автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методики и результаты реакторных исследований твэлов для обоснования безопасности эксплуатации исследовательского реактора СМ-2

На правах рукописи

Бобров Сергей Николаевич

МЕТОДИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ РЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

ТВЭЛОВ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА СМ-2

Специальность 05 14 03 - "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Нижний Новгород - 2004г.

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии государственном научном центре Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов".

Научный руководитель, доктор технических наук Грачев А.Ф.

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Г.Б. Усынин

доктор технических наук

В.С. Кууль

Ведущая организация (предприятие): Государственной научный центр

Российской Федерации "Физико-энергетический институт".

диссертационного совета Д 212.165.03. в Нижегородском государственном техническом университете, 603600 Н. Новгород, ул. Минина, 24.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Нижегородского государственного технического университета.

Автореферат разослан " 3 " ноября 2004г.

Ученый секретарь

диссертационного совета, доктор технических наук, профессор

Защита состоится

I*

2004г. в

час на заседании

С.М. Дмитриев

у

1. Общая характеристика работы

Актуальность. Развитие атомной энергетики России предусматривает увеличение вклада АЭС в выработку электроэнергии. Для продления ресурса действующих и создания новых энергоблоков усовершенствованной конструкции требуется обоснование длительной работоспособности материалов реакторной техники. Ускоренное облучение материалов в полях ионизирующих излучений с целью последующего исследования их свойств обеспечивают исследовательские реакторы (ИР). В ИР, имеющих, как правило, высоконапряженную активную зону с глубоким недогревом теплоносителя, одним из основных факторов, ограничивающих мощность твэла, является кризис теплоотдачи (КТ). Создание большого запаса до кризиса ухудшает физические характеристики ИР, а незначительный запас до кризиса при возможных колебаниях мощности и расхода теплоносителя может вызвать перегрев активной зоны и создание аварийной ситуации (АС) с выбросом радиоактивности. Для оценки безопасности важно знать предельные параметры работоспособности твэла: мощность, температуру эксплуатации, способность выдерживать импульсные изменения мощности (ИИМ). В соответствии с современными требованиями нормативных документов (НД) эти параметры необходимо указывать в проекте и в отчете по обоснованию безопасности реактора (ООБ). Поэтому целесообразно исследовать теплотехнические характеристики твэлов, необходимые для обоснования безопасности (ОБ) ИР СМ-2.

Цель работы - получение недостающих данных о работоспособности твэлов реактора СМ-2 в переходных и аварийных режимах для расчет-но-экспериментального обоснования его безопасной работы.

Для достижения цели автор решал следующие задачи: - обобщение и анализ опыта эксплуатации реактора при повышенных поверхностных тепловых нагрузка

- разработка методики и испытание твэла при предельной тепловой нагрузке с измерением температуры сердечника твэла,

- разработка методики и испытание твэлов в переходных режимах с ИИМ,

- определение предельных параметров эксплуатации твэлов.

Научная новизна работы:

- созданы методики испытаний твэлов ИР СМ-2 с КТ и в переходных режимах с ИИМ применительно к условиям ИР СМ-2; экспериментально обоснована высокая эксплуатационная надежность твэлов реактора СМ-2 в переходных режимах (импульсные испытания) при различных вьн ораниях топлива;

экспериментально определены предельные параметры (Ккр) твэла реактора СМ-2 в режиме КТ в условиях проведенного эксперимента,

- экспериментально определены значения температуры сердечника твэла реактора СМ-2 в условиях нормальной эксплуатации (для условий про-а данного эксперимента), в переходном режиме с развитым поверхностным кипением вплоть до КТ.

Достоверность полученных результатов подтверждена применением аттестованных средств измерения во время проведения внутриреактор-ных экспериментов, опытом эксплуатации реактора СМ-2, в ходе которой используются представленные в диссертационной работе данные, результатами расчетов по коду улучшенной оценки ЛЕЬАР5/МСЮЗ с использованием данных внутриреакторных экспериментов.

Практическая ценность и внедрение результатов работы

- Данные по предельной мощности твэлов СМ-2 использованы в ООБ ИР СМ-3 (СМ-3 - реактор СМ-2 после последней реконструкции 19911992 гг.) для оценки запаса до КТ при обосновании безопасной работы ре-

« *

4 . «-.«.-г-'.'- ;

1 ** _

актора, а также в предпроектных исследованиях по переводу этого реактора на топливо с повышенной массой 235и (6 г).

- Результаты работы подтвердили работоспособность твэлов СМ-2 при ИИМ в условиях постулируемых АС. Данные использованы в ООБ при обосновании безопасности реактора при изменениях реактивности.

- Экспериментальные данные (ЭД) использованы для оценки применимости теплогидравлического кода ЯЕЬАР5/МООЗ для режима КТ применительно к условиям ИР СМ-2.

- Степень повреждения твэла, полученная в эксперименте с КТ, используется для оценки радиационной обстановки в контуре при АС ИР СМ-2

- ЭД при выходе из кризиса дают параметры для рас четов при анализе АС с КТ.

Результаты работы использованы для обоснования применимости используемой расчетной методики определения критической тепловой мощности на реакторе СМ-2.

Основные положения, выносимые на защиту

- методика и результаты испытаний твэлов реактора СМ-2 в условиях К Г;

- методика и результаты испытаний твэлов реактора СМ-2 при ИИМ;

- практические рекомендации по допустимой скорости изменения мощности твэлов реактора СМ-2;

- результаты исследования характеристик эксперимент дльных устройств,

- результаты испытаний ТВС реактора СМ-2 с повышенной массой 235и

Публикации. Основное содержание диссертации изложено в 5 докладах и в 6 статьях.

Апробация работы. Основные результаты диссертации представлялись и обсуждались на IX школе-семинаре МГТУ им Баумана, Москва, май 1993 г.; Международном семинаре по ядерной безопасности (Япония, Тока1-тига, МЕИ.!, январь 1997 г.); Пятой Межотраслевой конференции

по реакторному материаловедению (г. Димитровград, сентябрь, 1997 г.); Международной конференции "Теплофизика - 98" (г. Обнинск, май, 1998 г.); Отраслевом научно-техническом семинаре "Моделирование теп-логидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения" (г. Обнинск, 23-24 мая 2002 г.); Отраслевом научном семинаре "Разработка многомерных теплогидравлических кодов" (г. Обнинск, 14-16 мая 2003 г.).

Структура и объем работы

Диссертационная работа изложена на 114 страницах машинописного текста, включая 8 таблиц, 53 рисунка, списка литературы из 77 наименований, состоит из введения, 5 глав, выводов и 7 приложений.

2. Содержание работы

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

ИР СМ-2 - высокопоточный корпусной водо-водяной реактор универсального назначения, который занимает особое место среди исследовательских установок не только России, но и всего мира благодаря высокому потоку нейтронов и, как следствие, высокой теплонапряженности активной зоны. На ИР СМ-2 проводят важные работы для народного хозяйства: исследование свойств конструкционных материалов и топливных композиций в условиях нейтронного потока, облучение образцов для радиационного материаловедения, наработку радиоизотопов для применения в медицине и технике и т.д. В то же время, современные нормативные требования по безопасности ядерных реакторов существенно повышены по сравнению с ранее действовавшими, поэтому ОБ требуется выполнять на новом качественном уровне по точности и достоверности результатов с анализом безопасности, как в режимах нормальной эксплуатации, так и при постулируемых АС.

Для реактора СМ-2, который характеризуется высоким удельным энерговыделением (qv), наиболее опасной является авария с перегревом твэла. Опасность этой ситуации заключается в расплавлении части твэлов и выходе радиоактивности в контур теплоносителя. Однако, задача определения критической поверхностной плотности теплового потока (qKp) для твэлов реактора СМ-2 не была решена в полной мере из-за особенности их конструкции и специфических условий работы. Кроме того, в подавляющем большинстве публикаций по вопросам расчета q4 описываются параметры теплоносителя, характерные для энергетических реакторов. Диапазон параметров теплоносителя для ИР остается практически неизученным. Решение проблемы определения qKp для твэлов реактора СМ-2 позволяет не только предупредить выходы из строя тепловыделяющих сборок (TBC) по причине пережога, но и прогнозировать режим работы реакторной установки при развитии нештатной ситуации. Анализ имеющихся сведений по qKp для твэлов ИР СМ-2 показал их недостаточность и определил необходимость проведения специальных исследований для получения данных для ОБ реактора.

Концепция исследований данной работы (рис. 1) состоит в использовании ИР СМ-2 в качестве инструмента для получения недостающих ЭД, необходимых для ОБ самого реактора.

В соответствии с требованиями НД формируются постулируемые АС, которые необходимо отразить в ООБ. Для полу 1ения недостающих ЭД планируется проведение соответствующих экспериментальных исследований. Причем, ввиду отсутствия экспериментальных установок, на которых было возможно выполнить подобные исследования, было предложено провести все необходимые экспериментальные работы в боковых каналах отражатета ИР СМ-2 в автономной водяной петле (ВП-1) с режимными параметрами теплоносителя ИР СМ-2. Для проведения внутри-

реакторных исследований обоснованы методы испытаний твэлов применительно к условием ИР СМ-2: с ИИМ, с КТ, разработаны методики и соответствующее оборудование.

Рис. 1. Концепция исследований Полученные ЭД использованы для ОБ и включены в ООБ реактора. Ценность результатов, помимо их самостоятельного значения, обусловлена еще и тем, что они получены на действующем ИР с использованием штатного оборудования: петли ВП-1, системы управления и защиты (СУЗ) и т.д. При этом, масштабный фактор при переносе ЭД на АС со штатными твэлами и TBC активной зоны минимален, т.к. в качестве экспериментального инструмента использован сам ИР СМ-2 со своим оборудованием. Кроме того, экспериментальные твэлы представляют из себя точные копии штатных твэлов ИР СМ-2, а для импульсных испытаний они отобраны из штатной облученной TBC.

Целостность данной работы заключается в комплексном подходе к изучению поведения твэлов и получении недостающих ЭД о работоспо-

собности твэлов в переходных и аварийных режимах для расчетно-экспериментального ОБ ИР СМ-2: анализ опыта эксплуатации ИР СМ-2 при повышенных qs, опыта стендовых испытаний; на основе результатов анализа - обоснование методов исследования предельной температуры для облученных и необлученных твэлов применительно к ИР СМ-3; разработка методик и проведение испытаний в ИР СМ-2; получение ЭД и их использование для ОБ ИР СМ-3. Кроме того, эксперименты с КТ и с ИИМ по своим временным характеристикам близки к постулируемым АС со снижением расхода и реактивностным АС с импульсным изменением Чу. Это позволяет использовать данные экспериментов для моделирования поведения твэлов при анализе постулируемых аварий.

Первая глава диссертации посвящена анализу результатов исследований КТ. В работе проведен обобщающий сравнительный анализ корреляций для критического потока (КТП) для условий ИР. В соответствии с характером исходного экспериментального материала, корреляции развивались преимущественно для условий нормальной эксплуатации энергетических водо-водяных реакторов, т.е. для давлений, превышающих 2,0 МПа и массовых скоростей более 1000 кг/(м2-с). Корреляции для КТП для условий ИР основаны на экспериментальном материале, полученном в 60-70-х годах. Диапазон массовых скоростей ограничивается значением 5500 кг/(м2 с), что более чем в два раза ниже массовой скорости для ИР СМ-2 (параметры теплоносителя: р = 5 МПа, ^ = 50 °С, = 5-13 м/с). Отмечается, что КТ в недогретой жидкости исследован недостаточно.

Изучение работоспособности твэлов началось с анализа их поведения в активной зоне реактора СМ-2 за годы его эксплуатации, в течение которой мощность реактора была последовательно увеличена с 75 до 100 МВт. При этом была проанализирована работа как штатных твэлов, так и твэлов с перспективной загрузкой урана-235 6 г. Случаи выхода из строя

TBC по причине разгерметизации были достаточно редкими и, в основном, произошли в первые два года эксплуатации крестообразных твэлов Негерметичность обнаруживали, как правило, при малом выгорании, т.е. в самом начале кампании реактора (табл. 1). Показано, что доля негерметичных твэлов весьма незначительна и не превышала 0,05 %.

Таблица 1

Данные о работоспособности крестообразных твэлов в 1964-2003 гг

Год N TBC, шт. В,% Негерметичные TBC, шт. Выгорание до разгерметизации, %

1965 37 24,2 7 3 + 11

1966 55 34,1 3 7 + 10

1990 87 43,1 - -

2003 109 29,4 - -

Среднее выгорание топлива в выгружаемых TBC составляло 35 %, а максимальное в ценгральном сечении - до 88 % ядер 235U. Поверхностную плотность теплового потока на твэлах реактора СМ-2 увеличили от 6,0 до 13,5 МВт/м2. Увели чение теплового потока проводили последовательным увеличением мощности TBC без постановки специальных экспериментов с инструментованными облучательными устройствами (ОУ). Задача определения верхней границы допустимой тепловой нагрузки не была решена в полной мере. После изменения требований НД по безопасности ИР потребовалось определить предельную qs и целый ряд связанных с ней величин. Подробно обсуждены современные требования НД по обоснованию безопасности ИР при анализе проектных аварий с потерей теплоносителя и при проектных авариях, связанных с увеличением реактивности.

Во второй главе описано обоснование выбора внутриреакторного метода исследований qKp и методика испытаний.

Одним из способов исследования qKp являются испытания электро-обогреваемых моделей с использованием имитаторов твэлов, которые

представляют собой либо полые металлические оболочки, либо трубчатые электронагреватели. С точки зрения массовости испытаний, набора необходимой статистики, изучения теплогидравлических процессов, происходящих в теплоносителе (например, взаимное влияние "холодных" и "горячих" ячеек), стендовые эксперименты предпочтительней. Однако при испытаниях в режиме КТ твэлов СМ-2, характеризующихся большими тепловыми потоками и уменьшенными диаметрами стержней, возникают технические трудности, связанные с проблемой токоподвода к испытываемым образцам (так, диаметр по впадинам для твэла реактора СМ-2 составляет -2+2,5 мм).

Проводить испытания ТВС в активной зоне СМ-2 на КТ нецелесообразно и опасно, так как, во-первых, тяжело измерить тепловую мощность отдельной сборки, во-вторых, при разгерметизации вероятен выход большого количества радионуклидов при расплавлении группы твэлов. Исходя из этого и с целью снижения радиационных последствий предложено проведение реакторных испытаний на одиночных твэлах.

В соответствии с поставленной задачей была разработана методика реакторных испытаний твэлов в предельном режиме с определением критической мощности и измерением температуры топлива, обеспечивающая ядерную и радиационную безопасность. В связи с тем, что исследованный диапазон массовых скоростей ограничивается значением 5500, а массовая скорость в ИР СМ-2, ввиду гидропрофилирования, находится в диапазоне 5000-12.000, решено было провести эксперимент с КТ при промежуточном значении 9000 кг/(м2-с). Это облегчало экстраполирование полученных ЭД на диапазон массовых скоростей ИР СМ-2. В разрабатываемой методике важно было обеспечить: высокую точность определения тепловой мощности рабочего участка, с погрешностью не более 10 % (при вероятности проектной аварии с КТ 1,4-10"3); идентификацию режимов: конвективного

теплообмена, развитого поверхностного кипения, режима с КТ; ядерную и радиационную безопасность эксперимента; выход из режима с КТ.

Для выполнения перечисленных требований:

1) разработана конструкция ОУ с надежной теплоизоляцией рабочего участка, в которой обеспечено измерение температуры твэла в процессе реакторного эксперимента;

2) спроектирована и изготовлена электронная аппаратура, которая позволяет идентифицировать пережог твэла в самой начальной стадии и выработать управляющий сигнал на срабатывание системы аварийной защиты реактора (АЗ);

3) исследованы нейтронно-физические условия проведения эксперимента: эффект реактивности от удаления твэла из рабочего участка отрицательный -0,093,фф (ситуация с разрушением твэла); эффект реактивности от осушения пространства между твэлом и тепловым экраном отрицателен и составляет -О.Обрэфф.

Экспериментальный твэл представлял из себя точную копию штатного твэла реактора СМ-2 по габаритным размерам и обогащению топлива. Масса урана-235 составляла 6 г. В сердечник твэла внедрен термоэлектрический преобразователь (ТЭП). ОУ (рис. 2) представляет собой канал фильдовского типа. В нижней части разделителя потока на уровне активной зоны выполнен рабочий участок с твэлом. Твэл окружен двумя коаксиальными цилиндрами, внутренняя полость между которыми заполнена воздухом и выполняет роль теплового экрана. По концам рабочего участка установлены ТЭП для измерения температуры теплоносителя. Движение теплоносителя сверху-вниз. ОУ при испытаниях устанавливали в боковой канал отражателя активной зоны ИР СМ-2 и таким образом обеспечивали ядерный нагрев экспериментального твэла.

При разработке методики испытаний большое внимание было уделено ограничению радиационных последствий пережога твэла. Для снижения времени нахождения твэла в режиме КТ требовалось обеспечить быструю идентификацию КТ и быстрый выход из него. Для выполнения этих условий было предложено:

1) применять измерительную аппаратуру, которая вырабатывает управляющий сигнал

на сброс стержней АЗ по пороговому значе- Рис 2. Схема ОУ: 1 - твэл;

нию температуры топливного сердечника и 2 - теплоизолирующий зазор; 3 - ТЭП; 4 - крышка по пороговому значению производной от реакх0ра

температуры топливного сердечника по времени;

2) регистрировать КТ по резкому, непропорциональному увеличению температуры сердечника твэла относительно мощности.

В третьей главе приведены результаты реакторного эксперимента с КТ, который регистрировали по непропорциональному увеличению температуры твэла. Эксперимент прекращали сбросом стержней АЗ, после того как температура в твэле превыша-

ла заданную аварийную уставку.

На рис. 3 показан температурный режим твэла в момент КТ. Видно, что в определенный момент температура твэла увеличилась непропорционально мощно-

1200

и ЮОО

™ 800

£ 600 «О

400 1 200

1м/\ £

\ _______( л

к J А Б

100

200 300 Время, с

400 500

сти. Этот момент соответствует Рис. 3. Температурный режим твэла в

момент КТ

началу режима с КТ. На участке А наблюдаются интенсивные пульсации температуры топлива. Зарегистрированная амплитуда колебаний составляет примерно 15 °С (участок А), что превышает погрешность измерения температуры в исследуемом сечении твэла. Пульсации температуры твэла отражают нестабильный характер теплообмена, т.е. наблюдается неустой- «

чивое пленочное кипение теплоносителя (образование и срыв паровых

/

пленок). Участок Б соответствует пережогу твэла после того как мощность реактора увеличили на 3 %. Максимальная температура топливного сердечника твэла реактора СМ-2 в условиях конвективного теплообмена составила 500 °С (до начала участка А), а в переходном режиме с развитым поверхностным кипением вплоть до КТ - 520 °С (участок А).

Во время измерений контролировали момент перехода режима теплоотдачи от принудительной конвекции однофазного теплоносителя к началу поверхностного кипения. Для этого строили зависимость температуры твэла в контролируемом сечении от тепловой нагрузки (рис. 4). Из рисунка видно, что при тепловом потоке 9,2 МВт/м2 происходит изменение наклона в зависимости 1ц= что связано со сменой режима теплосъема- от конвективного к поверхностному кипению. Параметры теплоносителя на входе в рабочий участок, соответствующие моменту наступления КТ: давление (5,0±0,25) МПа, температура (82±2) °С, массовая скорость (9250±470) кг/(м2-с). Мощность твэла на участке А, определенная калори- ^

метрическим способом, составила (71,1±3,5)кВт, при этом максимальная qs (средняя по периметру твэла) 14,3 МВт/м2. Удельная активность теплоносителя составила 4,07-106 Бк/л, т.е. менее

200

. 9,2 МВт/м - начало поверхностного кипения

9

11 ,13 СЦ, МВт/м

15

Рис. 4. Зависимость температуры центра топлива от

допустимого значения для петлевой установки ВП-1 3,7-107 Бк/л. Была обеспечена радиационная безопасность эксперимента.

Основные, экспериментально установленные, особенности охлаждения твэла перед КТ:

A). От начала поверхностного кипения до момента КТ мощность твэла увеличилась в ~1,5 раза. Следовательно, имеется значительный запас, если за предел безопасной эксплуатации принять момент начала поверхностного кипения. После начала поверхностного кипения сохраняется прямо пропорциональная зависимость температуры от мощности твэла.

Б). В эксперименте твэл работал в режиме КТ ~ 6 минут и сохранил герметичность. Пережог твэла произошел при последующем увеличении мощности реактора на 3 %.

B). Перед пережогом имеется участок со значительными пульсациями температуры твэла, превосходящими обычные флуктуации в 3 раза. Следовательно, твэл можно не доводить до разрушения, если зафиксированы пульсации температуры центра топлива. Таким образом, можно на одном твэле без его разрушения исследовать несколько режимов или подтвердить один режим.

Г). Пережог приводит к резкому росту температуры и расплавлению твэла. В эксперименте это удалось избежать путем срабатывания АЗ реактора при достижении температуры твэла заданного значения.

Эксперимент с КТ по своим характеристикам, по своему сценарию близок к постулируемым АС со снижением расхода, реактивностным АС с ИИМ, т.е. когда от момента исходного события до момента срабатывания АЗ происходит примерно одно и то же время. В эксперименте зафиксировано начало КТ и динамика его развития с учетом действующей, штатной СУЗ. Поэтому полученные результаты по степени повреждения твэла

имеют практическую ценность и неоднократно использовались для моделирования радиационных последствий при анализе АС с KT и с ИИМ.

В работе подробно описана процедура оценки влияния перемешивания на изменение энтальпии теплоносителя и соответственно на критическую тепловую нагрузку, проведен теплогидравлический расчет TBC реактора СМ-2 с учетом межъячеечного перемешивания при расчете энтальпии потока по элементарным ячейкам. Проведены два варианта расчета: первый - с перемешиванием теплоносителя между ячейками и второй - без перемешивания. Из сравнения этих двух вариантов получено отличие энтальпии потока одиночного твэла в сечении KT от энтальпии потока в случае TBC. Показано, что отличие расчетных значений критической тепловой нагрузки по двум вариантам составляет 7 % Таким образом, влиянием межъячеечного перемешивания теплоносителя при расчете критической тепловой нагрузки можно пренебречь. Сделан вывод о том, что при наличии полного перемешивания теплоносителя между ячейками вокруг самого напряженного твэла в TBC значение qKp изменится на 20 %. Таким образом, для параметров теплоносителя и геометрических характеристик TBC, близких к условиям работы ИР СМ-2, значение qKp для одиночного твэла совпадает со значением qKp для TBC с погрешностью 20 %.

Результаты эксперимента были использованы при верификации расчетного кода RELAP5/MOD3 для условий ИР СМ-3. По критической мощности твэла расхождение составило 3 %, по точке перехода к поверхностному кипению - 17 %. В целом, результаты верификации положительные.

В четвертой главе представлены результаты послереак-торных исследований твэла после испытаний с KT. После реакторных испытаний с KT были проведены послереакторные ис- *>ис"

Внеш-

следования твэла. Цель - уточнить степень разрушения твэла, ний вид

твэла

определить координаты и протяженность зоны КТ. При осмотре внешнего вида обнаружена зона черного цвета длиной примерно 40 мм Срис. 5). Она располагалась на расстоянии ~ 225 мм от верха твэла. На макроструктур-ных снимках более детально видны следы разрушения: расплавление оболочки во впадинах твэла и части топливного сердечника. На трех впадинах наблюдались трещины оболочки, наплывы расплавленного металла, на одной - полное отсутствие оболочки (рис. 6). Форма поперечного сечения деформирована, противоположные лопасти смещены друг относительно друга. Отсутствовал чехол ТЭП, выполненный из нержавеющей стали. В топливном сердечнике наблюдались многочисленные поры. Установлено, что имел место КТ локального характера с выходом радионуклидов в теплоноситель не более 0,05 % от накопленного количества. Масштабных разрушений удалось избежать благодаря мерам, предусмотренных методикой. Автор видит практическую ценность полученных результатов в том, что зафиксированный факт выхода из КТ без масштабного разрушения твэла дает данные для расчетов режимов с КТ, т.е. возможность выхода из кризиса при расчетном анализ АС с КТ.

В пятой главе представлены методика и результаты импульсных испытаний твэлов реактора СМ-2.

Для анализа безопасной работы реактора помимо исследований по КТ необходима оценка состояния твэлов и ТВС при ИИМ, которое может произойти при несанкционированном введении положительной реактивности. В соответствии с НД по безопасности ИР для реактора СМ-2 с учетом его особенностей разработан перечень постулируемых АС на реакторе СМ-2 (табл. 2), связанных с несанкционированным вводом положительной реактивности, и выполнен их расчетный анализ. Наиболее жесткие уело-

Рис. 6. Макроструктура твэла

вия по скорости изменения мощности создаются при перемещении облучаемых образцов при работе реактора на номинальной нагрузке. В этом случае твэлы подвергаются термомеханическим напряжениям, при которых возможно нарушение сплошности топливной матрицы. Результатом воздействия может быть разгерметизация твэла. Поэтому, необходимо было исследовать поведение твэлов при ИИМ.

Таблица 2

Постулируемые реактивностные АС

Аварийная ситуация q's, МВт/(м2-с)

• падение TBC при загрузке в реактор сохраняется подкритичность

• извлечение КО 1

» извлечение ЦК О • перемещение облучаемых образцов 2 120

Установлено, что наиболее опасно непреднамеренное перемещение облучаемых образцов в экспериментальных каналах с вводом положительной реактивности при работе реактора на номинальной мощности (см. табл. 2). Введено ограничение по значению вводимой реактивности - не более 0,4 р^фф. Выполнен расчетный анализ влияния скорости введения реактивности (в указанных пределах) на изменение мощности реактора. В реалистичном варианте ограничивается время введения реактивности величиной не менее 0,3 с. В этом случае в течение 0,25 с скорость роста поверхностной плотности теплового потока (ч'5) твэлов СМ-2 может достигать значения до И МВт/(м2-с). Мощность твэлов увеличивается на величину до 30 %, полуширина импульса составляет 0,4. ..0,5 с. В случае мгновенного ввода указанной реактивности аналогичное приращение мощности реализуется за 0,03 с при существенно меньшей полуширине импульса. Скорость изменения теплового потока возрастет в 8 раз, т.е. до 120 МВт/(м2'С). В связи с отсутствием расчетных процедур, которые адек-

ватно позволили бы оценить результаты подобного воздействия на твэлы, была разработана методика испытаний твэлов реактора СМ-2 в условиях ИИМ. Особенностями методики являются движение твэла по высоте канала (в "нейтронном окне") и бескризисный режим охлаждения твэла.

ИИМ создавалось движением твэлов с помощью пневмопривода через рабочий участок с поглощающими экранами, расположенными на уровне активной зоны реактора СМ-2. Амплитуду и форму импульса обеспечивали конструктивными особенностями: расстоянием между экранами и толщиной водяных прослоек; полуширину импульса - скоростью перемещения твэла по высоте канала.

Твэл размещали в защитной трубке (0 8x0,5 мм), которая с зазором располагалась в разделителе потока теплоносителя. На разделителе потока, симметрично центральной плоскости активной зоны на расстоянии 200 мм друг от друга, устанавливали нейтронопоглощающие экраны из кадмия по 200 мм высотой каждый. На физической модели реактора СМ-2 проведены исследования нейтронно-физических условий испытаний твэлов с целью определения амплитуды, формы импульса, энерговыделения в твэле в области экранов и "нейтронном окне" и вносимого эффекта реактивности (рис. 7). Эффект реактивности при внесении твэла в "нейтронное окно" не превысил +0,03 Рэфф. Форму и амплитуду импульса определяли по относительной скорости деления урана-235 в фольгах, предварительно закрепленных на оболочке твэла. Мощность твэла вычисляли, исходя из сравнения измеренной активности продуктов деления в исследуемом твэле и твэ-лах активной зоны, известной мощности реактора и распределения qv по активной зоне.

Испытания проведены в канале № 5 бокового отражателя реактора СМ-2. При верхнем или нижнем положении твэла реактор выводили на номинальную или на требуемую мощность.

тах

nvmax -

/iv mm

L, мм

Рис. 7. Относительное распределение плотности потока нейтронов по высоте рабочего участка: А - амплитуда импульса; ЦПАЗ - центральная плоскость активной зоны; Ld,f - переходная зона; L - направление перемещения твэла

В течение всего эксперимента регистрировали активность теплоносителя петлевой установки. Твэл перемещали по высоте рабочего участка. Была проведена серия испытаний твэлов с целью отработки методики и исследования поведения твэлов при ИИМ в условиях, максимально приближенных к условиям при постулируемых АС. Испытано девять твэлов, из которых семь необлученных, а два - облученные из штатной выгоревшей TBC реактора СМ-2. Каждый из твэлов подвергался ста циклам ИИМ. Максимальная qs в этих испытаниях достигала 14,2 МВт/м2 (табл. 3).

Испытания в реакторе подтвердили способность твэлов сохранять свои эксплуатационные характеристики в режимах с ИИМ: твэлы герметичны после многократных "жестких" испытаний со скоростью изменения q's, превышающей реально возможную в АС.

Таблица 3

Основные параметры твэлов и характеристики режимов испытаний

Параметры Тип твэла

Необлуч. Облученные

Количество твэлов 7 1 1

Выгорание топлива, % ядер U 0 30 24

Максимальная qs, МВт/м 14,2 10,2 10,8

Амплитуда импульса, отн. ед. 35 35 35

Полуширина импульса, с 0,25-0,4 0,25-0,4 0,25-0,4

Длительность фронта импульса, с 0,04-0,06 0,04-0,06 0,04-0,06

Число импульсов 100 100 100

Время выдержки между импульсами, с 5-10 5-10 5-10

Мае. скор-ть теплоносителя, кг/(м2'с) 9500 9500 9500

Скорость изменения q's, МВт/(м2-с) 240 - 360 170-260 180-270

Эксперимент с НИМ по своим временным характеристикам, по своему сценарию близок к постулируемым реактивностным АС. Это позволяет использовать данные эксперимента для моделирования поведения твэлов при ИИМ при анализе постулируемых аварий. При длительности фронта импульса (см. табл. 3), сравнимой с постоянной времени тепловой инерции твэла (к,« 20+50 мс), переходный процесс при импульсных испытаниях носит квазистационарный характер, т.е. можно принять, что пропорциональна с учетом геометрического фактора. При меньшей длительности фронта в коэффициенте пропорциональности учитывается значение к,. В данном случае для скорости роста ИИМ используется q's для удобства сопоставления с qs при стационарных режимах.

При осмотре внешнего вида твэлов в защитной камере обнаружено, что внешняя поверхность оболочки всех твэлов имеет нормальный серебристый цвет с характерным металлическим блеском. Трещин, металлических наплывов на поверхности, деформирования оболочки не выявлено. Последующие исследования показали отсутствие формоизменения твэлов.

Таким образом, экспериментально подтверждена работоспособность твэлов после многократного ИИМ: сохранена герметичность, изменений размеров и формы твэлов не выявлено.

Отметим, что за время работы штатная ТВС реактора СМ-2 в среднем испытывает 8-10 выходов на мощность в регламентном режиме (я'5 = 0,01 МВт/(м2-с)), 1/2 сброса стержней АЗ (я'5 = 35 МВт/(м2'С». Таким образом, результаты импульсных испытаний (см. табл. 3) значительно перекрывают диапазон рабочих скоростей изменения , реализуемых за время эксплуатации ТВС в активной зоне реактора СМ-2, а также диапазон скоростей изменения я'5при постулируемых АС.

Заключение

1. Созданы методики испытаний твэлов ИР СМ-2 с КТ и в переходных режимах с импульсным изменением мощности для условий ИР СМ-2.

2. Впервые получены данные по предельной мощности твэла реактора СМ-2 в режиме КТ в условиях проведенного эксперимента (Чг= 14,3 МВт/м2 при рсо = 9250 кг/(м2-с) и г,х= 82 °С).

3. Впервые измерена температура топливного сердечника твэла реактора СМ-2 в условиях нормальной эксплуатации для условий проведенного эксперимента (1= 500 °С), в переходном режиме с развитым поверхностным кипением вплоть до КТ (1 = 520 °С) при рю = 9250 кг/(м2с) и 1ВХ=82 °С.

4. Проведены материаловедческие исследования твэла после испытаний с КТ. Определены характер и размеры зоны разрушений. Координаты КТ: 225 мм от верха твэла, т.е. примерно на 50 мм ниже центра активной части, что соответствует расчетному положению точки кризиса. Протяженность зоны кризиса теплоотдачи -40 мм.

5. Впервые показана высокая эксплуатационная надежность твэлов реактора СМ-2 в переходных режимах с ИИМ при различных выгораниях топлива: tnepix = 0,04с, qs = 14,2 МВт/м2, число циклов ИИМ - 100.

6. Результаты работы по предельной qs твэлов ИР СМ-2 и по испытаниям твэлов в переходных режимах /импульсные испытания) использованы в ООБ ИР СМ-3 для ОБ реактора, а также в предпроектных исследованиях по переводу этого реактора на топливо с повышенной массой 235U (6 г). Показана применимость кода RELAP5/MOD3 для ОБ ИР СМ-3 при анализе постулируемых АС.

7. Безопасная эксплуатация ИР СМ-2 обеспечивает исследование свойств конструкционных материалов и топливных композиций в условиях нейтронного потока, облучение образцов для радиационного материаловедения, наработку радиоизотопов для применения в медицине и технике, а также получение информации о радиационной стойкости материалов для объектов ядерной энергетики, что имеет существенное значение для экономики страны.

Основные результаты диссертации представлены в работах:

1. Бобров С.Н., Спиридонов Ю.Г., Грачев А.Ф. Определение критической тепловой нагрузки твэла СМ-2 во внутриреакторных условиях. IX школа-семинар молодых ученых и специалистов "Современные проблемы газодинамики и теплоэнергетики и пути повышения эффективности энергетических установок", Москва, 17-22 мая 1993г., Издательство МГТУ, Москва, С.48, 1993 г.

2. Бобров С.Н., Бунаков A.B., Семидоцкий И.И. Результаты расчета по коду RELAP5/MOD3 испытания одиночного твэла реактора СМ-2 в режиме кризиса теплоотдачи // Сб. рефератов: "Основные результаты работ, завершенных молодыми сотрудниками в 1994-199бгг". Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996 г. С.62-66.

3. Бобров С.Н., Головченко Ю.М., Гр-лов реактора СМ-2 в аварийных ситуа! раслевой конференции по реакторному 8-12 сентября 1997 г. Димитровград: ГН

*-6711

4. Бобров С.Н., Спиридонов Ю.Г., IV поведения твэлов реактора СМ в режии

трудов ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград JJJ1

5. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин Ь....., (J/Ii^VllWU IV .1 . II V/1X01 х

эксплуатации и работоспособность твэлов высокопоточного реактора СМ-2 // Сб. докл. Пятой Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 1997 г. Т. 1, ч.2. Топливо, твэлы, пэлы и поглощающие материалы. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998. С.29-37.

6. Бобров С.Н., Головченко Ю.М., Грачев А.Ф., Махин В.М. и др. Исследование твэлов реактора СМ-2 в аварийных ситуациях // Сб. докл. Пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 1997 г. Т.1, ч.2. Топливо, твэлы, пэлы и поглощающие материалы. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998. С. 10-19.

7. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин В.М., Спиридонов Ю.Г. Изучение поведения твэлов реактора СМ в режиме кризиса теплоотдачи // Тр. Межд. конф. Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР: "Теплофизика-98". Обнинск: ФЭИ, 1998. Т.1. С.411-417.

8. Бобров С.Н., Алексеев A.B., Махин В.М., Святкин М.Н. О характеристиках твэла исследовательского реактора СМ в режимах с кризисом теплообмена // Сборник трудов. Димитровград: ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", 2004. Вып.2. С.22-26.

9. Бобров С.Н., Малков А.П., Махин В.М. и др. Методика и результаты импульсных испытаний твэлов в реакторе СМ // Сборник трудов. Димитровград: ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", 2004. Вып.2. С.60-64.

Подписано в печать 30.10.2004. Формат 60x84 1/16. Бумага офсетная. _Печать офсетная. Уч.-изд. л. 1,0. Тираж 80 экз. Заказ 683._

Нижегородский государственный технический университет. Типография НГТУ. 603600, Нижний Новгород, ул. Минина, 24.