Методы формирования условий проведения в реакторе МИР экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов Калыгин Владимир Валентинович

Диссертация - 480 руб., доставка 10 минут, круглосуточно, без выходных и праздников

Автореферат - бесплатно, доставка 10 минут, круглосуточно, без выходных и праздников

Калыгин Владимир Валентинович. Методы формирования условий проведения в реакторе МИР экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов : диссертация ... кандидата технических наук : 05.14.03.- Димитровград, 2006.- 107 с.: ил. РГБ ОД, 61 07-5/1818

Содержание к диссертации

Введение

1. Исследовательский реактор мир и его экспериментальные возможности 14

1.1. Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик. 14

1.2. Петлевые установки реактора МИР. 20

1.3. Заключение по главе 1. 21

2. Основные направления и методы исследований для обоснования возможности проведения в реакторе мир экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов. 22

2.1. Моделируемые режимы испытаний. 22

2.2. Методы формирования физических условий испытаний. 23

2.3. Основной метод исследований. 26

2.4. Краткое описание критической сборки. 28

2.5. Заключение по главе 2. 34

3. Результаты исследований по изучению влияния различных факторов, определяющих условия испытаний, на величину эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале . 35

3.1. Загрузка U-235 в рабочих ТВС, окружающих петлевой канал. 36

3.2. Положение ближайших к петлевому каналу органов регулирования . 42

3.3. Конструкция петлевого канала. 49

3.4. Конструкция ЭТВС. 53

3.5. Плотность теплоносителя. 55

3.6. Отравления бериллиевой кладки активной зоны. 57

3.7. Заключение по главе 3. 62

4. Формирование условий для проведения экспериментов со скачком мощности. 63

4.1. Особенности компоновки активной зоны. 64

4.2. Конструкция ЭТВС. 66

4.3. Выбор органов регулирования для выполнения эксперимента. 68

4.4. Определение предельно достижимых параметров скачка мощности. 71

4.5. Результаты реакторных экспериментов. 77

4.6. Заключение по главе 4. 81

5. Формирование условий для проведения экспериментов с потерей теплоносителя. 81

5.1. Конструкция ЭТВС. 81

5.2. Формирование условий для моделирования аварии «малая течь». 82

5.3. Формирование условий для моделирования аварии «большая течь». 88

5.4. Заключение по главе 5. 89

Заключение. 90

Список литературы. 95

Методы формирования физических условий испытаний.
Положение ближайших к петлевому каналу органов регулирования
Выбор органов регулирования для выполнения эксперимента.
Формирование условий для моделирования аварии «малая течь».

Введение к работе

Актуальность работы.

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». 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».

Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков выработавших свой ресурс), повысив 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 информации при модернизации старых и разработке 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. 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.

За рубежом экспериментальные результаты получали на обогреваемых стендах, на специализированных реакторных установках и на исследовательских реакторах. В нашей стране специализированных установок не было, поэтому в основном проводили стендовые исследования. Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива необходимы были реакторные эксперименты. С этой целью в середине 80-х годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. Поэтому для проведения испытаний топлива необходимо было приспосабливать действующие исследовательские реакторы. Более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР.

Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания. 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 аварийных и переходных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров, как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Все эти операции могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности. Учитывая, что время протекания процессов, как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при выполнении специальньк условий, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор.

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;

изучение 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;

- 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, которая позволяет выбирать методы формирования нейгронно-физических условий для проведения петлевых испытаний с учетом необходимости достижения требуемых параметров, обеспечения безопасности в процессе проведения экспериментов и обеспечения минимальной мощности реактора;

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 ⁶Li 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.

Достоверность и обоснованность выводов и результатов работы подтверждены комплексом

исследований, выполненных на критической сборке и реакторе МИР с соответствующим анализом сопоставимости результатов, использованием современных достижений в области экспериментальных и расчетных исследований активных зон, метрологической аттестацией методик измерения, тестированием расчетных моделей, а также обобщением и анализом опыта эксплуатации реактора МИР и проведения в нем экспериментов.

Практическая деппость работы:

Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.
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.

По результатам изучения эффекта отравления бериллия ³Не и ⁶Li 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.
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.

Апробация работы.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

-заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная эксплуатация водоохлаждаемых реакторов" (Димитровград, 1992);

российско-японском семинаре "Поведение топлива водоохлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (Москва, 1992);

заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петен, 1992);

франко - российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш, 1992);

франко-российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш, 1993);

четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1995);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Поведение материалов активной зоны
легководных реакторов в аварийных условиях" (Димитровград, 1995);

- семинаре «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых
установок, проблемы верификации» (Димитровград, 1996);

- семинаре КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения"
(Димитровград, 1999);

- XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы:
наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001);

шестом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Бельгия, Гент, 2002);

седьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Франция, Прованс, 2003);

восьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Германия, Мюнхен, 2004);

отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (Димитровград, 2004);

международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке" (Москва, 2006);

восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007);

всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии — МАЯТ-2007» (Звенигород, 2007);

- семинаре КНТС РМ "Физическое моделирование изменения свойств реакторных
материалов в номинальных и аварийных условиях" (Димитровград, 2008).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

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 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, па 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 Li 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.

6. 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.

Структура и объем работы.

Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.

Методы формирования физических условий испытаний.

Для того чтобы положительно ответить на вопрос о возможности проведения в исследовательском реакторе нового эксперимента, необходимо показать, что: конструктивные и физические возможности реактора позволяют достигать требуемых параметров испытания в исходном состоянии и их заданное изменение в процессе эксперимента; на всех стадиях эксперимента, как при нормальных условиях, так и при аварийных ситуациях будет обеспечено соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.

Далее необходимо принять меры, чтобы затраты на проведение эксперимента были минимальными. Это означает, что: эксперимент необходимо проводить при минимально возможной мощности реактора, чтобы обеспечить минимум топливной составляющей затрат; проведение эксперимента должно оказывать допустимое влияние на режимы и безопасность других одновременно проводимых в реакторе испытаний.

Если расход и давление теплоносителя обеспечиваются характеристиками применяемого петлевого оборудования, то линейная мощность исследуемых твэлов определяется нейтронно-физическими параметрами активной зоны. Для обеспечения требуемых ее значений в процессе подготовки и проведения эксперимента могут быть использованы различные методы [59]. Например, на стадии проектирования, в зависимости от решаемых задач, может варьироваться конструкция и состав ЭТВС и петлевого канала. При подготовке эксперимента - большое значение имеет положение петлевого канала с ЭТВС в активной зоне и глубина выгорания топлива в окружающих его рабочих ТВС. Непосредственно в процессе проведения эксперимента линейная мощность твэлов определяется мощностью реактора и глубиной погружения ближайших к петлевому каналу органов СУЗ. Комбинируя перечисленные методы, в активной зоне формируют распределение плотности потока нейтронов, обеспечивающее необходимое значение линейной мощности твэлов во всех одновременно испытываемых ЭТВС. Поэтому уже на стадии подготовки эксперимента при выборе того или иного метода формирования условий испытаний необходимо знать, как будут изменяться размножающие свойства активной зоны при нормальном течении эксперимента и при возможных аварийных ситуациях.

Для решения задачи по выбору методов, с помощью которых формируют физические условия проведения эксперимента, автором разработаны рекомендации по последовательности действий, предусматривающей следующие этапы: выбирается комбинация методов, при которых реализуются заданные условия, и обеспечивается минимально возможная мощность реактора; проверяется выполнение требований по безопасности в процессе проведения эксперимента; при необходимости, параметры безопасности приводятся в соответствие с требованиями нормативных документов с наименьшими затратами; - изучается возможность совмещения данного эксперимента с другими, проводимыми одновременно.

Как правило, при проведении испытаний требуется обеспечить достаточно высокие линейные мощности исследуемых твэлов. На первый взгляд, наиболее экономичным может быть режим испытания, когда заданная линейная мощность реализуется в петлевом канале за счет создания в активной зоне локальной области с высокой плотностью потока нейтронов. При таком режиме общая мощность реактора минимальна, а значит минимальны топливные затраты и шире возможности по поддержанию требуемых мощностных параметров в других петлевых каналах [60]. Однако стремление добиться этого может привести к снижению безопасности, например, из-за недопустимого возрастания значения вводимой положительной реактивности при запаривании петлевого канала [54,61]. Принятие мер по снижению эффекта реактивности приводит очень часто к ухудшению экономических показателей реактора.

Если не учитывать необходимость выполнения требований по обеспечению безопасности, то выбрать нужный режим испытания было бы достаточно просто. Как правило, конструкция ЭТВС разрабатывается под существующий петлевой канал, положение которого в активной зоне определено привязкой к петлевой установке с заданными параметрами теплоносителя. Дальнейшее очевидно: чем меньше глубина выгорания топлива окружающих рабочих ТВС, чем больше извлечены органы регулирования, тем выше в данной области активной зоны плотность потока нейтронов, а значит, тем меньше общая мощность реактора, необходимая для обеспечения заданной линейной мощности исследуемых твэлов.

Необходимость обеспечения безопасности эксперимента усложняет задачу. Во-первых, уже на стадии подготовки эксперимента, требуется знать от каких факторов, и в какой степени зависит значение эффекта реактивности. Во-вторых, варьировать можно лишь те из них, при изменении которых в необходимых пределах по-прежнему обеспечиваются заданные условия испытания и минимально повышается мощность реактора.

Положение ближайших к петлевому каналу органов регулирования

Перемещение органов регулирования в активной зоне вызывает изменение распределения потока нейтронов по высоте и радиусу реактора. В условиях реактора МИР, активная зона которого насыщена органами регулирования, обычны ситуации, когда для целей реакторных испытаний необходимо поддерживать различные мощностные режимы в петлевых каналах, извлекая органы регулирования в одной области и погружая их в какой-то другой. То есть в активной зоне возможны значительные перекосы потока нейтронов, которые не могут не влиять на изучаемые эффекты реактивности.

Рассмотрим качественно изменение реактивности системы при удалении воды из петлевого канала при различном положении органов регулирования (для простоты будем учитывать только ближайшие к петлевой ячейке поглощающие стержни). Допустим, регуляторы погружены. Удаление воды из канала вызывает перераспределение потока нейтронов и изменение реактивности системы. В этом случае эффективность поглотителей, расположенных в непосредственной близости к области возмущения, возрастет из-за интерференционных эффектов, а изменение реактивности системы будет скомпенсировано погружением более далеких регуляторов. Отсюда следует, что эффект реактивности от удаления воды проявляется явным (изменение реактивности системы) и неявным (изменение эффективности ближайших регуляторов) образом. Очевидно, что вторая составляющая эффекта (назовем ее "скрытым" эффектом) будет максимальна в случае полного погружения ближайших регуляторов, а это значит, что по мере их извлечения первая составляющая (по аналогии - "наблюдаемый" эффект), растет и достигает максимального значения при полном извлечении ближайших регуляторов. Из этих соображений, величина наблюдаемого эффекта должна определяться, во-первых, количеством погруженных ближайших поглотителей и, во-вторых, глубиной их погружения в активную зону. Можно предположить, что возмущение реактивности, вызванное удалением воды из петлевого канала, окажет наибольшее влияние на эффективность регуляторов первого и второго радиуса (относительно рассматриваемой петлевой ячейки), а изменением эффективности регуляторов, расположенных на радиусах дальше второго, можно пренебречь. На рис. 3.6, 3.7 представлены результаты измерения эффектов реактивности в зависимости от положения регуляторов 1-го и 2-го радиуса для яч. 2-8 и 2-4. ЭТВС этих ячеек одинаковы по конструкции, и отличаются только содержанием делящегося изотопа:

Макет петлевого канала, сечение которого приведено на рис. 3.2 (а), одинаков для обеих ячеек. Вода удалялась из чехла ЭТВС 070x1мм. Картограммы, в которых проводили измерения, представлены на рис. 3.3 (для яч. 2-8) и на рис. 3.8 (для яч. 2-4).

Анализ полученных результатов позволяет сделать вывод о существенном различии влияния поглотителей 1-го и 2-го радиуса на наблюдаемый эффект. Если количественно оценить эту разницу, то можно определить закономерность, связывающую значение эффекта реактивности с количеством погруженных в активную зону стержней в 1-ом и 2-ом радиусе. Для такой оценки сделаем следующие предположения, упрощающие задачу: будем считать эффективность поглотителей, расположенных на одном радиусе относительно изучаемой ячейки, одинаковой; пренебрежем наличием интерференции между отдельными стержнями. В этом случае можно считать интегральный эффект реактивности аддитивным относительно наблюдаемого и скрытого эффектов. Запишем скрытый эффект, приходящийся на один стержень одного радиуса, в относительных единицах (при условии, что все стержни другого радиуса извлечены): где Дртах - эффект реактивности при всех извлеченных стержнях обоих радиусов; Арн - наблюдаемый эффект при п, погруженных стержнях рассматриваемого радиуса. Из данных, приведенных на рис. 3.6. и 3.7., следует, что: Дрсі/Дрс2 «2. Полученный результат означает, что при погружении в активную зону стержня первого радиуса относительное снижение значения эффекта реактивности вдвое сильнее, чем при погружении стержня второго радиуса.

На основании этого вывода введем понятие "условного стержня", приняв за единицу один стержень второго радиуса. Тогда один стержень первого радиуса будет равен двум условным стержням. Это позволяет представить данные рис. 3.6 и 3.7 в виде зависимости изучаемого эффекта реактивности от количества погруженных условных стержней (см. рис. 3.9). Для удобства представления результаты отнормированы на максимально-возможное значение эффекта реактивности (для каждой ячейки собственное).

Таким образом, мы получили связь между эффектом реактивности и количеством стержней, погруженных вблизи рассматриваемой ячейки, а также показали, что характер изменения эффекта при изменении количества погруженных стержней не зависит от состава и условий, сформированных внутри петлевой ячейки, то есть кривая на рис. 3.9 в этом смысле универсальна.

Выбор органов регулирования для выполнения эксперимента.

При размещении петлевого канала с исследуемой ТВС в третьем ряду активной зоны ближайшими органами регулирования являются три "тяжелых" компенсатора с догрузкой топлива (стержни КД), скорость перемещения которых мала, и три более "легких" и более быстроходных компенсирующих стержня (КС). Количество необходимых для проведения эксперимента стержней и последовательность их извлечения определены на критической сборке - физической модели реактора. Макет экспериментальной ТВС набирали из десяти стержневых твэлов (длина активной части 1000 мм), расположенных на одинаковом расстоянии от оси ТВС. Критерием обеспечения требуемых условий являлось увеличение мощности экспериментальной ТВС в 2 раза за время около 10 мин.

Измерения показали [86], что извлечение трех ближайших стержней КС позволяет увеличить мощность исследуемой ТВС в 1,9 раза. При этом максимальное изменение мощности других экспериментальных ТВС не превышает 20 %. Схема СУЗ реактора позволяет извлекать одновременно не более двух КС, поэтому процесс перекомпенсации должен проходить в два этапа: сначала извлекается один стержень, затем два других или наоборот -сначала извлекается два стержня, затем оставшийся. Полное извлечение всех трех стержней занимает примерно 7 мин. В зависимости от последовательности извлечения стержней темп увеличения мощности ТВС может быть разным (рис.4.2.).

В процессе извлечения стержней происходит незначительное изменение аксиального распределения энерговыделения. Для примера, на рис.4.3 показано изменение распределения энерговыделения по высоте исследуемой ТВС в случае, когда в эксперименте сначала извлекался один стержень, затем два других. Приведенные результаты отнормированы на максимальное значение энерговыделения в исходном состоянии. Несмотря на то, что точка максимума энерговыделения при промежуточном положении стержней смещена несколько ниже центра активной части сборки, значение коэффициента неравномерности не изменяется и составляет 1,40 ± 0,03.

Неравномерность распределения энерговыделения по сечению сборки обусловлена, в основном, статистическим разбросом в величине загрузки 235U в твэлах. При одинаковой загрузке топлива в твэлах коэффициент неравномерности практически не отличается от единицы.

В случае, когда ЭТВС набирается из укороченных твэлов, уровень мощности петлевого канала при нижнем положении трех ближайших к нему КС может оказаться недостаточным для разогрева теплоносителя до необходимой температуры. В связи с этим, по крайней мере, один из трех КС должен быть извлечен до начала эксперимента, а для обеспечения требуемой амплитуды скачка мощности необходимо использовать стержни КД. В исходном состоянии они должны быть выставлены в промежуточное положение, а в процессе проведения эксперимента полностью извлечены. При уменьшенной длине активной части сборки и симметричном ее размещении относительно центральной плоскости активной зоны, такое решение допустимо, поскольку погружение в исходном состоянии стержней КД в активную зону до 400 мм практически не искажает распределение энерговыделения в ТВС. Извлечение погруженных участков трех стержней КД и затем двух стержней КС может быть выполнено за время 10 минут. Увеличение мощности сборки в этом случае описывается кривой 2, приведенной на рис. 4.2.

В процессе извлечения стержней происходит повышение мощности всей области активной зоны, где расположена экспериментальная ТВС. В том числе повышается и мощность окружающих штатных ТВС, часть которых определяет мощностные параметры экспериментальных сборок в соседних петлевых каналах. Поэтому средняя мощность окружающих штатных ТВС ограничена значением Nmax, определяемым условиями испытаний соседних ЭТВС. Следовательно, значение амплитуды скачка зависит от того, при какой мощности рабочих ТВС обеспечивается исходная линейная мощность. Например, если Nmax = 2000 кВт, а заданная исходная линейная мощность исследуемых твэлов обеспечивается при средней мощности окружающих ТВС 1000 кВт, то их мощность можно увеличить в два раза.

В процессе проведения эксперимента наиболее консервативным параметром, характеризующим экспериментальную сборку, является отношение ее мощности к мощности окружающих рабочих ТВС [87]. Это отношение при фиксированной конструкции сборки определяется только содержанием делящихся нуклидов в твэлах и не зависит от абсолютного значения уровня мощности. Запишем с его помощью известное соотношение для расчета максимальной линейной мощности:

Формирование условий для моделирования аварии «малая течь».

Авария "Малая течь" характеризуется некомпенсируемой потерей теплоносителя из первого контура. В процессе развития аварий данного типа возможны ситуации, когда, несмотря на срабатывание аварийной защиты, в результате остаточного энерговыделения, пониженного давления в контуре циркуляции и уменьшенного расхода теплоносителя, происходит запаривание верхней части ТВС и ухудшение условий теплосъема, приводящее к перегреву твэлов и, как следствие, к нарушению их герметичности [96,97].

Сценарий проведения в реакторе МИР эксперимента, в котором достигаются подобные условия охлаждения твэлов, предусматривает [98]: вывод реактора на уровень мощности, который обеспечивает получение в петлевом канале требуемых исходных параметров эксперимента; работу на этом уровне мощности в течение времени, необходимого для формирования структуры топливного сердечника - до 5 суток; снижение мощности петлевого канала до уровня 5 -15 % от исходного значения; снижение расхода теплоносителя до контролируемого вывода твэлов в состояние с запариванием верхней части ЭТВС; работу при достигнутых условиях в течение заданного времени (или до момента разгерметизации твэлов); вывод твэлов из состояния «с перегревом» постепенным снижением мощности до нулевой с последующим увеличением расхода теплоносителя или резким увеличением расхода с последующим снижением мощности (повторный залив).

Проведенный анализ возможных аварийных ситуаций [99] выявил в качестве наиболее опасных инцидентов в процессе выполнения рассматриваемого эксперимента разрушение корпуса петлевого канала или разрыв трубопровода первого контура петлевой установки. В первом случае возможно повреждение окружающих элементов активной зоны, выброс теплоносителя из канала в бассейн реактора. Во втором случае, истечение теплоносителя происходит в специально оборудованное герметичное помещении - бокс, в котором обеспечивается локализация радиоактивного теплоносителя [100]. Общим при этих авариях является введение положительной реактивности в результате значительного снижения плотности теплоносителя. Для исключения отрицательного воздействия на активную зону реактора аварийного разрыва корпуса петлевого канала, в его конструкции должен быть предусмотрен страховочный чехол, выполняющий функцию локализующей системы [101]. Толщину и материал чехла следует выбирать такими, чтобы он мог выдерживать как статическое давление в контуре петли, так и динамическое воздействие среды при разрыве основного корпуса канала.

Для изучения физических условий проведения эксперимента и выбора методов управления этими условиями, на критсборке - физической модели реактора были проведены исследования распределения энерговыделения по объему активной зоны. Петлевой канал с 19-твэльной ЭТВС (твэлы ВВЭР с обогащением 4,4%) был размещен во втором ряду кладки активной зоны, в ячейке, вблизи которой находятся 5 органов регулирования.

В результате исследований было установлено [94], что в условиях, когда заданы конструкция и состав петлевого канала и ЭТВС, мощность реактора, при которой обеспечиваются необходимые исходные параметры, зависит от отношения мощности ЭТВС к средней мощности всех рабочих ТВС в активной зоне (далее - относительная мощность ЭТВС). В свою очередь, это отношение определяется содержанием U-235 в окружающих рабочих каналах и степенью извлечения из активной зоны ближайших органов регулирования. Полученные зависимости приведены на рис. 5.1.

Результаты исследований позволили выявить, как меняется мощность реактора, при которой обеспечивается требуемая максимальная линейная мощность твэлов (450 Вт/см), в зависимости от изменения относительной мощности ЭТВС (рис.5.2.). Для максимального снижения мощности реактора

Исследования по удалению воды из корпуса петлевого канала, проведенные на физической модели, и введение поправок, учитывающих меньшую плотность теплоносителя в реакторе и отравление бериллия, показали, что значение эффекта реактивности в случае полного обезвоживания петлевого канала при рекомендованной загрузке окружающих рабочих ТВС и верхнем положении ближайших органов регулирования не будет превышать 1,0 Рэф. Введение в конструкцию канала толстостенного чехла приводит к дополнительному уменьшению эффекта реактивности. Так, при толщине стенки стального страховочного чехла 6 мм, обеспечивающей требуемый запас прочности, эффект реактивности от удаления воды уменьшается до 0,6 (Зэф, т.е. до значения, при котором безопасность эксперимента обеспечивается штатной системой СУЗ реактора.

Выбранное для начальной стадии эксперимента верхнее положение ближайших органов регулирования имеет еще одно преимущество. На этапе, предусматривающем снижение мощности петлевого канала, их погружение в активную зону можно использовать в первую очередь. Это позволит снизить до минимума изменение общей мощности реактора и, следовательно, уменьшить влияние нестационарных процессов, связанных с увеличением концентрации Хе-135. В результате будет сокращено время стабилизации параметров петли на новом уровне мощности, и будут шире возможности поддержания в заданном режиме параметров испытаний в других петлевых каналах.

К настоящему времени в реакторе МИР с использованием приведенных выше рекомендаций проведено несколько экспериментов «Малая течь» с твэлами типа ВВЭР [98,102,103].

В первом эксперименте испытывали ЭТВС с 18 твэлами, в которой в центральную ячейку был установлен вытеснитель: имитировали холодную ячейку штатной ТВС ВВЭР с поглотителем. В режиме перегрева ЭТВС находилась в течение Ічаса 12 минут. На оболочке наиболее напряженного твэла была зафиксирована температура 950С. Выход из состояния «с перегревом» осуществляли снижением общей мощности реактора. Все твэлы сохранили герметичность.