Содержание к диссертации
Перечень сокращений 3
Введение. Общая характеристика работы 4
Глава 1. Обзор литературы 12
1.1. Основные типы и характеристики испытательных реакторов 12
1.2. Методы определения тепловой мощности, энерговыделения в исследовательских реакторах 15
1.3. Методы экспериментального определения выгорания топлива ядерных реакторов неразрушающими одами 21
1.4. Заключение но главе 1 25
Глава 2. Энерговыделения и выгорание топлива в активной зоне реактора МИР.М1 27
2.1. Основные и физические особенности реакторов МИР 27
2.2. Петлевые установки и конструкция экспериментальных каналов реакторов МИР .34
2.3. Выгорание топлива и энерговыделения в элементах активной юны реакторов МИР.М1 36
2.4. Функциональное назначение и обоснование необходимое методик определения мощности тепловыделения и выгорания топлива 49
2.5. Заключение по главе 2 54
Глава 3. Методика определения тепловой мощности и глубины выгорания
топлива рабочих ТВС реактора МИР.М1 56
3.1. Описание использовавшейся методики определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива рабочих ТВС 56
3.2. Усовершенствование і одической основы 58
3.3. Схема расчета тепловой мощности, мощности энерговыделения и выгорания топлива 62
3.4. Оценка погрешностей определения тепловой мощное і и, энерговыделения и выгорания топлива Р ГВС 68
3.5. Заключение по главе 3 74
Глава 4. Методика определения тепловой мощности в каналах водяных петлевых установок реактора МИР.М1 76
4.1. Описание использовавшейся методики определения мощности твэлов в каналах водяных петлевых установок 76
4.2. Усовершенствование метода теплового баланса 78
4.3. Определение эмпирических и расчетных констант и способы верификации методики 83
4.4. Оценка погрешностей определения тепловой мощности твэлов ГГГВС 91
4.5. Заключение по главе 4 96
Глава 5. Экспериментальная установка и методика определения выгорания топлива в твэлах гамма спектрометрическим методом 98
5.1. Описание экспериментальной установки 98
5.2. Усовершенствованная методика определения содержания продуктов деления и выгорания топлива в твэлах гамма спектрометрическим методом 102
5.3. Метрологическая аттестация и оценка погрешностей определения содержания продуктов деления в твэлах 108
5.4. Заключение по главе 5 112
Заключение 114
Литература 1
Введение к работе
В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» определены:
• поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;
• постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.
Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и ТВС, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-й годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)-10-5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].
В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.
Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.Ml [2]. При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:
• обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания -70 МВт-сут/кги и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;
• испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и оболочечными материалами;
• реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;
• исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР;
• сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;
• испытания полномасштабных ТВС с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;
• испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Mo топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR).
Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа КЛТ-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ГТМГР.
Многопетлевой исследовательский реактор МИР.Ml был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.Ml имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.
Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. Следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Известно, что топливная составляющая стоимости производства электроэнергии на АЭС составляет 15% [1], поэтому уточнение допустимого предела выгорания топлива даже на 1% может обеспечить значительный экономический эффект. Вследствие неопределенности значений выгорания отработавшего топлива на АЭС существует так называемая проблема «кредита выгорания», суть которой заключается в том, хранилища отработавшего топлива в настоящее время обеспечивают условия безопасности, как для свежего топлива. В конечном итоге это приводит к снижению допустимого количества отработавших сборок в хранилищах и, соответственно, к значительным экономическим издержкам при храпении топлива. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность эксплуатации топлива. В настоящее время в качестве одного из путей повышения эффективности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 рассматривается снижение излишнего запаса теплотехнической надежности на 10%, при решении такой задачи необходимо экспериментально обосновать возможность эксплуатации топлива при тепловых нагрузках больших на 10%, чем обосновано к настоящему времени. При экспериментальном обосновании увеличения допустимой мощности на 10% саму мощность в экспериментах необходимо определять с более высокой точностью. Для обоснования работоспособности топлива в таких режимах необходимо выполнить комплекс факторных экспериментов с инструментованными облучательными устройствам, как правило, с одиночными твэлами, имеющими достаточно глубокую глубину выгорания. Как правило, тепловая мощность находится в пределах от 50 до 200 кВт. Штатные методики контроля тепловой мощности твэлов при значениях мощности в диапазоне от 500 до 1000 кВт в экспериментальных каналах могут обеспечить погрешности на уровне 10%. Таким образом, актуальность работы заключается в повышении точности определения основных эксплуатационных характеристик топлива, а именно, глубины выгорания и допустимых тепловых нагрузок, в улучшении представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.
