экранирующего устройства рассчитывали и, при необходимости, корректировали в рабочих условиях. Конструкция дроссельного устройства позволяет изменять величину гидравлического сопротивления в ходе проведения эксперимента.
Для предотвращения или смягчения удара поршня о верхнюю крышку гидроцилиндра в конструкцию устройства введен гидравлический тормоз, принцип действия которого основан на потере энергии движущего элемента при дросселировании среды через узкую щель.
По данным гидравлических расчетов при зазоре между поршнем и корпусом гидроцилиндра 10 мкм тормоз снижает скорость движения поршня в 2-3 раза за 0,3-0,5 с.
По расчетам привод обеспечивает перемещение экранов с практически постоянной скоростью 0,2 - 0,3 м/с.
Экспериментальная ТВС состоит из трех твэлов – одного со свежим топливом и двух – с выгоревшим. Конструкции твэлов приведены на рисунках 3.10 и 3.11. Экспериментальный твэл является укороченным штатным твэлом ВВЭР-1000. Длина твэлов выбрана с учетом двух факторов: отсутствие влияния на распределение температуры краевых эффектов и необходимость использования части активной зоны канала для размещения компенсатора положительной реактивности. По результатам НФР часть канала, не занятая твэлами, должна составлять примерно половину активной части канала. Исходя из этого, общая длина экспериментальных твэлов выбрана 250 мм, длина топливного столба – 200 мм. Паспортные данные рефабрикованных твэлов приведены в таблице 3.6, распределение ПД по длине – на рисунках 3.12 – 3.13 (использованы для посттестовых расчетов).
Экспериментальная ТВС и твэлы
Основные результаты расчетного исследования физико-технических характеристик разработанного метода, правильность принятых инженерных решений и надежность работы устройства были проверены и уточнены при проведении реакторных экспериментов, в которых в максимальной степени были воспроизведены режимы, рассчитанные на стадии их подготовки. В каждом эксперименте в качестве ЭТВС использовалась 3-х элементная сборка твэлов, представляющая собой фрагмент рабочей ТВС ВВЭР-1000. Эксперименты отличались различной величиной стартовой ЛМ и параметрами импульса мощности. Эксперимент №1 ограничен выполнением импульса на малой мощности, что было необходимо для проверки работоспособности устройства. В экспериментах испытывали твэлы с выгоранием от 48 до 60 МВт-сут/кги.
Сценарий проведения эксперимента включал следующие этапы: - предреакторная подготовка с уточнением параметров гидравлического привода в ка нале ПУ на остановленном реакторе, - вывод реактора на мощность, равную 10-20% от номинальной и выполнение предварительного импульса мощности; - подъем мощности реактора до достижения заданной ЛМ на экспериментальных твэ-лах ЛМ (от 150 до 250 Вт/см); - выполнение импульса мощности, который завершали срабатыванием системы АЗ реактора от реле времени, включавшегося от сигнала датчика давления в линии слива среды. В проведенных экспериментах для получения требуемого значения введенной энтальпии время задержки срабатывания аварийной защиты задавалось равным 1 - 3,5 с.
Задача испытания привода в канале реактора на нулевой мощности состояла в уточнении коэффициента сопротивления дроссельного устройства в условиях реальной конструкции ЭУ, гидравлического стенда и их линии связи (конфигурация, размеры - диаметр, длина). Диапазон изменения исходного давления среды в канале при испытании гидропривода - 0,3…15 МПа. Минимальное давление в контуре ПУ, при котором прогнозировалось начало движения поршня гидроцилиндра составляло 11 МПа.
В реальных условиях эксперимента линия связи канал – гидравлический стенд в несколько раз длиннее линии, которая использовалась при лабораторных испытаниях. Поэтому, чтобы получить скорость движения экранирующего устройства примерно 200 мм/с длину дросселирующего участка дроссельного устройства уменьшили до 17 мм, что хорошо согласуется с результатами расчёта [6].
Для определения времени полного перемещения экранирующего устройства в канале при остановленном реакторе было проведено испытание гидропривода с ускоренной (частота записи сигнала 100 Гц) регистрацией давления в линии слива среды после вентиля (рисунок 3.7). Это давление измеряли на всех этапах испытаний. В задачу испытания входило
При открытии вентиля в линии слива происходит кратковременное повышение давления на 0,15 МПа. Движение поршня начинается в точке А, сопровождается повышением давления – поршень в данном случае работает как подкачивающий насос. Заканчивается движения поршня – в точке В и сопровождается понижением давления.
Время полного перемещения поршня составляет 2 с, соответственно время движения экрана вдоль твэлов (200мм) – 1,33 с. Эксперименты при остановленном реакторе проводились при нулевом расходе через канал. При наличии расхода теплоносителя скорость движения экранирующего устройства увеличится.
Таким образом, изменение наклона линии изменения давления в выносном стенде после вентиля позволяет косвенно судить о положении экранирующего устройства. Качественных отличий динамики давления в зависимости от мощности реактора не обнаружено. 4.2. Результаты первичных измерений параметров Определение ЛМ твэлов при подъеме мощности реактора вели по предварительно построенным расчетным зависимостям ЛМ от мощности РТВС окружения и температуры топливного ТЭП (рисунок 4.3). Мощность РТВС оперативно определяется системой РУ. а).Эксперимент №2. Зависимость ЛМ РФТ с выгоранием топлива 60 МВт.сут/кгU от мощности РТВС окружения и область погрешности двух методов расчета: 1- по MCU, 2- по методу теплового баланса б) Зависимость ЛМ от температуры ТЭП: 1 - РФТ с выгоранием топлива 60 МВт.сут/кгU, 2 - необлученный твэл Рисунок 4.3. Диаграммы для оперативного контроля подъема мощности реактора
Параметры, зафиксированные непосредственно перед проведением импульса, для четырех экспериментов представлены в таблице 4.1. Основные результаты измерений первичных параметров в процессе проведения экспериментов представлены на рисунках 4.4 - 4.7.
Зафиксированное уменьшение показаний ионизационной камеры (стрелка на рисунке 4.4) подтверждает введение небольшой отрицательной реактивности при перемещении экрана и компенсатора, которое было определено расчетами и измерениями на критсборке реактора.
Результаты первичных измерений параметров
Основная задача обработки первичных результатов эксперимента состоит в определении параметров твэлов, влияющих на их термомеханическое состояние – пространственно-временного распределения линейной мощности и энтальпии топлива.
Для определения количества делений в топливе экспериментальных твэлов после испытания в импульсных реакторах, кроме расчета, использовали послойный анализ топлива с применением масс-спектрометрических методов. В данном случае такой подход не применим, поскольку предварительное облучение не позволяет определить количество накопившегося нуклида (бария) в импульсе. Поэтому необходимо было использовать другие методы.
5.1. Скорость нарастания импульса мощности
Скорость нарастания импульса мощности определяет форму кривой изменения ЛМ на стадии возрастания мощности. Ее значение определяли по времени перемещения экранирующего устройства, которое измеряли непосредственно в канале реактора в рабочих условиях. Индикатором нижнего и верхнего положений поглощающих элементов были скачки давления в линии слива после вентиля (рисунки 4.2, 4.4, 4.5) при начале и окончании движения. Индикатором начала движения поглощающих элементов являлось возмущение сигнала ИК или ДПЗ. При движении экранирующего устройства вдоль эмиттера ДПЗ имеет место линейная зависимость сигнала от времени (движение экрана близко к равномерному). В дальнейшем при удалении поглотителя от эмиттера вплоть до прекращения влияния экранирующего устройства на ДПЗ характер зависимости его сигнала изменяется. В таблице 5.1 приведено время движения экрана, определенное в четырех экспериментах. Время перемещения экранирующего устройства рассчитывали в соответствии с рисунком 2.7, на котором схематично представлено заимное расположение топливного сердечника твэла, поглощающего экрана и эмиттера ДПЗ.
Линейная мощность твэла является одним из наиболее значимых параметров, определяющих его термомеханическое состояние. Поэтому дополнительно к НФР использовались два независимых способа определения ЛМ с применением экспериментальных данных, а именно: - по подогреву теплоносителя в канале с использованием показаний датчиков измерения температуры и расхода теплоносителя, установленных в первом контуре ПУ (метод теплового баланса), - по результатам теплофизического расчета твэлов при стационарном режиме работы канала с использованием показаний ТЭП в центре топливного сердечника в качестве репер-ных значений температуры.
Динамика изменения ЛМ в сечении ТЭП по измеренной температуре ТЭП получена в результате итерационных расчетов на отрезках времени 0,1-1 с до получения хорошего совпадения с измеренной температурой.
Таким образом, на уровне ТЭП получены две зависимости ЛМ от времени – первая по НФР и скорости движения экрана, и вторая по температуре. По второй зависимости установлено, что скорость нарастания импульса и максимальная ЛМ в каждом эксперименте несколько отличаются от полученной на стадии подготовки эксперимента. Причиной снижения ЛМ является уменьшение мощности реактора от введения отрицательной реактивности при подъеме экрана. Отношение значения этой реактивности и изменения мощности ЭТВС рассчитано по коду КОРСАР – см. раздел 5.3. Расчет реактивности по коду MCU невозможен из-за того, что его результаты находятся в пределах статистической погрешности расчета (метода Монте-Карло), результаты исследований на критсборке также лежат в пределах погрешности измерений.
Результаты эксперимента №1 для расчетного анализа параметров при работе устройства в динамическом режиме не использовались.
Отличительной особенностью ЭТВС является относительно небольшой вклад в общее энерговыделение в канале мощности твэлов от деления ядер урана и плутония. Основная составляющая общей мощности канала - радиационная, от поглощения энергии гамма-излучения в элементах конструкции и теплоносителе. Целью расчета является определение мощности ЭТВС с учетом радиационного энерговыделения в канале и потерь тепла от трубопроводов петлевой установки в бассейн реактора (таблица 5.2). Мощность потерь определяли по аттестованной методике [68]. Мощность ЭТВС рассчитывали по формуле: Оэтвс = AT Ср G + Qпот - Орад , (4.1) где AT Ср G - мощность по тепловому балансу, Ср - удельная изобарная теплоемкость, G - массовый расход, Qпот - мощность потерь от трубопровода петли в бассейн реактора (±2,5%), (Зрад - мощность радиационного энерговыделения (±10%). Орад = КОСЛАБ m Qm , (4.2) где m - масса деталей канала, КОСЛАБ - коэффициент ослабления потока быстрых нейтронов и гамма-квантов для данного ЭУ, Qm - удельное массовое энерговыделение (получена специальными расчетами по MCU). Относительная погрешность определения мощности ЭТВС: АОЭТВС = h AG + Ср G AT + AQпот + AQрад , (4.3) где AТ, AG - погрешности измерения подогрева и расхода теплоносителя. Погрешность определения мощности ЭТВС ±14% получена с учетом погрешности измерений: подогрева теплоносителя - 0,2 К, расхода - 1,5%, и при условии пропорционального распределения погрешности между радиационной и топливной составляющими. В таблице 5.2 приведены итоговые значения стартовой мощности ЭТВС и ЛМ твэлов, определенные по двум независимым методам (1 - баланса, 2 - по топливной ТЭП).
