Содержание к диссертации
Введение
1. Исследовательский реактор см и его экспериментальные устройства 11
1.1. Краткое описание реактора СМ II
1.2. Экспериментальные устройства реактора СМ 17
1.2.1. Нейтронная ловушка 17
1.2.2. Экспериментальные устройства в активной зоне реактора СМ 19
1.2.3. Экспериментальные устройства в отражателе реактора СМ 21
1.3. Заключение по главе 1 29
2. Методики исследований нейтронно-физических характеристик реактора СМ 31
2.1. Общий подход 31
2.2. Расчетные методы исследований 32
2.3. Исследования на критической сборке реактора 35
2.4. Экспериментальные исследования на реакторе и анализ его эксплуатационных характеристик 44
2.5. Комплексный подход к получению данных по влиянию экспериментальных
устройств на физические характеристики реактора СМ 47
2.6. Заключение по главе 2 50
3. Результаты исследований нейтронно-физических характеристик реактора см с различными экспериментальными устройствами 52
3.1. Изменение физических характеристик реактора вследствие переком- ' поновки экспериментальных устройств при реконструкции 1991-1992 гг. 52
3.1.1. Эффективность органов СУЗ 52
3.1.3. Распределение энерговыделения в активной зоне 66
ЗЛА. Эффекты реактивности 70
3.\.5. Анализ эксплуатационных характеристик 74
3.1.6. Обеспечение требований ядерной безопасности при перегрузке реактора 76
3.1.7. Заключение по разделу 3.1. 78
3.2. Влияние компоновки нейтронной ловушки на ядерную безопасность . Реактора СМ 81
3.2.1. Основные компоновочные решения 81
3.2.2. Влияние воды в ловушке на физические характеристики реактора 83
3.2.3. Влияние облучаемых материалов 87
3.2.4. Заключение по разделу 3.2. 89
3.3. Экспериментальные устройства в активной зоне реактора СМ 91
3.3.1. ТВС с экспериментальными каналами 91
3.3.2. Экспериментальные устройства большого объема в активной зоне 102
3.3.3. Заключение по разделу 3.3. ПО
3.4. Экспериментальные устройства в отражателе 112
3.5. Заключение по главе 3 118
4. Условия обеспечения ядерной безопасности реактора см при подготовке и проведении эксперимента 121
4.1.. Постановка задачи 121
4.2. Основные характеристики, определяющие ядерную безопасность исследовательского реактора при проведении экспериментов 122
4.3. Определение классификационных признаков экспериментальных устройств реактора СМ по влиянию на безопасность 129
4.4. Алгоритм определения условий обеспечения безопасности реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов 131
4.5. Применение предложенного алгоритма 137
Заключение 141
Список литературы
- Экспериментальные устройства реактора СМ
- Экспериментальные исследования на реакторе и анализ его эксплуатационных характеристик
- Распределение энерговыделения в активной зоне
- Основные характеристики, определяющие ядерную безопасность исследовательского реактора при проведении экспериментов
Введение к работе
В принятой Правительством Российской Федерации «Стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века» предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на АЭС. Для обоснования продления ресурса действующих энергоблоков и создания реакторов нового поколения с повышенной безопасностью и увеличенным сроком службы требуется, в частности, проведение ряда научно-исследовательских работ по обоснованию длительной работоспособности материалов, применяемых в реакторостроении. Ускоренное облучение конструкционных, топливных и поглощающих материалов в полях ионизирующих излучений, с целью последующего изучения изменения их свойств, обеспечивают исследовательские реакторы, обладающие высокой плотностью нейтронного потока. Эти реакторы используют также для получения радиоактивных нуклидов и проведения фундаментальных физических исследований. Любой исследовательский реактор (ИР) представляет собой сложное техническое сооружение, потенциально опасное по радиационному воздействию на персонал, население и окружающую среду. Поэтому обеспечение безопасности исследовательских ядерных установок выделено Министерством по атомной энергии в качестве одной из шести основных проблем в области обеспечения безопасности объектов ядерного комплекса России. Работы по обеспечению безопасности ИР выполняются в рамках федеральной программы «Ядерная и радиационная безопасность России».
Экспериментальные устройства (ЭУ), предназначенные для проведения различных исследований - непременная принадлежность ИР. Любое ЭУ, размещаемое в реакторе, воздействует на поток нейтронов. Следовательно, оно, в той или иной степени, оказывает влияние на нейтронно-физические характеристики (НФХ) активной зоны, важные для безопасности установки, что необходимо учитывать при планировании эксперимента.
Тематика проводимых испытаний в ИР очень разнообразна и подвержена частым изменениям. Особенно это относится к таким уникальным установкам, как высокопоточный реактор СМ. [1-3]. По целому ряду физических параметров, прежде всего, по плотности потока тепловых нейтронов, достигающей 5x10 м" с", и широким экспериментальным возможностям этот реактор остается непревзойденным, несмотря на сорокалетний период его эксплуатации. Близкие характеристики имеет только американский реактор HFIR [2-4]. Однако в отличие от HFIR в реакторе СМ имеется возможность облучения материа- лов непосредственно в активной зоне, в условиях жесткого энергетического спектра нейтронов. Это делает реактор СМ более универсальным и обеспечивает возможность реализации широкой тематики исследований.
Высокая плотность потока нейтронов в экспериментальных каналах реактора СМ позволяет: получать в значимых количествах далекие трансурановые элементы, что принципиально возможно только в реакторах СМ и HFIR; за относительно короткое время достигать такой же интегральной дозы облучения в испытываемых материалах, которая в условиях АЭС накапливается в течение десятилетий; - производить радионуклидные препараты с рекордной удельной активностью. Эксперименты, выполняемые на реакторе, обеспечивают получение ин формации об изменении свойств материалов под воздействием реакторных из лучений и развивают технологии получения радиоактивных нуклидов, которые находят все более широкое применение в науке, технике и медицины.
Экспериментальные устройства реактора СМ [1,2], различаются по: - месту их размещения (нейтронная ловушка, активная зона, отражатель); '- нейтронно-физическим характеристикам испытываемых материалов (делящиеся нуклиды в различных композициях и изделиях, конструкционные материалы ядерных и термоядерных реакторов, поглотители нейтронов и пр.); количеству, геометрической форме, сочетаниям этих материалов; режимам испытаний (стационарные, циклические, импульсные, с изменением условий охлаждения и пр.).
Для эффективного и безопасного использования реактора СМ, необходимо тщательное планирование экспериментальных работ. Еще до начала облучения требуется ответить на вопросы: о принципиальной возможности выполнения эксперимента; о возможности испытаний в заданные сроки; о возможности согласования режимов данного испытания с другими, запланированными на это же время; о стоимости работы; об обеспечении безопасности реактора при проведении эксперимента, как при нормальной эксплуатации, так и при возможных авариях.
Пуск реактора СМ осуществлен в 1961г. За годы его эксплуатации разработано множество устройств для облучения материалов, созданы методики проведения испытаний, накоплен опыт выполнения самых разнообразных экс- периментов [1,2,4-18]. Но в то же время, тематика проводимых исследований постоянно расширяется. Развитие ядерной и, в перспективе, термоядерной энергетики; проблемы обеспечения безопасности ядерных установок; требования к лицензированию реакторных материалов; старение ядерно-опасных объектов и необходимость определения возможности их дальнейшей эксплуатации обуславливают необходимость постановки новых классов экспериментов, разработки новых типов ЭУ, реализации заданных, часто динамических, режимов испытаний. С другой стороны, постоянно ужесточающиеся международные и национальные нормы по безопасности, требуют все более детального обоснования безопасности ядерных реакторов, в том числе и при проведении экспериментов. Причем, повышенные требования предъявляются не только к объему обосновывающей безопасность информации, но и к методикам ее получения, которые должны быть аттестованы в установленном порядке.
В связи с выполнением разнообразных исследований компоновку активной зоны и ЭУ приходится периодически изменять, исходя из текущих потребностей. С целью расширения экспериментальных возможностей, реактор СМ неоднократно реконструировали [1]. Последняя реконструкция реактора, направленная, прежде всего на повышение его безопасности, и в процессе которой, в частности, изменена компоновка экспериментальных устройств, прове-дена в 1991-1992 гг. Очевидно, что НФХ активной зоны могут заметно изменяться в зависимости от конструкции и расположения ЭУ, их сочетания, режимов испытаний, особенно если эти режимы переменные. Поэтому при подготовке экспериментов необходимо заранее определить, в какой степени загружаемые устройства повлияют на распределение энерговыделения и мощность твэлов, размножающие свойства активной зоны и эффективность органов СУЗ. Эта информация требуется для установления соответствие физических характеристик активной зоны при проведении испытаний проектным диапазонам и определения, в случае необходимости, дополнительных технических и организационных мер обеспечения безопасности реактора в процессе эксперимента.
С учетом многообразия исследований и часто меняющейся тематики экспериментов невозможно заранее привести исчерпывающий анализ безопасности для всех возможных ЭУ, с оформлением результатов в таких регламентирующих документах как Техническое обоснование безопасности реактора (ТОБ) и Отчет по обоснованию безопасности реактора (ООБ) [19-23]. Поэтому, любая программа испытаний, проектно-конструкторская документация ЭУ должны содержать раздел "Анализ безопасности", составленный с учетом со- стояния реактора и заполнения его экспериментальных объемов на текущий момент времени. Выполнение такого анализа - работа достаточно объемная и трудоемкая. Оценка возможности проведения того или иного испытания, включая этап обоснования безопасности, часто проводится до заключения контракта с заказчиком, и не всегда приводит к положительному результату, поэтому существует настоятельная необходимость минимизации затрат на ее проведение без потери качества. Это обуславливает актуальность проведения системных исследований закономерностей изменения НФХ активной зоны реактора СМ, важных для безопасности, под воздействием различных ЭУ.
Цель работы - получение, обобщение и систематизация данных по влиянию экспериментальных устройств на нейтронно-физические характеристики реактора СМ для определения условий обеспечения ядерной безопасности реактора при подготовке и проведении испытаний.
Для достижения цели работы автор решал следующие задачи: совершенствование методик определения физических характеристик активной зоны реактора СМ для повышения точности, достоверности и сопоставимости результатов, полученных разными способами; исследование изменения НФХ реактора СМ, важных для безопасности, после реконструкции 1991-1992гг, вызванных изменением компоновки ЭУ; получение, анализ, обобщение и систематизация данных по воздействию различных ЭУ и режимов проводимых в них испытаний на НФХ реактора СМ;. установление, на основе полученных результатов, классификационных признаков ЭУ реактора СМ, определяющих условия (характер и объем подготовительных работ, допустимые режимы работы реактора) обеспечения безопасного проведения испытаний.
Научная новизна диссертационной работы заключается:
В новизне объекта исследований - НФХ реактора СМ с новым набором ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг. По результатам исследований уточнены значения проектных характеристик: запаса реактивности, коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне, диапазоны изменения эффективности органов СУЗ;
В качественно новых результатах, позволяющих обосновать условия обеспечения безопасности реактора при подготовке и проведении экспериментов. Новое качество результатов достигнуто путем повышения их точности и достоверности по сравнению с ранее полученными данными, установлении диапазонов и закономерностей изменения контролируемых параметров; *- В определении условий безопасности реактора с существующими ЭУ и обосновании алгоритма определения этих условий с новыми ЭУ, которые позволяют оптимизировать работы по обеспечению и обоснованию безопасности. Алгоритм успешно апробирован при изменении компоновки нейтронной ловушки реактора СМ в 2002 г.
Основной объем информации представленной в работе получен экспериментальным путем. Очевидно, что экспериментальные исследования на реакторе и критсборке - это коллективный труд. В получении экспериментальных результатов непосредственное творческое участие принимали: Калыгин В.В. и Короткое Р.И. (руководители работ на критстенде (до 1995г) и реакторе в период физического пуска после реконструкции 1991-1992гг.); Гремячкин В.А. (руководитель работ при пуске реактора после реконструкции и его дальнейшей эксплуатации); Краснов Ю.А. и Кудояров P.P. (проведение исследований на критсборке и реакторе с 1996г. и 2000г. соответственно). Расчетные данные получены совместно с Пименовым В.В. и Бунаковым А.В., аттестация методик измерений проведена с Кушниром Ю.А.
Лично автором и при его непосредственном участии: получены, в качестве исполнителя, ответственного исполнителя и руководителя исследовательских работ (с 1995 г.) все экспериментальные результаты, представленные в диссертации; выполнен основной объем измерений, проведена обработка и первичный анализ результатов исследований НФХ реактора СМ, важных для безопасности, с новым набором ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг.; доработаны и подготовлены к аттестации методики определения НФХ реактора и его критсборки, организована работа и проведено оснащение реактора и критсборки современными средствами определения реактивности; установлены факторы влияния и пределы изменения эффективности органов СУЗ реактора СМ; обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследования влияния ЭУ на НФХ реактора СМ, на основании которого предложена классификация ЭУ по воздействию на ядерную безопасность реактора СМ; обоснованы принципы формирования загрузки активной зоны, обеспечивающие выполнения требований ядерной безопасности с существующими типами ЭУ и предложен алгоритм определения условий обеспечения безопасности реактора при внедрении новых экспериментальных устройств.
Автор защищает;
Комплексный методический подход к получению результатов, на основании которых обосновывается ядерная безопасность реактора СМ при проведении экспериментов.
Результаты экспериментальных исследований НФХ реактора СМ (запас реактивности, эффективность органов СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке реактора, коэффициенты неравномерности энерговыделения) с новой компоновкой ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг.
Результаты исследования влияния различных ЭУ на НФХ реактора СМ, важные для безопасности, а также выводы на основании этих результатов.
Алгоритм определения условий обеспечения ядерной безопасности реактора СМ в процессе подготовки и проведения экспериментов.
Результаты исследований изложены в 38 работах, из них 14 опубликованы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, изложенных на 154 страницы текста, включая 41 рисунок, 29 таблиц и список литературы из 104 наименований.
Первая глава диссертации посвящена краткому описанию реактора СМ и его экспериментальных устройств.
Во второй главе описаны применяемые методики определения реактивно-стных характеристик, распределения энерговыделения, эффективности органов СУЗ реактора СМ.
В третьей главе приведены результаты исследования влияния различных ЭУ реактора СМ на НФХ реактора СМ, важные для безопасности. Проведен сравнительный анализ НФХ реактора до и после реконструкции 1991-1992 гг., в ходе которой изменена компоновка главного экспериментального устройства реактора — нейтронной ловушки, а также изменено количество и расположение экспериментальных каналов в отражателе.
В четвертой главе обосновываются условия обеспечения ядерной безопасности реактора при подготовке, и проведении экспериментов с новыми типами ЭУ.
В заключении представлены основные результаты выполненной работы и выводы на их основе.
Экспериментальные устройства реактора СМ
Реактор СМ, за время его эксплуатации с 1961г., работал с двумя основными вариантами компоновки нейтронной ловушки. С момента пуска и до 1990г. в центре реактора размещали экспериментальный канал, подсоединяемый к автономному контуру охлаждения облучаемых мишеней. В качестве основного замедлителя нейтронов в ловушке и, соответственно, теплоносителя петлевой установки, использовали легкую воду. В канале из циркониевого сплава 0100x6мм в сепараторе из девятнадцати циркониевых труб, размещали до- семнадцати мишеней с облучаемыми материалами (Рис. 1.4а). Две трубы служили в качестве направляющих для тяг ЦКО, размещенного между корпусом канала и сепаратором. Сепаратор служил для дистанционирования мишеней и разделял опускной и подъемный участки потока теплоносителя. Мишень, как правило, представляла собой чехол наружным диаметром 10мм с облучаемыми материалами внутри. Состав, количество и компоновка облучаемых материалов в пределах габарита чехла могли быть самыми различными. Состав материала оболочки облучаемых материалов и степень герметичности чехла мишени определяется задачами испытаний.
При реконструкции реактора 1991-1992 гг. петлевой канал в ЦЗП заменили центральным бериллиевым блоком [1, 22-24] (Рис. 1.46). Изменение компоновки нейтронной ловушки было сделано, главным образом, для повышения эффективности производства (на 25-35%) одного из наиболее востребованных из трансурановых элементов - Cf, за счет увеличения показателя жесткости спектра нейтронов [1,84]. Кроме этого, переход на блочную компоновку ловушки, значительно снизил положительный эффект реактивности при умень шении плотности воды в центральной замедляющей полости, характерный для легководных ловушек нейтронов [2,5,8,27]. Тем самым была снята проблема обеспечения безопасности реактора при несанкционированном удалении воды из центрального петлевого канала из-за потери герметичности петли или прекращения принудительной циркуляции теплоносителя в ее контуре.
В новом варианте компоновки ловушки внутри цилиндрической полости, образованной бериллиевыми вкладышами, размешают центральный бериллиевый блок 093мм с 27 отверстиями 012,8мм для установки мишеней, охлаждаемых теплоносителем первого контура реактора. Габариты мишеней такие же, как в канальном варианте. В кольцевом зазоре шириной 6мм между вкладышами и центральным блоком расположен ЦКО. С середины 2002г вместо бериллиевого блока в ЦЗП установлен сепараторный блок из 27 циркониевых труб 015x1мм с водой в межтрубном пространстве [28]. Изменение состава замедлителя в нейтронной ловушке связано с изменением номенклатуры производимых радионуклидов.
Кроме описанных реализованных компоновок нейтронной ловушки при необходимости могут применять и другие решения. Например, разработана конструкция и рассчитаны характеристики комбинированного канально-блочного варианта ловушки [24]. В этом случае в корпус центрального канала устанавливают бериллиевый блок с 19 отверстиями для мишеней.
Исследованы характеристики активной зоны реактора с корпусом центрального канала из нержавеющей стали повышенной прочности в обоснование проведения возможных испытаний твэлов в режимах, характерных для аварийных ситуаций [29]. Выбор того или иного варианта компоновки нейтронной ловушки определяется задачами исследований.
По проекту реактора СМ-3 (реактор СМ после реконструкции 1991-1992гг.) в активную зону можно загружать до шести ТВС 184.05. с четырьмя каналами для размещения мишеней в массиве твэлов (см. рис. 1.3). Эти ТВС устанавливают в ячейки 52, 55, 82, 85,44,93 активной зоны (см. рис. 1.-1).
Имеется также опыт использования экспериментального устройства большого объема в активной зоне реактора СМ. Это ЭУ представляло собой бериллиевый блок в стальном защитном кожухе (Рис.1.5.а). Геометрические размеры ЭУ соответствовали размерам рабочей ТВС, что позволяло устанавливать его вместо ТВС [30,31]. В блоке имелось 25 вертикальных каналов для размещения мишеней. ЭУ использовали для оптимизации схем накопления далеких трансурановых элементов в последний год перед реконструкцией 1991-1992 гг. в условиях работы реактора на пониженном уровне мощности (85МВт).
С целью расширения экспериментальных возможностей реактора, проводят также исследования других вариантов ЭУ, размещаемых в активной зоне. Например, изучали характеристики активной зоны с ЭУ типа «полукассета» (Рис. 1.5.6). Это ЭУ по форме и габаритным размерам также соответствует ТВС реактора СМ. Устройство состоит из двух частей, заключенных в стандартный чехол ТВС. Одна половина ЭУ заполнена штатными твэлами реактора СМ. Вторая половина представляет экспериментальный объем, с эффективным замедлителем нейтронов, куда устанавливают облучаемые образцы. В качестве замедлителя нейтронов может использоваться вода или бериллий. Количество мишеней и геометрия их размещения может меняться, что позволяет варьировать плотность потока и спектр нейтронов в облучаемых материалах.
Экспериментальные исследования на реакторе и анализ его эксплуатационных характеристик
С учетом того, что условия проведения экспериментов на критической сборке не в полной мере соответствуют реакторным, некоторые физические параметры, важные для безопасности установки или для испытаний сложных ЭУ, уточняют непосредственно в эксперименте на реакторе. Так, после всякой остановки, длительность которой достаточна для распада шХе (более трех суток), проводят градуировку органов СУЗ с целью определения их эффективности, запаса реактивности и подкритичности активной зоны по завершению перегрузки топливных сборок и ЭУ. По возможности, определяемой, прежде всего, графиком работы реактора и временем проведения регламентных работ во время остановок, проводят промежуточные, по ходу выполнения перегрузки, градуировки органов СУЗ с целью получения дополнительной информации по эффектам реактивности от замены отдельных ТВС и ЭУ. Измерения проводят в соответствии с разработанными и аттестованными методиками, применяя те же основные методы определения реактивности, что и на критсборке (асимптотического периода, перекомпенсации с известной реактивностью, решение обращенного уравнения кинетики) [59,60]. Реактор, как и критстенд, оснащен аналоговым реактиметром аппаратуры СУЗ «КАРПАТЫ». Применение однотипных (унифицированных) методик и технических средств контроля реактивности на реакторе и критсборке повышает сопоставимость получаемых результатов и позволяет сокращать количество экспериментов на реакторе. Например, основной объем экспериментальных исследований по определению закономерностей и диапазонов изменения нейтронно-физических характеристик активной зоны при изменении компоновки нейтронной ловушки и экспериментальных каналов в отражателе при реконструкции 1991-1992 гг., проведен на критической сборке [62]. В экспериментах на реакторе проведены лишь контрольные замеры, в подтверждение полученных на критсборке результатов.
Испытаниям, требующим переменных условий облучения, обеспечение которых достигается перемещением образцов в процессе работы реактора, в некоторых случаях, предшествует методический эксперимент на небольшой мощности реактора. Одна из основных задач такого эксперимента - проверка способности системы автоматического регулирования устойчиво компенсировать изменение реактивности при перемещениях облучаемых образцов и поддерживать мощность реактора на требуемом уровне.
Некоторые характеристики активной зоны, важные для безопасности, можно экспериментально определить лишь непосредственно на реакторе. К таким характеристикам относятся, например, температурные и мощностной эффекты реактивности, снижение реактивности при отравлении топлива продуктами деления, темп потери реактивности при выгорании топлива. Названные параметры также могут меняться под влиянием экспериментальных устройств и режимов проводимых испытаний.
Например, при энергетическом пуске реактора после реконструкции 1991-1992гг определяли температурный и мощностной коэффициенты реактивности, которые могли измениться вследствие изменения компоновки нейтронной ловушки [61,63].
Температурный коэффициент реактивности определяли как отношение приращения реактивности к приращению температуры при равномерном изменении температуры всех компонентов активной зоны. Разогрев теплоносителя первого контура осуществляли главными циркуляционными насосами при отключенной системе охлаждения теплообменников первого контура. Температурный эффект реактивности определяли для разотравленного состояния реактора при разогреве активной зоны от 16 до 70С (диапазон изменения средней температуры теплоносителя в активной зоне при работе реактора), по изменению критического положения органов СУЗ. Эффективность компенсирующих органов определяли как до начала, так и по завершению процесса разогрева активной зоны. Подобным же образом ранее определяли температурный эффект реактивности активной зоны реактора СМ с петлевым каналом в нейтронной ловушке [8], поэтому полученные значения эффекта можно сравнивать впрямую.
Мощностной коэффициент реактивности определяли для номинального уровня мощности реактора (100МВт) в условиях стационарного отравления по 135Хе. Реактор переводили в режим ручного управления, снижали мощность реактора приблизительно на 10%, включали систему автоматического регулирования, которая стабилизировала реактор на новом уровне мощности. Эффект реактивности определяли сразу после стабилизации мощности по изменению положения предварительно отградуированного стержня автоматического регулирования [63]. По отношению эффекта реактивности при изменении мощности к величине этого изменения установили значение мощностного коэффициента реактивности для описанного состояния активной зоны.
В процессе эксплуатации реактора после реконструкции уточняли баланс реактивности, характерный для кампании реактора с новой компоновкой экспериментальных устройств. Отслеживали величину стационарного отравления по 135Хе, темп потери реактивности на выгорание топлива, динамику изменения эффективности органов СУЗ [64-67].
Эффект реактивности при отравлении топлива определяли расчетно-экспериментальным путем. Расчетные оценки уточняли по результатам анализа временного изменения запаса реактивности в ходе кампании; времени выхода реактора из йодной ямы, связанного с величиной стационарного отравления; определения запаса реактивности по завершению кампаний с полным его исчерпанием после распада ,35Хе.
Темп потери реактивности на выгорание топлива определяли в каждой кампании по изменению запаса реактивности после достижения стационарного отравления по 135Хе.
Анализ показателей работы реактора по таким параметрам, как среднее выгорание топлива в начале и конце кампании; эффективность органов СУЗ; баланс реактивности, продолжительность и энерговыработка в течение кампании; расход «свежего» топлива до и после размещения в реакторе (изменения компоновки, режимов работы) того или иного ЭУ, позволяет оценить его влияние (комбинации ЭУ) на перечисленные характеристики [64,66,67,69,71]. Оценка это достаточно косвенная, поскольку любые динамические характеристики активной зоны представляют собой сложные многопараметрические функции, но в ряде случаев, описанных в главе 3, такой анализ, в совокупности с другими методами исследований может дать полезную информацию, необходимую для планирования режимов работы реактора и обеспечения его безопасности.
Распределение энерговыделения в активной зоне
Диапазон изменения эффективности одиночного КО, определенный по результатам более 80 выполненных на реакторе градуировок, составил 1,3 -3,5рэф, а суммарной эффективности четырех КО 6,3 - 12,5 рэф- Средняя эффективность одиночного КО за все время эксплуатации реактора после ре конструкции составила 2,2 рэф , четырех КО - 8,9 рэф. Эти значения укладываются в диапазоны, определенные в экспериментах на критсборке.
Эффективность АР
Эффективность стержня АР определяется, прежде всего, глубиной погружения в активную зону ближнего КО, который, находясь в нижнем положении блокирует АР (см. рис.1.1.). По мере извлечения КО эффективность РО АР увеличивается более чем в десять раз. Диапазон изменения эффективности 0,01 - 0,4рэф- Поскольку при выводе реактора на мощность КО частично извлекают из активной зоны, эффективность АР становится достаточной для устойчивого управления реактором в автоматическом режиме.
Оценка влияния факторов, связанных с работой на мощности
Все представленные выше результаты получены в экспериментах на критической сборке либо на реакторе в "холодном", "неотравленном" состоянии активной зоны. Кроме того, были выполнены специальные исследования по оценке влияния на эффективность органов СУЗ таких характеристик реактора, связанных с его работой на мощности, как температура, выгорание топлива, накопление продуктов деления в активной зоне.
При проведении экспериментов на реакторе установлено, что изменение температуры в диапазонах, характерных для работающего реактора, не приводит, в пределах погрешности измерений, к изменению компенсирующей способности органов регулирования [63].
С целью определения влияния выгорания топлива в ходе кампании на эффективность компенсирующих органов было выполнено несколько экспериментов, в которых градуировку органов СУЗ проводили как перед началом кампании, так и по ее завершению, через определенное время (более трех су-ток), достаточное для расхолаживания активной зоны и распада ядер Хе в топливных элементах. Во всех случаях зафиксировано уменьшение эффективности КО и ЦКО, причем разница возрастала в зависимости от увеличения количества выгоревшего за кампанию топлива. Максимальное снижение эффективности компенсаторов, полученное по окончанию кампании, продолжавшейся 11 сут. при мощности реактора 90МВт, составило 20% для КО и 9% для ЦКО. Этот результат коррелирует с данными изменения эффективности компенсирующих органов, полученными на критсборке при изменении количества топлива в активной зоне.
У исследовательских реакторов с высокой плотностью нейтронного пото-ка.в активной зоне значительная часть имеющегося до начала работы запаса реактивности расходуется на компенсацию отравления топлива продуктами деления, прежде всего ядрами ,35Хе. На реакторе СМ потеря реактивности за счет этого эффекта составляет около 5,5 . Наличие в активной зоне поглотителя нейтронов такой эффективности, распределенного в топливных элементах, не может не оказывать влияние на эффективность органов СУЗ. Непосредственно определить масштаб этого влияния на работающем реакторе не представляется возможным, поэтому его оценку проводили косвенными методами, в частности, путем анализа изменения реактивности при работе реактора на номинальном уровне мощности, а также путем градуировки органов СУЗ при выходе реактора из "йодной ямы". В последнем случае эффективность органов регулирования определяли при таком их расположении в активной зоне, в котором они находились к моменту остановки реактора, работавшего длительное время на номинальном уровне мощности. Полученные результаты позволяют сделать вывод о том, что в процессе кампании эффективность КО существенно (до 1,3 раза) снижается вследствие накопления П5Хе.
Результаты, полученные в экспериментах на критсборке а также данные градуировок, выполненных на реакторе, позволили определить пределы изменения эффективности органов СУЗ, зафиксированные в паспорте реактора (табл.3.5.). Там же, для сравнения, представлены паспортные данные реактора до реконструкции 1991-1992гг. Исследования, проведенные при подготовке диссертационной работы, позволили определить закономерности изменения эффективности органов СУЗ реактора СМ не только под влиянием экспериментальных устройств, но и в зависимости от различных эксплуатационных факторов. Диапазоны изменения компенсирующей способности оказались большими, чем это считалось ранее.
При подготовке отчета по обоснованию безопасности реактора СМ [22], анализ аварийных ситуаций выполнен с использованием уточненных характеристик органов СУЗ, полученных по аттестованным методикам измерений. Распределение энерговыделения в активной зоне
Распределение энерговыделения в активной зоне реактора СМ исследовали как расчетными методами, так и в экспериментах на критической сборке. В экспериментах определяли максимальные значения коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения по объему (Kv), по сечению (Ks) и по высоте (Kz) активной зоны, по сечению ТВС (Kt), а также максимальные значения коэффициентов неравномерности энерговыделения для характерных ячеек активной зоны.
Основные характеристики, определяющие ядерную безопасность исследовательского реактора при проведении экспериментов
Экспериментальные устройства, размещаемые в активной зоне реактора СМ, вносят существенное возмущение в ее размножающие свойства как за счет удаления части твэлов, место которых ЭУ занимает, так и за счет поглощения нейтронов облучаемыми материалами и конструкционными элементами ЭУ.
1. Для поддержания запаса реактивности на требуемом для обеспечения кампании уровне необходимо компенсировать пониженное количество 235U в ТВС типа 184.05. увеличением массы топлива в других ячейках активной зоны путем снижения среднего выгорания топлива в ТВС активной зоны.
2. Увеличение допустимого количества ТВС типа 184.05. в активной зоне реактора с 6 до 8 штук не оказывает заметного влияния на физические характеристики реактора, важные для безопасности (реактивность, эффективность органов СУЗ, профиль энерговыделения). Необходимо лишь поддерживать сум-марное количество U в активной зоне на требуемом уровне.
3. Существенное влияние на эффекты реактивности при перегрузке ТВС типа 184.05. и внутрикассетное распределение энерговыделения оказывает облучаемый материал. По экспериментальным данным снижение запаса реактивности при замене 4 мишеней с замедлителем нейтронов (вода или бериллий) на 4 мишени со слабопоглощающим веществом составляет 0,2 - 0,4 Рэф, а при замене на мишени с поглотителем нейтронов (4 штатных пэла реактора с Е112О3) 1,0 - 1,2 рэф. Результаты экспериментов на критсборке и анализ эксплутацион-ных показателей реактора позволяет сделать вывод, что ТВС типа 184.05. с мишенями, содержащими замеляющее нейтроны вещество, по воздействию на реактивностные параметры активной зоны, близка к ТВС типа 184.03. Внутри-кассетный коэффициент неравномерности энерговыделения по твэлам ТВС 184.05. для ячейки типа 52 находится в диапазоне от 1.68 до 1.97 (в зависимости от материала облучаемых мишеней), что не превышает аналогичный коэффициент для ТВС 184.03. (2.02).
4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по ячейкам активной зоны для ТВС типа 184.05. на 5 - 10% меньше по сравнению с ТВС 184.03., как по расчетным, так и по экспериментальным результатам. Поэтому для ТВС типа 184.05. не требуется специального дросселирования расхода теплоносителя по активной зоне.
5. В результате исследования различных ЭУ в активной зоне, установлено, что их применение в ряде случаев может привести к изменению проектных характеристик реактора по реактивности, распределению энерговыделения, эффективности органов СУЗ, однако их воздействие не так велико, как воздействие нейтронной ловушки. Показано, что путем применения специальных организационно-технических мер (алгоритмов перегрузки ТВС и перемещения органов СУЗ, или снижения мощности реактора, или изменения схемы гидравлического профилирования), как правило, характеристики реактора можно сохранить в проектных пределах. В случае, когда этих мер недостаточно, могут потребоваться более принципиальные изменения в компоновке активно"й зоны, такие как - изменение загрузки делящегося нуклида в твэле или переход на новый твэл [32], что повлечет за собой изменение ряда проектных характеристик реактора и дополнительного анализа безопасности установки.
Наибольшее влияние на характеристики реактора, важные для безопасности, оказывают устройства с делящимися нуклидами и материалами, поглощающими нейтроны, которые размещают в ближних к активной зоне каналах отражателя (яч. 2-5, Д-4, Д-6, Д-8, Д-10, см. рис.1.1.). Эти каналы имеют наибольшую плотность потока нейтронов, по сравнению с другими ячейками отражателя, и поэтому наиболее востребованы. Чаще всего в них облучают материалы с достаточно большим сечением поглощения нейтронов. Как правило, эти устройства, представляют собой сборки мишеней стандартных типоразмеров для накопления радионуклидов, либо сборки с образцами различных конструкционных или поглощающих материалов. Описание некоторых, наиболее характерных для последних лет эксплуатации реактора СМ типов ОУ, приведено в главе 1. Устройства с поглотителями нейтронов снижают альбедо отражателя и, тем самым, эффективный коэффициент размножения нейтронов в активной зоне, уменьшают эффективность компенсирующих органов за счет эффектов интерференции и несколько "выдавливают" энерговыделение в активной зоне к центру реактора. Изменение реактивности реактора при загрузке того или иного облучательного устройства определяют, как правило, в экспериментах на критической сборке. Ряд результатов получен непосредственно на реакторе [62]. Эффекты реактивности от загрузки некоторых характерных типов устройств, облучаемых в ближних к активной зоне каналах отражателя, а также корпусов экспериментальных каналов и вытеснителей, приведены в табл. 3.25.
Анализ представленных в таблице результатов позволяет сделать вывод о том, что загрузка.облучательных устройств с материалами, обладающими высоким сечением поглощения нейтронов (1г, Со, В4С, стальные образцы в большом количестве) в ближние к активной зоне каналы отражателя приводит к приблизительно одинаковому снижению реактивности реактора, хотя по макроскопическому сечению поглощения нейтронов, усредненному по объему ячейки, облучаемые материалы могут отличаться в сотни раз. Эффект реактивности при загрузке одного устройства, определенный по изменению запаса реактивности, может достигать 0,6 рэф. Предельные значения этих эффектов, полученные в экспериментах на критсборке, входят с состав паспортных характеристик реактора.
