автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора турбинно-нейтронным методом

004614390

Садулин Виктор Петрович

ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРКАХ КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА ТУРБИННО-НЕЙТРОННЫМ МЕТОДОМ (НА ПРИМЕРЕ РЕАКТОРА ВК-50)

Специальность - 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 5 НОЯ 2010

Автор:

Москва-2010 г.

004614390

Работа выполнена в Открытом акционерном обществе «Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов». (ОАО «ГНЦ НИИАР»)

Научный руководитель:

доктор технических наук Кебадзе Борис Викторович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук Шикалов Владимир Федорович

доктор технических наук Грачев Алексей Фролович

Ведущая организация - Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ»), г. Москва

Защита состоится « 2010 г. в часов на заседании диссер-

тационного совета Д 520.009.06 в РНЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, г.Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

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

Автореферат разослан « /О 2010 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, д.т.н., профессор

Мадеев Виктор Георгиевич

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

Актуальность работы

Корпусные кипящие реакторы (ККР) составляют значительную долю среди реакторов атомных станций (АС) мира. В настоящее время в связи с усилением требований к безопасности атомной энергетики повысилось внимание к ККР, охлаждаемым естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ). Они отличаются наиболее высоким уровнем пассивной безопасности. Разработки АС с реакторами этого типа ведутся как за рубежом, так и в России (проекты АС с реакторами SBWR, ESBWR, ВК-300 и т.п.). В нашей стране такие атомные энергоустановки относительно небольшой и средней мощности, в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», могут заменить работающие на органическом топливе тепловые электростанции и теплоэлектроцентрали с истекающим сроком службы и быть в качестве автономных источников децентрализованного электро- и теплоснабжения в удаленных районах.

Прототипом такой теплоэнергетической установки может рассматриваться РУ ВК-50, эксплуатируемая в режиме АТЭЦ. На ней проводится широкий спектр исследований, разработка и испытание различных систем и оборудования, методов и средств внутриреакторного контроля технологических параметров, важных для безопасности. К числу таких параметров ККР, как и любого энергетического реактора, относится расход теплоносителя через тепловыделяющие сборки (TBC). Его контроль в ККР в целях решения практических и методических вопросов безопасности требует проведения периодических измерений расхода теплоносителя непосредственно в TBC активной зоны. Для этого отдельные из них необходимо оснащать расходомерами соответствующей точности (погрешность измерения, как правило, не хуже ±3%), со сроком службы, соизмеримым с длительностью кампании, с малой инерционностью. Изначально созданная в реакторе ВК-50 система внутриреакторных расходомеров переменного перепада давления (РПГТД) оказалась мало пригодной, как и в аналогичных зарубежных реакторах, преимущественно из-за большого гидравлического сопротивления первичных преобразователей. В настоящее время нет универсальных и надежных средств измерения расхода теплоносителя в TBC ККР, удовлетворяющих названным требованиям, пригодных для измерения расхода теплоносителя как в стационарных, так и переходных режимах работы реактора . этого типа.

Таким образом, актуальность темы диссертационной работы определяется необходимостью дальнейшего развития методов и средств измерения расхода теплоносителя в TBC ККР.

Цель работы

Для измерений относительно небольших расходов теплоносителя в TBC ККР, особенно с ЕЦТ, как показала практика этих реакторов, более всего подходит турбинный метод. Создаваемые на его основе турбинные расходомеры имеют наилучшие метрологические характеристики и являются единственно

пригодными для регистрации гидродинамических процессов в реакторе. Однако они, пришедшие во внутриреакторный контроль из общепромышленной практики без принципиальных изменений, не будучи штатными устройствами реактора, вносят существенные сложности в этот контроль и имеют определенные технические недостатки (прежде всего небольшой срок службы), в значительной мере связанные с малопригодной для внутриреакторных условий маг-нитоиндукционной системой съема сигнала, а также отдельные нерешенные вопросы методического характера. Устранение основных технических недостатков турбинных расходомеров внутриреакторного назначения и измерительных систем на их основе возможно в результате применения при их создании принципиально новой модификации турбинного метода и объединения с внут-ризонными измерительными каналами реактора.

Целью данной работы является создание турбинно-нейтронного метода и на его основе измерительного комплекса (ИК) для контроля расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, с демонстрацией эффективности нового ИК на примере реактора ВК-50.

Для достижения поставленной цели автор решал следующие задачи:

1) Создание турбинно-нейтронного метода (ТНМ) измерения расхода теплоносителя в TBC ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Разработка на основе ТНМ и обоснование принципиальных научно-технических решений по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР:

- по турбинно-нейтронному расходомеру (ТНР) - его составу, устройству, параметрам турбинки;

- по совмещению ТНР с детектором нейтронов из измерительного канала системы внутризонного контроля энерговыделения.

3) Разработка методик и проведение исследований по определению:

- нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

- статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы в ККР;

- изменения статической рабочей характеристики ТНР в процессе работы;

- постоянной времени инерции турбинки;

- перепада давления па ТНР;

- ресурса работы ТНР в реакторе.

4) Выполнение с применением ИК исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, результаты которых важны для обоснования безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1) Создан новый турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоно-■ сителя в TBC ККР, в измерительном процессе которого для повышения ресурса работы и эффективности использования средств измерений турбинного типа .впервые задействованы нейтронное поле реактора и детектор нейтронов. . • • . 2) В соответствии с ТНМ создан новый высокоточный турбинно-нейтронный расходомер для измерения расхода теплоносителя в TBC ККР, от-

личающийся применением детектора нейтронов в качестве датчика съема сигнала о расходе теплоносителя и повышенным ресурсом работы в этой связи.

3) В результате объединения ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) из состава системы внутризонного контроля энерговыделения реактора создан новый измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в ККР, отличающийся расширением функций такого детектора, позволяющий упростить систему внутриреакторного контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя как в «свежих», так и в облученных TBC, а также повысить достоверность результатов контроля энерговыде-лейия.

Новизна предложенного метода, созданных на его основе турбинно-нейтронного расходомера и измерительного комплекса в составе ТНР и подвижного детектора нейтронов подтверждена авторским свидетельством на изобретение.

4) Впервые разработана методика расчетного уточнения градуировочной рабочей характеристики турбинного расходомера, полученной при нормальных условиях, для эксплуатационных его условий. Усовершенствована методика измерения постоянной времени инерции турбинки. Методики применены для ТНР.

5) С применением разработанного ИК на реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам и процессам, важные для безопасности,'экономичности, понимания внутриреакторных механизмов поведения и отладки расчетных моделей таких реакторов.

Достоверность и обоснованность основных научных положений и результатов работы подтверждены комплексом представительных исследований, выполненных на действующем реакторе и стенде; они основаны на использовании методов и средств современного эксперимента, метрологической аттестации эксперимента, соответствующем анализе результатов исследований и сравнении их с результатами более ранних исследований.

Основные положения, выносимые на защиту

Автор защищает:

1) Турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в TBC ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Принципиальные научно-технические решения по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом:

- по турбинно-нейтронному расходомеру - его составу, устройству, параметрам турбинки;

- по объединению ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) системы внутризонного контроля энерговыделения в измерительный комплекс.

3) Методики и результаты исследований по:

- определению нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

. - получению статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы в ККР;

- изменению статической рабочей характеристики ТНР в процессе его работы в ККР;

- измерению постоянной времени инерции турбинки;

- ресурсу работы ТНР.

4) Результаты исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, полученные с применением ИК, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЩ.

Практическая ценность работы

1) Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC турбинно-нейтронным методом реализован в реакторе ВК-50.

2) В результате применения ИК в реакторе ВК-50:

- упрощена система внутриреакторного контроля в целом;

- расширены экспериментальные возможности реактора;

. - уменьшена шмрешность измерения расхода теплоносителя в TBC до ±1% и контроля энерговыделения в TBC - на -10%;

- контроль расхода теплоносителя осуществляется как в «свежих», так и облученных TBC в необходимом их количестве;

- получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам и процессам в реакторе ВК-50, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей такого реактора;

- обоснован выбор оптимальных гго гидравлическим характеристикам TBC.

3) Научно-технические решения по измерительному комплексу на основе ТНР и подвижного детектора нейтронов (родиевого ДПЗ) могут быть рекомендованы к применению в разрабатываемых ККР с ЕЦТ и любом другом ККР.

Личный вклад автора

Задачи по созданию турбинно-нейтронного метода измерения расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, включая определение его физических основ, по разработке и обоснованию принципиальных научно-технических решений по ТНР, по измерительному комплексу на основе ТНР и подвижного детектора нейтронов, по методическому обеспечению и выполнению исследований основных характеристик ТНР, решены автором лично. При разработке конструкторской документации ТНР и необходимой измерительной аппаратуры комплекса, при выполнении работ в соавторстве, в том числе при выполнении на реакторе ВК-50 исследований гидродинамических характеристик и процессов, автор осуществлял руководство этими работами и принимал непосредственное участие в них.

Публикации по выполненной работе

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 1 изобретение и 4 статьи в ведущих рецензируемых научно-технических журналах и изданиях, входящих в перечень ВАК.

Апробация результатов работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях и семинарах:

- отраслевом семинаре «Контроль и регулирование распределения мощности в активных зонах реакторов», г. Москва, 1983 г.;

- всесоюзном семинаре по динамике >ГЗУ, г. Киев, октябрь 1985г.;

- отраслевом семинаре, посвященном 25-летию пуска РУ ВК-50, г. Димит-ровград, 1990 г.;

- юбилейном отраслевом семинаре, посвященном 30-летию эксплуатации корпусного кипящего реактора ВК-50, г. Димитровград, 1995;

- межведомственном семинаре «Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами» (Теплофизика 2008), г. Обнинск, 2008.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 131 странице машинописного текста и включает 26 рисунков, 2 таблицы, библиографический список из 115 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель и решаемые задачи, показаны новизна, достоверность и практическая значимость полученных результатов, приведены основные положения, выносимые на защиту.

Глава 1 содержит анализ методов и средств измерения расхода теплоносителя, применяемых на атомных станциях как во внереакторных, так и внутри-реакторных измерениях, с точки зрения их возможного внутриреакторного применения в корпусных кипящих реакторах. Рассмотрены следующие основные методы: переменного перепада давления, тахометрические (турбинный и тахо-метрический шариковый), корреляционные (гермо- и пейтронно-корреляционный), электромагнитный, ультразвуковой, тепло-массовый, вихревой. Из них пригодными для внутриреакторного применения в ККР в данное время являются только турбинный и термокорреляционный методы. Развития и совершенствования требуют оба метода. Преимущества термокорреляционного метода: отсутствие подвижных частей в первичном преобразователе, малые габариты приемников сигнала, малое гидравлическое сопротивление. Недостатки: значительная инерционность (десятки секунд), наличие в реальных условиях различных источников температурных шумов с отличающимися частотными свойствами, что может приводить к отклонениям от исходной градуировочной характеристики. С точки зрения метрологических характеристик средств измерений, потребностей практики и научных исследований ККР, приоритет в усовершенствовании следует отдать турбинному методу с последующей разработкой на его основе новых средств измерения, комплексов и систем.

К настоящему времени получен определенный опыт применения в ККР турбинных расходомеров с традиционно используемой в них магнитоиндукци-онной системой съема сигнала, в том числе в реакторе ВК-50. Основным их недостатком является небольшой срок службы (в реакторе ВК-50 от нескольких суток до 2-х месяцев). В ядерном реакторе он ограничивается не только ресурсом подшипников турбинки, но прежде всего радиационной стойкостью материалов магнитоиндукционной системы съема сигнала (воспринимающих обмоток и постоянных магнитов). Применение в реакторе турбинных расходомеров

такого типа сдерживается также усложнением из-за них системы внутриреак-торного контроля по причинам необходимости создания дополнительных измерительных каналов и сложности вывода сигнальных кабелей от магнитоин-дукционных датчиков наружу реактора. В этой связи технически трудно или невозможно оснастить такими расходомерами частично выгоревшие (облученные) TBC.

По турбинным расходомерам имеются отдельные нерешенные вопросы методического характера:

- отсутствует методика пересчета 1радуировочной статической рабочей характеристики турбинного расходомера, полученной на стенде при нормальных условиях, на требуемые эксплуатационные условия его работы, например в ККР; создание такой методики является необходимым условием для внутриреак-торного применения турбинных расходомеров;

- нет расчетной методики, но которой можно было бы на стадии конструирования рассчитать статическую рабочую характеристику и выбрать оптимальные параметры турбинного преобразователя оригинальной конструкции с подшипниками скольжения в опорах турбинки, например, для внутриреакторного применения; поэтому эта задача решается экспериментальным путем.

В главе 2 дано описание экспериментального ККР ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя (рис. 1).

а) 6)

Рис. 1. Реактор ВК-50 - а) - вертикальный разрез; б)- активная зона): 1- корпус; 2- патрубки подачи питательной йоды; 3- переливные окна; 4- выгородка тягового участка; 5- корзина активной зоны; 6- активная зона; 7- шахта реактора; 8- разделительная обечайка; 9-паровые окна; 10- паропровод; 11- «сухой» канал с ПДПЗ; 12 - рабочий орган аварийной защиты (РО A3); 13- рабочий орган ручного регулирования (PO РР) с TBC; 14- рабочая TBC; 15 - РППД с трубкой Клеве; 16 - свободный «сухой» канал

Приведены основные результаты исследований скоростей циркуляции теплоносителя в TBC на первом этапе эксплуатации реактора с использованием турбинных расходомеров магнитоиндукционного типа. Из-за малого срока службы расходомеров и ограниченности их применения эти данные не многочисленны. Их не достаточно для сопровождения дальнейшей эксплуатации и обоснования безопасности этого реактора, а также разрабатываемых ККР с ЕЦТ. Обозначены актуальные задачи с последующими исследованиями гидродинамических характеристик реактора, выполнение которых требует применения расходомеров турбинного типа с более высоким ресурсом работы и возможностью их монтажа как в «свежие», так и в облученные TBC.

В настоящее время реактор работает с номинальной тепловой мощностью 200 МВт при давлении в корпусе до 5,5 МПа. Контур ЕЦТ реактора имеет опускную и подъемную части (рис. 1а). Движение теплоносителя по контуру осуществляется за счет разности весов столбов не кипящей воды в опускной части и паро-водяной смеси в подъемной части с активной зоной в ее низу. Активная зона содержит 72 рабочие TBC и 19 рабочих органов (РО) СУЗ, размещенных в шестигранных ячейках корзины с шагом 185 мм. Высота топливной части TBC равна 2 м. На начальном этапе эксплуатации в TBC использовались твэлы 010,2 мм, а в данное время - 0 9,1мм.

На рис. 16 показана картограмма активной зоны с измерительными устройствами - РППД с трубками Клеве перед входом в TBC по 3-м радиусам активной зоны и родиевыми подвижными ДПЗ, которые могут перемещаться по высоте в «сухих» каналах (0 8x1), установленных в центральные трубки рабочих TBC 1/6 части активной зоны. Для восстановления энерговыделения по показаниям подвижных родиевых ДПЗ (как и иных детекторов нейтронов) требуется знание расходов теплоносителя (замедлителя нейтронов) в контролируемых TBC. Данные измерений с помощью РППД, в виду их низкой достоверности, для этого не пригодны.

Глава 3 посвящена созданию турбинно-нейтронного метода измерения расхода теплоносителя в TBC ККР, разработке в соответствии с физическими основами ТНМ и обоснованию принципиальных научно-технических решений по измерительному комплексу на основе турбинно-нейтронного расходомера и подвижного детектора нейтронов системы внутризонного контроля энерговыделения (на примере системы реактора ВК-50 с родиевыми ДПЗ), по методическому обеспечению и проведению исследований основных характеристик ТНР.

Физические основы турбинно-нейтронного метода. В результате анализа основ турбинного метода измерения расхода вещества установлено: метод базируется на применении расходомеров турбинного типа; бесконтактный съем сигнала о частоте оборотов турбинки основан на периодическом возмущении с помощью определенных ее элементов некоторого физического поля и регистрации этих возмущений соответствующим датчиком; определение расхода вещества осуществляют по частоте оборотов турбинки и градуировочной рабочей характеристике турбинного преобразователя.

В соответствии с этими общими основами турбинного метода предложена новая его модификация - турбинно-нейтронный метод (ТНМ) измерения расхо-

да теплоносителя в TBC ККР, наиболее пригодный для внутриреакторного применения. Отличительная особенность ТНМ состоит в том, что определение частоты оборотов турбинки расходомера, вращающейся под воздействием реакторного теплоносителя, основано на локальных периодических возмущениях (модуляциях) нейтронного поля реактора нейтронно-поглощающими или делящимися элементами турбинки, а регистрация этих возмущений (модуляций) осуществляется безынерционным (например, камерой деления) или частично безынерционным (например, родиевым ДПЗ) детектором нейтронов. На основе ТНМ могут быть разработаны турбинно-нейтронные расходомеры и измерительные комплексы с повышенным ресурсом работы, который определяется только ресурсом подшипников турбинки и не зависит от ресурса датчика съема сигнала о частоте оборотов турбинки. Применяемые для этого детекторы нейтронов из систем внутризошюго контроля энерговыделения имеют многократно больший срок службы в реакторе, чем магнитоиндукционные датчики.

Принципиальные_научно-

технические решения по ТНР. Измерительный комплекс с ТНР и подвижным детектором нейтронов. В соответствии с физическими основами предложенного метода получены принципиальные научно-технические решения по ТНР и измерительному комплексу на его основе для ККР, испытанному и внедренному в реакторе ВК-50 (рис.2).

ТНР состоит из турбинно-нейтронного преобразователя (ТНП), размещаемого на входе в TBC, детектора нейтронов и комплекта измерительно-регистрирующей аппаратуры. ТНП имеет корпус, турбинку, вращающуюся в подшипниках, и модулятор нейтронного поля. Модулятор состоит из двух вложенных один в другой цилиндрических экранов, соосных с турбинкой и имеющих на боковой поверхности каждого из них по два (возможно иное число) диаметрально противоположных нейтронно-

поглощающих участка (например, из кадмия). Внешний экран закреплен на оси турбинки и вращается вместе с ней. Внутренний экран своей верхней частью прикреплен спиц-растяжками к корпусу. Во внутренний экран введена нижняя часть измерительного («сухого») канала с детектором нейтронов. Нижняя часть внутреннего экрана является верхней подшипниковой опорой турбинки. Нижняя подшипниковая опора размещена в обойме, также прикреплен-

подвижным детектором нейтронов: 1-ЭВМ; 2- формирователь импульсов прямоугольной формы; 3- регистрирующая аппаратура; 4- фильтр-усилитель; 5- усилитель постоянного тока (УПТ); 6- устройство перемещения детекторов; 7- крышка реактора; 8-«сухой» канал; 9-ТВС; 10,12- внутренний и внешний экраны; 11-детектор нейтронов; 13-турбинка; 14-корпусТНР

ной спиц-растяжками к корпусу. При вращении турбинки под воздействием потока теплоносителя внутри модулятора возникают периодические модуляции плотности нейтронного потока, регистрируемые детектором нейтронов.

Турбинка вращается в сапфировых подшипниках скольжения. Каждый из них состоит из двух частей - подпятника со сферическим углублением (ГОСТ 8896-76) и цилиндрической втулки (ГОСТ 8898-78). Отличительными особенностями подшипниковых опор, позволяющими увеличить срок их службы, являются: цапфы оси турбинки выполнены из износоустойчивого сплава - стеллита (впервые в технике турбинных расходомеров); между втулкой и подпятником создана водяная полость для улучшения смазки трущихся элементов и удаления в нее возможных мелкодисперсных твердых продуктов коррозии.

Детектор нейтронов в измерительном («сухом») канале реактора может быть неподвижным или подвижным. Оптимальным вариантом представляется использование в составе ТНР подвижного детектора нейтронов из системы внутризонного контроля энерговыделения, такой, которая создана, например, на реакторе ВК-50 с родиевыми ДПЗ (подвижные детекторы нейтронов используются во многих ККР). В результате такого объединения получен новый измерительный комплекс (рис.2), в котором расширены функции подвижного детектора нейтронов. Это решение позволяет упростить систему внутриреак-торного контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя не только в «свежих», но и в облученных TBC в необходимом их количестве, повысить достоверность результатов контроля энерговыделения.

Применение родиевого ДПЗ в составе ТИР возможно потому, что токовый сигнал этого детектора имеет мгновенную составляющую ~10%, вполне достаточную по величине для исполнения новой его функции.

ТНП устанавливают в новый съемный хвостовик, который в период перегрузки топлива можно присоединить либо к «свежей», либо к облученной TBC (под слоем воды). Монтаж «сухих» каналов и установку в них подвижных детекторов нейтронов осуществляют после перегрузки топлива.

Измерительная аппаратура комплекса состоит из усилителя постоянного тока (УПТ), фильтра-усилителя (набор фильтрующих и усилительных каскадов) и формирователя импульсов прямоугольной формы (рис. 2). В режиме измерения расхода теплоносителя выделяется модулированная составляющая сигнала детектора нейтронов. После отфильтровывания низкочастотных шумов с частотой до 2 Гц, обусловленных флуктуациямн нейтронной мощности вследствие кипения теплоносителя, и промышленных помех с частотой 50 Гц она преобразуется в последовательность прямоугольных импульсов напряжения с постоянной амплитудой, считываемых стандартной счетной аппаратурой, сопрягаемой с ЭВМ (компьютером).

Тепловая мощность реактора ВК-50, при которой может быть выделен с помощью разработанной аппаратуры модулированный сигнал родиевого ДПЗ и начато измерение расхода теплоносителя в TBC, составляет около 2 МВт (1% от номинальной мощности реактора).

Выбор оптимальных, параметров крыльчатки турбинки из-за отсутствия расчетной методики выполнен экспериментальным путем, с учетом рекоменда-

ций, приведенных в литературном обзоре. Для турбинки ТНР принята цельно-штампованная четырехлопастная крыльчатка с углом установки плоских лопастей Р = 45°. Такой угол, по литературным данным, позволяет получить минимальное отставание турбинки от потока жидкости.

Целью оптимизационных экспериментальных исследований ТНР на гра-дуировочном стенде являлся выбор наружного диаметра Д, и густоты решетки лопастей данной крыльчатки тр, (хр - произведение числа лопастей на длину средней хорды лопасти, поделенное на длину окружности для середины радиуса крыльчатки), при которых зависимость между объемным расходом воды через ТНР и частотой оборотов турбинки (статическая рабочая характеристика) наилучшим образом описывается прямолинейной зависимостью при обеспечении максимальной чувствительности расходомера в области значимых для реактора расходов теплоносителя через TBC. Оптимальными параметрами такой крыльчатки являются: наружный диаметр DH=55 мм, густота решетки лопастей тр =0,6. Оптимальность выбора демонстрирует рис.4.

При выбранной крыльчатке среднее квадратическое отклонение экспериментальных результатов от аппроксимирующей прямой в диапазоне практически значимых расходов ЕЦТ (Wd=0,l"H, 5 м/с) является минимальным и постоянным, равным ±0,15% при такой же воспроизводимости результатов измерений.

Градуировочная статическая рабочая характеристика ТНР с выбранной крыльчаткой экстраполируется в начало координат «объемный расход (Q)- частота оборотов турбинки (п)у> и описывается зависимостью вида Q-k0n, где к0-коэффициент пропорциональности. Такая рабочая характеристика ТНР свидетельствует, во-первых, об исключительно малом моменте сопротивления подшипниковых опор и магнитной системы в сравнении с движущим моментом на турбинке даже при малых расходах воды, во-вторых, о том, что турбинка движется вместе с потоком воды, не создавая ему гидравлического сопротивления в выше указанном диапазоне расходов. Площадь круга, в котором вращается крыльчатка, составляет около 25% проходного сечения ТНР. Поэтому при остановке турбинки не наблюдается сколько-нибудь заметного снижения расхода теплоносителя через TBC, что подтверждено экспериментально.

Методика и результаты получения статической рабочей характеристики ТНР для эксплуатационных условий в ККР. До установки в реактор ТНР градуируют на стенде с холодной водой с целью получения статической рабочей характеристики ТНР при нормальных условиях. При этом используют магнитоин-

Частота оборотов турбинки, об/с

Рис. 4. Зависимость между частотой оборотов турбинки и объемным расходом воды через ТИР при разных диаметрах крыльчатки с густотой решетки лопастей тр- 0,6

дукционный способ измерения частоты оборотов турбинки, без применения источника и детектора нейтронов. Для этого в ось турбинки временно вворачивают винт, с одного конца которого внутрь внедрен миниатюрный постоянный магнит. Съем сигнала осуществляют магнитоиндукционным датчиком, состоящим из катушки индуктивности и магнитопровода. Результаты измерений аппроксимируют прямолинейной зависимостью. Функциональная схема измерительно-регистрирующей цепи при градуировке показана на рис. 3.

1

Рис. 3. Функциональная схема измерительно-регистрирующей цепи при градуировке турбинно-нейгронного расходомера: 1 - турбинка; 2 - винт с постоянным магнитом; 3 - магнитопровод; 4 - катушка индуктивности; 5 - усилитель напряжения; 6 - фильтр-усилитель (0,2 -45 Гц); 7 - формирователь импульсов прямоугольный формы; 8 - счетно-регистрирующая аппаратура Предельная погрешность градуировочной статической рабочей характеристики ТНР выбранной конструкции не превышает Л„р=± 0,7% при доверительной вероятности 0,95.

Уточнение градуировочной статической рабочей характеристики ТНР для эксплуатационных условий в ККР осуществляют расчетным путем. Создать стенд градуировки турбинных расходомеров, в том числе ТНР, с рабочими параметрами реактора (давление до 7 МПа, температура воды до 285°С) достаточно сложно. В этой связи была решена одна из проблемных методических задач по турбинным расходомерам: разработана методика расчета соответствующего поправочного коэффициента (kj к полученной при нормальных условиях градуировочной рабочей характеристике, с помощью которого учитывается различие параметров теплоносителя при градуировке и в эксплуатационных условиях расходомера, прежде всего вязкости и параметров поперечного профиля скорости потока по месту крыльчатки турбинки.

Статическая рабочая характеристика ТНР в эксплуатационных условиях принимает вид: Q = k0k,n. Зависимость коэффициента ki от объемного расхода воды через ТНР в эксплуатационных условиях реактора ВК-50 приведена на рис. 5. Показано, что градуировочная рабочая характеристика ТНР, полученная на стенде с холодной водой, при увеличении температуры воды до 200-285°С (условия реактора ВК-50) изменяется незначительно, преимущественно в пределах 0,6-1%. Предельная погрешность

1,02

1,016

1,012 "

1,008

1,004

Объемный расход воды, 10'3 м /с

Рис. 5. Зависимость поправочного коэффициента кг от объемного расхода воды через ТИР при температуре 200-285°С

ТНР в эксплуатационных условиях ККР в соответствии с уточненной зависимостью для статической рабочей характеристики оценивается значением ±1%.

Достоверность расчетной поправки kj подтверждается экспериментальными результатами других исследователей для иных турбинных расходомеров в таком же диапазоне изменения вязкости жидкости, в каком изменяется вязкость воды на входе в TBC ККР при ее разогреве от холодного до рабочего состояний.

Полученная расчетная методика имеет общий характер и может быть применена для любых турбинных расходомеров с подшипниками скольжения и для любых жидкостей.

Методика расчета и результаты исследований нейтронно-физических характеристик модулятора. Каждый из двух нейтронно-поглощающих участков на. боковой поверхности внешнего (вращающегося) и внутреннего (неподвижного) экранов модулятора перекрывает по азимуту сектор в 90° и имеет одинаковую с эмиттером родиевого ДПЗ длину ~30 мм. Методика должна позволять осуществление выбора необходимой толщины поглотителей.

В ТНР, установленном на входе в TBC ККР, модулятор находится в отражателе, в реакторе ВК-50 ниже топливной части активной зоны на 12-15 см. Здесь нейтронное поле имеет чисто тепловой спектр. Поэтому в дальнейшем речь будет идти о плотности потока тепловых нейтронов.

Для оценки эффективности модулятора введены нейтронно-физические параметры:

К< ~ /Ф0' А ~ /Фм,ср > У М < ' где Фо - плотность невозмущенного потока тепловых нейтронов по месту модулятора; Фм,ср - средняя плотность потока тепловых нейтронов внутри модулятора; - амплитуда модуляций плотности потока тепловых нейтронов.

Модулятор должен создавать надежно выделяемые родиевым ДПЗ (с учетом небольшой величины мгновенной составляющей его сигнала 8=0,1) модуляции плотности нейтронного потока, например, с относительной амплитудой А=0,25-Ю,3, не понижая при этом исходную его плотность более, чем на 40-ь50%, т.е. Кч-=0,5^0,6. Требуется определить необходимую толщину кадмиевого (или иного) поглотителя для нейтропно-поглощающих участков модулятора ТНР, при которой обеспечивается выполнение названных критериев.

Для оценки нейтронно-физических параметров модулятора в основу может быть положена известная зависимость ослабления плотности потока нейтронов Ф0 поглощающей пластиной толщиной Ах, из вещества с макроскопическим сечением поглощения . В расчетах модулятор представлен одним цилиндром со средним для двух экранов наружным диаметром DM и высотой Я, равной длине эмиттера детектора нейтронов, открытым для свободного прохода нейтронов сверху и снизу. Плотность потока тепловых нейтронов Фм внутри модулятора может быть оценена по зависимости

■Jfl i

где и - соответственно поверхности полная и ¿-го (бокового или торцевого) элемента модулятора.

Интерес представляют два состояния такого модулятора: а) вся боковая цилиндрическая поверхность в пределах покрыта поглотителем (кадмием) толщиной Ах; б) два противоположных квадранта боковой поверхности имеют поглотитель толщиной 2Ах, а другие два квадранта прозрачны для нейтронов. В первом случае (а) плотность потока тепловых нейтронов внутри цилиндра будет минимальной, равной Фм.тт, а во втором (б) - максимальной, равной Фм,мах- Они могут быть рассчитаны по зависимости (1). Тогда средняя плотность потока тепловых нейтронов ФМ:Ср и амплитуда модуляций плотности потока тепловых нейтронов Ф_ могут быть определены как

Ф = 0,5(Ф +Ф ) (2)

Ф =Ф -Ф (3)

— ^ м,тлх м.ср V /

Далее параметры Кд> А и У рассчитываются в соответствии с их определениями.

Из результатов расчета нейтронно-физических параметров Л и Кч по данной методике подобрана необходимая толщина кадмиевого поглотителя для модулятора ТНР реактора ВК-50, равная 0,2 мм, при которой обеспечиваются требуемые значения по этим параметрам.

На рис. 6 приведены зависимости экспериментальных значений параметров А, Кч, Т от флюенса невозмущенного потока тепловых нейтронов (Ф0^ по месту нахождения модулятора ТНР, полученные для 4-х ТНР в течение 240 суток их непрерывной работы в реакторе ВК-50. Сравнение экспериментальных и расчетных значений этих параметров модулятора ТНР показало их удовлетворительное совпадение между собой, в пределах ±10%.

С выгоранием кадмия нейтронно-Рис.6. Зависимости параметров А, К,, У от физические параметры Кч и Л плавно флюенса нсвозмущенного потока тепловых и противоположным образом изменя-нейтронов: п - Кя\ о-А\ А-У ются. Параметр К, представляющий

собой их произведение, изменяется незначительно, длительно оставаясь почти постоянным. Аналогичным образом изменяется амплитуда модуляций тока родиевого ДПЗ , описываемая следующим выражением

1_=10Ж,Л = 1а6Г, (4)

где 10 - ток насыщения неэкранированного детектора при невозмущенном потоке нейтронов по месту модулятора; 5 - относительная доля мгновенной составляющей сигнала детектора.

Флюенс потока тепловых нейтронов по месту модулятора ТНР, Ю20 н/см2

Таким образом, предложенная и экспериментально обоснованная методика расчета нейтронно-физических параметров модулятора позволяет осуществить выбор оптимальной толщины его нейтронных поглотителей и определить амплитуду модуляций сигнала детектора на стадии конструирования ТНР.

Методика и результаты измерений постоянной времени инерции турбин-ки. По этой характеристике оценивают пригодность турбинного расходомера для регистрации гидродинамических процессов. Известно, что после мгновенного изменения расхода показания турбинного расходомера п, изменяются от исходного значения п„ не мгновенно, а приближаются к новому установившемуся значению п по экспоненциальной зависимости Хигсона (Hiygson D.I.):

где I - - время; Т0 - постоянная времени инерции турбинки.

Из зависимости (5) следует, что за время 47р расходомер регистрирует 98% общего изменения расхода (что близко к 100%). Это используют.

Имитация скачкообразного изменения расхода достигается путем мгновенного освобождения турбинки из заторможенного состояния при постоянном расходе жидкости. Торможение турбинки обычно осуществляют «контактной иглой». Большую сложность составляет фиксирование момента освобождения турбинки, начала ее раскручивания и регистрации переходного процесса. Для этого создаются специальные электромеханические схемы. В случае ТНР также использован метод «контактной иглы», но методика его выполнения усовершенствована и упрощена. В качестве «контактной иглы» использован магнито-провод магнитоиндукционного датчика, без упора в ось турбинки.

В заторможенном исходном положении турбинка удерживается от поворота зацеплением постоянного магнита за магнитопровод, который приближен к оси турбинки больше обычного (см. рис.3). При отводе магнитопровода магнит также начинает движение, что сразу вызывает возникновение напряжения ЭДС (ик) на выходе магнитоиндукционного датчика (рис.7).

Рис. 7. Диаграмма переходного процесса турбинки после ее растормаживания Момент освобождения турбинки соответствует моменту соосности магнитопровода и постоянного магнита. Этот момент совпадает с экстремумом первого небольшого пика ЭДС, который четко регистрируется на диаграмме переходного процесса. Записывающий диаграмму прибор запускается до растормаживания турбинки.

Диаграммы переходных процессов турбинки ТНР показывают, что после растормаживания турбинка выходит на постоянную скорость вращения в пре-

делах первого оборота. Однако при оценке Т0 допущено, что этот процесс завершается в течение двух оборотов. Значение Т0 определяют из выражения

(Д/,+Д/2)-2Дгкт=4Г0 , (6)

где Ai,, Аг3 - длительности первого и второго оборотов турбинки; Ыуш - средняя длительность одного оборота турбинки в установившемся режиме вращения.

Экспериментально установлено, что постоянная времени инерции турбинки ТНР выбранной конструкции в диапазоне практически значимых расходов теплоносителя через TBC реактора ВК-50 имеет значения в несколько миллисекунд (рис. 8). Тем самым показано, что при регистрации гидродинамических процессов в ККР, укладывающихся по частоте преимущественно в диапазон 0-1,5 Гц, ТНР выступает как безынерционное звено измерительной системы.

Разработанная методика имеет общий характер и может быть применена для любых турбинных расходомеров.

Методика оценки и результаты исследований изменения рабочей характеристики ТНР в процессе его работы в реакторе. Повторную градуировку внут-риреакторного ТНР в процессе его эксплуатации провести невозможно из-за высокой наведенной радиоактивности. Однако оценку изменения рабочей характеристики ТНР можно произвести, сопоставляя относительные изменения показаний ТНР и РППД с трубками Клеве (без подвижных элементов) в одних и тех же TBC при постоянной мощности реактора в течение кампании. Из совпадения этих данных установлено, что статические рабочие характеристики ТНР сохраняются в течение всего достигнутого их срока службы в условиях ККР. В работе ТНР не наблюдается постепенного отказа. Остановка турбинки ТНР происходит практически мгновенно (возможно, из-за растрескивания сапфировых подшипников по радиационному фактору).

Результаты ресурсных испытаний ТНР в реакторе. По результатам испытаний в реакторе ВК-50 большого числа (более 50 шт.) ТНР средний срок их службы составил около 240 суток или 4/5 длительности работы реактора на мощности в одногодичной кампании. За это время могут быть получены все необходимые данные и закономерности по расходам теплоносителя в TBC в текущей кампании, позволяющие осуществить прогноз расходов до ее конца.

Существенное увеличение ресурса работы внутриреакторных расходомеров турбинного типа является результатом применения в них, в ТНР, детектора нейтронов в качестве датчика съема сигнала о расходе теплоносителя, оптимизации параметров турбинки и усовершенствования ее подшипниковых опор.

О 2 4 6 8 10 12 14 16

Расход воды, 10'3 м3/с

Рис. 8. Зависимость постоянной времени инерции турбинки от объемного расхода воды через расходомер

Измерительный комплекс на основе ТНР и подвижного родиевого ДГ13 обеспечивает измерения расхода теплоносителя в широком диапазоне изменения мощности реактора (от 1% до 100% номинальной мощности) как в стационарных, так и переходных режимах его работы.

Глава 4 посвящена применению измерительного комплекса с ТНР в реакторе ВК-50.

Применение ИК с ТНР при контроле энерговыделения. Показана методическая значимость измерения на основе ТНР расхода теплоносителя с малой погрешностью ±1% при контроле энерговыделения в TBC. В итоге исключена погрешность порядка 10%, ранее вносимая данными РППД с трубками Клеве, при расчетном восстановлении энерговыделения в TBC по показаниям родиевых подвижных ДПЗ. Соответственно, повышена точность контроля выгорания топлива в TBC по данным этих измерений, прогноза запаса реактивности активной зоны и запаса до кризиса теплообмена.

Исследования скоростей циркуляции теплоносителя. С применением измерительного комплекса на основе ТНР и подвижного родиевого ДПЗ проведены исследования скоростей циркуляции теплоносителя на входе активной зоны при ее загрузках TBC разной конструкции и, соответственно, с разным водно-топливным отношением (ВТО), равным 2,2 (регулярный пучок элементов) и 3,0 (разреженный пучок элементов). Результаты исследований представлены на рис. 9 и рис.10. Они получены для типовых загрузок активной зоны с коэффициентами радиальной неравномерности поля энерговыделения Kr=\,4Q+\,45.

0 1 2 3 4 5 Номер ряда TBC (от центра акт. зоны)

1,6

.и 1,4

S

Î

а к 1,2 '

&

§ 1 -

s

У

о 0,8

и

0,6 ■

i j > Cv i

! Г —-..... 1

-I -*—2 -В--3

Рис. 9. Распределение скоростей циркуляции теплоносителя по радиальным направлениям активной зоны с загрузкой TBC с ВТО-2,2: 1, 2 - основные TBC (начало и конец кампании); 3, 4 - TBC с РППД в во-доподводящем канале (начало и конец кампании)

По результатам исследований можно сделать следующие выводы.

1) В корпусном кипящем реакторе скорости циркуляции теплоносителя в TBC увеличиваются по направлению от периферии к центру активной зоны при

0 1 2 3 4 5 | I Номер ряда TBC (от центра акт. зоны) j

Рис. 10. Распределение скоростей циркуляции теплоносителя по радиальным направлениям активной зоны с загрузкой TBC с ВТО=3,0: 1, 2 - основные TBC (начало и конец кампании); 3, 4 - TBC с РППД в во-доподводящем канале (начало и конец кампании)

любых ее загрузках для любого момента кампании (в реакторе ВК-50 исключение составляют TBC, на входе которых имеются дополнительные гидравлические сопротивления в виде сужающих устройств РППД).

В начале кампании радиальный рост скоростей циркуляции в реакторе ВК-50 составляет:

• при загрузке TBC с ВТО 2,2 - от 1,1 м/с до 1,3 м/с;

• при загрузке TBC с ВТО 3,0 - от 1,15 м/с до 1,5 м/с (предельное значение для ЕЦТ).

Из этих данных следует, что замена (в 70-х годах) в TBC топливного пучка из 126 элементов 0 10,2 мм на топливный пучок из 168 элементов 0 9,1 мм (ВТО 2,2) привела к уменьшению скоростей циркуляции теплоносителя на 1015%. Разрежение пучка элементов до ВТО, равного 3,0, позволило восстановить скорости циркуляции теплоносителя в TBC.

2) Средние скорости циркуляции теплоносителя при номинальной мощности реактора ВК-50 на входе активной зоны при ее загрузках однотипными TBC с ВТО 2,2 или ВТО 3,0 в начале кампании составляют, соответственно,

3) Скорости циркуляции в TBC реактора ВК-50 с типичной загрузкой активной зоны в течение кампании снижаются:

• при загрузке TBC с ВТО 2,2 -в среднем на -0,1 м/с, а в трех рядах TBC центральной части активной зоны - на 0,12-0,15 м/с;

• при загрузке TBC с ВТО 3,0 -незначительно и повсеместно на 0,02-0,04 м/с.

Снижение расхода теплоносителя в TBC может происходить по следующим известным причинам:

- при повышении мощности TBC с большим исходным объемным паросодержанием теплоносителя, например, при извлечении близ расположенных РО СУЗ, имеет место превышение потери напора из-за прироста гидравлического сопротивления двухфазного потока над приростом движущего напора ЕЦТ;

- утрата гладкости твэлов свежезагруженных TBC (увеличение шероховатости вследствие образования отложений).

Поскольку активная зона в корпусном кипящем реакторе представляет собой систему параллельных каналов, то увеличение гидравлического сопротивления любой группы этих каналов по каждой из указанных причин приводит к возрастанию общего гидравлического сопротивления системы в целом и к определенному снижению расхода теплоносителя во всех TBC активной зоны.

1,13±0,04 м/с и 1,25±0,05 м/с (рис.11).

50 100 150 Мощность, МВт

Рис. 11. Зависимость средней скорости циркуляции теплоносителя на входе активной зоны с ВТО=2,2 и ВТО=3,0 от мощности реактора ВК-50 в начале кампании

В приведенном примере загрузки активной зоны TBC с ВТО 2,2 объемное паросодержание теплоносителя на выходе TBC трех центральных рядов, определенное по результатам измерения полей энерговыделения, было большим (по причине относительно не высоких исходных скоростей циркуляции) и составляло ~0,73-*-0,78 практически с начала кампании, а в загрузке активной зоны TBC с ВТО 3,0 оно не достигало в течение кампании значения 0,6 (по причине больших исходных скоростей циркуляции теплоносителя). Опыт внутриреак-торных измерений в реакторе ВК-50 показал, что при объемном паросодержа-нии теплоносителя -0,5+0,6 расход теплоносителя в TBC с увеличением мощности практически не изменяется.

Поэтому в TBC с ВТО 2,2 скорости циркуляции заметно уменьшились (на 10^15%) в процессе кампании, наиболее вероятно, под действием обеих вышеназванных причин, а в TBC с ВТО 3,0 их уменьшение было незначительным (~2%) и обусловленным только потерей гладкости твэлов партии свежезагру-женньгх TBC.

4) Результатами выполненных исследований обоснован выбор TBC с ВТО 3,0 как оптимальных по гидравлическим характеристикам для реактора ВК-50 и перспективных ККР с ЕЦТ.

5) В целях недопущения заметного снижения скоростей циркуляции в течение кампании и уменьшения в этой связи паросодержания теплоносителя в наиболее энергонагруженных TBC, рекомендуется эксплуатировать реактор ВК-50 с загрузками активной зоны, формируемыми с 7ГГ<1,45.

При снижении скоростей циркуляции, как в примере по рис.9, увеличивается объемное паросодержание теплоносителя (замедлителя нейтронов) в активной зоне и возрастает утечка нейтронов, в результате чего уменьшается запас реактивности и, соответственно, энерговыработка реактора за кампанию. Это в итоге приводит к экономическим потерям. Кроме того, снижение скоростей циркуляции теплоносителя в течение кампании ККР с ЕЦТ на большую величину может привести к проявлению нейтронно-физической неустойчивости (по опыту, когда средняя скорость теплоносителя на входе активной зоны становится меньше 1 м/с).

Полученные данные по скоростям циркуляции теплоносителя для TBC двух водно-топливных отношений, в том числе приведенные на рис. 9-11, использованы в Отчете по обоснованию безопасности (ООБ) РУ ВК-50. Они могут быть применены при обосновании расчетных моделей и в проектах ККР с ЕЦТ.

Применение ИК при обосновании жидкостной аварийной защиты (ЖАЗ) реактора ВК-50. Эта система создана в качестве второй независимой системы аварийного останова реактора. В ее состав входят монжюс с раствором борной кислоты и баллоны с азотом под давлением 9 МПа. При срабатывании аварийной защиты выдавливаемый из монжюса в реактор определенный объем борной кислоты поступает на вход опускного участка контура ЕЦТ. Пройдя опускной участок, смешавшись с реакторным теплоносителем, борная кислота поступает в активную зону, вызывая уменьшение мощности. Важно, чтобы темп этого снижения был не ниже темпа снижения расхода теплоносителя через активную

зону. Экспериментально показано, что мощность реактора при срабатывании ЖАЗ снижается за ~2 минуты от исходного уровня до остаточного энерговыделения, а скорость естественной циркуляции к этому времени, по данным ТНР,

уменьшается только до 60% от исходного значения (рис.12). Это подтверждает достаточную эффективность созданной ЖАЗ и высокую надежность охлаждения активной зоны естественной циркуляцией теплоносителя.

Эксперименты с переходными процессами основных параметров реактора ВК-50 при его работе у границы устойчивости. Результаты таких экспериментов, впервые выполненных, включают данные по изменению во времени скоростей циркуляции теплоносителя на входе активной зоны при введении положительной реактивности, при возмущении расхода питательной воды и давления пара в реакторе.

В качестве примера на рис. 13 и рис. 14 приведены результаты эксперимента с введением большой положительной реактивности +2,5%(АКэфф/Кзфф) за время около 160с (скорость ввода реактивности 0,024ß^^c) при давлении 3 МПа и исходной мощности реактора 100 МВт, загруженного TBC с ВТО 2,2.

Рис.12. Изменение мощности реактора и скорости циркуляции теплоносителя при срабатывании ЖАЗ: 1 - мощность; 2 -скорость циркуляции

I ö Ц

: 3 3

о и

! 3 ь

' 11 S

I s к

s

0 50 100 150 200 250 300 Время, с

О 50 100 150 200 250 300 Время, с

Рис. 13. Переходные процессы в реакторе ВК-50 по мощности, давлению, расходам

питательной воды и пара при введении реактивности +2,5%(ДК3фф/К3фф) при исходной мощности 100 МВт и давлении

3 МПа: 1 - мощность; 2 - давление пара; 3, 4 - расходы питательной воды и пара

Рис. 14. Изменение скоростей циркуляции теплоносителя на входе в TBC в эксперименте с введением положительной реактивности 2,5% (ЬКэфф/Кэфф)

Введенная положительная реактивность скомпенсирована отрицательным паровым эффектом, соответствующим приросту мощности. В результате повышения давления граница устойчивости плавно поднялась от -140 МВт до ~180 МВт, опережая текущую мощность реактора, которая застабилизировалась по окончании ввода реактивности на уровне 160-165 МВт. Реактор не вошел в процесс резонансных автоколебаний большой амплитуды.

Скорости циркуляции теплоносителя в TBC изменились незначительно. Они уменьшились вначале на 6-8% в центральной части и на 2-3% на периферии активной зоны, а затем постепенно возросли до уровня 0,96-0,98 от исходного значения (рис. 14). Некоторое восстановление скоростей циркуляции во второй части переходного процесса связано с уменьшением паросодержания теплоносителя в активной зоне вследствие повышения давления в реакторе.

Уменьшение скоростей циркуляции теплоносителя в TBC при возрастании мощности реактора говорит о том, что вблизи границы устойчивости активная зона имеет высокое (предельное) паросодержание теплоносителя, при котором мощность и расход теплоносителя изменяются в противофазе (отмечается впервые).

. В экспериментах с возмущением давления пара в реакторе, увеличением расхода питательной воды, приводящих к изменению мощности реактора на -20%, скорости циркуляции теплоносителя изменялись в пределах до 3-4%. При этом мощность реактора и скорость циркуляции менялись также в противофазе.

Выполненные эксперименты демонстрируют высокую надежность ЕЦТ, саморегулируемость и самозащищенность ККР с ЕЦТ даже при его работе у границы устойчивости при больших возмущениях основных технологических параметров. Их результаты использованы в ООБ РУ ВК-50 и могут быть применены для верификации современных расчетных кодов улучшенной оценки.

Таким образом, разработанный измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом подтвердил свою работоспособность и полезность в реакторе ВК-50. Полученные научно-технические решения по нему могут быть использованы в проектах разрабатываемых ККР с ЕЦТ и применены в любых других ККР.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

В данной научно-квалификационной работе дано решение актуальной научно-технической задачи по усовершенствованию контроля расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, результаты которой имеют существенное значение для обеспечения безопасности реакторов этого типа. При этом получены следующие результаты:

1. Создан и реализован новый турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, в измерительном процессе которого для повышения ресурса работы и эффективности использования средств измерений турбинного типа впервые задействованы нейтронное поле реактора и детектор нейтронов. В соответствии с ТНМ разработаны, обоснованы и внедрены в реакторе ВК-50 научно-технические решения по из-

мерительному комплексу (защищен авторским свидетельством па изобретение) для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР, в котором совмещены тур-бинно-нейтронный расходомер и подвижный детектор нейтронов (родиевый ДПЗ).

Применение данного ИК позволяет упростить систему внутриреакторного контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя как в «свежих», так и в облученных TBC и расширить экспериментальные возможности реактора.

3. Разработано необходимое методическое обеспечение и проведены исследования основных характеристик турбинно-нейтронного расходомера комплекса. ТНР характеризуется погрешностью измерения расхода теплоносителя ±1% в диапазоне 1^100% мощности реактора, сроком непрерывной работы в реакторе около 240 суток, неизменностью статической рабочей характеристики в течение достигнутого срока службы и незначительным учитываемым ее изменением (в пределах 0,6-1%) при увеличении температуры теплоносителя от холодного до рабочего состояний, безынерционностыо относительно внутри-зонных гидродинамических процессов в ККР.

4. Применение высокоточного расходомерного ИК в реакторе ВК-50 позволило уменьшить погрешность контроля энерговыделения в TBC на -10%, исключив влияние большой пофешности РППД с трубками Клеве при интерпретации показаний родиевых ПДПЗ. Данное уточнение также важно для повышения точности контроля выгорания топлива, запаса реактивности и запаса до кризиса теплообмена в активной зоне.

5. С применением ИК в реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты исследований, важные для безопасности, экономичности, и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦ'Г:

- по скоростям циркуляции теплоносителя на входе активной зоны с загрузками TBC разной конструкции с водно-топливным отношением 2,2 и 3,0;

- по гидродинамическим характеристикам и процессам в реакторе в режиме работы у границы устойчивости при больших возмущениях реактивности, расхода питательной воды и давления пара в корпусе.

5.1. Результатами исследований обоснован выбор оптимальных по гидравлическим характеристикам TBC с водно-топливным отношением, равным 3,0, для реактора ВК-50 и перспективных ККР с ЕЦТ.

5.2. По результатам исследований даны рекомендации по формированию загрузок активной зоны, при соблюдении которых расход теплоносителя через TBC активной зоны в течение кампании реактора заметно не уменьшается, что полезно для теплотехнической надежности TBC, нейтронно-физической устойчивости и экономичности реактора.

5.3. Полученные экспериментальные данные использованы при обосновании безопасности, применяются в процессе текущей эксплуатации реактора ВК-50 и могут быть применены в проектах и для верификации расчетных моделей реакторов этого типа (например, ВК-300).

6. Испытанный в реакторе ВК-50 измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом может быть

применен без изменений в разрабатываемых отечественных ККР с ЕЦТ. Научно-технические решения по нему могут быть использованы и применены также в любых других ККР.

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах:

1. Садулин В.П., Сидоренко Г.И., Попов Н.И. Устройство для внутриреакторно-го контроля. Авторское свидетельство на изобретение № 822687 от 08.12.1978.

2. Садулин, В.П. Комплексный контроль энергораспределения и расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора / ВИСадулин, Ю.И.Лещенко, Г.И.Сидоренко и др.// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. - 1988.- Вып. 1.- С.46-49.

3. Лещенко, Ю.И. Система контроля энерговыделения в активной зоне кипящего реактора / КШ.Лещенко, В.П.Садулин, И.И.Семидоцкий // Атомная энергия. -1987. - Т.63, вып.6. - С.410-412.

4. Садулин, В.П. Особенности внутризонного контроля энерговыделения в кипящем водо-водяном реакторе с родиевыми подвижными детекторами прямой зарядки / В.П.Садулин, И.И.Семидоцкий, Ю.И.Лещенко // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов.-1988.- Вып.1. -С.49-55.

5. Садулин, В.П. Применение турбинных расходомеров для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора / В.П.Садулин// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. - 1989. -Вып.1. - С.63-69.

6. Садулин, В.П. Обоснование применения турбинно-нейтронных расходомеров в корпусном кипящем реакторе с естественной циркуляцией теплоносителя в активной зоне / В.П.Садулин// Известия вузов. Ядерная энергетика. - №4. -2008. - С.57-64.

7. Садулин, В.П. Турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора ВК-50 / В.ПСадулин // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Обеспечение безопасности АЭС. - 2009. - Вып. 25. - С. 126-134.

8. Гаджиев, Г.И. Исследование жидкостной аварийной защиты корпусногно кипящего реактора ВК-50/ Г.И.Гаджиев, В.ПСадулин, И.И.Семидоцкий, В.Е. Шмелев // Деп. рукопись № РД-16/435 в справочно-информ. фонде ЦНИИАто-минформ. - М.: ЦНИИАтоминформ, 1989.-Юс.

Подписано в печать 22.10.2010 г. Формат 60x84/1/8. Печ. л. -1,5. Тираж 70 экз. Заказ № 1108 Отпечатано в ОАО «ГНЦ НИИАР» 433510, г. Димитровград - 10, Ульяновская обл.

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава X. ОБЗОР И ВЫБОР МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ

РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В TBC КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА.

1.1. Особенности определения расхода теплоносителя в TBC реакторов разных типов.

1.2. Основные требования к средствам измерений расхода теплоносителя в TBC корпусных кипящих реакторов.

1.3. Методы и средства измерения расхода теплоносителя атомных станций и оценка возможности их применения в TBC корпусных кипящих реакторов. 22»

1.3.1. Метод переменного перепада давления.

1.3.2. Метод тахометрический.

1.3.2.1. Турбинный метод.

1.3.2.2. Тахометрический метод с вращающимся шаром.

1.3.3. Корреляционный метод.

1.3.4 Электромагнитный метод.

1.3.5. Ультразвуковой метод.44*

1.3.6. Тепло-массовый метод.

1.3.7. Вихревой метод.

Выводы по главе 1.

Глава 2. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ КОРПУСНОЙ КИПЯЩИЙ РЕАКТОР ВК-50 ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ.

2.1. Назначение и применение реакторной установки ВК-50.

2.2. Краткое описание технологической схемы РУ ВК-50.

2.3. Описание конструкции реактора, элементов активной зоны и контура естественной циркуляции.

2.4. Внутризонный контроль.

2.5. Основные результаты исследований скоростей циркуляции теплоносителя в TBC на первом этапе эксплуатации реактора ВК-50.

2.6; Актуальные задачи с исследованиями гидродинамических характеристик реактора.!.;.59.

Выводы по главе 2.;.

Глава 3. ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В TBC КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА ТУРБИННО-НЕЙТРОННЫМ МЕТОДОМ (НА ПРИМЕРЕ РЕАКТОРА ВК-50);.

3 .1. Физические основы турбинногнейтронного метода измерения расхода теплоносителя в TBC.62'

3.2. Разработка и обоснование научно-технических решений по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом.

3.2.1. Принципиальное устройство ТНР. Измерительный комплекс на основе ТНР и подвижного детекторашейтронов•.

312.21 Выбор оптимальных параметров-крыльчатки турбинки;.- 68;

3;2.3; Подшипниковые опоры турбйнки.

3.2.4'. Измерительная аппаратура комплекса.;. 1У

3.3. Мётодическоегобеспечение и результаты;исследований основных характеристик турбйнно-нейтронного расходомера.76?

3.3.1. Методика получения статической рабочей характеристики ТНР для i условий его работы в корпусном кипящем реакторе.

3.3.1.1. .Мётодика*и техника;эксперимента пришолучении градуировочной статической рабочей характеристики THHv.

3.3.1.2. Методика уточнения.градуировочной рабочей характеристики ТНП для условий его работы в ККР•.:.;

3.3.2. Методика расчета и результаты исследований нейтронно-физических характеристик модулятора. Выбор толщины поглотителей нейтронов.

3.3.3. Методика выполнения измерений постоянной времени инерции : турбиНКН.:.

3.3.4. Методика и результаты измеренияшерепада давления на ТНП.

3.3;5; Методика оценки и результаты исследований изменения статической рабочей характеристики ТНР в процессе ёго работы в ККР.97:

3:3:6; Результаты ресурсных испытаний ТНР в реакторе.

Выводы по главе 3.

Глава 4. ПРИМЕНЕНИЕ ИЗМЕРИТЕЛЬНОГО КОМПЛЕКСА В РЕАКТОРЕ ВК-50 И ОТДЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК И ПРОЦЕССОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ.

4.1. Применение ИК при контроле энерговыделения в TBC.

4.2. Исследование скоростей циркуляции теплоносителя в активной зоне, загруженной TBC с водно-топливными отношениями 2,2 и 3,0.

4.3. Применение измерительного комплекса при обосновании жидкостной аварийной защиты реактора ВК-50.

4.4. Применение измерительного комплекса в исследованиях динамических процессов при работе реактора у границы устойчивости.

Выводы по главе 4.

Актуальность работы

Значительный рост мирового энергопотребления является неизбежным в XXI веке вследствие роста экономики и увеличивающихся потребностей населения в тепле и электроэнергии. Решение ближайших и перспективных задач российской энергетики неразрывно связано с использованием энергоисточников на ядерном топливе. <

В настоящее время атомная энергетика является важной составной частью энергетической системы России, обеспечивая около 16% общего производства электроэнергии, занимая ключевые позиции в электроэнергетической системе европейской части страны.

Атомная отрасль России обладает большим потенциалом для постепенного замещения значительной части традиционной энергетики, работающей на органическом топливе, и снижения сырьевой ориентации экономики в целом. В этой связи планируется к 2020-203 Ог.г. увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии в целом по стране до 25-30% и до 40-50% в ее европейской части. С учетом использования ядерных энергоисточников для целей промышленного и бытового теплоснабжения общая доля ядерной энергии в топливном балансе страны может возрасти с 3% до -10% [1-5].

Преимущества ядерных энергоисточников, позволяющие им успешно конкурировать в секторе электроэнергетики, могут быть сохранены при их применении также для теплоснабжения. В соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», атомные энергоустановки относительно небольшой и средней мощности в перспективе могут заменить работающие на органическом топливе тепловые электростанции и теплоэлектроцентрали с истекающим сроком службы, а также быть в качестве автономных источников децентрализованного электро- и теплоснабжения в удаленных районах страны, где специфические условия не позволяют сооружать энергоустановки большой мощности [2, 5, 6]. Данная стратегия в целом соответствует мировой тенденции развития атомной энергетики [7, 8].

Современные реакторные установки должны обладать развитым свойством самозащищенности [9, 10]. Это предполагает использование в их составе ядерных реакторов с внутренне присущей безопасностью, которая обеспечивается за счет естественных обратных связей и процессов, действующих в активной зоне и приводящих к саморегулированию. В наибольшей степени этому требованию удовлетворяют корпусные водо-водяные реакторы с не кипящей (типа PWR, ВВЭР) и кипящей водой (типа BWR, ВК) в активной зоне, получившие преимущественное распространение в мировой практике реакторо-строения [7]. С дальнейшим совершенствованием и использованием преимущественно корпусных водоохлаждаемых реакторов большой, средней и малой мощности связаны перспективы как мировой, так и российской атомной энергетики на ближайшие полвека [3-8,11-13].

Для атомных станций небольшой и средней мощности, предназначенных для комбинированного производства электроэнергии и тепла, приближенных к населенным пунктам, одним из наиболее перспективных энергоисточников является корпусной кипящий реактор (ККР) с естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ) в активной зоне. Из всех известных типов реакторов ККР с ЕЦГ обладает наиболее высоким уровнем пассивной безопасности (за счет отрицательных обратных связей по паровому коэффициенту реактивности и все-режимной естественной циркуляции). На это обращено внимание во всем мире в результате повышения требований к безопасности ядерных энергоустановок после известных крупных аварий на АЭС. Разработки и исследования по созданию атомных станций с ККР с ЕЦТ уже длительное время ведутся как в нашей стране (например, проект РУ ВК-300) [20-26], так и за рубежом (проекты АС с реакторами SBWR-600) [8, 11-19]. Более того, фирма General Electric (США) планирует создание в 2010-2030 годах коммерческих АЭС большой электрической мощности 1550 МВт поколения III+ с реакторами типа ESBWR (Economic Simplifield BWR), охлаждаемых естественной циркуляцией теплоносителя [27].

В нашей стране энергоустановки с реакторами такого типа могут разрабатываться и создаваться в рамках утвержденной Правительством России Федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» (направление 4, мероприятие 29) [5]. Опытная РУ ВК-50 может рассматриваться как прототип такой теплоэнергетической установки, более 40 лет эксплуатирующейся в ОАО «ГНЦ НИИАР», работающей в настоящее время в режиме АТЭЦ [28-30].

РУ ВК-50 используется в-качестве экспериментальной базы для решения технических и методических вопросов по проблемам проектируемых и перспективных ККР с ЕЦТ. Вхождение России в мировую экономику позволяет применить уникальную установку ВК-50 также для обоснования зарубежных проектов BWR с естественной циркуляцией теплоносителя [27, 31]. На РУ ВК-50 возможно проведение экспериментальных работ в целях обоснования отдельных режимов с кипением теплоносителя в ВВЭР, в том числе в одноконтурных ВВЭР со сверхкритическим давлением-[32-34].Поэтому поддержание экспериментальных возможностей корпусного кипящего реактора ВК-50 на современном уровне, с совершенствованием контроля его основных внутрире-акторных технологических параметров, является актуальным.

К задачам контроля технологических параметров, влияющих на теплотехническую надежность и экономичность любого энергетического реактора, относится, контроль, расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки (TBC) активной зоны. От расхода теплоносителя зависит теплосъем с твэлов, запас до предельно допустимого энерговыделения и кризиса теплообмена. При недостаточном расходе теплоносителя может произойти разгерметизация и пережог твэлов, и, как следствие, недоиспользование TBC с экономическими потерями. Данные о расходах теплоносителя в TBC ККР используются при обработке результатов контроля энерговыделения по показаниям внутризонных детекторов нейтронов;[35 - 37].

При отсутствии измеренных значений расхода теплоносителя в TBC и ориентации только на расчетные его значения неизбежны^ экономические потери, поскольку в этом случае необходим большой гарантированный запас до указанных предельных значений параметров безопасности. Это приводит к снижению эффективности использования ядерного энергетического реактора. Поэтому знать с приемлемой погрешностью расход теплоносителя в каждой TBC на любой момент кампании такого реактора важно как с точки зрения его безопасности, так и экономичности. Совершенствование методического и технического обеспечения этого вида контроля имеет большое значение для всех энергетических реакторов. Однако наиболее актуальной эта работа является для реакторного направления с корпусными кипящими реакторами. .

В ККР как с естественной, так и побудительной циркуляцией теплоносителя невозможно измерить даже общий и средний расходы теплоносителя через TBC активной зоны внереакторными расходомерами, в отличие от реакторов типа ВВЭР и PWR. Поэтому реактор ВК-50, подобно аналогичным зарубежным реакторам, для контроля скоростей циркуляции теплоносителя в TBC в соответствии с проектом был оснащен системой внутриреакторных расходомеров переменного перепада давления, установленных в водоподводящие каналы отдельных TBC активной зоны. Однако эта система оказалась мало пригодной, в основном из-за большого гидравлического сопротивления первичных преобразователей. Поэтому практически с начала эксплуатации реактора ВК-50 возникла потребность в разработке и применении здесь более совершенных методов и средств измерения расхода теплоносителя в TBC. Они должны позволять получать информацию о внутриреакторных гидродинамических характеристиках и процессах, пригодную как для сопровождения нормальной эксплуатации и обоснования безопасности этого реактора, так и верификации расчетных моделей реакторов такого типа.

В зарубежных BWR контролируют общий расход теплоносителя через активную зону, измеряя его, как правило, по перепаду давления в опускной части контура циркуляции, а также по напору нагнетательных устройств. По этим данным рассчитывают распределение расхода теплоносителя по TBC активной зоны. Такой косвенный метод определения расхода теплоносителя в TBC имеет большую погрешность.

В ККР с ЕЦТ движущий напор контура циркуляции относительно не велик, и его определение по перепаду давления в опускной части контура циркуляции имеет значительно большую погрешность, чем в ВWR (в реакторе ВК-50

• • • ,. ■: ' , j она составляет около ±30%). Поэтому здесь такой метод измерения даже об-; щего расхода теплоносителя через активную зону практически не пригоден. j

При эксплуатации любого ККР неоднократно возникает (в эксперимен-;

• ' тальном реакторе такого типа, например, ВК-50 — регулярно) необходимость в оснащении части TBC активной зоны расходомерами, соответствующими определенным требованиям по точности, инерционности и сроку службы [38, 39;' 49]. Это имеет место, как правило, при первом пуске реактора или форсирова-! нии его мощности, при градуировке вышеназванного метода измерения общего' расхода теплоносителя (в BWR), при исследованиях гидродинамических ха-' рактеристик активной зоны с новыми TBC, при не традиционных ее загрузках^ при необходимости получения экспериментальной информации о расходах теплоносителя в TBC, пригодной для обоснования безопасности, отладки и ве-: г рификации расчетных моделей ККР, и т.п. " ■ 1 •• • . i

Несмотря на длительный срок существования атомной энергетики с ККР,' ■ i до сих пор нет надежных и универсальных средств измерения расхода теплоносителя в TBC таких реакторов, готовых к применению в любом из них и при-' годных для: регистрации как стационарных расходов теплоносителя, так и гидродинамических процессов. !

Таким образом, актуальность темы диссертационной работы определя-! ется необходимостью дальнейшего развития методов и средств измерения рас-, хода теплоносителя в TBC ККР. ,

Цель работы

Для измерений относительно небольших расходов теплоносителя в TBC ККР, особенно с ЕЦТ, как показала практика этих реакторов, более всего под-1 ходит турбинный метод, основанный на применении, соответственно, турбинных расходомеров [38, 39]. Турбинные расходомеры имеют наилучшие метрологические характеристики и являются единственно пригодными для регистрации гидродинамических процессов в реакторе. Однако они, пришедшие во внутриреакторный контроль из общепромышленной практики [40, 42, 57] без' принципиальных изменений, не будучи штатными устройствами реактора, вносят существенные сложности в этот контроль и имеют определенные технические недостатки: (небольшой срок службы, возможность применения^ только в «свежих» TBC), в значительной мере связанные с малопригодной для внутри-реакторных условий магнитоиндукционной системой съема сигнала, а также отдельные нерешенные вопросы методического характера [38, 39]. Устранение основных технических недостатков турбинных расходомеров1 внутриреактор-ного назначения и измерительных. систем'на их основе, а также повышение-эффективности их использования возможно в результате применения; при их создании принципиально новой модификации чурбинного метода,, учитывающей специфику ядерного реактора названного типа, и объединения с существующими внутризонными измерительными-каналами^

Целью данной работы является создание гурбинно-нейтронного метода и на его основе измерительного комплекса (ИК) для? контроля расхода теплоносителя в>ТВС корпусного кипящего реактора, с демонстрацией эффективности: нового ИК на примере реактора ВК-5 0; Для достижения поставленной целиавтор решала следующие задачи;

1) Создание турбинно-нейтронного метода (ТНМ) измерения, расхода теплоносителя в TBC ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Разработка на основе ТНМ и обоснование принципиальных научно-технических решений по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР:

- по турбинно-нейтронному расходомеру (ТНР) - его составу, устройству, параметрам турбинки;

- по объединению ТНР с детектором нейтронов из измерительного канала системы внутризонного контроля энерговыделения.

3) Разработка методик и проведение исследований по определению:

- нейтронно-физическйх характеристик модулятора ТНР;

- статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы вККР;

- изменения статической рабочей характеристики ТНР в процессе работы;

- постоянной времени инерции турбинки;

- перепада давления на ТНР;

- ресурса работы ТНР в реакторе.

4) Выполнение с применением ИК исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, результаты которых важны для обоснования его безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1) Создан новый турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в TBC ККР, в измерительном процессе которого для повышения ресурса работы и эффективности использования средств измерений турбинного типа впервые задействованы нейтронное поле реактора и детектор нейтронов.

2) В соответствии с ТНМ создан новый высокоточный турбинно-нейтронный расходомер для измерения расхода теплоносителя в TBC ККР, отличающийся применением детектора нейтронов в качестве датчика съема сигнала о расходе теплоносителя и повышенным ресурсом работы в этой связи.

3) В результате объединения ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) из состава системы внутризонного контроля энерговыделения реактора получен новый измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в ККР, отличающийся расширением функций такого детектора, позволяющий упростить систему внутриреакторного контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя как в «свежих», так и в облученных TBC, а также повысить достоверность результатов контроля энерговыделения.

Новизна предложенного метода, созданных на его основе турбинно-нейтронного расходомера и измерительного комплекса в составе ТНР и подвижного детектора нейтронов подтверждена авторским свидетельством на изобретение.

4) Впервые разработана методика расчетного уточнения градуировочной рабочей характеристики турбинного расходомера, полученной при нормальных условиях, для эксплуатационных его условий. Усовершенствована методика измерения постоянной времени инерции турбинки. Методики применены для ТНР.

5) С применением разработанного ИК на реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам и процессам, важные для безопасности, экономичности, понимания внутриреакторных механизмов поведения и отладки расчетных моделей таких реакторов.

Достоверность и обоснованность основных научных положений и результатов работы подтверждены комплексом представительных исследова-; ний, выполненных на действующем реакторе и стенде; они основаны на использовании методов и средств современного эксперимента, метрологической i аттестации эксперимента, соответствующем анализе результатов исследований и сравнении их с результатами более ранних исследований:

- Предложенный турбинно-нейтронный метод и созданные в соответствии с ним расходомерное устройство и измерительный комплекс основаны на 1 применении известных методов и средств экспериментальной ядерной физики и физики ядерных реакторов и поэтому не требуют дополнительного теоретического обоснования. Правильность выбранных конструктивных и нейтронно-физических характеристик ТНР и ИК в целом подтверждена их экспериментальными испытаниями на стенде и в реакторе.

- При разработке методики уточнения градуировочной рабочей характеристики турбинно-нейтронного расходомера, полученной на стенде при нормальных условиях воды, для требуемых условия его работы в ККР, использована экспериментально проверенная математическая модель турбинных расходомеров. Достоверность расчетной поправки к градуировочной рабочей характеристике ТНР для эксплуатационных условий в ККР подтверждается экспериментальными результатами других исследователей для иных турбинных расходомеров в таком же диапазоне изменения вязкости жидкости, в каком изменяется вязкость воды на входе в TBC ККР при ее разогреве от холодного до рабочего состояний.

- Результаты измерений скоростей циркуляции теплоносителя в реакторе ВК-50 с помощью ТНР и турбинных расходомеров магнитоиндукционного типа, полученные в разное время для TBC с одинаковым гидравлическим сопротивлением, совпадают между собой.

Основные положения, выносимые на защиту

Автор защищает:

1) Турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в TBC ККР с использованием нейтронного поля реактора и детектора нейтронов.

2) Принципиальные научно-технические решения по измерительному комплексу для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом:

- по турбинно-нейтронному расходомеру (ТНР) - его составу, устройству, параметрам турбинки;

• - по объединению ТНР и подвижного детектора нейтронов (на примере родиевого ДПЗ) системы внутризонного контроля энерговыделения в измерительный комплекс.

3) Методики и результаты исследований по:

- определению нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

- получению статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы в ККР;

- изменению статической рабочей характеристики ТНР в процессе его работы в ККР;

- измерению постоянной времени инерции турбинки;

- ресурсу работы ТНР.

4) Результаты исследований гидродинамических характеристик и процессов в активной зоне реактора ВК-50, полученные с применением ИК, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ.

Практическая ценность

1) Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC турбинно-нейтронным методом реализован в реакторе ВК-50.

2) В результате применения ИК в реакторе ВК-50:

- упрощена система внутриреакторного контроля в целом;

- расширены экспериментальные возможности реактора;

- уменьшена погрешность измерения расхода теплоносителя в TBC до ±1% и контроля энерговыделения в TBC - на -10%;

- контроль расхода теплоносителя осуществляется; как в «свежих», так и облученных ТВС в необходимом их количестве;

- получены уточненные и новые результаты по гидродинамическим характеристикам И- процессам- в реакторе ВК-50, важные для безопасности, экономичности и отладки расчетных моделей такого реактора;:

- обоснован выбор оптимальных по гидравлическим характеристикам ТВС. ;

3) Научно-технические решения по измерительному комплексу на основе. ТНР и подвижного детектора нейтронов (родиевого ДПЗ) могут быть рекомендованы к применению в разрабатываемых ККР с ЕЦТ и любом-другом ККР:

Личный вклад автора

Задачи по созданию турбинно-нейтронного метода измерения расхода, теплоносителя в ТВС корпусного кипящего реактора, включая определение его физических основ, по разработке и обоснованию принципиальных научно-технических решений. поТНР, по измерительному комплексу на основе ТНР и подвижного детектора; нейтронов;. по методическому обеспечению-®выполнению исследований- основных, характеристик ТНР; решены автором; лично. На отдельных этапах работы в ней принимали/участие С.Н. Антонов; Н.П. Котов, Ю:И: Лёщенко, Н.И: Шопов; ИШ Семидоцкий,Е.ИСидоренко! ПрифазрабЬткег необходимой конструкторской- документации; и измерительной аппаратуры, при- выполнении работ в. соавторстве; в том? числе: ири выполнении экспериментов с применением ТНР на реакторе ВК-50, автор осуществлял руководство этими работами и принимал непосредственное участие в них.

Публикации по выполненной^работе

По теме диссертацииопубликовано 8 работ, в том числе 1 изобретение и 4 статьи в ведущих рецензируемых научно-технических журналах и изданиях, входящих в перечень ВАК.

Апробация результатов работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались на. следующих научных конференциях и семинарах:

- отраслевом семинаре «Контроль и регулирование распределения мощности в активных зонах реакторов», г. Москва, 1983 г.;

- всесоюзном семинаре по динамике ЯЭУ, г. Киев, 1985г.;

- отраслевом семинаре, посвященном 25-летию пуска РУ ВК-50, г. Ди-митровград, 1990 г.;

- юбилейном отраслевом семинаре, посвященном 30-летию эксплуатации корпусного кипящего реактора ВК-50, г. Димитровград, 1995;

- межведомственном семинаре «Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами» (Теплофизика 2008), г. Обнинск, 2008.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 131 странице, включая 26 рисунков, 2 таблицы, список литературы из 115 наименований.

Выводы по главе 4

В данной главе продемонстрирована эффективность применения в реакторе ВК-50 разработанного измерительного комплекса, полученного в результате объединения ТНР и подвижного родиевого ДПЗ.

1. Разработанный измерительный комплекс использован на практике в составе единой системы измерений расхода теплоносителя и энерговыделения в TBC реактора ВК-50:

2. Уменьшение погрешности измерения расхода теплоносителя до ±1% позволило снизить на —10% погрешность результатов контроля энерговыделе-нйя в TBC по показаниям подвижных родиевых ДПЗ.

3. С применением ИК в реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты исследований, важные для безопасности, экономичности, и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ:

- по скоростям циркуляции теплоносителя на входе активной зоны с загрузками TBC разной конструкции с ВТО 2,2 и 3,0;

- по гидродинамическим характеристикам и процессам в реакторе в режиме его работы у границы устойчивости при больших возмущениях реактивности, расхода питательной воды и давления пара.

3.1. Установлено, что:

• в корпусном кипящем реакторе скорости циркуляции теплоносителя в TBC увеличиваются по направлению от периферии к центру активной зоны при любых ее загрузках для любого момента кампании, достигая в ККР с ЕЦТ значения 1,5 м/с;

• скорости циркуляции теплоносителя во всех TBC реактора ВК-50, как и в любом ККР с ЕЦТ, в течение кампании могут заметно снижаться при большом объемном паросодержании теплоносителя в наиболее энергонагруженной части активной зоны (на выходе TBC «>0,7); в целях недопущения этого рекомендуется эксплуатировать реактор ВК-50 с загрузками активной зоны, формируемыми из TBC с ВТО 3,0 при Кг< 1,45.

116 ; • при больших возмущениях указанных технологических параметров; ККР с ЕЦТ при его работе у границы устойчивости расход теплоносителя в активной зоне подвергается наименьшим изменениям, в не-; ■ • ' 1 сколько процентов, причем в противофазе с мощностью. ;

3.2. Результатами выполненных исследований обоснован выбор TBC d ВТО 3,0, как оптимальных по гидравлическим характеристикам для реактора ВК-50 и перспективных ККР с ЕЦТ. j

4. С применением ИК с ТНР обоснована жидкостная аварийная защита; i реактора ВК-50.

5. Полученные результаты исследований использованы при обосновании безопасности реактора ВК-50. Они включены в ООБ РУ ВК-50, применяются в процессе текущей его эксплуатации и могут быть также использованы в проек-',

- ■ ■ ■ ' ' ? тах перспективных ККР с ЕЦТ, для отладки и верификации расчетных моделей реакторов этого типа. ;

6. Разработанный измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом подтвердил свою работоспо-f собность и полезность в реакторе ВК-50. Он может быть применен без изменений в разрабатываемых отечественных ККР с ЕЦТ. Научно-технические решения по нему могут быть использованы и применены также в любых других ККР.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В данной научно-квалификационной работе дано решение актуальной научно-технической задачи по усовершенствованию контроля расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, результаты которой имеют существенное значение для обеспечения безопасности реакторов этого типа, в том числе действующего реактора ВК-50, проектируемых ККР с ЕЦТ. При этом получены следующие результаты:

1. Создан и реализован новый турбинно-нейтронный метод измерения расхода теплоносителя в TBC корпусного кипящего реактора, в измерительном процессе которого для повышения ресурса работы и эффективности использования средств измерений турбинного типа впервые задействованы нейтронное поле реактора и детектор нейтронов.

2. В соответствии с ТНМ разработаны, обоснованы и внедрены в реакторе ВК-50 научно-технические решения по измерительному комплексу (защищен авторским свидетельством на изобретение) для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР, в котором совмещены турбинно-нейтронный расходомер и подвижный детектор нейтронов (родиевый ДПЗ).

Применение данного ИК позволяет упростить систему внутриреакторно-го контроля в целом, обеспечить измерение расхода теплоносителя как в «свежих», так и в облученных TBC и расширить экспериментальные возможности реактора.

3. Разработано необходимое методическое обеспечение и проведены исследования основных характеристик турбинно-нейтронного расходомера комплекса. ТНР характеризуется погрешностью измерения расхода теплоносителя ±1% в диапазоне 1-^100% мощности реактора, сроком непрерывной работы в реакторе около 240 суток, неизменностью статической рабочей характеристики в течение достигнутого срока службы и незначительным учитываемым ее изменением (в пределах 0,6-1%) при увеличении температуры теплоносителя от холодного до рабочего состояний, безынерционностью относительно внутри-зонных гидродинамических процессов в ККР.

4. Применение высокоточного расходомерного ИК в реакторе ВК-50 позволило уменьшить погрешность контроля энерговыделения в TBC на ~10%, исключив влияние большой погрешности РППД с трубками Клеве при интерпретации показаний родиевых ПДПЗ. Данное уточнение также важно для повышения точности контроля выгорания топлива, запаса реактивности и запаса до кризиса теплообмена в активной зоне.

5. С применением ИК в реакторе ВК-50 получены уточненные и новые результаты исследований, важные для безопасности, экономичности, и отладки расчетных моделей ККР с ЕЦТ:

- по скоростям циркуляции теплоносителя на входе активной зоны с загрузками TBC разной конструкции с водно-топливным отношением 2,2 и 3,0;

- по гидродинамическим характеристикам и процессам в реакторе в режиме работы у границы устойчивости при больших возмущениях реактивности, расхода питательной воды и давления пара в корпусе.

5.1. Результатами исследований обоснован выбор оптимальных по гидравлическим характеристикам TBC с водно-топливным отношением, равным 3,0, для реактора ВК-50 и перспективных ККР с ЕЦТ.

5.2. По результатам исследований даны рекомендации по формированию загрузок активной зоны, при соблюдении которых расход теплоносителя через TBC активной зоны в течение кампании реактора заметно не уменьшается, что полезно для теплотехнической надежности TBC, нейтронно-физической устойчивости и экономичности реактора.

5.3. Полученные экспериментальные данные использованы при обосновании безопасности, применяются в процессе текущей эксплуатации реактора ВК-50 и могут быть применены в проектах и для верификации расчетных моделей реакторов этого типа (например, ВК-300).

6. Испытанный в реакторе ВК-50 измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в TBC ККР турбинно-нейтронным методом может быть применен без изменений в разрабатываемых отечественных ККР с ЕЦТ. Научно-технические решения по нему могут быть использованы и применены также в любых других ККР. * *

Автор выражает благодарность научному руководителю доктору технических наук Кебадзе Б.В., научному консультанту доктору технических наук Калыгину В.В., а также доктору технических наук, профессору, заслуженному деятелю науки РФ Чечеткину Ю.В. - за помощь и советы по представлению материалов диссертации, сотрудникам ОАО «ГНЦ НИИАР» Лещенко Ю.И., Ко-тову Н.П. - за помощь в создании измерительной аппаратуры, Сидоренко Г.И. — за помощь в разработке конструкторской документации, Семидоцкому И.И., Антонову С.Н., Шмелеву В.Е. - за участие в проведении экспериментов и по-' лезные советы в процессе оформления диссертации. t t