Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 Исходные предпосылки разработки 9
1.1 Конструкция активной зоны базового проекта ВВЭР-1000... 9
1.2 Перевод на 3-х годичную кампанию 14
1.3 Проблемы обеспечения надежности аварийной защиты... 15
1.4 Первоочередные компенсирующие меры 17
1.5 Надежность охлаждения твэл при повышенных межкассетных зазорах 24
1.6 Первоочередные конструкторские меры обеспечения надежности аварийной защиты 27
1.7 Разработка и внедрение обобщенной методики обеспечения надежности охлаждения твэл в условиях деформации ТВС. 29
1.8 Дополнительная программа регламентных проверок 32
1.9 Разработка и сравнение критериев безопасности топлива ВВЭРиРта 32
Глава 2 Изучение влияния внутренних факторов твс, вызывающих деформацию активных ЗОН
2.1 Конструктивные факторы 35
2.2 Влияние радиационного роста и радиационной ползучести .. 40
2.3 Влияние выгорания и усилий снаряжения пучка 46
2.4 Влияние осевой силы на формоизменение кассет 50
2.5 Влияние плотности формирования активной зоны 52
2.6 Влияние режимов эксплуатации и температуры 54
2.7 Влияние геометрии опорных поверхностей 57
2.8 Результаты работ по повышению устойчивости УТВС на примере 1 блока Волгодонской АЭС 58
2.9 Зависимость прогиба ТВС от количества и размеров ДР 63
Глава 3. Выбор и подтверждение основных параметров ТВС -2 65
3.1 Подходы к экспериментальному обоснованию термомеханики и результаты 65
3.2 Расчетное обоснование термомеханической стабильности активной зоны с ТВС -269
3.3 Конструкционные особенности ТВС-2 70
Глава 4. Опытно-промышленная эксплуатация ТВС -2 73
4.1 Специфика обоснования опытно-промышленной эксплуатации 73
4.2 Основные параметры ОПЭ ТВС-2 на Балаковской АЭС 81
4.3 Результаты опытно-промышленной эксплуатации на Балаковской АЭС 82
Глава 5. Дальнейшая модернизация ТВС-2 95
5.1 Цель модернизации 95
5.2 Стендовые испытания ТВС-2 97
Заключение 99
Список литературы 100
- Перевод на 3-х годичную кампанию
- Влияние радиационного роста и радиационной ползучести
- Расчетное обоснование термомеханической стабильности активной зоны с ТВС
- Основные параметры ОПЭ ТВС-2 на Балаковской АЭС
Введение к работе
Актуальность темы. Атомные реакторы ВВЭР-1000 в настоящее время являются наиболее конкурентоспособными в атомной энергетике России Это обусловлено не только совокупностью прогрессивных исходных конструкторских решений, но и убедительным опытом эксплуатации
Технические и экономические показатели работы блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (так же как и с другими типами реакторов) значительно зависят от надежности и экономичности работы активных зон
Специфика и трудность проектирования активных зон заключается в учете большого количества эксплуатационных факторов, в чувствительности конструкции к воздействию этих факторов
С начала эксплуатации реакторов, когда использовалась нержавеющая сталь для конструкционных материалов тепловыделяющих сборок (ТВС), принципиально не удавалось достичь хороших показателей топливоиспользо-вания
Последовавшая замена конструкционного материала на циркониевые сплавы в сочетании с увеличенными кампаниями выявила несколько серьезных проблем в эксплуатации активных зон, связанных с надежностью срабатывания аварийной защиты (A3) и образованием увеличенных зазоров между ТВС вследствие их искривления
Устранению этих проблем и созданию конструкции активных зон, которые не лимитировали бы физические возможности уранового топлива разрешенного обогащения, и посвящена данная работа
Цель работы.
Исследование влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на работу активной зоны.
Разработка методов экспериментальных исследований и создание основ для разработки расчетных кодов, описывающих поведение отдельных ТВС и активной зоны в целом
Разработка на основе выполненных исследований конструкторских решений и рекомендаций по проектированию активных зон ВВЭР на базе бесчех-ловых ТВС с экспериментальной проверкой макетов и опытных образцов
Научная новизна
Установлены коренная и сопутствующие причины, вызывающие деформации ТВС в активной зоне и замедление срабатывания аварийной защиты как для ВВЭР, так и для PWR
Выявлены и исследованы закономерности поведения конструкционных элементов в области параметров, определяющих стабильность конструкции в проектных пределах, таких как пружины, направляющие каналы (НК), дистан-ционирующие решетки (ДР) и ее элементы, пучок твэл и ТВС в целом
Разработана и реализована методология дореакторных и реакторных экспериментов, всесторонне обосновывающих ресурс ТВС
Обоснована безопасность и надежность активных зон с новыми ТВС
Практическая ценность
Усовершенствован проект предшествующей модификации конструкции ТВС и внедрен в эксплуатацию
Разработана конструкция усовершенствованной активной зоны на базе ТВС-2 Конструкция внедрена в производство и эксплуатацию на 5-ти блоках АЭС
Основные положения, выносимые на защиту
Результаты анализа влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс ТВС
Результаты работ по обоснованию выполнения критериев проектирования активных зон в части обеспечения надежности аварийной защиты и охлаждения активной зоны при повышенных межкассетных зазорах
Результаты исследования закономерностей поведения конструкционных элементов
Результаты внедрения методологии проектирования на примере ТВС-2.
Степень обоснованности научных положений. Научные положения обоснованы комплексом поверочных стендовых испытаний в ОКБ «Гидропресс» и результатами проверки конструкции по программам опытно-промышленной эксплуатации в реакторах Балаковской АЭС
Личный вклад автора заключается в разработке базового проекта активной зоны ВВЭР-1000, руководстве работами по созданию дальнейших модификаций, включая ТВС-2 и ТВС-2М; разработке технических заданий на расчеты и эксперименты, в обсуждении программ и методик экспериментов, результатов расчетов и экспериментов, в принятии решений по внедрению этих результатов в конструкцию
Апробация работы. Результаты работы докладывались на научно-техническом совете № 4 Минатома России 09 07 2002 и заседании секции № 1 НТС № 4 Росатома России 31 08 2005, научно-технических конференциях ОАО «ТВЭЛ» (2002, 2003), научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (2003), на международных научно-технических конференциях по топливу в Албене, Болгария (2003, 2005), техническом комитете в Кадараше, Франция (2004)
Публикации. По теме диссертации опубликовано 6 патентов, 9 статей и докладов
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 73 наименований, содержит 105 страниц текста, в том числе 66 рисунка и 14 таблиц
Перевод на 3-х годичную кампанию
Общие результаты эксплуатации базовой конструкции ТВС при двухлетней и начале внедрения трехлетней кампаний описаны в /3/ и /4/. Эти показатели заключаются в следующем: В течение 10 лет (с 1982 по 1992 гг., включая период внедрения 3-х годичного цикла) на 17 блоках с ВВЭР-1000: - среднее выгорание достигло 45 МВт-сут/KrU; - из 8500 проверенных топливных сборок 192 штуки имели газовую негерметичность, 8 штук выгружены досрочно; -170 топливных сборок успешно отработали в реакторе в течение 4-х лет отдельными партиями. -активность теплоносителя представлена на рис. 1.4 применение нержавеющих труб обеспечило отсутствие радиационного роста кассет; - все элементы, включая оболочки ТВЭЛ, имели минимальный коррозионный слой. - за 1987 - 1996 г.г. облучено более 5 млн. ТВЭЛ. Разгерметизация не превышает (1 -2) 10"5. Положительные результаты эксплуатации базовой конструкции активной зоны на 15 блоках с ВВЭР-1000 в режиме 2-х годичной кампании позволили начать в конце 80-х годов переход на 3-х годичную кампанию. Характеристики этого топливного цикла представлены в таблице 1.2. Перевод на трехгодичную кампанию не сопровождался какими-либо изменениями в конструкции, кроме увеличения обогащения, увеличения центрального отверстия в таблетках и применения выгорающего поглотителя в виде пучков СВП. Как показали дальнейшие исследования при достижении выгорания 27-30 МВт-сут/кги происходит существенное уменьшение плотности и, соответственно, жесткости пучка ТВЭЛ, поэтому при переходе на трехгодичную кампанию появилась проблема непроектного срабатывания аварийной защиты. Это время совпало с периодом разработки проекта циркониевых кассет, в дальнейшем - УТВС. Многие решения в ней заимствованы из серийной конструкции кассет, однако - многие подвергнуты переработке. После перевода активных зон на 3-х годичную кампанию, достижения выгорания более 30 МВт-сут/кги были отмечены многочисленные случаи превышения проектного времени ввода регулирующих стержней, а в некоторых случаях наблюдался недоход стержней до конечного положения. Проблема вышла за границы области ВВЭР и усилиями МАГАТЭ рассмотрению были подвергнуты и западные реакторы. Впервые в рамках МАГАТЭ проблема была обозначена как важнейшая на встрече консультантов по безопасности реакторов ВВЭР-1000 с реакторной установкой типа В-320151. По результатам совещания экспертов МАГАТЭ 20-24.02.1995г установлены случаи непроектного ввода стержней в активную зону на западных реакторах, изложенные в /6/ и 111. Например, из опыта EDF /8/ следует, что имелся случай изгиба кассеты до 20 мм после 2-х циклов и до 25 мм после 3-х циклов. При останове реактора стержень остановился за 7 шагов до нижнего положения. Имели изгиб 86% сборок из 450 проверенных. Деформация составила 12 мм. Из них 14% имели S-образную форму с прогибом до 7 мм. Случаи неполного ввода стержней имели место на АЭС Ringhals-4 191. Эти случаи проявились из-за повышенного трения стержней в направляющих каналах после достижения выгорания 34 МВт-сут/кгІІ. Исследования показали, что топливные сборки имеют S-образную форму с изгибом до 16 мм в верхней части. Графическое представление параметров кривизны и динамики изменения по годам для кассет АЭС Рингхалс приведены, в соответствии с /10/ На рис. 1.5 показано также общее направление изгиба кассет на одном из блоков АЭС Рингхалс. Информация фирмы Siemens /11/ посвящена исследованиям и результатам устранения непроектного ввода стержней из-за истирания поглощающих стержней в направляющих решетках. (Следует сказать, что удачным проектным решением такие случаи в реакторе ВВЭР-1000 исключены). Таким образом, установлены факты замедленного срабатывания аварийной защиты и неполного ввода стержней как для реакторов ВВЭР, так и для реакторов PWR. В связи с этим необходимо было оценить запасы безопасности с учетом этих событий. В работе /12/ были представлены общие результаты анализа режимов с непроектным срабатыванием A3, такие как выброс стержня, неуправляемое извлечение группы стержней, заклинивание насоса, обесточивание АЭС и других, включая МПА. В качестве исходных событий рассматривалось погружение ОР СУЗ на 90% высоты, срабатывание A3 за 7,5 сек вместо проектных 4-х. Эти данные принимались по результатам анализа событий на АЭС. Оценки были проведены с привлечением 3-х мерных теплогидравлических кодов (SPACE, RADUGA, NOSTRA). На основе указанных оценок был сделан доклад в МАГАТЭ в феврале 1995 года с выводами о выполнении проектных критериев безопасности при указанных исходных событиях. В работе /13/ зарубежными специалистами также была дана информация об оценке безопасности по коду ATHLET режимов с блокировкой одного насоса, обесточиванием всех насосов, а также извлечение группы стержней на полной мощности.
Влияние радиационного роста и радиационной ползучести
Сравнение графиков радиационного роста оболочки твэл ВВЭР и PWR показывает, что, несмотря на отличающийся характер зависимостей, имеется совпадение в области высоких выгораний. Из сравнения конструкций следует, что принятый для ВВЭР конструктивный запас 60 мм на удлинение твэл имеет весьма существенный консерватизм по отношению к PWR.
Естественно, существует большое количество данных по отечественным сплавам, однако наиболее общие данные по поведению ТВС после облучения получены при послереакторных исследованиях, например, в /38-40/.
Из сопоставления указанных данных и данных по циркалою следуют важные для проектирования ТВС выводы.
Первый заключается в том, что сплав Э635 обладает существенно большей стабильностью по отношению к другим сплавам (включая циркалой) как с точки зрения радиационного роста, так и с точки зрения радиационной ползучести в сопоставимых условиях эксплуатации.
Второй вывод заключается в том, что, несмотря на относительно высокий темп радиационного роста сплава Э-110, радиационный рост твэлов ВВЭР меньше, чем в PWR с циркалоем. По-видимому, это объясняется конструкцией твэл в целом (величина зазора топливо-оболочка, свойства таблеток и т.д).
Третий вывод заключается в том, что удлинение ТВС ВВЭР существенно меньше, чем PWR. По-видимому, это связано с более высоким усилием зажатия ТВС в ВВЭР, в случае НК из Э-110 большей радиационной ползучестью (отрицательное удлинение), а в случае НК из Э-635 стабильностью сплава при облучении.
Аналогичные результаты имеются также по радиационному росту шестигранных труб для кассет ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (5 блок НВАЭС) /41-43/.
Учет радиационного роста твэл и конструктивных элементов является сложной задачей. Прежде всего, должна быть обеспечена возможность свободного радиационного роста твэл в ТВС. Возможность радиационного удлинения ТВС должна обеспечиваться конструкцией реактора.
В проектах ТВС всех типов и в проекте реакторов эти возможности обеспечены с существенным консерватизмом. Однако, как будет показано далее, при переходе на сплав Э-635 и при достижении глубоких выгораний может потребоваться корректировка положения БЗТ (реактор ВВЭР-1000) или уменьшение исходной длины кассет (реактор ВВЭР-440).
Общая схема влияния радиационного роста твэл на термомеханику ТВС заключается в том, что имеет место неравномерность его по сечению ТВС. Это подтверждается тем фактом, что наибольшие искривления кассеты имели в 2-4 ряду от периферии активной зоны, где наряду с большими абсолютными значениями нейтронные потоки имеют большие градиенты, что предопределяло направление и величину прогибов (см. таблицу 2.2 и рис. 2.11).
В связи с этим были отменены межсекторные перемещения кассет при перегрузке во избежание приобретения кривизны по 2-ой форме прогиба, что неблагоприятно сказывается на перемещении ПС СУЗ.
В расчетных кодах, обосновывающих термомеханику ТВС, радиационный рост, а также радиационная ползучесть учитывается использованием корелляций, которые зависят от вида материала, технологии изготовления проката.
Эти два фактора объединены, т.к. увеличение выгорания сопровождается ослаблением натяга твэл в ячейке. Этот фактор действует намного эффективнее, чем изменение свойств материалов в процессе облучения.
Влияние усилия снаряжения качественно подтверждается как развивающейся деформацией ТВС по мере уменьшения диаметра твэл под напряжением от внешнего давления при одновременно протекающем процессе релаксации ячеек, так и исследованием «свежих» кассет, собранных при различных усилиях снаряжения твэл.
На основе косвенных данных, полученных в процессе эксплуатации, анализе результатов по сдвижке ДР в УТВС установлена граница по выгоранию 27 ЗО МВт-сут/кгІІ, до которой суммарное трение твэлов в ДР удерживает ДР в исходном положении. Эта граница определена на основе анализа результатов работы первого блока БалАЭС. На рис. 2.12 и 2.13 представлены две характерные схемы смещения ДР после двух и, соответственно, трех лет эксплуатации УТВС. Эти данные получены для конструкции кассет с незакрепленными ДР. Этот отрицательный с точки зрения эксплуатации результат дал информацию о запасах в дистанционировании твэл, по крайней мере, в центральной и верхней частях пучка. Несмотря на полученные большие промежутки между ДР, ни одна ТВС не вышла из строя по причине фреттинг-износа. Анализ также показывает, что противодействие активной зоны изгибающим факторам зависит от количества свежих загружаемых ТВС. В дальнейшем сопротивляемость ТВС падает.
На всех этапах совершенствования конструкции проводились испытания макетов кассет. Одним из видов испытаний являлись прочностные испытания, при которых определялась жесткость кассет (податливость кассет) и критическая сила потери устойчивости. Методика и результаты этих исследований наиболее полно описаны в /44/.
Несмотря на достаточно большую базу этих испытаний для получения выводов требуется анализ сопоставимости результатов. В общем виде можно перечислить следующие факторы, влияющие на результаты: 1. усилие снаряжения пучка ТВС; 2. материал ДР и НК; 3. схема работы пучка (наличие жесткого каркаса или его отсутствие); 4. расположение ДР; 5. геометрия ДР; 6. конструкция соединения пучка с головкой.
Расчетное обоснование термомеханической стабильности активной зоны с ТВС
На базе полученных данных по механическим испытаниям кассет, результатов измерений в реакторах разработаны и верифицированы расчетные коды для обоснования термомеханической стабильности активных зон с ТВС-2. К ним относятся РАНДЕВУ, ТЕРЕМОК (ГНЦ РФ ФЭИ), УЗОР (РНЦ КИ), ТМ ТВС (ОКБ "Гидропресс"). В объеме технического проекта ТВС-2 выполнено расчетное обоснование термомеханического поведения ТВС-2 в составе активной зоны в установившемся четырехгодичном топливном цикле (подпидка 42 ТВС-2 в год) /53/ и в режиме выхода от первой загрузки в установившийся четырехгодичный топливный цикл /54/. Выполнены расчеты: - прочности узла соединения ЦНК и ЦК с НДР; - расчеты термомеханического поведения активной зоны с ТВС-2 при горизонтальном сейсмическом воздействии /55/ и при аварии с разрывом Ду850/56/; - расчетное обоснование прочности узлов крепления ЦНК и ЦК к нижней решетке /57/. Общее рассмотрение обоснования термомеханического поведения ТВС-2 в составе активной зоны ВВЭР-1000 приведено в /58/. Основной результат термомеханического обоснования заключается в том, что на всех этапах эксплуатации прогнозируются межкассетные зазоры, указанные в таблице 3.1 Ірогнозируемьій прогиб в 5,5 мм соответствует проектному состоянию активной зоны, при котором получена возможность отменить консервативную "обобщенную" методику обоснования безопасности и вернуться к уменьшенным инженерным коэффициентам неравномерности энерговыделения. Это в свою очередь, позволяет отменить наложение дополнительных ограничений на физические коэффициенты неравномерности формирования активной зоны. Более того, с учетом возможности снятия других консервативных предпосылок в теплогидравлических обоснованиях перейти к новым проектным ограничениям, позволяющим более экономичное формирование топливных загрузок (in-out). На рис. 3.5 показан общий вид ТВС-2. ТВС-2 состоит из каркаса, пучка твэлов, головки и хвостовика. Каркас служит несущей конструкцией ТВС-2. Каркас собран из 18 НК, центрального канала и приваренных к ним ДР и образован для обеспечения сопротивляемости изгибающим и крутящим нагрузкам, независимо от усилий взаимодействия твэлов с ячейками ДР в процессе эксплуатации. Приварка ДР к НК, осуществляется контактно-точечной сваркой в двух местах по высоте ячейки /59/. Направляющие каналы служат силовым элементом каркаса и направляющими для перемещения в них ПС СУЗ. Центральный канал служит направляющей для перемещения в нем датчиков нейтронных измерений. НК и центральный канал выполнены из сплава Э-635, имеющего повышенные механические свойства для стабильности геометрии при длительной эксплуатации. Повышена изгибная жесткость ДР (увеличены до 30 мм высота поля ячеек и до 0,3 мм толщина стенки трубы ячеек) для исключения депланации ДР и обеспечения проскальзывания твэлов в ячейках ДР при температурном и радиационном удлинении. Оптимизирована геометрия ячеек ДР для обеспечения необходимых усилий проскальзывания твэл, обеспечивающих снижение термомеханических нагрузок на элементы пучка твэл, при сохранении стойкости твэл к виброфреттинг-износу в процессе эксплуатации. Головка ТВС-2 (рис. 3.6) выполнена съемной, что позволяет извлекать негерметичные твэлы, обеспечивает ремонтопригодность ТВС-2 в условиях АЭС. Установка и съем головки осуществляется по принципу цангового захвата, без каких-либо дополнительных деталей. Для повышения поперечной жесткости и понижения силы трения между подвижными и неподвижными элементами головки ТВС-2 в конструкцию головки введена направляющая обечайка. Пружинный блок головки позволяет полностью демпфировать падение ОР СУЗ. Снижены жесткость и рабочие усилия пружинного блока головки для повышения устойчивости ТВС-2 в процессе эксплуатации. Нижняя опорная решетка имеет отверстия под крепление твэлов, направляющих каналов, центрального канала и сквозные пазы для протока теплоносителя в межтвэльное пространство пучка твэлов и твэгов. Пазы нижней решетки имеют форму лепестков ромашки и расположены симметрично относительно отверстий для Рис.3.6 Головка ТВС-2 закреплений нижних хвостовиков твэлов. Размер ТВС-2 «под ключ» приближен к верхнему проектному пределу для уменьшения зазора вокруг ТВС-2 и ограничения максимальных прогибов ТВС-2 в активной зоне в процессе эксплуатации. Разработано две модификации ТВС-2 по количеству ДР. Первая - с 15 ДР, вторая - с 12 ДР. Первая модификация обладает большей жесткостью и используется в первой переходной загрузке с ТВС-2. Во всех последующих загрузках, вплоть до стационарной, используется вторая модификация ТВС-2, имеющая меньшее гидравлическое сопротивление и более совместимая с конструкцией прототипа. Расстановка ДР в этой модификации выполнена с шагом 340 мм таким образом, что крайние и в средней части каждая четвертая ДР находятся на уровне ДР прототипа. ДР выполнена унифицированной с высотой поля ячеек 30 мм; с ячейкой толщиной 0.3 мм и вписанным диаметром обеспечивающим надежное удержание твэла (рис.3.7)
Основные параметры ОПЭ ТВС-2 на Балаковской АЭС
В качестве базового блока для опытной эксплуатации ТВС-2 выбран 1 блок Балаковской АЭС. Опытная эксплуатация на 1 блоке Балаковской АЭС осуществляется по специальной программе, основные разделы которой определяют получение данных по: - физической идентификации активной зоны с точки зрения нейтронно-физических характеристик; - соответствию теплогидравлических параметров; - механической надежности конструкции. Блок 1 Балаковской АЭС содержит реакторную установку типа В-320. Реактор работает в базовом режиме с наложением диспетчерских ограничений в пределах разрешенных техническими условиями на топливо. График нагрузки показан на рис. 4.7. Ь 3200 Рис. 4.7 График тепловой нагрузки 1 блока Балаковской АЭС Расход теплоносителя через реактор составляет 86830 и 88163 м3/ч (сред. и макс, по 13 загр.); 87425 и 88342 м3/ч (сред, и макс, по 14 загр.) Температура на выходе из активной зоны 316,1 и 317,6 С (сред, и макс. по 13 загр.); 316,2 и 317,5 (сред, и макс, по 14 загр.)С. Специфика многоблочной станции заключается в том, что для блоков таких АЭС решающим показателем является КИУМ, поэтому востребованными являются топливные циклы с большой продолжительностью между перегрузками. Однако ограничения на продолжительность цикла в настоящее время накладывает установленная периодичность освидетельствования оборудования и проведения ремонтных работ. В связи с этим ТВС-2 эксплуатируются в следующем топливном цикле: Продолжительность кампании 350 эфф. сут. Количество загружаемых ТВС 54/55 шт. Среднее обогащение загружаемого топлива 4,12 % Достигаемое выгорание топлива Опытно-промышленная эксплуатация ТВС-2 на Балаковской АЭС началась в 2003 году с загрузки в активную зону реактора опытной партии в количестве 54 шт. и эксплуатации в течение 13 топливной кампании. Динамика внедрения ТВС-2 на 1 блоке Балаковской АЭС показана на рис.4.8: Установка ТВС-2 в активную зону, укомплектованную на 2/3 кассетами предшествующей конструкции (УТВС), сопровождалась повышенными усилиями, т.к. при этом происходило выравнивание активной зоны. Дальнейшая подгрузка ТВС-2 улучшила условия проведения транспортно-технологических операций. Опытно-промышленная эксплуатация ТВС-2 осуществлялась в соответствии с /67/.Промежуточные ее результаты изложены в /68/, /69/ и /70/. В соответствии с указанной программой при пуске блока после 111 IP и при останове блока на 111 IP были проведены испытания по проверке времени ОР СУЗ на РУ в горячем состоянии. Перед пуском блока после ППР и после останова блока на 111 IP были проведены измерения усилий перемещения СП, сцепленных со штангами приводов ОР СУЗ с уплотненного верхнего блока. В период ППР при подготовке к топливной кампании были проведены измерения прямолинейности НК ТВС до и после перегрузки топлива. Получены прогибы ТВС и поля зазоров между ними. Во время перегрузки топлива были проведены замеры усилий извлечения-установки кассет в активной зоне реактора, БВ. В начале кампании были проведены измерения нейтронно-физических характеристик и теплогидравлических характеристик РУ в режимах с двумя, тремя и четырьмя работающими ГЦН. В течение топливной кампании проводился радиохимический контроль удельной активности теплоносителя 1 контура. Во время перегрузки топлива был проведен осмотр состояния ТВС-2 в рабочей штанге МП. Ниже приведены результаты измерений, выполненных на Балаковской АЭС, которые характеризуют работоспособность новой конструкции и подтверждают соответствие ее характеристик проектным. Проверка времени падения ОР СУЗ Регламентное значение времени падения ОР СУЗ составляет 1,2-4 с. На рис. 4.9 приведены данные по времени падения с момента внедрения ТВС-2. Из него видно, что время падения стабилизировалось на уровне 2 с. Из приведенных данных следует, что в процессе эксплуатации блока не происходит изменений, ухудшающих условия падения ПС СУЗ и установка партии свежих кассет не является для этого необходимым условием, как было ранее и как это ощущалось даже в процессе внедрения ТВС-2. Измерение протяжки ОР СУЗ Изменение усилий протаскивания ОР СУЗ с уплотненного верхнего блока в начале топливной кампании не должно превышать ± 10 кгс. На рис. 4.10 приведены данные по усилиям протаскивания ОР СУЗ за последние 10 лет. В таблице 4.1 указана связь между усилием протяжки и количеством кассет с данным усилием протяжки. Верхние значения показывают усилия протаскивания до перегрузки топлива, нижние - после перегрузки. На графике указаны две группы значений: максимальное (единичное) значение по всем ОР СУЗ и среднее значение по всем ОР СУЗ. Причем среднее значение определяется как среднее из максимальных усилий.
Похожие диссертации на Исследование влияния эксплуатационных факторов на деформацию тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000 и разработка конструкции с улучшенной геометрической стабильностью
