Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе мир. М1 (стр. 1 )

На правах рукописи

РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР. М1

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

г. Димитровград – 2008г.

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Научный руководитель – доктор технических наук, ёв.

Официальные оппоненты:

кандидат технических наук, (РНЦ «Курчатовский институт»);

доктор технических наук, (ФГУП «ОКБМ»).

Ведущая организация (предприятие): Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. .

Защита состоится: «_____»__________2008г., в ____часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт»,

123182 г. Москва, пл. акад. Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_____»__________2008г.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

д. т.н., профессор .

Актуальность темы. В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине ХХI 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-и 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. М1 [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/кгU 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-Мо 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. М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР. М1 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. При этом 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. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность испытаний. Таким образом, актуальность работы заключается в улучшении точности и представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов в реакторе МИР. М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

·  улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР. М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.

Научная новизна:

·  усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР. М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;

·  разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР. М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

·  разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода Cs-137 при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

·  усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР. М1;

·  разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;

·  внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Автор защищает:

·  методику определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР. М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

·  усовершенствованную методику определения тепловой мощности экспериментальных ТВС при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР. М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;

·  алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно - вычислительной техники;

·  методику определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;