Введение к работе
Актуальность темы
Современная атомная энергетика, производя тепловую и электрическую энергию, неизбежно производит и плутоний. Дисбаланс между производством плутония и его использованием привел к накоплению больших его складских количеств в мире. Направление быстрых реакторов (БР) позволяет решить проблему грядущего дефицита ядерного сырья за счет использования запасов наработанного и воспроизводимого плутония и решить основные вопросы утилизации отработанного топлива за счет замкнутого топливного цикла и выжигания младших актинидов из продуктов деления. Приемлемость атомной энергетики для общества подразумевает ее безопасность, экологичность и экономическую эффективность. БР обещают важные преимущества в сохранении окружающей среды, но, с другой стороны, на сегодня имеют неудовлетворительные стоимостные показатели.
Актуальность работы определяется задачами развития технологии БР в части создания базы конструкционных материалов активной зоны, которая обеспечит повышение надежности и экономичности эксплуатации через повышение ресурсных характеристик пнутрнреакторных элементов.
С этой целью проводятся реакторные испытания, оценка работоспособности и модернизация целого ряда внутрнреакторных элементов. Для улучшения свойств конструкционных материалов, совершенствования технологии производства и успешной эксплуатации активной зоны требуются надежные экспериментальные данные по влиянию на элементы активной зоны стационарных, переходных и нештатных режимов эксплуатации. Самым простым и информативным способом определения влияния факторов эксплуатации на свойства материалов и внутрнреакторных конструкций был и остаётся способ массовых нсразрушающих послереакторных исследований.
Практика показывает необходимость разработки критериев и алгоритмов отбора материалов активной зоны БР и оценки их свойств. Необходимо разрабатывать средства и методы исследований, которые позволяют в оптимальные сроки обеспечить результаты процесса эволюционного развития реакторных изделий, так как на сегодня процесс внедрения новых материалов требует времени, сравнимого со сроком службы реактора. Для полноценного управления ресурсными характеристиками должен быть реализован всесторонний контроль состояния элементов.
Цель работы
Диссертационная работа имеет своей целью изучение изменений эксплуатационных свойств материалов и конструкций в условиях реактора БН-600 для определения запаса работоспособности и возможности повышения ресурса элементов активной зоны.
В этой связи автором выполнены следующие работы:
разработан и создан ряд измерительных установок и методик первичных послереакторных исследований;
проведен мониторинг эксплуатационных характеристик изделий на соответствие требованиям, которые предъявляются к конструкционным материалам активной зоны БР;
создана база данных и информационно-поисковая система по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов и ТВС реактора БН-600;
на базе обобщенных данных послереакторных исследований установлены механизмы и основные эксплуатационные факторы, влияющие на работоспособность ТВС, органов системы управления и защиты (СУЗ) и других элементов реактора;
подготовлен экспериментальный материал, на основании которого обосновано повышение ресурса ТВС, стержней и гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
C.-Hv.n\'!>Ciypr
ОЭ 20$-2кт НЪЬ
Научная новизна
Получен и систематизирован материал о влиянии нейтронных и температурных характеристик облучения на радиационное распухание конструкционных сталей в реальных условиях БР. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе элементов активной зоны реактора БН-бОО с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенности конструкции.
Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности, исходя из условий эксплуатации действующего реактора.
Практическая ценность
Внедрены экспериментальные установки и методики, отвечающие специфике их применения на действующем энергоблоке - массовые неразрушающие исследования в условиях высокой радиоактивности с минимальным количеством дозозатрат и радиоактивных отходов.
Результаты, полученные автором в процессе реакторных испытаний, послереакторных измерений и аналитических исследований, использованы:
в проектно-конструкторских разработках и обосновании проектных характеристик ТВС трех модернизаций активной зоны реактора БН-бОО, в результате которых максимальное выгорание топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление ТВС активной зоны;
при увеличении назначенного ресурса стержней аварийной защиты (A3) с 365 до 500 эффективных суток (эф. суток);
при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения с ресурсом 560 эф. суток;
при увеличении назначенного ресурса гильз СУЗ с 450 до 730 эф. суток;
при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до (14-20) лет, а исполнительных механизмов СУЗ - с 10 до 25 лет.
В результате подъема ресурса внутриреакторных элементов почти вдвое снижен объем высокорадиоактивных отходов, сокращена продолжительность работ при перегрузке реактора, что в целом способствует повышению экономической эффективности и экологической чистоте эксплуатации реактора БН-600.
На защиту выносятся:
о методики и измерительные устройства, разработанные для исследования радиационных свойств конструкционных материалов в составе внутриреакторных элементов реактора БН-600;
в характеристики радиационного формоизменения элементов активной зоны реактора БН-600;
постановка задачи и расчетно-экспериментальные исследования по определению запаса
работоспособности стержней, гильз и направляющих труб СУЗ по истечению
назначенного ресурса эксплуатации;
« рекомендации и обоснование увеличения назначенного ресурса ТВС, стержней A3, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
Личный вклад автора
При участии автора спроектированы и внедрены все основные измерительные установки, используемые при послереакторных исследованиях в «горячей» камере (ГК) и бассейне вьщержки (БВ) реактора БН-600. Автором разработаны методики измерений, автоматизированы процессы измерений и обработки данных по формоизменению, гамма-сканированию твэлов и измерению электросопротивления оболочек твэлов. Выполнены
измерения, обработка данных и систематизация характеристик элементов реактора БН-600. Разработана структура и программное обеспечение Информационно-поисковой системы базы данных по первичным исследованиям. Автором проведена оценка остаточного ресурса элементов активной зоны на основе установленных критериев предельного состояния и доминирующих механизмов повреждения конструкционных материалов. Осуществлена постановка задач, разработка программ и проведение комплексных экспериментальных и аналитических исследований, по результатам которых получены материалы для обоснования повышения назначенного ресурса стержней СУЗ, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
Апробация работы
Основные положения и результаты работы доложены на: Российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград - 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 гг.); 11-ом Межнациональном совещании "Радиационная физика твердого тела" (г. Севастополь -
2001 г.); Международной научно-технической конференции «Опыт конструирования,
производства и эксплуатации органов регулирования ядерных реакторов» (г. Москва -
2002 г.); Российской конференции "Материалы ядерной техники" (г. Агой - 2002, 2003 гг.);
юбилейных научно-технических конференциях Белоярской АЭС (г. Заречный - 1984, 1989,
1994, 2004 гг.); научно-технической конференции "Свердловскому ядерному научному
центру - 35 лет" (г. Заречный - 2001 г.); Координационном Совете Минатома РФ по
поглощающим материалам и замедлителям (г. Москва-2003,2004 гг.).
