автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах

На правах рукописи

00345883 1

Калыгин Владимир Валентинович

Формирование нейтронно-физнческнх условий для проведения в реакторе МНР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва -2008

003458831

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт

атомных реакторов»

Научный консультант'.

доктор технических наук, профессор - Цыканов Владимир Андреевич Официальные оппоненты:

доктор технических наук - Иванов Валентин Борисович

доктор технических наук - Костомаров Вячеслав Павлович

доктор технических наук - Рясный Сергей Иванович

Ведущая организация: Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. H.A. Доллежаля», г. Москва.

Защита состоится «31» марта 2009 г. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182, г.Москва, пл.

Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_»_2008

Ученый секретарь ' ". диссертационного совета -—-----——"' . МадеевВ.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность паботм.

Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной Распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «...увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии». Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года" предусматривает «...ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций общей установленной электрической мощностью не менее 2 ГВт в год, продвижение продукции (работ, услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации».

Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков выработавших свой ресурс), повысив при этом эксплуатационные характеристики, требуется решить ряд задач по совершенствованию надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов. В первую очередь это относится к их наиболее напряженным узлам -тепловыделяющим элементам (твэлам). Одним из важнейших источников информации при модернизации старых и разработке новых конструкций твэлов обоснованно считают экспериментальные исследования. Их результаты необходимы для оценки работоспособности и корректного определения существующих резервов при различных условиях эксплуатации. В течение длительного времени удавалось обходиться экспериментальной информацией только о поведении твэлов при номинальных режимах работы, которую получали в результате ресурсных испытаний. Для оценки работоспособности при нестационарных режимах, т. е. при аварийных и переходных условиях, использовали в основном расчетные данные. Проблема повышения конкурентоспособности российских реакторов и российского топлива на мировом рынке потребовала пересмотреть существующее положение дел. Получение экспериментальных результатов о поведении топлива в аварийных и переходных режимах стало первоочередной задачей. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;

- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных особенностях тепловыделяющих сборок (TBC) российских и зарубежных реакторов не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на параметры эксплуатации топлива, что приводит к снижению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке.

За рубежом экспериментальные результаты получали на обогреваемых стендах, на специализированных реакторных установках и на исследовательских реакторах. В нашей стране специализированных установок не было, поэтому в основном проводили стендовые исследования. Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива необходимы были реакторные эксперименты. С этой целью в середине 80-х годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. Поэтому для проведения испытаний топлива необходимо было приспосабливать действующие исследовательские реакторы. Более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР.

Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания. Они отличаются сложностью экспериментальных устройств, их обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений. В ходе экспериментов необходимо моделировать динамические процессы с изменением по заданному сценарию агрегатного состояния теплоносителя. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности.

Характерная особенность экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров, как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Все эти операции могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности. Учитывая, что время протекания процессов, как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при выполнении специальных условий, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор.

Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР для обеспечения безопасного проведения нового класса петлевых испытаний и получения комплекса результатов о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- изучение возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих TBC;

- исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;

- изучение влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности исследуемых твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- разработана схема, которая позволяет выбирать методы формирования нейгронно-физических условий для проведения петлевых испытаний с учетом необходимости достижения требуемых параметров, обеспечения безопасности в процессе проведения экспериментов и обеспечения минимальной мощности реактора;

- экспериментально обоснована ядерная безопасность реактора МИР при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих TBC;

- получены и систематизированы данные по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР;

- выявлено и изучено влияние эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- обоснована и подтверждена на практике возможность безопасного проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих исследовать работоспособность твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Достоверность и обоснованность выводов и результатов работы подтверждены комплексом

исследований, выполненных на критической сборке и реакторе МИР с соответствующим анализом сопоставимости результатов, использованием современных достижений в области экспериментальных и расчетных исследований активных зон, метрологической аттестацией методик измерения, тестированием расчетных моделей, а также обобщением и анализом опыта эксплуатации реактора МИР и проведения в нем экспериментов.

Практическая цеппость работы:

1. Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки акшвной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

2. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило существенно сократить количество измерений на критической сборке - физической модели реактора и объем оптимизационных расчетов.

3. По результатам изучения эффекта отравления бериллия 3Не и 61Л с учетом фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику эксплуатации реактора введена процедура контроля накопления 3Не и 6Ы в каждом бериллиевом блоке и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.

4. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:

- скачкообразное увеличение мощности;

- циклическое изменение мощности;

- авария с быстрым вводом реактивности;

- аварии с потерей теплоносителя.

Апробация работы.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

-заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная эксплуатация водоохлаждаемых реакторов" (Димитровград, 1992);

- российско-японском семинаре "Поведение топлива водоохлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (Москва, 1992);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петен, 1992);

- франко - российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш, 1992);

- франко-российском семинаре "Топливо водоохлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш, 1993);

- четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1995);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Поведение материалов активной зоны легководных реакторов в аварийных условиях" (Димитровград, 1995);

- семинаре «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации» (Димитровград, 1996);

- семинаре КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения" (Димитровград, 1999);

- XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001);

- шестом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Бельгия, Гейт, 2002);

- седьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Франция, Прованс, 2003);

- восьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Германия, Мюнхен, 2004);

- отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (Димитровград, 2004);

- международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке" (Москва, 2006);

- восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007);

- всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии — МАЯТ-2007» (Звенигород, 2007);

- семинаре КНТС РМ "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях" (Димитровград, 2008).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, научного руководителя реактора МИР по вопросам ядерной безопасности:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;

- предложена новая компоновка активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих TBC;

- систематизированы результаты критических опытов и разработаны технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на исключение возможности образования локальной критической массы при формировании новой компоновки активной зоны;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний;

- проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов ВВЭР с использованием штатных органов регулирования реактора;

- изучены возможности реактора по проведению испытаний твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива;

- предложены принципиальные конструкции экспериментальных TBC, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах;

- выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в экспериментах, моделирующих нестационарные режимы;

- проведены реакторные эксперименты;

- получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем.

Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критической сборке - труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР A.B. Алексеев, A.B. Бурукин, A.JI. Ижутов, С.А. Ильенко, И.В. Киселева, В.А. Овчинников, В.Н. Шулимов; сотрудники ВНИИНМ В.В. Новиков, A.B. Медведев. Экспериментальные результаты на критической сборке получены совместно с А.П. Малковым. В проведении расчетов участвовали В В. Пименов и H.A. Нехожина.

Основные положения, выиосимые на защиту:

1. Схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты.

2. Выводы по результатам исследований и рекомендации по модернизации СУЗ реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих TBC.

3. Экспериментально полученные зависимости влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, па значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.

4. Выявленные закономерности влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов.

5. Конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.

6. Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для создания требуемых параметров и обеспечения безопасности испытаний твэлов ВВЭР при нестационарных режимах, подтвержденные проведенными в реакторе МИР экспериментами.

Структура и объем работы.

Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива в аварийных и переходных режимах уделялось значительное внимание. С целью получения необходимых результатов были созданы уникальные специализированные установки: PBF, PHEBUS, LOFT и др. Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачках мощности были проведены на исследовательских реакторах в рамках международных программ, например, INTERRAMP, OVERRAMP и др. К началу 90-х годов основные исследования были завершены.

В нашей стране стендовые исследования аварийных режимов были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс». В частности, для аварий с потерей теплоносителя были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др.

Отдельные аварийные и переходные режимы изучали в реакторных условиях. Так для обоснования критериев безопасности твэлов ВВЭР при аварии с введением реактивности проведены десятки экспериментов в импульсных реакторах ИГР, «Гидра», БИГР. Эти исследования позволили выявить условия, при которых происходят разгерметизация оболочки твэлов и фрагментация топлива. Однако полученные результаты не могут быть напрямую использованы для оценки состояния твэлов при проектной аварии с введением положительной реактивности, поскольку параметры испытаний не моделировали номинальные режимы работы. Эксперименты в импульсных реакторах выполняли при охлаждении твэлов в режиме естественной конвекции. Импульсное увеличение мощности осуществляли из холодного состояния твэлов (20°С). Параметры импульса нейтронной мощности в большинстве случаев существенно отличались от прогнозируемых для проектной аварии ВВЭР.

Исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью перевода АЭС в условия суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к реакторам ВВЭР наиболее системно проводили на реакторе МР с использованием устройства, в котором изменение мощности твэлов осуществлялось с помощью газообразного поглотителя. Программа исследований предусматривала проведение экспериментов, в которых автономное циклирование мощности с заданной скоростью и различным временем выдержки на стационарных уровнях моделировало реальные переходные режимы. Однако из-за остановки реактора МР программа не была завершена.

Подобные же испытания проводили в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение TBC в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана. После апреля 1986 г. программа испытаний была надолго приостановлена.

Но обосновывать безопасность эксплуатации топлива, совершенствовать его характеристики без таких исследований невозможно. Накопленные за рубежом результаты реакторных испытаний из-за конструктивных и технологических отличий отечественных твэлов и TBC в полном объеме для этих целей применять нельзя. Необходимы были собственные экспериментальные данные. Отсутствие в стране специализированного реактора вынуждало искать альтернативные решения.

Поэтому для проведения испытаний топлива при нестационарных условиях был выбран реактор МИР. Но уже первые оценки показали, что для обеспечения безопасности проведения экспериментов в нем требуется принимать специальные меры. Это определило необходимость системного изучения влияния методов, с помощью которых формируют нейтропно-физические условия проведения экспериментов, на безопасность работы реактора.

В первой главе дается краткая характеристика реактора МИР и его экспериментальных возможностей.

Реактор МИР предназначен для проведения ресурсных испытаний новых конструкций TBC, фрагментов TBC и отдельных твэлов ядерно-энергетических установок различного назначения. Одновременно в реакторе можно испытывать несколько экспериментальных TBC (ЭТВС), отличающихся конструкцией, содержанием делящегося материала в твэлах, требуемым уровнем энерговыделения, видом и параметрами охлаждающего теплоносителя. Это обеспечивается за счет принятой для реактора МИР канальной конструкции. Каналы рабочих TBC объединены общим контуром охлаждения, в котором используют дистиллированную воду. ЭТВС охлаждает теплоноситель, циркулирующий по автономным контурам - петлям. Вид и параметры теплоносителя в каждой петле определяются задачами эксперимента. Активная зона реактора (рис. 1) размещена в бассейне с водой и набрана в шестигранных бериллиевых блоках. По оси блоков размещены петлевые каналы и каналы с рабочими TBC, состоящими из четырех коаксиально расположенных кольцевых твэлов. Петлевые каналы расположены во втором и третьем рядах кладки таким образом, что каждый из них окружен шестью каналами с рабочими TBC. Минимальная невозмущенная критическая масса составляет -2250 г 2bU (кольцо из шести рабочих TBC с одной частично недогруженной TBC в центре). В активную зону устанавливается 48 рабочих TBC, т.е. полная загрузка активной зоны содержит несколько критических масс.

На стыке граней бериллиевых блоков размещены органы регулирования системы управления и защиты (СУЗ) - стержни с поглощающей композицией на основе диспрозия (АЗ-КС). Вокруг

Рис. 1. Картограмма активной зоны и отражателя реактора МИР.

# - стержень аварийной защиты и компенсации реактивности

- канал с рабочей ТВС

петлевой канал

С ■ - компенсатор реактивности с топливной догрузкой

о-

бериллиевый блок

каждого петлевого канала расположено от трех до пяти регуляторов. Кроме того, для компенсации реактивности используют двенадцать компенсаторов с топливной догрузкой (КД), которые расположены по оси бериллиевых блоков четвертого ряда кладки активной зоны. Компенсатор с догрузкой представляет собой рабочую ТВС, соединенную с расположенной над ней кадмиевой Фубой, очехлованной нержавеющей сталью.

Шаг решетки активной зоны выбирали из конструктивных соображений, с учетом необходимости размещения петлевых каналов, их трубопроводов и приводов органов регулирования. Это привело к тому, что отношение ядерных концентраций замедлителя и топлива в активной зоне не является оптимальным: замедлителя значительно больше, чем требуется для торчали 5ации нейтронов. Вследствие этого изменение плотности воды сложным образом влияет на реактивность В частности, эффект от уменьшения плотности воды в петлевых каналах положителен, и при определенных условиях может достигать существенных значений. Тот же эффект для рабочих каналов - отрицателен

Для испытаний в реакторе используют 11 петлевых каналов, которые распределены между семью петлевыми установками. Основные технические и эксплуатационные характеристики петлевых установок представлены в табл 1. Петлевые установки ПВ-1, ПВ-2, ПВК-1, ПВК-2, созданные в первые годы эксплуатации реактора, применяют в основном для проведения ресурсных испытаний ЭТВС При этом один из основных отраничительных факюров их эксплуатации предельная удельная активность теплоносителя, равная 3,7-Ю10Бк/м! Петлевые установки ПВП-2 и 11Г-1 созданы в 1988 - 1990п. Они оснащены дополнительными системами локализации активности и дезактивации контуров, что позволяет испытывать, в том числе и нетерметпчные твллы до удельной активности теплоносителя 3.7-]0|3Бк/м3

Таблица 1.

Основные параметры петлевых установок

Характеристика, размерность Петлевые установки

ПВ-1 ПВК-1 ПВ-2 ПВК-2 ПВП-1 ПВ11-2 ПГ-1

Теплоноситель вода кипящая вода вода кипящая вода вода-пар вода-пар гелий (азот)

Количество каналов 2 2 2 2 1 1 1

Мощность канала, кВт 1500 1500 1500 1500 100 2000 160

Температура теплоносителя, °С 350 350 350 365 500 550 500

Давление, МПа 17,0 17,0 18,0 18,0 8,5 15,0 20,0

Расход теплоносителя через канал, т/ч 16,0 16,0 13,0 13,0 0,6 10,0 0,47 (4,7)

Штатные системы петлевых установок реактора обеспечивают непрерывный контроль и регистрацию параметров теплоносителя: давления, температуры, расхода, подогрева, перепада давления на петлевом канале. Герметичность исследуемых твэлов определяется по выходу запаздывающих нейтронов и по мощности дозы у-излучения от трубопроводов петлевой установки. Поддержание и контроль заданного водно-химического режима обеспечивают с помощью современного оборудования.

Для испытаний применяют каналы типа Фильда. Экспериментальный объем штатных петлевых каналов позволяет испытывать ЭТВС диаметром до 70 мм. Несущий давление корпус канала на уровне активной зоны выполнен из циркониевого сплава. Вакуумная изоляция служит для исключения передачи тепла от теплоносителя петлевой установки к теплоносителю реактора. В каналах возможно размещение экспериментальных TBC высотой активной части до 1 м, а также устройств, содержащих полномасштабные твэлы длиной до 4 м, которые извлечены из штатных и опытных TBC энергетических реакторов. Имеется возможность использования специальных петлевых каналов диаметром до 150 мм.

Необходимость получения информации непосредственно в процессе эксперимента потребовала разработки технологии изготовления рефабрикованных твэлов. В защитной камере из полномасштабного твэла с необходимым выгоранием топлива дистанционно вырезают требуемый по размерам фрагмент, оснащают его новыми концевыми деталями и вновь герметизируют, создавая внутри него необходимое давление. В качестве концевых деталей могут быть установлены различные датчики. В частности, разработаны и применяются датчики для измерения в процессе испытаний температуры топлива, давления газов в твэле, изменения длины и диаметра

твэлов. Примеры конструкций для испытаний полномасштабных и рефабрикованных твэлов ВВЭР представлены на рис. 2.

Корпус канала

Рис. 2. Экспериментальные устройства для испытаний полномасштабных и рефабрикованных твэлов ВВЭР.

Для сбора, регистрации и отображения в реальном масштабе времени измеряемых параметров используется быстродействующая система на базе микропроцессоров. Ее возможности позволяют регистрировать информацию от датчиков, установленных в экспериментальном устройстве, и от штатных измерительных систем петлевой установки с частотой до 10 Гц, что особенно важно при проведении испытаний с быстропротекающими процессами.

Для сравнительных испытаний, когда из множества конструкций твэлов, которые отличаются характеристиками топливного сердечника и оболочки, а также технологией их изготовления. требуется выбрать наилучший вариант, используют специальное экспериментальное устройство «Гирлянда». Это устройство позволяет разместить в одном петлевом канале друг над другом несколько ЭТВС с укороченными твэлами (длина активной части до 170 мм). Разработаны и используются устройства, позволяющие изменять мощность твэлов с помощью перемещения поглощающих экранов или поворота самого устройства с твэлами

около экрана. Имеется возможность размещения в реакторе устройств, содержащих ампулы для испытания различных конструкционных материалов или для накопления радиоизотопной продукции.

Во второй главе описаны подходы к достижению цели работы; предложена схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний; перечислены основные направления и методы исследований для обоснования возможности проведения в реакторе МИР нового класса экспериментов.

При проведении петлевых испытаний условия работы топлива в активной зоне в достаточно полной мере могут быть охарактеризованы тремя основными параметрами: линейная мощность твэлов, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Именно они определяют температуру топлива и оболочки твэла и, в конечном итоге, условия его работоспособности. Поэтому когда речь идет об аварийных или переходных режимах, имеется в виду быстрое изменение именно этих величин.

В настоящее время большой интерес у разработчиков топлива вызывает поведение твэлов в следующих ситуациях:

- режимы следования за нагрузкой сети («Циклическое изменение мощности»);

- подъем мощности после продолжительной работы реактора на пониженном уровне со скоростью, превышающей скорость релаксации напряжений в оболочке твэла, которые возникают за счет воздействия на нее топливного сердечника («Скачкообразное увеличение мощности»);

- быстрый ввод положительной реактивности в результате выброса регулирующего органа («Аварийное введение реактивности»);

- некомпенсируемая потеря теплоносителя при разгерметизации небольших трубопроводов первого контура, которая характеризуется быстрым снижением расхода теплоносителя через активную зону («Малая течь»);

- разрыв трубопровода первого контура большого сечения, сопровождающийся резким снижением давления и быстрой потерей теплоносителя - максимальная проектная авария реактора ВВЭР-1000 («Большая течь»),

В трех первых ситуациях происходит изменение линейной мощности твэлов с различной скоростью, в двух следующих - снижение расхода теплоносителя и давления в контуре охлаждения. Таким образом, вместе они охватывают изменение каждого из трех указанных выше параметров. Организация безопасного проведения в реакторе МИР испытаний при данных исходных событиях позволит получить информацию о поведении твэлов при нестационарных режимах эксплуатации.

Для того чтобы положительно ответить на вопрос о возможности проведения в исследовательском реакторе нового эксперимента, необходимо показать, что:

- конструктивные и физические возможности реактора позволяют достигать требуемых параметров испытания в исходном состоянии и их заданное изменение в процессе эксперимента;

- на всех стадиях эксперимента, как при нормальных условиях, так и при аварийных ситуациях будет обеспечено соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.

Далее необходимо принять меры, чтобы затраты на проведение эксперимента были минимальными. Это означает, что:

- эксперимент необходимо проводить при минимально возможной мощности реактора, чтобы обеспечить минимум топливной составляющей затрат;

- проведение эксперимента должно оказывать допустимое влияние на режимы и безопасность других одновременно проводимых в реакторе испытаний.

Если расход и давление теплоносителя обеспечиваются характеристиками применяемого петлевого оборудования, то линейная мощность исследуемых твэлов определяется нейтронно-физическими параметрами активной зоны. Для обеспечения требуемых ее значений в процессе подготовки и проведения эксперимента могут быть использованы различные методы. Например, на стадии проектирования, в зависимости от решаемых задач, могут варьироваться конструкция и состав ЭТВС и петлевого канала. При подготовке эксперимента - большое значение имеет положение петлевого канала с ЭТВС в активной зоне и выгорание топлива в окружающих его рабочих TBC. В процессе проведения эксперимента линейная мощность твэлов определяется мощностью реактора и глубиной погружения ближайших к петлевому каналу органов СУЗ. Используя различные комбинации перечисленных методов, в активной зоне формируют распределение энерговыделения, обеспечивающее необходимое значение линейной мощности твэлов во всех одновременно исследуемых ЭТВС. Поэтому уже на стадии подготовки эксперимента при выборе того или иного метода формирования условий испытаний необходимо знать, ках это повлияет на изменение размножающих свойств активной зоны при нормальном течении процесса и при возможных аварийных ситуациях.

Для решения задачи по выбору методов, с помощью которых формируют нейтронно-физические условия проведения эксперимента, автором предложена схема, предусматривающая следующую последовательность действий:

- выбирается комбинация методов, при которых реализуются заданные условия, и обеспечивается минимально возможная мощность реактора;

- проверяется выполнение требований по безопасности на всех стадиях проведения эксперимента для выбранной комбинации методов;

- при необходимости, параметры безопасности приводятся в соответствие с требованиями нормативных документов с наименьшими затратами;

- изучается возможность совмещения данного эксперимента с другими,

проводимыми одновременно.

Как правило, при проведении испытаний требуется обеспечить достаточно высокие линейные мощности исследуемых твэлов. На первый взгляд, наиболее экономичным может быть режим испытания, когда заданная линейная мощность реализуется в петлевом канале за счет создания в области активной зоны рядом с ним локального участка с высоким энерговыделением за счет повышенного содержания топлива. При такой компоновке общая мощность реактора минимальна, а значит минимальны топливные затраты и шире возможности по поддержанию требуемых параметров в других петлевых каналах. Однако стремление добиться этого может привести к снижению безопасности, например, из-за возможности образования локальной критической массы в процессе перегрузки топлива или из-за недопустимого возрастания значения вводимой положительной реактивности при запаривании петлевого канала. Принятие мер по снижению эффекта реактивности приводит очень часто к ухудшению экономических показателей эксплуатации реактора.

Если не учитывать необходимость выполнения требований по обеспечению безопасности, то выбрать нужный режим испытания было бы достаточно просто. Как правило, конструкция ЭТВС разрабатывается под существующий петлевой канал, положение которого в активной зоне определено привязкой к петлевой установке с заданными параметрами теплоносителя. Дальнейшее очевидно: чем меньше выгорание топлива в окружающих рабочих TBC, чем больше извлечены органы регулирования, тем выше в данной области активной зоны энерговыделение, а значит, меньше может быть общая мощность реактора, необходимая для обеспечения заданной линейной мощности исследуемых твэлов.

Необходимость обеспечения безопасности эксперимента усложняет задачу. Во-первых, должны быть разработаны технические меры и организационные мероприятия, которые обеспечивают ядерную безопасность при перегрузочных операциях. Во-вторых, уже на стадии подготовки эксперимента, требуется знать от каких факторов, и в какой степени зависит значение эффекта реактивности, связанного с запариванием петлевого канала. В-третьих, варьировать можно лишь те из них, при изменении которых в необходимых пределах по-прежнему будут обеспечены заданные условия испытания и минимально повысится мощность реактора.

Наличие большого количества факторов, влияющих на условия проведения испытаний, необходимость учета нескольких одновременно исследуемых в реакторе экспериментальных устройств, которые могут значительно отличаться друг от друга, существенно осложняет получение приемлемых по точности результатов с помощью расчетных методов. Особенно трудно поддаются расчетам небольшие изменения реактивности в сложных гетерогенных системах. Поэтому для изучения нейтронно-физических характеристик активной зоны и вопросов обеспечения ядерной безопасности автором в основном использовались экспериментальные

методы. Однако это не означает, что в работе не проводились расчетные исследования. Более того, именно результаты экспериментов, выполненных в рамках данной работы, позволили существенно уточнить расчетные методы и программные комплексы, которые стали более адекватно отражать реальное состояние активной зоны.

Главным инструментом для получения экспериментальных данных о нейтронно-физических характеристиках активной зоны служит критическая сборка - физическая модель реактора. В пределах активной зоны и отражателя геометрические размеры и материальный состав критической сборки соответствуют реакторным. Малая ее мощность (до 5 Вт) и небольшая продолжительность экспериментов позволили отказаться от использования сложных конструкций биологической защиты. Это обеспечивает легкий доступ к любым узлам и экспериментальным устройствам после остановки критсборки. Низкая активность твэлов и конструкционных материалов не требует применения дистанционных приспособлений для разборки, сборки, проведения активационных измерений облученных изделий. В то же время в активной зоне критической сборки в основном происходят те же нейтронно-физические процессы, что и в реакторе. Вследствие этого физическая модель реактора является эффективным экспериментальным инструментом, с помощью которого можно проводить детальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны и экспериментальных устройств. В частности, на критической сборке по метрологически аттестованным методикам с погрешностью определения характеристик в диапазоне 4,2 - 10% измеряют распределения энерговыделения по высоте и сечению TBC и экспериментальных устройств, а также эффекты реактивности при проведении перегрузочных операций, при изменении взаиморасположения элементов конструкций, при уменьшении плотности водяного теплоносителя и т. д.

Однако следует учитывать, что на критической сборке нет возможности использовать в экспериментах облученные в реакторе TBC, обеспечивать высокую температуру и давление теплоносителя. Поэтому моделирование указанных параметров ведется с определенными допущениями. В частности, выгорание топлива рабочих TBC моделируется использованием TBC гакой же конструкции, но с уменьшенным содержанием 23SU, т.е. в топливе критической сборки отсутствуют продукты деления. Запаривание петлевого канала имитируется удалением воды комнатной температуры из корпуса канала, что увеличивает диапазон изменения плотности воды по сравнению с тем, который может быть реализован в условиях реактора. Кроме того, в условиях критической сборки отсутствует такое свойственное реактору явление, как изменение со временем физических характеристик активной зоны в результате накопления в бериллии нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Влияние всех этих отличий также необходимо исследовать для внесения соответствующих поправок при использовании полученных на критической сборке результатов применительно к реактору.

В третьей главе приведены результаты исследований по изучению возможности образования локальной критической массы в процессе перегрузки активной зоны, а также зависимости эффекта реактивности при уменьшении плошости воды в петлевом канале реактора МИР от изменения различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания; изучено влияние физических отличий критической сборки и реактора па нейтронно-физические характеристики.

Ранее в реакторе МИР проводили в основном ресурсные испытания твэлов и TBC новых конструкций. Такие испытания обычно продолжаются в течение длительного времени (до нескольких лет). Требуемую линейную мощность исследуемых твэлов в этом случае обеспечивают за счет выбора суммарной мощности реактора при равномерной загрузке активной зоны ядерным топливом и поддерживают путем извлечения органов регулирования.

Эксперименты же по моделированию нестационарных режимов, как правило, кратковременны. Причем в рамках одной кампании реактора обычно проводят только один такой эксперимент. Это позволяет с целью снижения общей мощности реактора формировать необходимые параметры экспериментального устройства, загружая во все окружающие его рабочие каналы необлученные TBC. Такая компоновка активной зоны ранее не практиковалась. С другой стороны было известно, что количество топлива в активной зоне в несколько раз превышает минимальную невозмущенную критическую загрузку. Поэтому важно было выяснить, может ли в процессе формирования такой компоновки активной зоны при перегрузочных операциях образоваться локальная критическая масса. Если такая возможность существует, необходимо разработать и реализовать конкретные рекомендации, с помощью которых этого можно избежать.

На реакторе МИР потенциальная опасность нарушения требований ядерной безопасности усугубляется тем, что его конструктивное исполнение предусматривает выполнение перегрузочных работ с отсоединением приводов от исполнительных органов СУЗ. Это означает, что во время перегрузки все исполнительные органы СУЗ находятся в активной зоне, а аварийная защита отсутствует. Кроме того, вследствие непродолжительной кампании, работы по перегрузке топлива выполняются довольно часто, что приводит к выработке определенных привычек и стереотипов у персонала, к притуплению бдительности и повышению вероятности совершения ошибок. К началу проведения исследований в штатную СУЗ реактора входило 25 АЗ-КС и 6 КД.

Чтобы проверить, возможно ли образование локальной критмассы при формировании активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих TBC, выполняется ли требование об обеспечении минимальной подкритичности в процессе перегрузки, в том числе, с учетом возможных ошибок персонала, была проведена серия экспериментов на критической сборке. Из анализа картограммы видно, что активную зону реактора МИР можно разбить на

несколько «семерок» (ячейка для размещения экспериментального устройства, окруженная шестью ячейками с рабочими TBC), которые отличаются друг от друга количеством расположенных внутри и рядом с ней органов регулирования. Моделировали «семерки», центры которых находятся во втором и третьем рядах активной зоны. В качестве ЭТВС использовали сборку, состоящую из 19 твэлов ВВЭР с высотой активной части 1 м.

Было установлено, что такие системы подкритичны при всех погруженных в активную зону органах регулирования. Однако если ЭТВС расположена в третьем ряду, то при ошибочном извлечении ближайшего к «семерке» КД и при случайном попадании в центральную ячейку «семерки» рабочей TBC происходит образование локальной критмассы. Чтобы это исключить в СУЗ реактора было рекомендовано ввести дополнительно четыре АЗ-КС и установить в угловые ячейки активной зоны дополнительно шесть КД. Экспериментальная проверка показала, что данные изменения гарантируют соблюдение требований правил ядерной безопасности при любых рассмотренных ошибках персонала.

Проведенные исследования позволили обосновать безопасность и впервые реализовать новую компоновку активной зоны, которая предусматривает организацию локальных участков с высоким содержанием топлива вокруг петлевого канала. В результате требуемые значения линейной мощности твэлов, испытываемых в данном петлевом канале, стали получать при меньшей мощности реактора, что расширило возможности по поддержанию требуемых параметров испытаний в других петлевых каналах и обеспечило сокращение топливных затрат. Таким образом, картограмма реактора МИР приобрела современный вид.

Также на критической сборке были проведены исследования по изучению влияния применения того или иного метода формирования условий испытаний на значение эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя. Эффект реактивности определяли по изменению положения органов регулирования в критическом состоянии при наличии и при отсутствии воды в петлевом канале.

Анализ результатов многочисленных критических опытов, выполненных с ЭТВС различного типа, в различных по конструкции петлевых каналах, при разных условиях проведения эксперимента, показал, что хотя абсолютные значения эффекта реактивности существенно отличаются, характер его изменения в зависимости от изменения какого-либо фактора одинаков для всех рассмотренных случаев. Были выявлены следующие общие закономерности:

- при изменении массы 235U в рабочих TBC, окружающих петлевой канал, в диапазоне 1,0 -0,6 от номинального значения, эффект реактивности уменьшается почти в пять раз (рис. За);

- ввод в активную зону ближайших к петлевому каналу органов регулирования существенно уменьшает значение эффекта реактивности (рис.Зб);

Л 0,6 0,8 1 т 0 3 6 9

Масса 235и, отн. ед. Количество регуляторов, шт.

а 6

Рис. 3. Изменение эффекта реактивносш при удалении воды из нечлевош канала в зависимости от: а - массы 235и в окружающих рабочих ТВС; б - количества погруженных рядом органов регулирования.

- основная доля эффекта реактивности (75-80%) приходится на полости канала, не содержащие топлива;

- уменьшение объема воды в петлевом канале за счет вытеснения ее конструкционными материалами приводит к уменьшению значения эффекта реактивности;

- перемещение петлевого канала с ЭТВС из второго ряда активной зоны в третий (при прочих одинаковых условиях) приводит к уменьшению эффекта реактивности в 1,6 раза;

- добавка в теплоноситель раствора борной кислоты увеличивает значение эффекта реактивности и снижает запас реактивности реактора;

- учет отличия в диапазоне изменения плотности теплоносителя в критической сборке и в реакторе уменьшает эффект реактивности на 26%.

Полученные эмпирические зависимости справедливы для всех изученных ЭТВС и позволяют определять величину эффекта реактивности, связанного с удалением воды из петлевого канала, при изменении геометрических размеров устройств и условий испытания.

Существенным отличием нейтронно-физических условий реактора и критической сборки является отравление бериллиевой кладки реактора из-за накопления ядер 3Не и 61л. В результате (п,а) реакции из 9Ве получается 61л. Взаимодействие последнего с нейтроном приводит к образованию 3Н, который, распадаясь, превращается в 3Не.

При характерных для реактора МИР режимах работы были проведены расчеты накопления 3Не и 6и и соответствующей потери реактивности. Они выполнены при условии регулярного циклического графика работы реактора на постоянной мощности и равномерного распределения 'Не и 61Л по активной зоне. Предполагали, что цикл состоит из 35 суток работы на мощности 40 МВт и 8 суток остановки, один раз в год цикличность прерывается остановкой на планово-

предупредительный ремонт продолжительностью 30 суток.

Было установлено, что концентрация ядер 61л в течение первых двух лет работы реактора на мощности выходит на стационарный уровень. Ядерная концентрация трития из-за большого периода полураспада не достигает стационарного уровня и постоянно увеличивается в процессе работы реактора. Во время остановок реактора часть трития переходит в 3Не. Чем больше срок эксплуатации бериллия и чем продолжительнее остановка, тем выше на момент ее окончания концентрация 3Не. После выхода реактора на мощность часть 3Не при взаимодействии с нейтронами вновь превращается в тритий, высвобождая реактивность. Тем не менее, концентрация 3Не в бериллии со временем монотонно возрастает.

Расчетный анализ показал (рис. 4), что за двадцать лет эксплуатации бериллиевой кладки суммарная потеря реактивности из-за накопления 3Не и 61Л составила около 8 %ДК/К, причем, более половины этой величины (~ 55%) приходится на изменение концентрации 61л в течение первых двух лет работы реактора. 0

Рис. 4. Изменение реактивности в результате накопления 3Не и 61л в зависимости от времени эксплуатации бериллия в реакторе.

10 12 14 16 18 20 Время, год

Уменьшение реактивности из-за увеличения ядерной концентрации Не ограничивает продолжительность остановки реактора. В результате расчетов установлено, что допустимая продолжительность остановки реактора, после которой он с максимальной загрузкой топлива еще может быть выведен на мощность, значительно уменьшается со временем. Так, если после пяти лет эксплуатации бериллиевой кладки допустимая продолжительность остановки составляет 15 мес., то после тридцати лет - всего 1,5 мес.

Накопление в процессе эксплуатации реактора в кристаллической решетке бериллия нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов привело к значительному изменению нейтронно-физических характеристик активной зоны. Невозмущенная критическая загрузка возросла с 6,5 до 9 TBC, эффективность органов регулирования и значения всех эффектов реактивности значительно уменьшились.

Как уже отмечалось, приведенные выше результаты расчетов получены при условии регулярного циклического графика работы реактора на постоянной мощности и равномерного

распределения 3Не и б1л по активной зоне. Однако для корректного расчета нейтронно-физических характеристик необходимо учитывать, что мощность реактора и распределение энерговыделения в активной зоне не имеют регулярного характера и могут сильно меняться от кампании к кампании. При любой компоновке активной зоны отмечается существенная неравномерность нейтронного поля, обусловленная решением различных экспериментальных задач. Отношение мощности рабочих каналов может отличаться в 10 раз и более. Продолжительность кампаний реактора и время остановки между ними также различны. Следовательно, скорости накопления 3Не и бЦ в бериллиевых блоках, расположенных в различных участках активной зоны, будут отличаться, и по-разному будут меняться во времени. Поэтому для определения концентрации 3Не и б1л в каждом блоке необходимо иметь информацию как о текущем режиме работы (график мощности соответствующего рабочего канала), так и о предыстории накопления продуктов ядерных реакций в ходе предыдущих кампаний. Это стало возможным только после замены бериллиевой кладки активной зоны.

В результате удалось создать и реализовать алгоритм вычисления концентраций 3Не и 61л, которые используют в качестве исходных данных при расчете нейтронно-физических характеристик реактора МИР по программам расчетного сопровождения его эксплуатации МСИ и ВЕЯСЫ. Это позволяет обеспечить контроль флюенса быстрых нейтронов в каждом бериллиевом блоке и оценку влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР перед каждой новой кампанией.

Описанные в данной главе исследования позволили получить результаты, с помощью которых можно с удовлетворительной точностью определять значение эффекта реактивности при запаривании петлевого канала в реальных реакторных условиях, проведя единственный эксперимент на критической сборке. Для этого необходимо использовать полученные зависимости, учесть реальное изменение плотности теплоносителя, а также наличие и концентрацию в теплоносителе борной кислоты. Кроме того, следует ввести поправку, учитывающую фактическое накопление 3Не и соответствующее данному участку активной зоны на текущий момент времени.

В четвертой главе показано, как с помощью описанной выше схемы выбирали методы формирования условий испытаний твэлов для экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности.

При моделировании в исследовательском реакторе условий, характерных для нсоационарных режимов с увеличением мощности твэлов энергетического реактора, необходимо за фиксированное время повысить мощность исследуемых твэлов, размещенных в петлевом канале, от исходного значения до заданного. Это может быть выполнено различными методами. В частности, физические и конструктивные особенности реактора МИР позволяют проводить

значительную часть подобных экспериментов без применения специальных облучательных устройств путем перекомпенсации реактивности штатными органами регулирования.

Однако скорость перемещения органов регулирования ограничена по соображениям безопасности. Это не позволяет с использованием такого метода обеспечивать быстрое увеличение мощности исследуемых твэлов. Кроме того, процедура перемещения органов регулирования неудобна в процессе эксплуатации, если ее необходимо применять многократно в течение кампании. Поэтому также были разработаны методы выполнения экспериментов, основанные на использовании облучательных устройств с применением поглощающих экранов.

Скачкообразное увеличение мощности. Под скачкообразным изменением мощности понимают подъем мощности после продолжительной работы реактора на пониженном уровне со скоростью, превышающей скорость релаксации напряжений в оболочке твэла, которые возникают за счет воздействия на нее топливного сердечника. Как правило, интерес представляет увеличение до 100 % исходной линейной мощности твэлов. Рассматриваемый диапазон скорости увеличения мощности находится в пределах от 0,01 до 1,0 Вт/см с, что соответствует ожидаемой скорости изменения мощности при переходных режимах в твэлах ВВЭР.

Поскольку в экспериментах с увеличением мощности работоспособность твэлов в основном определяется физико-химическим и термомеханическим взаимодействием топлива с оболочкой, жесткие требования по конструкции ЭТВС не предъявляются - это может бьггь и единственный твэл. Если же одновременно надо испытывать несколько твэлов, то в ЭТВС желательно обеспечить максимально ровное поле энерговыделения. В этом случае большее количество твэлов будет работать в одинаковых условиях, что повышает статистическую значимость эксперимента. Данному требованию (с учетом ограничений по габаритным размерам петлевого канала) удовлетворяет конструкция, в которой 8-12 твэлов размещены на одинаковом расстоянии от оси TBC.

Реализованный в реакторе МИР алгоритм проведения эксперимента предусматривает следующую последовательность действий. Первоначально реактор выводят на уровень мощности, который обеспечивает получение в петлевом канале требуемых исходных условий эксперимента. При этом ближайшие к петлевому каналу органы регулирования погружены в активную зону. После стабилизации всех параметров и достижения равновесных состояний на данном уровне мощности, производят увеличение мощности исследуемых твэлов с необходимой скоростью и амплитудой. Операция выполняется в два этапа. На первом этапе извлекают ближайшие органы регулирования с компенсацией введенной положительной реактивности погружением регуляторов в других участках активной зоны. Мощность ЭТВС при этом поддерживают неизменной, для чего одновременно снижают общую мощность реактора. Затем подъемом общей мощности реактора в течение заданного времени осуществляют собственно скачкообразное увеличение мощности. Для

обеспечения минимальной мощности реактора в процессе эксперимента, в рабочие каналы, окружающие петлевую ячейку, загружают свежие рабочие TBC.

Проведенные на критической сборке исследования показали, что если ЭТВС выбранной конструкции разместить в петлевом канале второго ряда кладки активной зоны, окружить его рабочими TBC с номинальным содержанием топлива, то при верхнем положении ближайших органов регулирования эффект реактивности от удаления воды из петлевого канала равен 1,2 рэф. С точки зрения безопасности это недопустимо. Описанный выше сценарий проведения эксперимента не позволяет использовать для уменьшения значения положительного эффекта реактивности изменение положения органов СУЗ и увеличение выгорания топлива рабочих TBC. Следовательно, основное внимание должно быть уделено конструкции ЭТВС и местоположению в активной зоне петлевого канала. Анализ конструкции ЭТВС показал, что на центральную ее часть внутри кольца твэлов приходится около 40% объема воды петлевого канала. Удаление этой воды путем размещения в центре ЭТВС вытеснителя позволяет существенно уменьшить эффект реактивности. Для еще большего снижения эффекта реактивности петлевой канал с ЭТВС следует размещать в третьем ряду кладки активной зоны.

В процессе контрольных экспериментов на критической сборке установлено, что при выполнении указанных рекомендаций удаление воды из петлевого канала вызывает введение положительной реактивности не более 0,6 ßэф. В условиях реактора, с учетом поправок на реальное изменение плотности теплоносителя и отравление бериллиевой кладки активной зоны, значение эффекта реактивности не превысит 0,25 рэф.

Расчеты показывают, что предельное значение выгорания топлива, при котором обеспечивается приемлемая амплитуда скачкообразного увеличения мощности, зависит от значения заданной исходной линейной мощности твэлов (рис. 5).

Рис. 5. Изменение амплитуды скачкообразного увеличения мощности в зависимости от выгорания топлива для твэлов с длиной активной части 1000 мм и обогащением топлива 4,4%: 1, 2, 3, - исходная линейная мощность 15; 20 и 25 кВт/м соответственно.

20

40

60

1

■ 2 —*— 3 Выгорание, МВт сут/кги

Например, при начальном обогащении топлива в твэлах ВВЭР 4,4%, исходной линейной мощности 20 кВт/м и конструкции ТВС, состоящей из 10 твэлов с длиной активной части 1000 мм, удвоение мощности может быть достигнуто при выгорании топлива в твэлах 50 МВт сут/кги. С

уменьшением исходной линейной мощности до значения 15 кВт/м, более характерного для высоких выгораний топлива, амплитуда скачка мощности при том же выгорании может быть увеличена до значения 3,3, а удвоение достигается при выгорании 60 МВтсут/кги.

С учетом описанных выше положений в реакторе МИР испытано более 80 твэлов ВВЭР (как полномасштабных, так и рефабрикованных) с выгоранием в диапазоне 15-70 МВт сут/кги. При проведении испытаний варьировали выгорание топлива в твэлах, начальную линейную мощность, амплитуду и скорость увеличения мощности, время выдержки при максимальной мощности. Начальные линейные мощности, как правило, были равны линейной мощности твэлов на последнем этапе их эксплуатации в энергетическом реакторе. Максимальные линейные мощности подбирали таким образом, чтобы превысить допустимый уровень, определяемый техническими условиями эксплуатации.

Кроме того, проведены испытания более 40 опытных твэлов типа ВВЭР различных модификаций, предварительное облучение которых до требуемого выгорания осуществлялось непосредственно в реакторе МИР. Изменение линейной мощности испытанных твэлов представлено на рис. 6.

Рис. 6. Изменение линейной мощности в зависимости от выгорания топлива в твэлах: о - ВВЭР-1000; Д - ВВЭР-440; □ - опытные.

0 10 20 30 40 50 60 70 Выгорание, МВт-сут/кги

Циклическое изменение мощности. Для перевода атомных станций в режим слежения за нагрузкой сети требуется обосновать работоспособность твэлов при многократном изменении линейной мощности. Суточное регулирование мощности реактора при маневренной эксплуатации приводит к циклическому термомеханическому нагружению оболочек твэлов, что напрямую влияет на их работоспособность. В наибольшей степени это проявляется при выгораниях превышающих 45 МВт-сут/кги, когда практически исчезает зазор между топливом и оболочкой твэла. Поэтому проведение испытаний особенно актуально для твэлов с высоким выгоранием.

Сценарий эксперимента по изучению поведения твэлов ВВЭР при маневренном режиме эксплуатации предусматривает в каждом цикле изменение линейной мощности твэлов в 1,4 - 1,6

раза (с 18-19 до 27-28 кВт/м и обратно). Переход с одного уровня линейной мощности на другой необходимо осуществлять за 20-30 минут с выдержкой в стационарном режиме в течение 6-12 ч.

При небольшом количестве циклов для реализации указанного сценария можно использовать перекомпенсацию органов регулирования. Если же количество циклов велико, и эксперимент должен продолжаться в течение нескольких кампаний, то такой метод неудобен для эксплуатационного персонала. Поэтому были разработаны конструкции ЭГВС, в которых предусмотрено размещение четырех твэлов и четырех подвижных поглощающих пластин из гафния, обеспечивающих поочередную экранировку то одной, то другой пары твэлов по всей их высоте. Один из вариантов такой конструкции приведен на рис. 7.

Рис. 7. Схема поперечного сечения экспериментальной TBC: 1 - твэл; 2 - детектор прямого заряда; 3 - поглощающий экран; 4 -вытеснитель; 5 - корпус капала.

Данное решение обеспечивает проведение испытания при минимальном воздействии на реактивность, а также на мощность других исследуемых TBC и всего реактора. Однако малое количество твэлов, большое выгорание топлива в них и наличие в экспериментальной TBC поглотителя приводят к существенному уменьшению вклада участка активной зоны в суммарную мощность реактора. Чтобы это компенсировать в окружающие рабочие каналы загружают TBC с минимальным выгоранием топлива, а при проведении эксперимента все рядом расположенные органы регулирования полностью извлекают из активной зоны. Такая конфигурация активной зоны позволяет получить требуемые значения линейной мощности исследуемых твэлов без завышения общей мощности реактора. Наличие в конструкции вытеснителя, удаляющего лишнюю воду, и размещение петлевого канала на периферии активной зоны снижает эффект реактивности в случае аварийного обезвоживания петлевого канала до значения, при котором безопасность в процессе эксперимента будет обеспечена штатной системой управления и защиты.

Успешное проведение в реакторе нескольких серий испытаний подтвердило правильность предложенных решений. В экспериментах были реализованы параметры режимов работы твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с выгоранием топлива 50 - 60 МВт-сут/KrU, получены экспериментальные данные о поведении твэлов при многократном циклическом изменением мощности.

Аварийное введение реактивности. При выбросе регулирующего органа ВВЭР-1000 возникает импульс нейтронной мощности с амплитудой до 2,5 и полушириной до 1,5 с.

Разработанная методика испытания в реакторе МИР обеспечивает моделирование термомеханического состояния твэлов, характерное для такой аварии. Она предусматривает получение импульса нейтронной мощности при постоянной мощности реактора внутри экспериментального устройства, содержащего фрагмент рабочей TBC ВВЭР-1000, состоящий из трех укороченных твэлов (рис.8), путем удаления от него кольцевого поглощающего экрана.

Введение положительной реактивности компенсируется за счет дополнительного экрана, который замещает в активной зоне первый и имеет аналогичную поглощающую способность. Гидродинамическое подобие твэльных ячеек формируют с помощью фигурного вытеснителя. Окончание импульса обеспечивается сбросом аварийной защиты реактора, срабатывание которой происходит от реле времени. Продолжительность выдержки при максимальной линейной мощности составляет 0,5 - 3 с и определяется необходимостью обеспечения максимальной энтальпии и средней по радиусу температуры топлива.

Как и в предыдущем эксперименте, данное устройство содержит малое количество твэлов и много поглощающего материала. Поэтому необходимое значение линейной мощности твэлов при приемлемой мощности реактора обеспечивается организацией вокруг петлевого канала локальной области с минимальным выгоранием топлива и полностью извлеченными из активной зоны органами регулирования. Снижение до допустимого значения эффекта реактивности при аварийном обезвоживании петлевого канала достигается использованием вытеснителя и размещением петлевого канала в третьем ряду активной зоны.

Методика апробирована во время проведения реакторного эксперимента в петлевой установке с параметрами теплоносителя ВВЭР-1000. Для рефабрикованных твэлов с выгоранием топлива 50 - 60 МВт-сут/кги при начальной линейной мощности 25 кВт/м получен импульс трапецеидальной формы с амплитудой 3,25 - 3,5 (в зависимости от выгорания топлива в твэлах), временем парааания мощности около 1 с, полушириной импульса примерно 3 с.

Рис.8. Схема экспериментального устройства: 1 - твэл; 2 - вытеснитель; 3 - поглощающий экран; 4 - корпус канала; 5 - дополнительный экран.

В пятой главе предложенная схема выбора методов формирования пейтрошю-физических условий проведения испытаний применяется при моделировании ситуаций, характерных для развития аварий с потерей теплоносителя.

В таких авариях работоспособность твэлов во многом определяется конструкцией TBC. Поэтому при проектировании ЭТВС, предназначенной для испытаний в исследовательском реакторе, должны быть в максимальной степени учтены теплофизические и гидродинамические особенности моделируемой сборки. Это условие выполняется, когда в качестве экспериментальной используется штатная TBC энергетического реактора или (если ее размеры велики для размещения в петлевом канале) максимально возможный по размерам ее фрагмент. Таким образом, для рассматриваемых экспериментов конструкцию ЭТВС можно считать выбранной. В частности, при испытании TBC типа ВВЭР в петлевом канале реактора МИР с учетом его габаритных ограничений можно разместить 19 твэлов. В таком фрагменте TBC ВВЭР реализуются условия эксплуатации твэлов, расположенных в существующих типах ячеек (центральная, граничные и угловые), а также моделируется влияние дистапционирующих решеток на состояние твэлов. Разработана также конструкция ЭТВС, содержащая 7 твэлов. Необходимо отметить, что если часть испытываемых твэлов выгоревшие, то в обеих конструкциях для выравнивания энерговыделения предусматривается использовать необлученные твэлы с пониженным обогащением по 235U.

Малая течь. В процессе развития такой аварии в результате некомпенсируемой потери теплоносителя из первого контура на остановленном реакторе, за счет остаточного энерговыделения происходит разогрев активной зоны, быстрое испарение воды и осушение верхней части TBC, приводящее к перегреву твэлов и, как следствие, к нарушению их герметичности.

Алгоритм проведения в реакторе МИР эксперимента, в котором достигаются подобные условия охлаждения твэлов, предусматривает: вывод реактора на уровень мощности, достаточный для достижения исходных параметров эксперимента; работу в течение времени, необходимого для формирования структуры топливного сердечника; снижение мощности петлевого канала до уровня 5-15% от исходного значения; снижение расхода теплоносителя до контролируемого вывода твэлов в состояние с запариванием верхней части ЭТВС; работу при достигнутых условиях в течение заданного времени; вывод твэлов из состояния «с перегревом».

Проведенный анализ возможных аварийных ситуаций, которые могут возникнуть при проведении эксперимента, показал, что к максимальным отрицательным последствиям приводит разрушение корпуса петлевого канала и разрыв трубопровода первого контура петлевой установки. В первом случае возможно повреждение окружающих элементов активной зоны, выброс теплоносителя из петлевого канала в бассейн реактора. Во втором - истечение

теплоносителя происходит в специально оборудованное герметичное помещение, в котором обеспечивается локализация радиоактивного теплоносителя. Общим при этих ситуациях является введение положительной реактивности в результате значительного снижения плотности теплоносителя в петлевом канале.

Для исключения отрицательного воздействия на активную зону реактора аварийного разрыва корпуса штатного петлевого канала, в его состав был введен страховочный чехол, выполняющий функцию локализующей системы. Таким образом, кроме конструкции ЭТВС определена и конструкция петлевого канала.

Вопросы формирования условий для обеспечения требуемых параметров и безопасности в процессе проведения эксперимента изучали на критической сборке - физической модели реактора. Макет петлевого канала с 19-твэльной ЭТВС (твэлы ВВЭР с обогащением по 235U 4,4%) размещали в центральной части активной зоны в ячейке, вокруг которой установлены пять органов регулирования системы управления и защиты.

В условиях, когда конструкции петлевого канала и ЭТВС выбраны, мощность реактора, при которой обеспечиваются требуемые исходные параметры, зависит от относительной мощности ЭТВС (отношение мощности ЭТВС к средней мощности всех рабочих TBC в активной зоне). В свою очередь, относительная мощность ЭТВС определяется содержанием 235U в окружающих рабочих каналах и количеством извлеченных из активной зоны ближайших органов регулирования (рис. 9).

2 «

h О

0,6 0,7

Рис. 9. Изменение относительной мощности ЭТВС в зависимости от массы 235U в окружающих рабочих TBC: 1 - пять органов регулирования извлечено; 2 -извлечено два органа регулирования; 3 - пять органов регулирования погружено.

Масса 235U, отн. ед.

Результаты исследований позволили установить, как будет меняться мощность реактора, при которой обеспечивается требуемая на начальном этапе максимальная линейная мощность твэлов, в зависимости от изменения относительной мощности ЭТВС (рис.10.). Из приведенных данных следует, что для проведения эксперимента при минимальной мощности реактора необходимо окружать петлевой канал рабочими TBC с невыгоревшим топливом и полностью извлекать из активной зоны ближайшие органы регулирования. Особенно это актуально при испытаниях твэлов

о

Рис.10. Изменение мощности

реактора в зависимости от

относительной мощности ЭТВС

при максимальной линейной мощности твэлов: 1 - 45; 2 - 30; 3 -20 кВт/м.

0,2 0,4 0,6 0,8 1 Относительная мощность, отн. ед.

с небольшим выгоранием, когда необходимо обеспечить высокую исходную линейную мощность.

Исследования по удалению воды из корпуса петлевого канала, проведенные на критической сборке, показали, что эффект реактивности от аварийного обезвоживания петлевого канала при выбранной конструкции ЭТВС и петлевого канала, рекомендованной загрузке окружающих рабочих TBC и верхнем положении ближайших органов регулирования не будет превышать 0.6 рЭф. При таком его значении безопасность эксперимента будет обеспечена штатной системой СУЗ реактора. Причем введение в конструкцию канала стального страховочного чехла с толщиной стенки 6 мм, которая обеспечивает требуемый запас прочности, приводит к уменьшению эффекта реактивности на 0,4 рэф.

Выбранное для начальной стадии эксперимента верхнее положение ближайших органов регулирования имеет еще одно преимущество. На этапе, предусматривающем снижение мощности петлевого канала, их погружение в активную зону следует использовать в первую очередь. Это позволяет минимально снижать общую мощность реактора и, следовательно, уменьшить влияние нестационарных процессов, связанных с увеличением концентрации 135Хе. В результате сокращается время стабилизации параметров петли на новом уровне мощности, и расширяются возможности поддержания в заданном режиме параметров испытаний в других петлевых каналах.

Разработанные рекомендации по формированию нейтронно-физических условий позволили успешно провести в реакторе МИР серию экспериментов «Малая течь» с твэлами ВВЭР. Их основные параметры представлены в табл. 2.

Большая течь. Авария с разрывом циркуляционного трубопровода максимального диаметра и двусторонним истечением теплоносителя наиболее сложная для моделирования в исследовательском реакторе. При анализе такой аварии принято рассматривать три стадии ее протекания. На первой, самой динамичной стадии происходит значительное падение давления, снижение расхода теплоносителя практически до нулевого значения, и как следствие, быстрый рост температуры твэлов со скоростью 150 - 200°С/с. Вторая стадия характеризуется наличием границы раздела фаз теплоносителя. Охлаждение верхней части твэлов происходит паром с

Таблица 2

Основные параметры экспериментов «Малая течь» с твэлами ВВЭР в реакторе МИР.

Номер эксперимента 1 2 3 4* 5*

Начальная ! стадия | Мощность ЭТВС, кВт 500 500 500 120 110

Расход теплоносителя, кг/с 2,8 2,8 2,8 0,56 0,56

Давление, МПа 12 12 5 4,9 6

Конечная стадия Мощность ЭТВС, кВт 50 70 40 11 14

Расход теплоносителя, кг/с 0,04 0,04 0,04 0,008 0,008

Давление, МПа 12 12 5 4,9 6

Максимальная достигнутая температура оболочки, °С 950 1200** 730 1250** 930

Время осушения верхней части ЭТВС, мин. 72 100 25 40 35

Время выдержки при максимальной температуре, мин. 72 3 25 2 3

* - испытывали 7-твэльную ЭТВС, центральный твэл с выгоранием -60 МВт-сут/кг11; **- зафиксирована разгерметизация твэлов.

температурой до 650°С, скорость разогрева оболочки 1 - 1,2°С/с, максимальная температура оболочки - до 950°С. Во время третьей стадии - стадии повторного залива - охлаждение твэлов осуществляется относительно холодным теплоносителем, причем величина термошока может достигать 450 °С.

Для реализации аналогичных условий в процессе проведения эксперимента после достижения исходных параметров и их стабилизации, предусматривается резкое уменьшение давления в контуре охлаждения с одновременным снижением расхода теплоносителя через ЭТВС за счет быстрого сброса теплоносителя в специальную емкость. Обеспечение необходимой остаточной мощности твэлов достигается срабатыванием аварийной защиты реактора по сигналу таймера задержки, который запускается в момент начала переходных процессов. Продолжительность задержки определяется временем достижения требуемой температуры оболочки и сердечника твэлов.

По результатам расчетов в данном эксперименте в течение первых трех секунд плотность теплоносителя снижается в 7 раз. Запаривание петлевого канала является уже не аварийной ситуацией, а следствием эксперимента. В соответствии с требованиями правил ядерной

безопасности, если при работе экспериментального устройства вводится положительная реактивность, то скорость ее ввода не должна превышать 0,07 рэф/с. Именно это значение и должно быть выбрано в качестве критерия обеспечения безопасности. Таким образом, с учетом времени изменения плотности теплоносителя введенная положительная реактивность за время проведения эксперимента не может быть больше 0,21 (Зэф.

Наиболее тяжелые аварийные ситуации в рассматриваемом эксперименте те же, что и в предыдущем, поэтому и в данном случае должен использоваться петлевой канал со страховочным чехлом. Это означает, что по сравнению с экспериментом «Малая течь» допустимое значение эффекта реактивности должно быть уменьшено в 3 раза.

Среди возможных мер предпочтение было отдано перемещению петлевого канала из центральной части активной зоны на ее периферию, где за счет большей утечки нейтронов эффект реактивности ниже. Кроме того, три ближайших органа регулирования должны быть погружены в активную зону. Указанные меры обеспечивают необходимое уменьшение эффекта реактивности, но приводят и к снижению относительной мощности ЭТВС. Ее значение при таких условиях, как показали измерения на критической сборке, становится равным 0,5. Из данных, приведенных на рис 10, следует, что минимальная мощность реактора, при которой будет достигнута линейная мощность твэлов 45 кВт/м, увеличивается до 50 МВт.

Для реализации в эксперименте динамики изменения параметров, характерной для первой стадии, необходима специальная система имитации потери теплоносителя. Такая система разработана, изготовлена, прошла стендовые испытания. Однако на реакторе к настоящему времени она не смонтирована. Поэтому в реакторе МИР пока проводят испытания с моделированием условий, характерных для второй и третьей стадии аварии. В качестве ЭТВС используют 19-твэльную сборку, часть твэлов в которой может быть с высоким выгоранием. Для формирования нейтронно-физических условий используют те же приемы, что и при проведении эксперимента «Малая течь». В качестве примера на рис.11 показано зарегистрированное изменение температурных параметров в процессе такого эксперимента.

и 1000

О

| 800

Рис.11. Температура оболочки твэла на расстоянии от опорной решетки 562 (1), 757 (2), 887 мм (3). Температура теплоносителя на входе (4) и выходе (5) из ЭТВС.

S- 600

в s

Н 400

Ш 1 . I

_4_—^Г

200

0

20

40 60

Время, мин

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

1. Разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения экспериментов и экономические характеристики реактора. Она предусматривает следующую последовательность действий:

- выбор комбинации методов, при которых достигаются заданные условия испытаний, и реализуется минимально возможная мощность реактора. Как правило, это обеспечивается окружением петлевого канала необлученными рабочими TBC и полным извлечением из активной зоны ближайших органов регулирования;

- проверка выполнения требований по безопасности на всех стадиях проведения эксперимента для выбранной комбинации методов;

- при необходимости, приведение параметров безопасности в соответствие с требованиями нормативных документов с наименьшими затратами;

- изучение возможности совмещения данного эксперимента с другими, проводимыми одновременно.

2. Результаты исследования возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций и реализация предложенных технических мер по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР позволили обосновать безопасность и впервые применить новую компоновку активной зоны, которая предусматривает организацию локальных участков с высоким содержанием топлива вокруг петлевого канала. В результате требуемые значения линейной мощности твэлов, испытываемых в данном петлевом канале, стали получать при меньшей мощности реактора, что расширило возможности по поддержанию требуемых параметров испытаний в других петлевых каналах и обеспечило сокращение топливных затрат.

3. Получены, обобщены и систематизированы результаты исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при удалении воды из петлевого канала реактора МИР различных факторов, таких как:

- конструкция ЭТВС и петлевого канала;

- положение петлевого канала в активной зоне;

- выгорание топлива в рабочих TBC, окружающих петлевой канал;

- глубина погружения ближайших к петлевому каналу органов регулирования;

- наличие добавок в теплоноситель раствора борной кислоты.

Выявленные зависимости позволяют формировать условия испытаний, при которых эффект реактивности не превышает заданного безопасного значения.

4. Впервые изучено влияние на основные нейтрошю-физические характеристики активной зоны реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов эффекта отравления бериллиевой кладки за счет накопления в процессе эксплуатации 3Не и 6(л. Разработан и реализован алгоритм расчета накопления 3Не и 61л в каждом бериллиевом блоке, позволяющий отслеживать уменьшение запаса реактивности, изменение эффектов реактивности и эффективности органов СУЗ, которые связаны с отравлением, и учитывать его неравномерность для различных бериллиевых блоков.

5. Предложены и реализованы оригинальные конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.

6. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:

- скачкообразное увеличение мощности;

- циклическое изменение мощности;

- авария с быстрым вводом реактивности;

- аварии с потерей теплоносителя.

Полученные экспериментальные результаты о поведении твэлов ВВЭР при рассмотренных нестационарных условиях предназначены для верификации расчетных кодов, описывающих состояние твэлов, прогнозирования изменения характеристик твэлов в подобных условиях и для лицензирования топлива. Значительная часть оборудования и методов может быть использована для испытания твэлов других водоохлаждаемых реакторов, в том числе, для обоснования перспективных проектов энергетических и транспортных установок.

7. Использование результатов исследований, выполненных в рамках диссертационной работы, существенно расширило экспериментальные возможности реактора МИР: обоснован и реализован на практике выбор методов и средств для безопасного проведения в нем испытаний, обеспечивающих получение экспериментальных данных о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

8. Выполненные автором исследования позволили решить крупную научную проблему, имеющую важное хозяйственное значение: приспособление действующего исследовательского реактора для проведения нового класса экспериментов. По результатам работы можно утверждать, что, несмотря на отсутствие дорогостоящих специализированных установок, в Российской

Федерации существует экспериментальная база для проведения исследований работоспособности твэлов ВВЭР в нестационарных условиях.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

1. Бурукин A.B., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 80 - 84.

2. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние накопления 3Не и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР.//Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 84 - 88.

3. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности./УАтомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 - 284.

4. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследования топлива ВВЭР с легирующими добавками .//Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205 - 210.

5. Бурукин A.B., Ижутов А.Л., Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, № 3, вып. 1, с. 83-91.

6. Калыгин В.В., Малков А.П. Особенности обеспечения ядерной безопасности реактора МИР при проведении экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №4, с. 40-46.

7. Калыгин В.В., Киселева И.В., Малков А.П., Шулимов В.Н. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 2, с. 58 - 65.

8. Бурукин A.B., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 2, с. 66 - 73.

9. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В., Овчинников А.Б. Учет накопления ядер лития-6 и гелия-3 в бериллиевых блоках при определении нейтронно-физических характеристик реактора МИР.//Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, № 3, с.31 -37.

10. Анисимков О.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Изучение возможности проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов.//Вопроеы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. 1993, вып. 1, с. 41 - 49.

11. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физичеекие характеристики реактора МИР.//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. 1993, вып. 1, с. 49 - 52.

12. Калыгин В.В., Пименов В.В. Способ регулирования реактивности ядерного реактора. Авторское свидетельство на изобретение № 1428072, 1988.

13. Ижутов A.JL, Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Патент № 2292093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, №2.

14. Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах. Патент № 2302046. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 18.

15. Калыгин В.В., Малков А.П. Устройство для облучения образцов в реакторе с твердым замедлителем. Патент № 74735. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 19.

16. Калыгин В.В., Лобин C.B., Овчинников В.А. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме циклического изменения мощности. Патент № 75093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 20.

17. Калыгин В.В., Ильенко С.А. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме аварийного введения реактивности. Патент № 77487. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 29.

18. Гаджиев Г.И., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.//Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, 104 с.

19. Bibilashvili Y. К., Grachev A.F., Kalygin V.V. et al. Methods of performing the ramping experiments with VVER fuel rods at different bumups. //Behavior of LWR core materials under accident conditions, Proceedings of a Technical committee meeting in Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October 1995, IAEA-TECDOC-921, 1996, p. 101 - 116.

20. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Экспериментальные исследования влияния скачков мощности на состояние твэлов типа ВВЭР при различных выгораниях.//Сборник докладов 4-ой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, с. 125 - 140.

21. Калыгин В.В., Малков А.П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996, вып. 4, с. 3 - 10.

22. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Матвеев Н.П., Овчинников В.А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, вып. 4, с. 11 - 17.

23. Анисимов В.П., Бендерская О.С, Калыгин В.В. и др. Экспериментальные возможности петлевой установки ПВП-2 РУ МИР.М1 для испытаний твэлов ВВЭР в режимах с потерей теплоносителя.//Сб. тез. докл. семинара «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации»: Димнтровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, с. 47-49.

24. Калыгин В.В., Куприенко В.А., Малков А.П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, вып. 4, с. 62 - 74.

25. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР.//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, вып. 4, с. 57-62.

26. Калыгин В.В., Малков А.П., Овчинников А.Б. Методический подход к обеспечению ядерной безопасности реактора МИР при испытаниях твэлов ВВЭР в требуемых воднохимических режимах охлаждения.//Сборник рефератов семинара КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения". Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999, с. 77 - 79.

27. Ижутов A.JI., Кальцин В.В., Святкин М.Н. и др. Опыт эксплуатации комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР.//Труды XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001, т. 1, с. 49 - 70.

28. Кузнецов Ю.Н., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Экспериментальная установка для внутриреакторных исследований проектных, залроектных и тяжелых аварий на энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами./ЛГруды XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001, т. 2, ч. 2, с. 104 - 123.

29. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience". //Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21,2002, p. 104 - 109.

30. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. "Experimental capabilities of the MIR reactor for testing and qualification of research reactors fuel". //Transactions of 7,h International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ex-an-Provence, France, March 9-12, 2003, p. 91 - 95.

31. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. "Core safety increase and the MIR reactor operating life prolongation". //Transactions of 8th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Munich, Germany, March 21-2 4,2004, p. 107 - 111.

32. Грачев А.Ф., Цыканов B.A., Калыгин В.В. и др. Основные результаты НИОКР на исследовательских реакторах ГНЦ РФ НИИАР и опыт их эксплуатации в 2001-2003гг.//Сборник

докладов отраслевого совещания «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, т. 1, с. 3 - 19.

33. Грачев А.Ф., Ижутов А.Л., Калыгин В.В. и др. Комплекс работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР.// Сборник докладов отраслевого совещания «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, т. 1, с. 240 - 248.

34. Ижутов А.Л., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов водоохлаждаемых реакторов в режимах аварий с потерей теплоносителя (методические вопросы). //Сборник докладов отраслевого совещания «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, т. 2, с. 75 - 87.

35. Ижутов А.Л., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Усовершенствование и продление срока эксплуатации реактора МИР.//С6. тез. док. международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке". Москва: ФГУП НИКИЭТ, 2006, с. 62 - 63.

36. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В., Овчинников А.Б. Учет накопления ядер лития-6 и гелия-3 в бериллиевых блоках при определении нейтронно-физических характеристик реактора МИР.// Сб. тез. док. 8-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2007, с. 259 - 261.

37. Калыгин В.В., Малков А.П. Особенности обеспечения ядерной безопасности при проведении экспериментов в реакторе МИР .//Сб. тез. док. 8-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2007, с. 247 - 249.

Подписано к печати 26.12.2008 г. Печ. л. ~ 2,4. Тираж 70 экз. Заказ № 1404. Отпечатано в Открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов» 433510, г. Димитровград - 10, ОАО «ГНЦНИИАР»

Ар - эффект реактивности;

Зри - относительная эффективность органа регулирования при его положении, соответствующем h; £ат, ^акмэ Иав - макросечения поглощения топлива, конструкционных материалов и воды соответственно; Vt, VKm, Vb - объемы топлива, конструкционных материалов и воды соответственно; Еп - энергия нейтронов;

Т1/2 - период полураспада;

PLb Рве, Рн, Рне - ядерная концентрация 6Li, 9Ве, 3Н и 3Не соответственно; X - постоянная радиоактивного распада;

J - скорость ядерной реакции; ф(Е) - дифференциальная энергетическая плотность потока нейтронов; аа - микросечение поглощения;

N3 - мощность ЭТВС; птв - количество твэлов в ЭТВС;

La.3. - длина активной части твэлов;

Kz, Ks - коэффициенты неравномерности энерговыделения по высоте активной части и по сечению ЭТВС соответственно;

N0Kp - средняя мощность рабочих ТВС, окружающих ЭТВС; q, - линейная мощность твэла;

А - амплитуда скачкообразного увеличения мощности;

ГПД - газообразные продукты деления;

ТЭП - термоэлектрический преобразователь.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ.

1.1. Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик.

1.2. Петлевые установки реактора МИР.

Актуальность работы.

Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «.увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии» [1]. Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 — 2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривает «.ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций общей установленной электрической мощностью не менее 2 ГВт в год, продвижение продукции (работ, услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации» [2].

Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков, выработавших свой ресурс), улучшив при этом эксплуатационные характеристики, требуется решить ряд задач по совершенствованию надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов. В первую очередь это относится к их наиболее напряженным узлам -тепловыделяющим элементам (твэлам). Одним из важнейших источников получения информации для модернизации старых и разработки новых конструкций твэлов обоснованно считают экспериментальные исследования. Их результаты необходимы для оценки работоспособности и корректного определения существующих резервов при различных условиях эксплуатации. В течение длительного времени удавалось обходиться экспериментальной информацией только о поведении твэлов при номинальных режимах работы, которую получали в результате ресурсных испытаний. Для оценки работоспособности при нестационарных режимах, т. е. при аварийных и переходных условиях, использовали в основном расчетные данные. Проблема повышения конкурентоспособности российских реакторов и российского топлива на мировом рынке потребовала пересмотреть существующее положение дел. Получение экспериментальных результатов о поведении топлива в аварийных и переходных режимах стало первоочередной задачей [3]. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;

- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных особенностях тепловыделяющих сборок (ТВС) российских и зарубежных реакторов не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на параметры эксплуатации топлива, что приводит к снижению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке.

Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива' в аварийных и переходных режимах уделялось большое внимание. Наиболее значительные комплексные исследования реализованы в США, Японии, Германии, Франции и других странах европейского сообщества [4, 5]. Требования к безопасности энергетических реакторов диктуют необходимость получения экспериментальных данных о поведении твэлов и ТВС во всех постулируемых авариях, а также в ряде гипотетических аварий для последующего использования этих данных в расчетных программах по анализу развития и оценке последствий аварийных ситуаций. На действующих АЭС проведение полномасштабных испытаний при нестационарных режимах эксплуатации сильно ограничено из-за недопустимости большинства требуемых отклонений параметров по условиям безопасности, а также из-за слишком высокой стоимости таких экспериментов. Поэтому экспериментальные результаты о поведении твэлов в аварийных и переходных условиях получали как на электрообогреваемых стендах, так и на специализированных ядерно-энергетических установках [6, 7]. Стендовые исследования проводили в основном для изучения отдельных явлений, получения эмпирических зависимостей теплогидравлических параметров, которые могут быть использованы для проверки применимости расчетных кодов, а также для обоснования проведения экспериментов в реакторных установках. В качестве объектов исследования на стендах использовали имитаторы твэлов, греющим элементом которых является сама оболочка имитатора или расположенный в ней нагревательный элемент [8]. Среди наиболее часто упоминаемых в литературе стендов необходимо выделить SEMISCALE [9] (США) и CORA [10, 11] (Германия).

В реакторных экспериментах получали интегральные результаты, поскольку физические явления накладываются друг на друга, и их трудно изучать в деталях. Специализированные реакторные исследовательские установки, предназначенные для проведения испытаний в аварийных и переходных режимах, существенно отличаются друг от друга, как масштабом, так и исполнением, реализуемыми параметрами и режимами испытаний. Например, установка PBF (США) позволяет реализовывать практически все постулируемые аварии, но испытывать одновременно можно 1 - 45 твэлов [12, 13]. В то же время в реакторе LOFT (США) проводили испытания до 1300 твэлов в экспериментальном устройстве, но имели место ограничения по количеству моделируемых режимов [14, 15]. Французский пульсирующий реактор PHEBUS [16, 17] обеспечивает возможность моделировать те же аварийные ситуации, что и в реакторе LOFT [4]. А на японском NSRR [18] можно было проводить только испытания со всплеском реактивности, но проведенная модернизация расширила его экспериментальные возможности [19].

Наряду с созданием специализированных установок для проведения испытаний в нестационарных режимах в мировой практике для этих целей широко использовали также существующие материаловедческие и исследовательские реакторы, такие как BR-2 (Бельгия) [20, 21], FR-2 (Германия) [22], NRX (Канада) [23] и др.

Несмотря на то, что каждый из исследовательских реакторов, в которых изучали поведение твэлов в нестационарных режимах, уникален по своей конструкции, в методах формирования нейтронно-физических условий, необходимых для проведения экспериментов, можно выделить общие подходы. В большинстве исследовательских центров ориентировались на создание специальных устройств с локальным изменением параметров экспериментальных ТВС [24]. Такие методы использовали, например, на реакторах R-2 (Швеция) [25], HBWR (Норвегия) [26], экспериментальные каналы которых оборудованы экранирующими устройствами с газообразным поглотителем нейтронов. Аналогичные системы с 3Не применялись на многих других исследовательских реакторах: PLUTO и WAGR (Великобритания) [27], NRX (Канада) [28], и др. На реакторе HFR (Нидерланды) требуемые нейтронно-физические условия формировали за счет перемещения с заданной скоростью в отражателе реактора подвижной капсулы с экспериментальными твэлами [29]. К использованию штатных органов СУЗ при таких экспериментах прибегали очень редко, лишь при необходимости дополнительного расширения диапазона изменения мощности [30].

Наряду с успешной реализацией отдельных национальных программ необходимо отметить также интенсивную международную кооперацию и сотрудничество в экспериментальном и аналитическом обосновании безопасности при переходных и аварийных режимах. В качестве примеров можно привести совместные программы исследований США и Японии [31], США и Канады [32, 33], США и Англии [34], США, Канады и Германии [35]. Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачкообразном увеличении мощности были также проведены в рамках международных программ INTERRAMP [36], OVERRAMP [37].

При планировании экспериментов старались охватить все переходные и аварийные ситуации, потенциально возможные в энергетических реакторах и находящие отражение в лицензионных требованиях для топлива LWR (табл. 1) [4].

Таблица 1

Аварийные и переходные режимы LWR, моделируемые в исследовательских установках.

Моделируемые ситуации США Япония Франция Бельгия Германия Канада

LOFT PBF NSSR PHEBUS BR-2 FR-2 NRX

Потеря теплоносителя X X X X X X

Всплески реактивности X X

Разбаланс мощности и охлаждения X X X X

Перекрытие проходного сечения X

Значительные разрушения топлива X X

Эксплуатационные нестационарности X X X X

К началу 90-х годов за рубежом основные исследования по поведению топлива в аварийных и переходных режимах были завершены.

В нашей стране стендовые исследования аварийных режимов были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс» [38]. В частности, для аварий с потерей теплоносителя были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах [39]. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [40 - 45].

Отдельные аварийные и переходные режимы изучали в реакторных условиях. Например, для обоснования критериев безопасности твэлов ВВЭР при аварии с введением реактивности проведены десятки экспериментов в 'импульсных реакторах ИГР, «Гидра», БИГР [46 - 48]. Эти исследования позволили выявить условия, при которых происходят разгерметизация оболочки твэлов и фрагментация топлива. Однако полученные результаты не могут быть напрямую использованы для оценки состояния твэлов при проектной аварии с введением положительной реактивности, поскольку параметры испытаний не моделировали номинальные режимы работы. Эксперименты на импульсных реакторах выполняли при охлаждении твэлов в режиме естественной конвекции. Импульсное увеличение мощности осуществляли из холодного состояния твэлов (20°С). Параметры импульса нейтронной мощности в большинстве случаев существенно отличались от прогнозируемых для проектной аварии ВВЭР [48].

Исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью перевода АЭС в условия суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к реакторам ВВЭР наиболее системно проводили на реакторе MP [49] с использованием устройства, в котором изменение мощности твэлов осуществлялось с помощью газообразного поглотителя. Программа исследований предусматривала проведение экспериментов, в которых автономное циклирование мощности с заданной скоростью и различным временем выдержки на стационарных уровнях моделировало реальные переходные режимы. Однако из-за остановки реактора MP программа не была завершена.

Подобные же испытания проводили в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР [50, 51]. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение ТВС в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана. После апреля 1986 г. программа испытаний была надолго приостановлена.

Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива на международном рынке необходимо было получить результаты реакторных испытаний для всего спектра нестационарных режимов. С этой целью в середине восьмидесятых годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА [52], которые были доведены до стадии технического проекта. Предусматривалось, что реактор будет работать на стационарном уровне мощности до 100 МВт, а таюке в маневренном режиме с изменением мощности от 10 до 100% от номинального значения или в импульсном режиме с набросом мощности от 2 до 10 раз в зависимости от величины предшествующего стационарного уровня. В специализированной петлевой установке реактора можно было бы имитировать различные аварийные режимы [53]. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. По той же причине проблематичным представлялось и проведение исследований за рубежом. Например, на созданной для этих целей петлевой установке польского реактора МАРИЯ [54] планировали выполнить несколько десятков экспериментов [55 - 57], но эти планы не были реализованы. Поэтому единственной возможностью получения необходимых данных оставалось приспособление для этих целей действующих отечественных исследовательских реакторов.

Среди российских исследовательских реакторов более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР [58, 59]. Тем более что к тому времени уже имелся небольшой опыт проведения в реакторе экспериментов по моделированию условий работы твэлов при нестационарных режимах [51]. Конструкция реактора, позволяющая размещать в активной зоне экспериментальные устройства различного типа, наличие петлевых установок, удовлетворяющих современным требованиям по безопасности, большой опыт квалифицированного персонала по проведению петлевых испытаний, - все это обеспечивает возможность проведения в реакторе широкого спектра исследований [60 - 62]. Высокая плотность потока нейтронов и оснащенность петлевых установок оборудованием обеспечивает возможность достижения параметров испытаний, характерных для большинства существующих реакторов. Для примера в табл. 2 приведено сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами испытаний топлива в реакторе МИР [63].

Таблица 2.

Сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами испытаний топлива в реакторе МИР.

Параметр Реакторные установки

ВВЭР-1000 МИР

Максимальная линейная мощность, Вт/см до 450 возможно обеспечение более высоких мощностей

Теплоноситель : температура, °С; давление, МПа скорость, м/с 290-320 до 17,7 5.6 обеспечивает обеспечивает обеспечивает

ВХР газосодержание, н.см /кг -02; -н2 Возможность изменения ВХР борно-калиевый 0,005 - 0,05 до 50 отсутствует обеспечивает обеспечивает обеспечивает возможно

Выгорание топлива, МВт-сут/кгИ -70 обеспечивает; возможно дооблучение твэлов до более глубоких выгораний

Определение момента разгерметизации твэла затруднительно возможно

Возможность моделирования аварийных и переходных режимов невозможно возможно

Промежуточный контроль твэлов отсутствует возможно в бассейне и защитной камере реактора

Практически все проводившиеся ранее в реакторе МИР петлевые испытания выполняли с целью получения экспериментальных данных о ресурсе и о работоспособности твэлов и ТВС новых конструкций при требуемом стационарном уровне энерговыделения и заданных параметрах теплоносителя [64]. Для решения таких задач, как правило, в течение кампании не требовалось изменять исходные условия испытания. Если же по каким-то причинам была необходима незначительная регулировка параметров, то такие операции выполняли плавно, постепенно.

Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания [65]. Они отличаются сложностью экспериментальных устройств, их обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений. В ходе экспериментов необходимо моделировать динамические процессы с изменением по заданному сценарию агрегатного состояния теплоносителя. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности.

Характерная особенность экспериментов по моделированию нестационарных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Например, при моделировании скачкообразного увеличения мощности твэлов типа ВВЭР, линейная мощность должна быть увеличена с 250 - 300 до 550 - 600 Вт/см за время порядка 10 мин. [66]. При реализации режимов подобных максимальной проектной аварии (МПА) ВВЭР-1000 давление на выходе из петлевого канала за первые 10 с необходимо снизить с 16,0 до 4,0 МПа [67]. Быстрое увеличение мощности экспериментальной ТВС (ЭТВС), снижение расхода теплоносителя через петлевой канал, резкий сброс давления в нем - все эти операции, характерные для рассматриваемых испытаний, вызывают или могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя и запаривание петлевого канала. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности [68]. Учитывая, что время протекания процессов (особенно в аварийных ситуациях), как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при соблюдении специальных мер, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор. Это определило необходимость системного изучения вопросов формирования требуемых условий и обеспечения безопасности при выполнении таких испытаний.

Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР для обеспечения безопасного проведения нового класса петлевых испытаний и получения комплекса результатов о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- изучение возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;

3 6

- изучение влияния эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов; формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности исследуемых твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения экспериментов и экономические аспекты;

- экспериментально обоснована ядерная безопасность реактора МИР при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- получены и систематизированы данные по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР; о /Г

- выявлено и изучено влияние эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- обоснована и подтверждена на практике возможность безопасного проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих исследовать работоспособность твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Практическая ценность работы:

1. Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности в процессе перегрузки топлива при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

2. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило существенно сократить количество измерений на критической сборке - физической модели реактора и объем оптимизационных расчетов.

-J г

3. По результатам изучения эффекта отравления бериллия Ней Li с учетом фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику эксплуатации реактора введена процедура контроля накопления 3Не и 6Li в каждом бериллиевом блоке и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.

4. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:

- скачкообразное увеличение мощности;

- циклическое изменение мощности;

- авария с быстрым вводом реактивности;

- аварии с потерей теплоносителя.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, научного руководителя реактора МИР по вопросам ядерной безопасности:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;

- предложена новая компоновка активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- систематизированы результаты критических опытов и разработаны технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на исключение возможности образования локальной критической массы при формировании новой компоновки активной зоны;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний;

- проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов ВВЭР с использованием штатных органов регулирования реактора;

- изучены возможности реактора по проведению испытаний твэлов ВВЭР с ? высоким выгоранием топлива;

- предложены принципиальные конструкции экспериментальных ТВС, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах;

- выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в экспериментах, моделирующих нестационарные режимы;

- проведены реакторные эксперименты;

- получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критической сборке - труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР А.В. Алексеев, А.В. Бурукин, A.JI. Ижутов, С.А. Ильенко, И.В. Киселева, В.А. Овчинников, В.Н. Шулимов; сотрудники ВНИИНМ В.В. Новиков, А.В. Медведев. Экспериментальные результаты на критической сборке получены совместно с А.П. Малковым. В проведении расчетов участвовали В.В. Пименов и Н.А. Нехожина.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты.

2. Выводы по результатам исследований и рекомендации по модернизации СУЗ реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

3. Экспериментально полученные зависимости влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.

4. Выявленные закономерности влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов.

5. Конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.

6. Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для создания требуемых параметров и обеспечения безопасности испытаний твэлов ВВЭР при нестационарных режимах, подтвержденные проведенными в реакторе МИР экспериментами.

По материалам диссертации в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях. Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная эксплуатация водо-охлаждаемых реакторов" (г. Димитровград 26-29 мая 1992г.);

- российско-японском семинаре "Поведение топлива водо-охлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (г. Москва 21-28 сентября 1992г.);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петтен 26-28 октября 1992г.);

- франко - российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 17-24 ноября 1992г.);

- франко-российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 20-27 ноября 1993г.);

- четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград 15-19 мая 1995г);

- заседании технического комитета МАГАТЭ " Поведение материалов активной зоны легководных реакторов в аварийных условиях" (г. Димитровград 9-13 октября 1995г.);

- семинаре «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации» (Димитровград, 9-13 сентября 1996);

- семинаре КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения" (Димитровград, 30-31 марта 1999);

-XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (г. Димитровград, 2529 июня 2001г.);

- шестом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Бельгия, Гент, 17-21 марта 2002);

- седьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Франция, Прованс, 9-12 марта 2003);

- восьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Германия, Мюнхен, 21-24 марта 2004);

- отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (г. Димитровград, 8-10 июня 2004.);

- международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке". (Москва, 20-23 июня 2006);

- восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 21-25 мая 2007);

- всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии - МАЯТ-2007» (Звенигород, 18-22 ноября 2007);

- семинаре КНТС РМ "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях" (Димитровград, 8-9 апреля 2008).

Автор считает приятным долгом выразить признательность своему научному консультанту профессору В.А. Цыканову, научные труды которого служили основой для изучения физических характеристик реактора МИР; профессорам А.Ф. Грачеву, Е.П. Клочкову, Ю.В. Чечеткину за ценные замечания и полезные советы при подготовке диссертационной работы; к.т.н. В.А. Овчинникову за плодотворное сотрудничество при проведении реакторных экспериментов; к.т.н. А.П. Малкову, совместно с которым получены все экспериментальные результаты на критической сборке; к.т.н. В.В. Пименову и Н.А. Нехожиной за помощь в проведении расчетных исследований; персоналу критического стенда и реактора МИР за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года. Утверждена Распоряжением Правительства РФ от 28.08.03 № 1234-р.

2. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утверждена Постановлением Правительства РФ от 06.10.06 №605.

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000.

4. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Зарубежные программы реакторных исследований аварийных и переходных режимов работы твэлов ЯЭУ// Атомная техника за рубежом, 1988, №5, с. 3 7.

5. Девишева М.Н. Зарубежные программы НИР и ОКР по безопасности АЭС с водо-водяными реакторами: Обзор. М.:ЦНИИатоминформ, 1989, 44 с.

6. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации.// Атомная техника за рубежом, 1988, №6, с. 7 15.

7. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, 108 с.

8. Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР.//Теплоэнергетика, 1988, № 12, с. 24 28.

9. Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient.// USNRC Report EGG-SEMI-5121, March 1980.

10. Kuczera В., Hagen S., Hofmann P. (KFK-FRG) LWR Fuel Rod Bundle Behavior Under Severe Fuel Damage Condition.// Transactions of American Nuclear Society, 1988, v. 57, p. 155.

11. Hofmann P., Hagen S., Schanz G. et al. (KFK) Chemical-Physical Behavior of LWR Core Components in Severe Accidents.//Behavior of core materials and fission product release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna, 1993, p. 12165

12. Broughton J.M. PBF LOCA Tests Series, Test LOC-3 and LOC-5 fuel behavior report.//NUREG/CR-2073, EGG-2094, June 1981.

13. McCardell R. et al. Power Bust Facility severe fuel damage test program. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28-30. 1982, p. 213 - 230. .

14. Reeder D.L. LOFT System and Test Description/NUREG/CR-0247. July 1978.

15. Burtt J. Overview of the LOFT experimental program. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 - 28 June 1979, p. 31 -43.

16. Gonnier C. (CEA/CEN Cadarache, France) Main Experimental Results of the PHEBUS Severe Fuel Damage Program.//Transactions of American Nuclear Society, 1993, v. 69, p. 306.

17. Kinnersly S. R. In-vessel core degradation in LWR severe accidents: the state of the art.// Behavior of core materials and fission products release in accident conditions in LWR. IAEA TECDOC-706, Vienna, 1993, p. 93.

18. Saito S. et al. Measurement and evaluation on pulsing characteristics and experimental capabilities of NSRR. J. Nucl. Sci. and Technol., 1977, v. 14, № 3, p. 226 -238.

19. Uetsuka H., Katanasina S., Ishijima K., Research Activities at JAERI on core material behavior under SFD.//Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. IAEA-TECDOC-921, Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October, 1995, p. 23 -38.

20. Baugnet J. et al. The BR-2 materials testing reactor: its capability for fast, thermal and fusion reactor experiments. In: Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), April 1982, v. 1, p. 244 - 255.

21. Hebel W. et al. Irradiation experiments of BR-2 test reactor related to power reactor safety assessment. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25-28 June 1979, p. 107 - 132.

22. Karb E.H. In-pile tests at KFK of LWR fuel-rod behavior during the Heat up Phase of a LOCA.// Nuclear Safety, 1980, v. 21, p. 26 37.

23. Snelson W. Design synopsis for the new accident related loop at CRNL. In Proc.

24. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982. v. l,p. 201-211.

25. Косилов A.H., Колядин В.И., Сивоконь В.П., Андреев В.И. Техника экспериментального исследования твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1981, № 9, с. 3 8.

26. Bodh R. Не-3 Absorber Technique in the Studsvik R-2 Reactor// Paper Presented at the Euratom Meeting on Irradiation Devices. Riso, Denmark, 1976.

27. Firing J., Kolstad E. Halden Boiling Water Reactor Irradiation Facilities and Instrumentation Capabilities. In: Proc. Intern. Conf. on Nucl. Power and its Fuel Cycle. Salzburg, 1977. IAEA-CN-36/495.

28. Bond C., Uglow A. A Comparison between Reactor Experiments and SLEUTH -SEER Code predictions of Pellet-clad Interaction in AGR Fuel Pins.//Nucl. Engng. and Design, 1980, v.56, p. 135.

29. Nishimura D. In-reactor Experimental Facilities at the CRNL. In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982, v. 1, p. 97- 107.

30. Koogh G. Transient Overpower Experiments of LWR Fuel Pins in Petten High Flux Reactor. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28-30.1982, p. 319-333.

31. Андреев В.И., Колядин В.И., Яковлев B.B. Методологические аспекты изучения поведения твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1985, № 3, с. 3 7.

32. Ishikava М. et al. A study on fuel failure behavior for unirradiated fuel rods under reactivity initiated accident condition. — In: Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 28 June 1979, p. 45 - 83.

33. Smith R, Martinson Z. PBF CANDU fuel elements LOCA test experiment predictions. Idaho National Engineering Lab., Idaho Falls, USA, EGG-TFBP-6399, Oct.1983, 84 p.

34. PBF simulates CANDU LOCA. Nucl. Eng. Inter., 1984, v. 29, N 355, p. 45.

35. Boris S., Klickman A. US/UK PFR/TREAT in-pile safety test program. Trans.

36. ANS, 1984, v. 47, p. 241 252.

37. Wright R. Overview of the NRC severe fuel damage research program. — Ibid. , v. 46, p. 477-478.

38. Mogard H. et al., The Studsvik INTERRAMP Project an International Power Ramp Experimental Program. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Portland, Oregon, USA, April/May 1979, p. 284 - 294. (DOE/ET/34007-1.).

39. Hollowell Т.Е., Knudsen P. and Mogard H., The International OVERRAMP Project at Studsvik. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Extended Burnup-Fuel Performance and Utilization. Williamsburg, VA, USA, April 1982, Vol. 1, p. 4-5 to 4-18.

40. Безруков Ю.А., Каретников Г.В., Логвинов C.A. Исследования блокирования проходного сечения ТВС реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА.// Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99», Обнинск, 1999, с. 229-231.

41. Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций (ОПБ-82). М. Энергоатомиздат, 1984.

42. Кириллов П.Л., Селиванов В.М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ.//Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», Обнинск, ФЭИ, т. 1, 1991, с. 6-25.

43. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках.//Сборник докладов межотраслевой конференции «Теплофизика 89», Обнинск, ФЭИ, 1992, с. 90 - 94.

44. Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР.//Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99», Обнинск, ФЭИ, 1999, с. 221 - 223.

45. Bibilashvili Y.K., Goryachev A.V. et al. Study of High Burnup WER Fuel Rods Behavior at the BIGR Reactor under RIA Conditions: Experimental Results. OECD RIA Topical Meeting, CABRI Seminar (opened part), Aix en France, May 13, 2002.

46. Андреев В.И., Егоренков П.М., Колядин В.И. и др. Применение газообразного поглотителя для испытаний твэлов в нестационарных режимах.// Атомная энергия, т. 51, вып. 5, 1981, с. 302 304.

47. Грачев А.Ф., Куприенко В.А. Методики испытаний твэлов при переменной мощности на реакторах СМ-2 и МИР: Препринт. НИИАР-4(616). Димитровград, 1984.

48. Цыканов В.А., Грачев А.Ф., Клочков Е.П. и др. Устройства для облучения твэлов в реакторах СМ-2 и МИР при переменных режимах работы.//Атомнаяэнергия , 1985, т.58, вып.2, с. 97 100.

49. Цыканов В.А. НИИАРу 50 лет. История, достижения, перспективы.-Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006, 96с.

50. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973.

51. Гаджиев Г.И., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.//Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, 104 с.

52. Цыканов В.А. и др. Развитие и совершенствование исследовательских материаловедческих реакторов института и внутриреакторных методов исследования: Препринт. НИИАР-2(455). Димитровград, 1981.

53. Цыканов В.А., Куприенко В.А., Аверьянов П.Г. и др. Методические вопросы проведения испытаний твэлов в петлевых каналах реакторов СМ-2 и МИР.//Атомная энергия , 1971, т. 30, №2, с. 192 198.

54. Цыканов В.А. и др. Исследовательские реакторы института и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). Димитровград, 1986.

55. Бурукин А.В., Ижутов A.JL, Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//«Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» №3, вып. 1, 2007, с. 83 91.

56. Куприенко В.А. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 3 17.

57. Бовин А.П., Хмелыциков В.В. Петлевые исследовательские реакторы. Канальные реакторы. Современные подходы и проблемы.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 18 25.

58. Головин И.С., Новиков В.В. Работоспособность твэлов при изменении мощности энергетических реакторов.//Атомная техника за рубежом, 1984, №3, с. 3 -13.

59. Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№1106, 1988.

60. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. The MIR reactor fuel assemblies• • • th •operating experience.//Transactions of 6 International Topical Meeting on Research

61. Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002, p. 104 109.

62. Бровко B.B., Агафонов В.И., Мирошниченко Г.В., Зинковский В.И. Сварка под давлением облученных оболочек тепловыделяющих элементов./УВопросы атомной науки и техники. Сер. Сварка в ядерной технологии, 1989, вып. 4, с. 6 10.

63. Кашкиров А.А., Киселев А.В., Логинов В.А., Марусев В.И. Автоматизированные информационно-измерительные системы в экспериментах на исследовательских реакторах. Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 2003, вып. 4, с. 73 - 78.

64. Овчинников В.А., Поляков И.С., Спиридонов Ю.Г. и др. Испытания на реакторе МИР твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме «скачка мощности» (RAMP). Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 26 - 35.

65. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследования топлива ВВЭР с легирующими добавками.//Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205-210.

66. Калыгин В.В., Малков А.П. Устройство для облучения образцов в реакторе с твердым замедлителем. Патент № 74735. Бюлл. «Изобретения и полезныемодели», 2008, № 19.

67. Бибилашвили Ю.К. Состояние и развитие работ в России по твэлам и материалам для активных зон реакторов ВВЭР. Доклад на конференции «TOPFUEL-99» Авиньон, Франция, 13-15 сентября 1999 г.

68. Анализ текущего состояния парка исследовательских реакторов России. Тенденции и перспективы развития. (Итоговый документ комиссии Минатома России под председательством Н.И. Ермакова). М. 2000, 101 с.

69. Калыгин В.В., Малков А.П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып.4, с. 3 10.

70. Ижутов А. Д., Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Патент № 2292093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, №2.

71. Калыгин В.В., Куприенко В.А., Малков А.П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 62 74.

72. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. /Под ред. В.А.Кузнецова. М.: Атомиздат, 1965, 427с.

73. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984, 272с.

74. Королев В.В., Матусевич Е.С. Системы управления и защиты критических стендов. М.: Энергоатомиздат, 1985.

75. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Экспериментальное определение эффективности органов СУЗ критического стенда реактора МИР. Методика выполнения измерений, per. № 46-96 ОМИТ, 1996.

76. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Определение запаса реактивности и подкритичности активной зоны критической сборки реактора МИР. Методика расчета, per. № 12-95 ЦСМ, 1995.

77. Малков А.П., Кушнир Ю.А., Мокеев А.А. Методика калибровки урановых индикаторов. Методика выполнения измерений, per. №61- 00 ОМИТ, 2000г.

78. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

79. Малков А.П., Кормушкина Г.А., Романов Е.Г. Установка для измерения активности твэлов и индикаторов. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. ГНЦ РФ НИИАР, инв.№ 421, 1999.

80. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов». (НП-009-04). М., 2004.

81. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Исследование возможности образования локальной критмассы в активной зоне реактора МИР.М1 во время перегрузочных работ. Отчет НИИАР, 0-3989, 1990г.

82. Ижутов A.JL, Романовский С.В., Свистунов В.А. и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР.М1, 1998, инв. №52

83. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности критических стендов». (НП-008-04). М., 2004.

84. Калашников А.Г., Глебов А.П., Преснова Г.Т. Методика и программа расчета гомогенного реактора в области замедления и термализации с использованием Р1 и DSn приближений: Препринт ФЭИ №1137, Обнинск, 1980.

85. Глебов А.П., Калашников А.Г. Программа GITA-2 расчета гетерогенного реактора. Препринт ФЭИ № 2970, Обнинск 1987г.

86. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с. 49 52.

87. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние накопления 3Не и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. -Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 84 88.

88. К. Бекурц, К. Виртц. Нейтронная физика. М.: Атомиздат, 1968.

89. Калыгин B.B., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. // Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4., с. 57 62.

90. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем. Заявка на выдачу патента РФ на изобретение. Per. № 2008126636/22

91. Ванеев Ю.Е., Малков А.П., Тихончев М.Ю. Верификация инженерной программы BERCLI на экспериментальных данных с критической сборки реактора МИР.М1. В сб.: Нейтроника-99. Обнинск, 2000, с. 36.

92. Handbook of Nuclear Activation data. Technical report series N 273. IAEA, Vienna, 1987.

93. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.Н. Тритий. М.: Энергоатомиздат, 1985.

94. Гомин Е.А., Гуревич М.И., Майоров Л.В., Марин С.В. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИАЭ-5837/5, 1994.

95. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.

96. Press W., Teukolsky S., Vetterling W., Flannery B. Numerical Recipes in FORTRAN 77. The University of Cambridge, 1992.

97. Калыгин B.B., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах. Патент № 2302046. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 18.

98. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Изучение возможностипроведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов.//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с.41 49.

99. Бемерт Ю., Юттнер К., Райнфрид Д. Эксперименты по моделированию скачкообразных изменений мощности для выявления повреждаемости твэлов ВВЭР./ Атомная энергия, т. 67, вып.1, 1989, с. 49 51.

100. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Матвеев Н.П., Овчинников В.А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып. 4, с. 11-17.

101. Поляков Ю.Н., Клинов А.В., Мамелин А.В., Топоров Ю.Г. Программа расчета образования и выгорания радионуклидов в ядерном реакторе: Препринт. НИИАР-37(552). Димитровград, 1982.

102. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Овчинников В.А. и др. Испытания топлива ВВЭР на реакторе МИР в переходных режимах.//Сборник докладов 6-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2001, Т.2, Ч. 1, с. 183-200.

103. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИРтвэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности./ «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» 2008, № 2, с. 66-73.

104. Калыгин В.В. Способ испытания твэлов в режиме скачкообразного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Заявка на выдачупатента РФ на изобретение. Per. № 2008122680/22

105. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 80 - 84.

106. Калыгин В.В., Лобин С.В., Овчинников В.А. Устройство для испытания твэлов в режиме циклического изменения мощности. Патент № 75093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 20.

107. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 - 284.

108. Asmolov V., Egorova L. The Russian RIA Research Program: Motivation, Definition, Execution and Results. Nucl. Safety, 37 (4), 1996.

109. Алексеев А.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Методика испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Атомная энергия, 2006, т.101, вып. 6, с.427 - 431.

110. Ильенко С.А., Калыгин В.В. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме аварийного введения реактивности. Патент № 77487. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 29.

111. Калыгин В.В., Пименов В.В. Способ регулирования реактивности ядерного реактора. Авторское свидетельство на изобретение № 1428072, 1988.

112. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.1. Методы и результат исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996.

113. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП 033-01, М., 2001.

114. Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВП-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции// Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 74 84.

115. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 5, с.286 —104. 123.