Содержание к диссертации
Введение
1 Методика проведения неитронно-физического расчета реактора СМ 12
1.1 Особенности конструкции и нейтронно-физические параметры реактора СМ 12
1.2 Концепция модернизации активной зоны реактора СМ-3 18
1.3 Программно-методическое обеспечение расчетов 21
1.4 Тестирование расчетной модели активной зоны реактора СМ-3 34
2 Расчетное исследование нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора СМ -3 41
2.1 Характеристики штатной активной зоны реактора СМ 41
2.1.1 Реактивностные параметры 41
2.1.2 Распределение энерговыделения по высоте активной зоны 45
2.1.3 Распределение энерговыделения по активной зоне 45
2.1.4 Зависимость плотности теплового потока с поверхности твэлов от положения регуляторов СУЗ 48
2.1.5 Анализ тепловых нагрузок на твэлы в штатной активной зоне 51
2.1.6 Эффективность РО СУЗ и баланс реактивности 54
2.2 Характеристики модернизированной активной зоны реактора СМ 55
2.2.1 Конструкция модернизированной активной зоны и ТВС 55
2.2.2 Распределение эн'ерговыделения в модернизированной активной зоне57
2.3 Сравнение характеристик модернизированной и штатной активных зон 60
2.4 Выводы 62
3 Исследование характеристик экспериментальных каналов 63
4 Экспериментальное обоснование работоспособности твэлов с повышенным содержанием 235U 67
4.1 Расчетно - экспериментальные исследования режима облучения штатной (№ 100132) и опытной ТВС (№10125089) 67
4.2 Петлевые испытания модельных ТВС 77
4.3 Реакторные испытания полномасштабных ТВС 85
4.3 Выводы 91
5. Перевод реактора на модифицированные ТВС 93
5.1 Расчетное обоснование процесса перехода к модернизированной активной зоне в процессе штатных перегрузок 93
5.2 Расчетное сопровождение работы реактора при переходе на модифицированные ТВС с повышенным содержанием урана 96
5.3 Эффективность регулирующих органов модернизированной активной зоны 111
5.4 Характеристики вариантов компоновок активной зоны в рамках первого этапа модернизации 116
5.5 Технико экономические показатели модернизированной активной зоны 125
Общие выводы 130
Список литературы 132
- Концепция модернизации активной зоны реактора СМ-3
- Характеристики модернизированной активной зоны реактора СМ
- Петлевые испытания модельных ТВС
- Расчетное сопровождение работы реактора при переходе на модифицированные ТВС с повышенным содержанием урана
Введение к работе
На сегодняшний день наличие тепловыделения в исследовательских реакторах является по существу платой за генерацию нейтронов. Как правило, мощность исследовательских реакторов не превышает сотни мегаватт. Практически единственным исключением был пуск в 1965 г. в Саван-на-Ривере (США) исследовательского реактора мощностью более 700 МВт. Однако таких мощных реакторов не только больше не строят, но даже и не проектируют [1, 2, 3].
Плотность потока нейтронов в наиболее совершенных высоко поточных исследовательских реакторах достигает 5-Ю15 см"2с"\ Но уже давно активно обсуждается возможность и целесообразность форсирования характеристик таких реакторов с целью увеличения плотности потока нейтронов [4, 5]. Речь идет о достижении значения 10 см" с" и более [6-10]. Так как плотность потока нейтронов пропорциональна мощности, то можно просто повысить мощность реактора или плотность энерговыделения в его активной зоне.
Но тут возникает главная техническая трудность - возможность охлаждения активной зоны при повышении плотности энерговыделения. Для этого предложен ряд идей с разной степенью проработанности, в принципе обеспечивающих достижение цели [11-13]. В этих условиях решающими становятся временной и экономический факторы, поскольку проработка каждой из предложенных идей требует проведения определённого объёма НИОКР в обоснование проекта. Сооружение реактора с такой плотностью потока нейтронов с учётом необходимости его оснащения современными исследовательскими инструментами по оценкам будет значительно более дорогостоящим даже по сравнению со стоимостью создания наиболее высоко поточных из действующих сейчас исследовательских реакторов. Поэтому более разумным представляется поэтапное форсирование характеристик работающих высоко поточных установок за счёт их модернизации. Реактор СМ является наиболее подходящим из отечественных высоко поточных реакторов для решения этой задачи. Плотность потока быстрых нейтронов в экспериментальных каналах его активной зоны -2-Ю15 см"2 с"1 и жесткий нейтронный спектр обеспечивают скорость повреждения материалов на основе железа, характерную для реактора на быстрых нейтронах БОР-60 ( 15 сна/год). Но при этом в существующей активной зоне не обеспечиваются контроль и регулирование условий испытаний.
Водо-водяной корпусной высоко поточный исследовательский реактор СМ является реактором на промежуточных нейтронах и относится к классу исследовательских реакторов с нейтронной ловушкой - полостью в центре активной зоны для размещения облучаемых мишеней, состоящей из бериллия и воды, которые являются эффективными замедлителями нейтронов [14, 15].
Проведенная в 1993 году реконструкция реактора СМ была направлена, в основном, на приведение в соответствие с современными требованиями по безопасности всех инженерно-технических систем установки, на замену корпуса, несущего давление, и некоторых других конструктивных элементов и не касалась физико-технических характеристик активной зоны [16].
В отличие от реактора HFIR [1, 5], сооруженного в США несколькими годами позже, реактор1 СМ обладает рядом преимуществ, самое важное из которых - возможность облучения материалов внутри активной зоны, где имеет место высокая плотность потока быстрых нейтронов. Для облучения образцов в активной зоне в части ТВС предусмотрены каналы, образованные извлечением нескольких твэлов. В них облучаются ампулы для накопления некоторых радионуклидов, которые по тем или иным причинам выгоднее получать в таких условиях, а также образцы конструкционных материалов для ядерных и термоядерных реакторов. Скорость накопления повреждений в облучаемых образцах сравнима с таковой для образцов, облучаемых в реакторах на быстрых нейтронах. Однако, в реакторах на быстрых нейтронах из-за высокой температуры теплоносителя невозможно облучать образцы при температуре 270-3 00°С, что необходимо при исследованиях, например сталей для корпусов и внутри корпусных устройств реакторов ВВЭР и PWR, или сплавов для некоторых конструктивных элементов термоядерных реакторов. Так как в активной зоне реактора СМ, наряду с нейтронами высокой энергии, присутствуют также нейтроны с меньшими энергиями, вплоть до тепловой, то при облучении образцов в активной зоне СМ, помимо накопления повреждающей дозы, накапливаются ядра - трансмутанты, образующиеся при захватах медленных нейтронов. Этот процесс крайне важен, так как во многих реальных случаях используемый материал работает именно в таких условиях. Реальные свойства материалов зависят не только от повреждающей дозы, но и от концентрации образующихся трансмутантов. Поэтому при испытаниях материалов необходимо регулировать энергетический спектр нейтронов на образцах, чтобы получать заданные соотношения между повреждающей дозой и концентрациями трансмутантов. Регулировать необходимо и температуру облучения. Имеющиеся в ТВ С в настоящее время каналы облучения не позволяют делать это из-за малого диаметра. Таким образом, возникает необходимость увеличения числа экспериментальных каналов в активной зоне и их диаметров.
Концепция модернизации активной зоны реактора СМ была предложена в 2000 году [17]. Она была рассмотрена на НТС № 1 Минатома России, одобрена руководством Министерства и предложена к реализации приказом №306 от 21.06.02г.
Цель модернизации активной зоны реактора СМ [18, 19], проведенной в 2002-2005 годы, заключалась в создании новых возможностей для материаловедческих облучений. Задача исследования свойств материалов после высокодозной экспозиции в нейтронном поле с большой долей высокоэнергетической компоненты возникла из-за необходимости обосновать возможность продления ресурса действующих энергоблоков АЭС до 60 лет и больше. Такие облучения вызываются также необходимостью разработки новых материалов для реакторов деления на быстрых нейтронах и реакторов синтеза. Кроме основного требования к облучательным объемам исследовательского реактора обеспечить высокую ( 20сна/год) скорость повреждения материалов необходимо, чтобы в этих объемах можно было размещать устройства для контроля и регулирования условий испытаний, а также обеспечивать нужный водно-химический режим.
Модернизация основывается на разработке нового типа твэлов, которые должны обладать меньшим вредным поглощением нейтронов при сохранении (или не сильным ухудшении) своих теплофизических и эксплуатационных характеристик [20, 21, 22]. Предварительные проработки показали, что создание таких твэлов сопряжено с большими трудностями, на преодоление которых потребуется значительное время и существенные затраты. Поэтому было принято решение, не прекращая работ по созданию твэлов нового типа (совместно с ВНИИНМ), изучить возможность провести модернизацию активной зоны с использованием твэлов штатной конструкции, но с повышенным содержанием в них 235U. В этом случае модернизация будет сводиться только к установке новых каналов облучения и к постепенной замене штатных ТВС на ТВС с твэлами, содержащими большее количество урана. Предусмотрена также замена материала чехлов ТВС из стали ЭИ-847 на циркониевый сплав Э-110.
Компоновка, материальный состав и характеристики активной зоны реактора СМ были изменены таким образом, чтобы в ней можно было разместить в несколько раз больше облучательных каналов гораздо большего диаметра, часть из которых была бы обеспечена средствами контроля и регулирования.
Как следует из предварительных результатов расчетов для этого необходимо проведение мероприятий по компенсации потерь реактивности связанных с вытеснением части топлива за счет размещения ЭК в активной зоне [18, 19, 20]. Способы для повышения запаса реактивности известны [2, 3, 12]: уменьшение непродуктивного («вредного») поглощения нейтронов в активной зоне и/или увеличение массы урана в ней.
При разработке твэла, обеспечивающего работоспособность топлива при плотности теплового потока с поверхности твэла до 15 МВт/м2 и выше, необходимо применение меди в качестве материала матрицы твэла реактора СМ и нержавеющей стали в качестве материала его оболочки [21, 23]. Положительный опыт эксплуатации реактора СМ при сверхвысоких параметрах доказал правильность выбора компонентов твэла. Задача создания нового твэла с применением слабо поглощающих нейтроны материалов [21, 23, 25], способного работать при таких нагрузках, является сложной, потребует много времени и значительных затрат. Для решения этой задачи необходимо одновременно уменьшить максимальную плотность теплового потока с поверхности твэлов выравниванием распределения энерговыделения в активной зоне.
Увеличить загрузку урана в активной зоне можно повышением его концентрации в существующей топливной композиции. Такой подход является очевидным, однако он не повышает эффективности использования нейтронов для цепной реакции из-за использования конструкционных материалов с высоким сечением захвата. Вместе с тем этот подход можно принять, по крайней мере, как временный этап, предшествующий завершению работ по созданию нового твэла для высоко поточного реактора. В настоящей работе приведены результаты исследования дифференциальных и интегральных характеристик модернизированной активной зоны реактора СМ на основе штатных твэлов с повышенным содержанием 235U и их анализ.
Ранее были разработаны [23] и испытаны [24, 25, 26] твэлы типа СМ, имеющие загрузку по U вместо 5 г на твэл 6 г на твэл. На первом этапе модернизации решили ориентироваться на эти твэлы, тем более что они были успешно испытаны в реакторе СМ в виде двух штатных ТВС, скомплектованных из I твэлов с содержанием 6 г U. На втором этапе модернизации активной зоны предполагается использовать твэлы не с медной матрицей, а на основе других материалов с малым «вредным» поглощением [27, 28].
Концепция модернизации активной зоны реактора СМ-3
При концептуальных проработках модернизации активной зоны [17-20] было принято, что в [активной зоне должны размещаться не более 2-х облучательных каналов большого диаметра ( 068 мм) и до 4-х облучательных каналов среднего диаметра ( 025 мм). Максимальные габариты облучательных каналов большого диаметра должны вписываться в размеры штатной ячейки - 70x70 мм. Увеличение числа каналов и их объема происходило бы за счет извлечения большого числа твэлов и соответствующего понижения оперативного запаса реактивности. В результате уменьшилась бы продолжительность непрерывной работы реактора и снизилось выгорание в выгружаемых ТВС, а работа реактора стада бы не эффективной. Следовательно, необходимо было одновременно найти способы повышения запаса реактивности. При условии сохранения конструкции реактора и его мощности таким способом является повышение концентрации топливной композиции и уменьшение «вредного» (непроизводительного) поглощения нейтронов в объеме активной зоны [3, 12]. В твэлах реактора СМ применяются материалы (медь, нержавеющая сталь), сильно поглощающие нейтроны, особенно в низкой энергетической области. Поэтому если будут созданы новые твэлы с, заменой этих материалов на другие, менее поглощающие нейтроны и обладающие не худшей работоспособностью, то это приведет к существенному повышению запаса реактивности и позволит провести необходимую модернизацию реактора СМ.
Но надо отметить, что создать новый твэл- очень сложная техническая задача [13, 19, 20, 21]. Стальную оболочку твэла нельзя заменить на оболочку из сплавов алюминия или циркония по следующим причинам. Во-первых, эти материалы по сравнению с нержавеющей сталью менее прочные, и оболочки из них должны иметь толщину примерно вдвое большую, что недопустимо, исходя из ограниченного объема активной зоны. Кроме того, при использовании циркониевых сплавов из-за плохой теплопроводности при толщине примерно 0,3-0,4 мм и при указанных выше тепловых нагрузках в оболочках будут возникать недопустимые термические напряжения. Во-вторых, при указанных тепловых нагрузках [31], несмотря на повышенное внутри корпуса реактора давление (5 МПа), в отдельных «горячих» точках активной зоны наблюдается поверхностное кипение. При поверхностном кипении сильно недогретой до температуры насыщения воды наблюдаются кавитационные явления, разрушающие защитную окисную пленку, что приводит к повышенной скорости коррозии сплавов алюминия и циркония. Учитывая, что основной вклад во вредное поглощение нейтронов вносит медь матрицы топливной композиции, а не оболочка толщиной 0,15 мм из нержавеющей стали, менять эту оболочку нецелесообразно. Наиболее простым способом повышения запаса реактивности реактора СМ является повышение содержания U в объеме существующих твэлов. Это может быть достигнуто как при увеличении содержания двуокиси урана в твэлах, так и при использовании сплавов урана с высоким содержанием последнего. Ураноемкое ядерное топливо, как уже отмечалось выше, будет увеличивать запас реактивности, позволит уменьшить число элементов топлива в активной зоне и создать в объеме активной зоны необходимые экспериментальные объемы. В 1989 г. в реакторе СМ-2 были проведены ресурсные испытания двух опытных ТВС, твэлы которых по конструкции являлись аналогами штатных твэлов, но имели повышенную загрузку по урану-235 - 6 г/твэл. При достигнутом в них за время испытаний выгорании до 50% признаков разгерметизации зафиксировано не было [33, 34].
Результаты предварительных расчетов характеристик активной зоны реактора СМ с использованием твэлов с повышенным содержанием 235U показали, что с ними при сохранении мощности реактора и длительности его кампании на существующих уровнях могут быть существенно увеличены экспериментальные объемы в его модернизированной активной зоне. Дополнительно к существующим в активной зоне можно будет разместить до четырех ампульных каналов диаметром 21 мм и до двух петлевых каналов диаметром до 70 мм [17, 18, 19]. Поэтому для выполнения «Программы исследований в обоснование модернизации активной зоны реактора СМ с целью расширения его экспериментальных возможностей (первый этап)», утвержденной Первым заместителем Министра МАЭ Солонинам М.И. 04 июня 2002 г, было решено использовать для модернизации реактора СМ твэлы с повышенным 235 содержанием U. Проект модернизации с применением твэлов с повышенной загрузкой по урану должен предусматривать работу реактора с компоновкой по разным вариантам активной зоны. Используемые при этом ТВС должны быть по-возможности унифицированными.
Характеристики модернизированной активной зоны реактора СМ
Как было сказано выше, концепция модернизации активной зоны реактора СМ ориентирована на размещение в ней (в зависимости от потребностей облучения) дополнительно не более двух петлевых материаловедческих каналов ( 07О мм) и 4 ампульных (025 мм), предназначенных для ускоренных высокодозных облучений в контролируемых условиях материалов ядерной техники [17, 18, 19]. Компенсировать потери реактивности на первом этапе предложено за счет увеличения загрузки 235U в твэлы и замены чехлов ТВС из нержавеющей стали чехлами из сплава циркония. Активная зона в модернизированном варианте компоновки (см. рисунок 2.11) состоит из 30-32 ТВС, содержащих твэлы штатной для СМ крестообразной формы, со стальной оболочкой, сердечником из двуокиси урана в медной матрице и с повышенным до 6 г содержанием 235U (90 % обогащение) [82]. Тепловыделяющие сборки имеют чехол из циркониевого сплава. В зависимости от программы облучения в модернизированной активной зоне планируется использовать не более 2-х петлевых каналов большого диаметра и 30-32 ТВС следующих трех модификаций [82, 83]: о не более 6 шт. - ТВС (черт. 184.09.000 СБ) - с 4-мя ампульными каналами диаметром 10,5 мм; загрузка U - (960,0±16,0) г; число твэлов-160 [84]; рисунок 2.12а; о не более 4 шт. - ТВС (черт. 184.10.000 СБ) - с одним ампульным каналом диаметром 24,5 мм; загрузка U - (948,0±15,8) г; число твэлов - 158 [85]; рисунок 2.126; Конструкция всех трех модификаций ТВС имеет те же габаритные и присоединительные размеры, что и штатная ТВС реактора СМ. Твэл конструктивно представляет собой стержень крестообразного профиля в сечении, закрученный спирально по длине с шагом (300±40) мм [87].
Описанный диаметр твэла - 5,15 мм, толщина оболочки - 0,15 мм. В качестве материала топливного сердечника твэла используется композиция, состоящая из порошка двуокиси урана, диспергированного в матрице из меди. Содержание диоксида урана в сердечнике -30% по объему. Загрузка твэла по урану-235 составляет (6±0,1) г. При проведении расчетных исследований распределения энерговыделения в активной зоне предполагалось, что алгоритм частичных перегрузок топлива не будет принципиально отличаться от того, который реализуется в существующей активной зоне, т.е. характер распределения выгорания топлива будет аналогичен штатному. Поэтому расчеты характеристик активной зоны были проведены для распределения выгорания топлива по активной зоне на начало кампании, проведенной с 23.01.01 г. по 03.02.01 г. Распределение выгорания топлива в активной зоне представлено на рисунке 2.14. Данная компоновка активной зоны характеризуется наибольшей неравномерностью поля энерговыделения из двадцати последовательно проведенных кампаний в 2000-2001 г.г. [88]. Основное внимание при проведении расчетов [65, 79, 89] было уделено состоянию реактора при полностью извлеченном ЦКО (глубина погружения ЦКО 0 мм) и КО, погруженных на 280 мм. Как было отмечено ранее, именно при этом положении регуляторов наблюдаются максимальные значения параметров, характеризующих неравномерность распределения энерговыделения.
Результаты расчета по определению распределения энерговыделения по ячейкам (ТВС) активной зоны реактора CM (ks), состоящей из 30 ТВС, представлены на рисунке 2.15, при положении РО СУЗ, приводящем к наибольшей неравномерности энерговыделения. На рисунках 2.16 и 2.17 приведены результаты расчетов коэффициентов распределения энерговыделения по сечению каждой ТВС и максимальных значений плотности потока тепла с поверхности твэлов в них. Максимально теплонапряженные твэлы в данной картограмме загрузки находятся в ячейках 53 и 54 (типа 54). На рисунке 2.18 для сборки, находящейся в ячейке 54, приведены результаты расчета распределения энерговыделения по каждому твэлу в поперечном сечении сборки.
При анализе полученных в результате расчетов материалов было отмечено, что максимальные тепловые нагрузки на твэлы модернизированной активной зоны реактора СМ при его мощности 92 МВт не превышают предельно допустимых значений для твэлов данного типа (15 МВт/м2). При снижении номинальной мощности реактора со 100 МВт до 92 МВт и сохранении средней энергонаработки за одну кампанию на уровне 960 МВт сут продолжительность работы ТВС в активной зоне увеличивается с 75 суток до 90 суток (на 20 %), а средний годовой расход топлива сокращается с 105 ТВС/год до 81 ТВС/год. Более чем в 4 раза увеличивается экспериментальный объем в каналах топливной части (в активной зоне) - с 0,935 л до 4,16 л. Максимальная плотность потока тепла на поверхности твэлов и коэффициент запаса до критической плотности теплового потока остаются на прежнем уровне. Все остальные характеристики модернизированной активной зоны сохраняются на прежнем уровне. В результате сравнения нейтронно-физических характеристик штатного и модернизированного вариантов компоновки активной зоны реактора СМ можно отметить, что его характеристики не ухудшаются, и сделать следующие выводы [90, 91, 94]: - в модернизированном варианте в активной зоне реактора экспериментальные объемы в активной зоне увеличивается в 4,5 раза, достигая значения 4,16 л;
Петлевые испытания модельных ТВС
Результаты предварительных расчетно-экспериментальных исследований [23, 24, 25, 64, 81, 90, 94, 97] позволили сделать вывод о том, что физические и эксплуатационные характеристики реактора с новыми экспериментальными устройствами и топливом будут приемлемыми для обеспечения целей планируемых работ. Уже имеющиеся экспериментальных данных по испытанию одиночных твэлов в режиме кризиса теплообмена, жестких режимов циклического изменения мощности, а также полномасштабных ТВС с чехлами из нержавеющей стали при низкой и средней плотности потока тепла на поверхности твэлов, позволили перейти к следующему этапу работ по исследованию работоспособности топлива с повышенной плотностью урана в твэле. Планировалось испытать не менее 2-х экспериментальных ТВС с такими твэлами, во время которых плотность потока тепла на поверхности твэлов должна была достичь на первой из них 10- -11 МВт/м2, а на второй -15 МВт/м2. С целью обоснования выбора конструкции и места размещения облучательного устройства в реакторе, определения картограммы загрузки активной зоны и каналов отражателя, при которых обеспечиваются требуемые значения qs на поверхности твэлов, были проведены расчетные и экспериментальные (на физической модели реактора СМ) работы [98]. Их результаты позволили выбрать для проведения испытаний экспериментальный канал отражателя № 2 (см. рис. 1), низкотемпературную водяную петлевую установку ВП-1 и конструкцию ТВС из 8-ми твэлов (с шагом размещения твэлов 5,23 мм в треугольной решетке) в корпусе канала из стали или циркониевого сплава. На рисунках 4.12 и 4.13 показаны схемы осевого и поперечного сечений разработанного канала. Рисунок 4.13 - Схема горизонтального сечения канала в отражателе с Рисунок 4.12 -
Схема осевого сечения облучательным устройством: канала с облучательным устройством: ЭТВС (1); стальной или циркониевый окна для прохода теплоносителя (1); корпус канала (2). узел уплотнения (2); разделитель потока (3); ТЭП (4,7), рабочий участок (5); корпус канала (6); — -направление движения теплоносителя. В таблице 4.1 приведены полученные при расчетном моделировании облучения ЭТВС № 1 расчетные значения коэффициентов неравномерности и максимальной плотности теплового потока с поверхности наиболее напряженного твэла [98]. Оценивалось максимальное и среднее по твэлам сборки выгорание топлива. С помощью расчетной модели реактора СМ для твэлов ЭТВС была 215 получена расчетная зависимость удельного расхода ядер U на производство 1 МВтсут энергии (Ми, г) от энергонаработки в ней (Q, МВтсут). Полученная зависимость была аппроксимирована следующей линейной зависимостью: Mu=l,27-0,00106-Q Эту зависимость была использована при оценке выгорания топлива в опытных твэлах по экспериментальным измерениям энергонаработки в ЭТВС. Испытания первой из ЭТВС были проведены с 11.12.03 по 07.03.04 в течение семи кампаний реактора СМ. На рисунке 4.14 приведена расчетная зависимость мощности исследуемой сборки от достигнутого среднего выгорание в ней при работе реактора на уровне мощности 90 МВт. Если мощность ЭТВС оценивалась теплофизическими методами контроля, то глубина выгорания в топливе, коэффициенты неравномерности энерговыделения и тепловые нагрузки в твэлах определялись с использованием расчетных данных. По расчетным данным за время облучения сборки в ней выработано 18,7 МВтсут тепловой энергии. Среднее выгорание составило 48,76 %, а максимальное - 56,16 %. Используя экспериментальную оценку мощности сборки и расчетную зависимость коэффициентов неравномерности от глубины выгорания топлива было оценено поведение максимальной плотности теплового потока с поверхности твэлов сборки в процессе облучения [98]. Экспериментальная оценка мощности была получена разными способами, одна из которых дала максимальную оценку мощности ТВС, а другая - минимальную. Зависимость максимальной плотности теплового потока с поверхности твэлов сборки в процессе облучения с учетом максимальной и минимальной оценок мощности ТВС показана на рисунке 4.15. Полученные результаты позволяют отметить, что в процессе облучения максимальное значение плотности теплового потока с поверхности твэлов находилось на уровне (10,4 - 11) МВт/м , а достигнутое в твэлах сборки средняя глубина выгорания - (48,7 - 51,3) %. Облучательное устройство с ЭТВС №2 было загружено в реактор в циркониевый петлевой канал в ячейку 2 в отражателе. Испытания второй ЭТВС были проведены с 02.03.04 по 09.05.04 в течение шести кампаний реактора СМ. Изменение ее тепловой мощности, полученное по экспериментальным данным, показано на рисунке 4.16 [99].
На пятый день облучения (16.03.04) мощность реактора была увеличена с 90 до 97 МВт. В результате мощность ЭТВС № 2 возросла до значения -500 кВт и была достигнута максимальная плотность теплового потока с у поверхности твэлов (15МВт/м). Поведение максимальной плотности теплового потока с поверхности твэлов сборки в процессе облучения (рисунок 4.17) было оценено с использованием экспериментальных оценок тепловой мощности сборки и расчетной зависимости коэффициентов неравномерности энерговыделения от глубины выгорания топлива. Так же как и в предыдущем случае были использованы 2 теплофизические оценки мощности ТВС [99]. На рисунке 4.18 показаны расчетные оценки достигнутого в ее твэлах расчетного выгорания топлива (индексами показана нумерация твэлов). Выгорание рассчитано в процентах от изменения содержания U (за счет деления и радиационного захвата) по отношению к первоначальному количеству [99]. На рисунке 4.1.9 приведено полученные расчетным путем распределения энерговыделения (плотности числа делений) по высоте наиболее напряженного твэла ЭТВС № 2 в различные моменты облучения [100].
Расчетное сопровождение работы реактора при переходе на модифицированные ТВС с повышенным содержанием урана
Результаты предварительных исследований [82, 104] показали, что поэтапный переход на топливо с повышенным содержанием урана в твэлах возможен в процессе штатных перегрузок реактора без реализации специальных технических мероприятий. Материаловедческие исследования облученных твэлов с повышенным содержанием урана [105, 106, 107, 108] показали, что твэлы сохраняют свою работоспособность до средних выгораний в них до 70 %. Требования по безопасности и продолжительности кампаний в переходный период можно обеспечить обоснованным выбором компоновок активной зоны реактора [104]. Перед началом перевода реактора на опытные ТВС с повышенным содержанием урана в твэлах были проведены экспериментальные исследования на критическом стенде реактора СМ по обоснованию режимов испытаний и их безопасности [109]. Процесс перевода реактора на новое топливо сопровождался проведением расчетов [ПО], целью которых была оптимизация картограммы загрузок с точки зрения уменьшения максимальных тепловых нагрузок и увеличения коэффициентов запаса до кризиса теплообмена, а также определение длительности кампаний, выгорания топлива и его нуклидного состава. В процессе перевода реактора на новое топливо были решены следующие задачи [ПО]: - выбор приемлемых компоновок активной зоны для каждой очередной кампании на основе вариантных расчетов, с соответствующим анализом и обоснованием безопасности реактора и оформлением і документов, направляемых в государственные надзорные органы для получения разрешения на работу с данной загрузкой реактора; - экспериментальное исследование изменения физических характеристик активной зоны при поэтапной замене топлива; - отработка возможных алгоритмов перегрузок активной зоны; - проверка результатов предварительных расчетов характеристик активной зоны в переходный период; - отработка методики оценки длительности кампании реактора СМ с " помощью расчетов по программам MCU и TIGR-SM; - отработка методики расчета выгорания и нуклидного состава топлива в процессе работы реактора. Выбор и обоснование компоновок активной зоны для каждой кампании выполнялся с помощью программы MCU и разработанной расчетной модели реактора СМ.
Для быстрых оценок компановок активной зоны и параметров реактора и длительности кампании использовались инженерные методики и программы: действующая на реакторе аппроксимационная эксплуатационная методика и программа TIGR-SM. Экспериментальные исследования проведились на критической сборке и непосредственно на реакторе. В экспериментах определяли реактивностные характеристики и максимальные значения коэффициентов неравномерности энерговыделения для активной зоны с новым топливом [109]. Формирование загрузки активной зоны реактора СМ на начало очередной кампании [110] проводили, как правило, за 3-4 суток до окончания текущей кампании на основе расчетных оценок выгорания топлива в ТВС к моменту завершения текущей кампании. Паспортные значения относительной погрешности рассчитанных значений выгорания по действующей на реакторе аппроксимационной методике не превышает ±10% для ТВС активной зоны и ±11% для топливных подвесок компенсирующих органов (КО). Эта погрешность во многом зависит от используемых значений коэффициента перевода интегрального за кампанию энерговыделения (МВтсут) в массу (г) выгоревшего U и погрешности определения распределения энерговыделения по ячейкам реактора. Накопленный к этому моменту опыт проведения расчетов по программе MCU позволил получить информацию о связи выгорания топлива с его нуклидным составом [111]. Расчетные оценки выгорания топлива в ТВ С к моменту завершения текущей кампании позволяли определить: сколько и какие штатные ТВ С с большим выгоранием необходимо было выгрузить из реактора, чтобы на их место загрузить свежие модифицированные ТВ
С с повышенной загрузкой. Если положение свежих ТВ С в активной зоне приводило к чрезмерным тепловым нагрузкам в них, то проводилось моделирование дополнительных перестановок ТВС. Из выбранных двух-трех вариантов компоновки после проведения расчетов выбирался оптимальный, который должен был обеспечить: -непревышение паспортных пределов по подкритичности активной зоны и эффективности РО СУЗ; -непревышение допустимых значений плотности теплового потока с поверхности твэла, существующих для типовых ячеек; -коэффициенты запаса до кризиса теплообмена для максимально нагруженных твэлов во всех ячейках реактора должны были быть максимально-возможными и иметь значения более 1,4; -требуемую продолжительность кампании; -равномерное распределение топлива по квадрантам активной зоны. Мощность реактора в переходном режиме поддерживалась на уровне 90 МВт и контролировалась по тепловому балансу с использованием аттестованной методики [112]. Точность поддержания тепловой мощности реактора составляла 2,1% (Свидетельство №274 о метрологической аттестации от 05.10.04). Контроль герметичности ТВС проводился штатной системой КТО по запаздывающим нейтронам путем индивидуального отбора теплоносителя от всех ТВС реактора.
