Содержание к диссертации
Введение
1 Влияние эквивалентной температуры облучения и плотности потока сопутствующего гамма-излучения на значение срока службы реакторного графита 11
1.1 Состояние проблемы 11
1.2 Свойства реакторного графита и его работоспособность в уран-графитовых реакторах 12
1.3 Влияние условий облучения реакторного графита на значение критического флюенса 28
1.4 Типы дефектов и их классификация 35
1.5 Исследования по формоизменению графитовых кладок реакторов РБМК-1000 .
1.6 Методика обработки экспериментальных данных по формоизменению графита 42
1.7 Экспериментальные данные по формоизменению графита 49
1.8 Экспериментальные данные, интерполяция каноническим полиномом 68
Выводы 11
2 Пространственно-распределенный источник тепловыделения в графитовых конструкциях и эквивалентная температура облучения 74
2.1 Составляющие пространственно-распределенного источника тепловыделения в графитовых конструкциях 74
2.2 Плотность потока нейтронов и эквивалентная температура облучения 80
2.3 Функция, характеризующая степень повреждения структуры и свойств графита 84
2.4 Использование средних интегральных значений плотности потока повреждающих нейтронов и соответствующей эквивалентной температуры облучения 87
Выводы 92
3 Оценки срока службы реакторного графита с учетом особенностей эксплуатации и деградации теплофизических свойств 96
3.1 Методика обработки массивов эксплуатационных параметров 96
3.2 Радиальное и аксиальное распределение температурных полей 98
3.3 Распределение значения срока службы реакторного графита по активной зоне 101
3.4 Распределение значения срока службы реакторного графита по радиусу эквивалентной ячейки 102
3.5 Оценка срока службы реакторного графита в топливных каналах с учетом деградации теплофизических свойств и формоизменения элементов конструкции 105
Выводы 112
4 Срок службы реакторного графита в низко- и высокотемпературной области 114
4.1 Состояние проблемы 114
4.2 Оценка срока службы графита каналов системы управления и защиты (СУЗ) 116
4.2.1 Распределение плотности потока повреждающих нейтронов по радиусу ячейки системы управления и защиты 116
4.2.2 Энерговыделение в колонне системы управления и защиты за счет рассеяния и поглощения у-квантов 120
4.2.3 Эквивалентная температура облучения графита 123
4.2.4 Критический флюенс и распределение значения срока службы графита 126
4.3 Оценка срока службы графита топливных блоков в высокотемпературной области на примере реактора ГТ-МГР 131
4.3.1 Активная зона реактора ГТ-МГР 131
4.3.2 Определение значения флюенса повреждающих нейтронов 132
4.3.3 Определение значения критического флюенса 134
4.3.4 Результаты расчета 136
Выводы 136
Заключение .139
Литература 143
- Влияние условий облучения реакторного графита на значение критического флюенса
- Функция, характеризующая степень повреждения структуры и свойств графита
- Распределение значения срока службы реакторного графита по радиусу эквивалентной ячейки
- Распределение плотности потока повреждающих нейтронов по радиусу ячейки системы управления и защиты
Введение к работе
Актуальность работы. Большое экономическое и практическое значение имеет увеличение срока гарантированной безопасной эксплуатации ядерного реактора. К 2003 году у десяти работающих в нашей стране энергетических реакторов канального типа большой мощности (РБМК) проектный 30-летний срок службы закончился. Он близок к завершению и у других водоохлаждаемых графитовых реакторов. Срок службы этих установок в основном определяется работоспособностью графитового замедлителя и графитовых элементов конструкции реактора. Работоспособность реакторного графита, в свою очередь, определяется его свойствами и их изменением в результате облучения, окисления и коррозии.
Графит в процессе длительной работы теряет свои эксплуатационные характеристики: происходит деградация теплофизических реологических и физико-механических свойств, в результате чего изменяются условия теплообмена и теплопереноса. Эти изменения индуцированы радиационно-стимулированными эффектами. В определенный момент начинается вторичное распухание графита, которое наряду с новым (вторичным) ухудшением свойств графита, влечет за собой деформацию блоков, их растрескивание, искривление колой и всей кладки в целом. Деформация блоков и колон затрудняет работу регулирующих систем и замену технологических каналов. В результате эксплуатация графитовой кладки, как конструкции, становится невозможной. При этом прочностные свойства и изменение размеров (формоизменение) являются определяющими характеристиками работоспособности реакторного графита [1].
Основная часть графитовой кладки уран-графитовых реакторов должна работать без замены в течение всего срока эксплуатации реактора. Прогнозирование радиационно-стимулированного изменения свойств графита па основании радиационных испытаний образцов в исследовательских реакторах оказывается недостаточно надежным, поскольку не учитывает таких факторов, как особенности спектров нейтронов, характеристик полей сопутствующего у-излучения и др. факторов, влияющих на работоспособность графита. Поэтому в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов из блоков кладки [2], систематически выбуриваются керны, для которых определяются физико-механические свойства графита, и в результате анализа экспериментальных данных даются заключения о возможности дальнейшей эксплуатации графитовой кладки и, соответственно, реактора в целом. Аналогичным образом обосновывалось продление срока службы реактора АМ-1 Обнинской АЭС [2] и контролируются кладки РБМК.
Поэтому расширение исследований состояния и свойств графита, облученного до все более высоких флюенсов, является перспективной задачей в области прогнозирования срока службы реакторного графита. Данные по радиационному изменению свойств графита и состоянию графитовых элементов конструкции уран-графитовых реакторов, свидетельствуют о том, что разными авторами выделяются различные критерии работоспособности реакторного графита. Они необходимы для определения срока безопасной эксплуатации действующих реакторов и, что особенно важно, для обоснования возможности его продления [1].
С начала 90-х годов ведущими научными и проектно-конструкторскими организациями интенсифицировались научно-практические работы по изучению радиационных изменений свойств графита: РНЦ "Курчатовский институт" (Москва) [3], ФГУП НИКИЭТ (Москва) [4], ПИИ Графит (Москва) [1], ГНЦ РФ-НИИАР (Димитровград) [5] и другие.
Цель работы. Целью работы является разработка методики корректного определения срока службы графита водоохлаждаемых канальных реакторов с учетом влияния особенностей эксплуатации на
7 параметры потока нейтронов, сопутствующего у-излучения и деградации теплофизических свойств графита.
Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи: определение составляющих процесса энерговыделения в графите, обусловленных замедлением нейтронов и поглощением у-квантов с учетом особенностей спектра излучений [6]; определение влияния эквивалентной температуры облучения и плотности потока сопутствующего у-излучения на значение срока службы реакторного графита в топливных ячейках и ячейках системы управления и защиты [7], [8]; - определение пространственно-распределенного источника тепловыделения в графитовых конструкциях и эквивалентной температуры облучения с учетом особенностей спектра потока нейтронов и сопутствующего у-излучения [б], [7], [8]; - оценка срока службы реакторного графита с учетом особенностей эксплуатации и деградации его теплофизических свойств [6]; - определение влияния особенностей зависимости критического флюенса в низко- и высокотемпературной областях на срок службы реакторного графита [6], [9].
Научная новизна.
1 Разработана методика расчета, позволяющая по нейтронно- и теплофизическим параметрам эксплуатации определять срок службы реакторного графита с учетом эквивалентной температуры облучения, плотности потока сопутствующего у-излучения и деградации теплофизических свойств графита.
2 Установлены факторы, определяющие степень влияния составляющих пространственно-распределенного радиационного источника тепловыделения в графитовых конструкциях на значение их срока службы.
3 Разработана методика обработки массивов эксплуатационных
8 значений плотности потока повреждающих нейтронов и температуры облучения, позволяющая проводить оценки срока службы с учетом особенностей эксплуатации реактора.
4 Проведена оценка срока службы топливных блоков газотурбинного модульного высокотемпературного гелиевого реактора (ГТ-МГР) с учетом особенностей зависимости критического флюенса от температуры в высокотемпературной области.
Практическая значимость.
Разработанная методика расчета срока службы реакторного графита позволяет: - оценить срок безопасной эксплуатации уран-графитового реактора с учетом его особенностей; - осуществлять расчетное прогнозирование состояния основного несущего материала активной зоны в уран-графитовом реакторе на основании экспериментальной информации о нейтронно- и теплофизических параметрах эксплуатации реактора; - оптимизировать теплофизические параметры эксплуатации графитовой кладки для увеличения срока безопасной эксплуатации уран- графитового реактора.
Результаты исследований использованы при выполнении НИР по техническим заданиям концерна "Росэнергоатом" (департамент РБМК) и ФГУП "Горно-химический комбинат".
Упрощенный вариант методики используется в учебном процессе -при проведении расчетов в ходе выполнения курсового проекта в 9-ом и 10-ом семестрах студентами специальности 140305 "Ядерные реакторы и энергетические установки".
На защиту выносятся.
1 Методика уточнения параметров составляющих пространственно-распределенного источника тепловыделения и реальной эквивалентной температуры облучения реакторного графита.
2 Методика уточнения срока службы реакторного графита с учетом особенностей нейтронно- и теплофизических параметров эксплуатации уран-графитового реактора.
Результаты анализа процессов определяющих срок службы реакторного графита в ячейках системы управления и защиты.
Результаты анализа процессов определяющих срок службы реакторного графита в высокотемпературной области при большой жесткости спектра нейтронов.
Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на 7 Международных, Всероссийских и Отраслевых научно-технических и научно-практических конференциях. В том числе: на Отраслевой научно-технической конференции: "Технология и автоматизация атомной энергетики" (СГТИ, Северск, 2003) [10], на научно-практической конференции молодых работников СХК "Молодежь ЯТЦ: Наука и производство" (Северск, 2004) [11], па Международной научно-практической конференции "Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)" (Томск, 2004) [12], на научной сессии МИФИ-2005 (Москва, 2005) [13], на XI Международной научно-практической конференции студентов и молодых ученых "Современные техника и технологии СТТ'2005 " (Томск, 2005) [14], на Всероссийской научной конференции студентов-физиков и молодых ученых "ВНКСФ-П" (Екатеринбург, 2005) [15], на Международной научно-практической конференции "Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)" (Томск, 2005) [16].
Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка используемой литературы. Материал работы изложен на 154 страницах, включая 65 рисунков и 15 таблиц. Библиографический список включает 101 наименование.
Личный вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и
10 включенные в диссертацию, состоит в непосредственном участии в '/ разработке методики, проведении расчетов и анализе полученных результатов.
Публикации. Основное содержание диссертационной работы отражено в 11 печатных работах, в том числе в 4 научных статьях [6], [7], [8], [9], 2 докладах [11], [14] и 5 тезисах докладов [10], [12], [13], [15], [16].
Влияние условий облучения реакторного графита на значение критического флюенса
При реакторном облучении у-излучение вызывает радиационный у-отжиг материалов [63], [64] и радиационное у-преобразование. Эти процессы инициируются электронами, возникающими при взаимодействии у-излучеиия с веществом. Быстрые электроны, передавая энергию смещенным из узлов кристаллической решетки атомам, переводят их в новые положения с иным энергетическим состоянием. В результате спектр дефектов, первоначально образовавшийся в зоне возбуждения (пике смещения), трансформируется, размываясь в области меньшей и большей энергии активации [65], [66].
Дефекты с малой энергией активации отжига, а также смещенные излучением в эту область энергии активации отжигаются при температуре облучения (термический и у-радиационный отжиг). Дефекты же, энергия активации которых под влиянием у-излучения увеличивается, термическому отжигу при облучении не подвергаются, они накапливаются в материале и во многом определяют его свойства после облучения [67]. Практическая значимость двух этих процессов, обусловленных у-излучением определяется типом материала и условиями облучения. Как правило, увеличение температуры облучения эквивалентно по знаку воздействия на материал росту плотности потока у-излучения. Это воздействие, в частности, на критический флюенс нейтронов для графита может быть различно. Например, при высокой температуре облучения, когда свойства материала за счет образования дополнительных базисных плоскостей определяются формоизменением кристаллитов, результат воздействия отличается от получаемого при низкой температуре облучения, когда свойства графита обусловлены точечными дефектами.
Плотность потока у-квантов влияет и на радиационный у-отжиг, и на скорость изменения размеров кристаллитов графита при облучении. Количество образуемых смешенных из узлов решетки атомов при разной температуре одинаково, но их преобразование в процессе радиационного отжига и образования новых базисных плоскостей протекает тем интенсивнее, чем относительно выше плотность потока у-излучения. Оба эти процесса, принципиально разные, обусловлены в конечном итоге типом участвующих в них дефектов.
Экспериментальные результаты. При облучении реакторного поликристаллического графита марки ГР-280 при 500-800 С вначале за счет закрытия технологических микротрещин в кристаллитах наблюдается его макроусадка. Когда технологические трещины будут закрыты, произойдет увеличение объема (распухание). Флюенс быстрых нейтронов при котором распухание поликристаллического графита компенсирует усадку есть критический флюенс нейтронов, ограничивающий ресурс графита РБМК[Щ.
При облучении изменяются физические и механические свойства реакторного графита: электро- и теплопроводность, прочность, параметры кристаллической решетки, объем и т.п. [68]. Но при превышении критического флюенса нейтронов изменения лавинообразные: резко падает теплопроводность, графит катастрофически распухает, фактически теряются его механические свойства. Поэтому критический флюенс нейтронов можно определить по разным свойствам графита, но наиболее принятым критерием является изменение объема [69], [70].
Из графика (рисунок 1.8) следует, что критический флюенс повреждающих нейтронов зависит не только от температуры облучения, но и от плотности потока у-квантов. Он уменьшается как при повышении температуры облучения, так и при увеличении плотности потока у-излучеиия. В выбранном реальном масштабе единиц от этих параметров он зависит почти одинаково. Так, при облучении при одной и той же плотности потока у-излучения в MP увеличение температуры облучения от 300 до 700 С приводит к уменьшению флюенса от 35-Ю21 до 12-Ю21 см"2. При одной и той же температуре облучения, например, 500 дС переход от облучения в MP (плотность потока у-квантов 5Т014 с" см"2) к облучению в СМ-2 (10 с" -см"") также уменьшает критический флюенс нейтронов от 24-Ю21 до 11-Ю21 см"2.
Линия пересечения критического флюенса нейтронов с плоскостью плотности потока у-излучения в РБМК при экстраполяции позволяет оценить критический флюенс для разной температуры облучения графита в РБМК.
Особо следует отметить, что если снизить температуру облучения в углах графитовых блоков от 700 до 550 С, как это практикуется, например, на Ленинградской АЭС, то критический флюенс нейтронов увеличивается в 1,5 раза.
Графит является уникальным материалом со связями в кристаллической решетке, резко зависящими от направления. Это определяет и его особое поведение под облучением. Отдельные кристаллиты поликристаллического графита в исходном состоянии представляют собой, образно говоря, "толстые книги", страницами которой служат базисные плоскости графита. При облучении эти книги перестраиваются в "карандаши", оси которых перпендикулярны страницам книги. Материалом для этой перестройки служат, создаваемые нейтронами смещенные атомы, а их компоновка в дополнительные базисные плоскости осуществляется как за счет температуры облучения, так и воздействия у-квантов [71]. Поэтому сравнительно низкие потоки у-облучения в РБМК по сравнению с исследовательскими реакторами замедляет перестройку графита, увеличивая ресурс повышением значения критического флюенса нейтронов.
Оценим влияние плотности потока быстрых нейтронов на критический флюенс нейтронов для графита, при переходе от условий облучения в MP к условиям эксплуатации в РБМК. Влияние плотности потока нейтронов на графит в работе [72] описывается соотношением: Из соотношения (1.5) следует, что чем меньше плотность потока быстрых нейтронов, тем больше эквивалентная температура облучения и, следовательно (см. рисунок 1.8) меньше критический флюенс нейтронов для графита.
Эквивалентная температура облучения — температура, обусловленная внутренним, пространственно-распределенным в объеме графитовой конструкции, источником, тепловыделения за счет про-цессов замедления нейтронов и поглощения у-излучения [73].
Функция, характеризующая степень повреждения структуры и свойств графита
Анализ современного состояния исследований свойств реакторного графита и его работоспособности в водографитовых реакторах позволяет сформулировать ряд выводов.
Работоспособность графита, как материала, ограничивается вторичным распуханием с минимумом скорости при 300 С, которая в значительной мере зависит от степени совершенства кристаллической структуры графита и ее отклонений, вызванных технологией изготовления.
Работоспособность (целостность) графитовых блоков, как конструкции, определяется прочностью графита и ее допустимыми отклонениями от технических требований. Для принятых условий облучения, отсутствия окисления и коррозии, массового образования трещин не наступит в течение 30-35 лет работы. 3 Продолжительность эксплуатации графита и блоков кладки в РБМК возможна в течение 35-40 лет при максимальной эквивалентной температуре облучения 600-650 С. 4 Для строгого обоснования увеличения срока службы графита РБМК необходимо учитывать влияние сопутствующего у-излучения. Плотность потока у-излучения зависит от места расположения графитового блока в активной зоне, от места в графитовом блоке и типа самого блока. Поэтому необходимо проведение более точных расчетов полей у-излучения, тем более, что в каждой точке блока разная плотность потока повреждающих нейтронов и эквивалентная температура облучения. 5 Используя банк данных для графита РБМК и графита других марок, необходимо проанализировать тенденции экстраполяции результатов, полученных в исследовательских реакторах, на РБМК. Поэтому необходимо проведение целенаправленных исследований кернов графита РБМК, облученных при флюенсе нейтронов, далеком от критического, и сравнение результатов с полученными в исследовательских реакторах. Для строгого обоснования увеличения срока службы графита РБМК необходимо учитывать, что температурные условия облучения зависят не только от места расположения графита в активной зоне. Они являются функциями времени, которые значительно изменяются на больших промежутках времени и являются немонотонными. Приведенные в работе результаты позволяют сделать следующие выводы о тенденциях формоизменения графитовых кладок РБМК-1000: 1) реально наблюдавшаяся диаметральная усадка графита идет по нелинейному закону; 2) выявлен участок замедления (стабилизации) диаметральной усадки графитовых блоков в ячейках, достигших суммарной энергонаработки приблизительно 9000 МВт-сут. Причем стабилизация усадки наблюдается несколько раньше, чем ожидалось.
Последний вывод имеет большое практическое значение при планировании замен ТК во избежание исчерпания газового зазора ТК-ГК. До сих пор полагалось, что усадка линейно возрастает с ростом энергонаработки и замедление усадки не наблюдается. Все прогнозы поведения графита и графики замен ТК составлялись, исходя из этого. Пересмотр представления о тенденции диаметральной усадки графита позволит сократить количество заменяемых каналов, сократив тем самым время ремонта реактора, а также более полно использовать ресурс оставшихся ТК.
Еще одна перспектива применения предложенного метода — выяснение реального предельно-достижимого срока эксплуатации графитовых кладок РБМК-1000, для чего необходимо продолжать обрабатывать вновь поступающие с АЭС данные о диаметрах ГБ с большими значениями эн ер го наработок.
Дальнейшие пути усовершенствования представленного метода -учет температуры графитовой кладки и ее неравномерности, корректировка распределения плотности потока повреждающих нейтронов по высоте и по радиусу A3, уточнение методики расчета критического флюенса и определения момента его достижения.
Таким образом, в данной главе проведен анализ современного состояния исследований свойств реакторного графита и его работоспособности в водографитовых реакторах, представлены данные по формоизменению графита реактора РБМК-1000, получены зависимости значения критического флюенса от эквивалентной температуры облучения при заданном значении плотности потока сопутствующего у-излучения.
В данной главе рассмотрены результаты систематических расчетов составляющих (слагаемых) пространственно-распределенного источника тепловыделения, обусловленного замедлением нейтронов и поглощением у-квантов, эквивалентной температуры облучения и ее распределения по высоте A3 и радиусу графитового блока, которые кратко изложены в публикациях [6], [10], [12], [16].
Анализ современного состояния исследований свойств реакторного графита показывает, что определяющее влияние на значение критического флюенса и, следовательно, срок службы графита, оказывают значения плотности потока сопутствующего у-излучения и эквивалентной температуры облучения [3]. Эквивалентная температура облучения образована суммарным тепловыделением за счет замедления нейтронов и поглощения у-квантов в объеме графита [73].
Тепловыделение, обусловленное замедлением нейтронов, прямо пропорционально плотности потока нейтронов и определяется нейтронно-физическими особенностями реактора.
Распределение значения срока службы реакторного графита по радиусу эквивалентной ячейки
Анализ полученных результатов позволяет сформулировать ряд выводов. 1 Основной вклад в генерацию y-квантов вносят материалы, входящие в состав 1-ой зоны элементарной ячейки. В связи с тем, что графит имеет низкое значение микроскопического сечения радиационного захвата тепловых нейтронов (около 0,004 б), удельная интенсивность реакции захвата во 2-ой зоне на 3 порядка ниже, чем в 1-ой зоне. Объемы зон при этом отличаются на 1 порядок. В результате, энергия у-квантов, выделяемая в процессе захвата нейтронов ядрами графита в пересчете на одно деление, составляет около 0,15 МэВ/дел. 2 Основной вклад в генерацию у-квантов вносит процесс деления (мгновенные у-кванты - 7,8 МэВ/дел) и у-излучение осколков деления (7,2 МэВ/дел). Энергия у-квантов, выделившаяся в результате радиационного захвата (3-4 МэВ/захват), практически в 5 раз ниже энергии у-квантов, выделившейся в процессе деления. Удельная интенсивность реакции деления в 1 -ой зоне в 2 раза выше удельной интенсивности реакции захвата. Все это приводит к тому, что суммарная энергия, выделяющаяся при поглощении у-квантов деления, на порядок выше суммарной энергии, выделяющейся при поглощении у-кваитов захвата. 3 В реакторе АДЭ доля тепловыделения за счет процесса замедления нейтронов выше, чем в реакторах РБМК-1000. Этот факт можно объяснить тем, что в АДЭ жесткость спектра нейтронов примерно в 2 раза выше. Отношение объема топлива к объему замедлителя составляет: АДЭ - 0,02; РБМК - 0,03. Однако в этих реакторах используются различные виды топлива: АДЭ - металлический уран (18,1 г/см ), РБМК — двуокись урана (10,3 r/cMJ). В реакторах с жестким спектром нейтроны, потеряв часть своей энергии в графите, достаточно быстро поглощаются материалами активной зоны, в том числе вызывая деление с появлением быстрых нейтронов. В реакторах с мягким спектром тепловые нейтроны достаточно долго диффундируют до момента деления топлива. 4 Тепловыделение, обусловленное поглощением у-квантов, в реакторах АДЭ и РБМК практически не отличается. Энергия, выделяющаяся во всей активной зоне только за счет поглощения у-излучения, составляет около 8 % (в замедлителе около 2,5-3 %) от общей мощности реактора. В графитовом замедлителе канальных реакторов за счет замедления нейтронов и поглощения у-излучения выделяется около 4-5 % от общей мощности реактора. Следовательно, на значение коэффициента Д определяющее влияние оказывают особенности процесса замедления нейтронов.
Таким образом, результаты по оценкам срока службы графита АДЭ на прогнозы для РБМК переносить нельзя ввиду того, что удельные интенсивности процессов деления и радиационного захвата для технологических каналов в этих реакторах различны (2-10 " см" -с" -РБМК, 510" см"-с" - АДЭ), а это приводит к различным значениям плотности потока сопутствующего у-излучения (4Т0 " см""-с" - РБМК, 5-Ю1 см"2-с" - АДЭ). Увеличение плотности потока сопутствующего у-излучения и эквивалентной температуры облучения в интервале выше 300 С в соответствии с [3] вызывает уменьшение значения критического флюенса. При определении срока службы РБМК также следует учитывать то, что составляющие тепловыделения за счет замедления нейтронов и поглощения у-квантов и их отношение значительно отличаются от случая АДЭ. Уточненное для канальных графитовых водоохлаждаемых реакторов значение доли тепловой мощности, выделяющейся в замедлителе, не превышает 4,9 % (4,33 % для РБМК).
В результате проведенного анализа получено соотношение, связывающее плотность потока тепловых нейтронов с эквивалентной температурой облучения; определена функция, характеризующая степень повреждения микро- и макроструктуры, а также степень деградации физических свойств графита.
Из расчетных соотношений, определяющих функцию повреждения графита, для ранее определенных коэффициентов полиномиальной аппроксимации и в предположении линейности оператора L, связывающего значения плотности потока нейтронов и эквивалентной температуры облучения, показатель степени т составляет величину 1,3.
Критическое значение функции повреждения при т = 1,3 для случая аппроксимации зависимости F0(T0) полиномом второй степени составляет При этом плотность потока нейтронов должна измеряться в (нейтрон/см"-с), время в (с).
Использование средних интегральных значений эквивалентной температуры облучения при определении значения критического флюенса и, следовательно, срока службы реакторного графита приводит к значительным ошибкам (около 20 %). При этом, как правило, оцененный по средним значениям, срок службы оказывается заниженным. В случае учета реального состояния многие графитовые конструкции и кладка графитовых реакторов являются работоспособными еще в течение нескольких лет. H Таким образом, в данной главе изложен алгоритм расчета и получены расчетные соотношения для определения составляющих источника тепловыделения в графитовых конструкциях активной зоны реактора. Проведен расчет составляющих, образованных замедлением нейтронов и поглощением у-квантов, для реакторов РБМК и АДЭ. Получены аналитические соотношения, позволяющие определять значения эквивалентной температуры облучения реакторного графита. Проведены расчеты, результатом которых являются значения ошибок, обусловленных использованием средних интегральных температур облучения при определении значений критического флюенса.
Распределение плотности потока повреждающих нейтронов по радиусу ячейки системы управления и защиты
Представленный результат был получен в предположении, что все быстрые нейтроны являются повреждающими. Если учитывать тот факт, что плотность потока повреждающих нейтронов практически в 3 раза меньше плотности потока быстрых нейтронов, то ситуация изменится как на количественном, так и на качественном уровнях (рисунки 3.10-3.12).
Таким образом, продление срока эксплуатации выше нормативного может быть обеспечено, например, уменьшением термического сопротивления в зазоре: труба технологического канала - графитовый блок (см. рисунок 3.12). Это достигается при использовании графитовых втулок (реактор АДЭ). С другой стороны, графитовые втулки (по сравнению с набором графитовых колец) имеют ряд недостатков, обусловленных технологическими особенностями изготовления и эксплуатации. Выбор оптимальных и совершенствование проектных технических решений, не требующих больших капитальных затрат, позволяет значительно повысить работоспособность графитовых конструкций. Примером этому могут служить проект реакторной установки МКЭР-800 [79] и анализ предпосылок возможности увеличения срока гарантированной безопасной эксплуатации РБМК-1000 [82].
В имеющихся на сегодняшний день экспериментальных оценках срока службы реакторного графита распределение энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны является средней интегральной характеристикой. Значение срока службы при таком подходе для уран-графитовых реакторов определено в 35 лет. При этом факты носят противоречивый характер. Например, графитовая кладка промышленных уран-графитовых реакторов, имеющих больший «возраст», оказывается менее поврежденной, чем в реакторах, введенных в эксплуатацию позже. При сроке службы 35 лет реакторы продолжают успешно функционировать в течение 50 лет, а при тщательном исследовании графитовой кладки оказывается, что она может эксплуатироваться еще около 10 лет. Таким образом, расчет срока службы необходимо проводить для каждой отдельной колонны с учетом её местоположения по отношению к органам управления и защиты. Отличие расчетных значений эквивалентной температуры облучения и срока службы реакторного графита в различных точках активной зоны от усредненных может достигать 23 %.
Оценки срока службы, как правило, проводятся с использованием экспериментальных зависимостей критического флгоенса от температуры облучения, полученных в исследовательских реакторах. При этом под температурой облучения не всегда подразумевается эквивалентная температура, обусловленная взаимодействием нейтронов и у-квантов с графитом. Результаты расчетов показали, что погрешность определения критического флюенса, вызванное данным обстоятельством и использованием среднего значения энергонапряженности кладки, за год может достигать 14 %.
С целью увеличения степени адекватности расчетных данных ожидаемым значениям следует учитывать влияние на величину критического флюенса действующего значения плотности потока повреждающих нейтронов и его спектра. спользование усредненных во времени и по активной зоне микро- и макроскопических параметров эксплуатации графита во многих случаях приводит к занижению значения срока службы.
Таким образом, в данной главе изложен алгоритм расчета, по которому произведена оценка срока службы реакторного графита с учетом неравномерности эиерговыделеиия по радиусу и высоте A3, и по радиусу графитового блока. Учтены изменения условий теплообмена и теплопереноса, вызванные деградацией теплофизических свойств и формоизменением элементов конструкций.
В данной главе рассмотрены результаты систематических расчетов срока службы реакторного графита в топливных блоках реактора ГТ-МГР (высокотемпературная область) и каналах системы управления и защиты реактора АДЭ (низкотемпературная область) с учетом особенностей, обусловленных различиями спектров потоков нейтронов и характеристик полей у-излучения, которые кратко изложены в публикациях [6], [9], [15].
Анализ современного состояния графитовых кладок одоохлаждаемых канальных реакторов показывает, что среднее значение набранного флюенса на внутренней поверхности графитового блока ячеек системы управления и защиты (СУЗ), как правило в три раза ниже среднего по активной зоне значения флюенса [90].
В диапазоне температуры облучения 100-300 С в графите присутствуют межузлия и вакансии, они и определяют изменения параметров кристаллической решетки и соответствующих свойств графита [9J]. В этом диапазоне уменьшение температуры облучения и плотности потока у-излучения, благодаря снижению термического и радиационного у-отжига, приводят к увеличению концентрации дефектов и, как следствие, к уменьшению критического флюенса нейтронов. Эту ситуацию можно прокомментировать примером. В уран-графитовых реакторах графит эксплуатируется не только в блоках при высокой температуре, но и в вытеснителях стержней СУЗ, где на начальной стадии эксплуатации за счет малого зазора между трубой вытеснителя и графитом температура облучения составляет около 100 С.
