автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснования основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ

На правах рукописи УДК 621 039 5

□03053025

ВЛАДИМИР АНАТОЛЬЕВИЧ ГРЕМЯЧКИН

ОБОСНОВАНИЯ ОСНОВНЫХ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА СМ

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва, 2007 г.

003053025

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

Научный руководитель:

доктор технических наук, профессор В.А. Цыканов

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, генеральный директор ФГУП ВНИИТФА Кузелев Николай Ревокатович

Кандидат технических наук, заведующий кафедрой «Теплофизика» МИФИ Харитонов Владимир Степанович

Ведущая организация:

ФГУП «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники» (НИКИЭТ).

Защита диссертации состоится" 21 " марта 2007г. в 15_час._00_мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 при Московском инженерно-физическом институте (государственном университете), 115409, г.Москва, Каширское шоссе 31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского Инженерно-физического Института (государственного университета).

Отзыв на автореферат диссертации, заверенный гербовой печатью учреждения, просьба направлять по адресу: 115409, г.Москва, Каширское шоссе 31, Ученый Совет МИФИ.

Автореферат разослан " /У " 2007 г.

Ученый секретарь диссертационного совета:

Е.М.Кудрявцев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

Основные пути развития и задачи Энергетической стратегии России на период до 2020 г. были разработаны Правительством РФ в 2000 г. и уточнены в Постановлении от 22.05.2003 г. Для реализации этих задач были разработаны и разрабатываются Федеральные целевые Программы:

ФЦП "Национальная технологическая база" на 2000-2010 годы (Постановление Правительства РФ от 08.11.2001 г. № 779);

ФЦП "Развитие Атомного Энергомашиностроительного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года" (Постановление Правительства РФ от 06.10.2006 г. № 605);

ФЦП "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2006 г. и на период до 2015 года" (в настоящее время на рассмотрении в правительстве РФ)

Важной уникальной экспериментальной базой для проведения широкого круга научно-исследовательских работ по обоснованию и выбору научно-технических решений, обеспечивающих развитие ядерно-энергетического комплекса России, были и остаются исследовательские реакторы. В ближайшие 10-15 лет российские исследовательские реакторы способны обеспечить необходимые экспериментальные исследования для достижения планируемых темпов развития атомной энергетики. Этот вывод был сделан в результате работы специальной комиссии Минатома в 2002 году и получил свое подтверждение в решении международной конференция «Исследовательские реакторы в 21 веке» (2006 г.). В ряду востребованных реакторов на особом месте стоит реактор СМ, с высоким потоком нейтронов в центральной ловушке и большим количеством экспериментальных облучательных каналов, позволяющий решать одновременно несколько задач, моделирование условий работы материалов и топлива в потоках ионизирующего излучения высокой плотности; получение изотопов с высокой удельной активностью, наработку трансурановых элементов и целый ряд других, важных для развития атомной отрасли задач.

Практически с момента пуска реактора, наряду с основными программами исследований проводились работы, связанные с его модернизациями и реконструкциями, направленные как на улучшение технико-экономических характеристик, на расширение его экспериментальных возможностей, так и на повышение уровня безопасности при его эксплуатации. К концу 80-х годов прошлого века ряд элементов ректора: корпус, материалы активной зоны выработали свой ресурс и требовали замены. В тоже время изменились в сторону ужесточения требования нормативных документов по обеспечению уровня безопасности при эксплуатации исследовательских реакторов. Для удовлетворения возросшему уровню технико-экономических потребностей и

более строгим требованиям нормативных документов была запланирована и проведена реконструкция исследовательского реактора СМ (1991-1992 г.г.). Изменение конструктивных особенностей реактора привело к изменению его нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик. Для обеспечения безопасной эксплуатации модернизированного реактора, прогнозирования его поведения в аварийных ситуациях, обоснования достаточности различных систем и оборудования, предотвращающих аварии, необходимо было провести научные исследования по изучению теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора. Данная работа посвящена обоснованию по результатам выполненного комплекса экспериментально-расчетных исследований основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ, которые были реализованы в ходе его модернизации.

Принимая во внимание постоянно возрастающие требования к безопасности эксплуатации и эффективному использованию исследовательских реакторов, в частности реактора СМ, представленная работа является актуальной.

Цель работы

Определение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модернизированного реактора СМ для обоснования основных инженерно-технических решений, направленных на повышение эксплуатационных характеристик, работоспособности и обеспечения требуемого уровня безопасности при эксплуатации реконструированного реактора СМ.

Для достижения этой цели автор решил следующие задачи: разработал конструкцию экспериментального стенда для исследования теплогидравлических характеристик модифицированного реактора и выполнил комплекс экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик для обоснования безопасной работы реактора в номинальных режимах работы;

выполнил расчетно-экспериментальное обоснование антисифонных устройств;

провел комплексные экспериментальные исследования по определению теплогидравлических характеристик реактора при обрывах трубопроводов первого контура, в том числе, и в максимальном сечении;

по результатам экспериментальных исследований верифицировал расчетную модель реактора и провел расчетные исследования возможных аварийных ситуаций с течами теплоносителя;

определил нейтронно-физические, теплогидравлические и безопасностные характеристики реконструированного реактора во время проведения физического и энергетического пусков.

Научная новизиа работы

Автором впервые:

экспериментально получены тепло-гидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора СМ, компоненты и системы которого существенно изменились при реконструкции (расходы теплоносителя через элементы активной зоны, эффекты реактивности от перестановок элементов активной зоны, температурный и мощностной коэффициенты реактивности и

т.д.);

разработаны и созданы системы для измерения перепадов давления на входе-выходе теплоносителя из TBC, что позволило контролировать расход теплоносителя по каждой ячейке A3;

проведено расчетно-экспериментальное обоснование достаточности антисифонных устройств безопасности пассивного действия, выполненных в виде отверстий между напорной и сливной камерами реактора, для исключения осушения активной зоны при авариях с разрывами главных трубопроводов;

получены характеристики реактора при проведении эксперимента с моделированием разрыва главного трубопровода, обеспечившие разработку и верификацию математической модели по результатам этого эксперимента для анализа аварийных ситуаций.

Практическая ценность работы

в результате проведенных реконструкции и исследований в процессе физического и энергетического пусков реактора обоснована и обеспечена работоспособность и безопасность реконструированной реакторной установки (РУ), как в нормальных режимах эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;

полученные теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора (до и после реконструкции) показали, что обеспечивается надежное охлаждение твэлов и TBC активной зоны, при этом были определены условия и пределы нормальной и безопасной эксплуатации реактора, разработано оборудование и созданы системы для измерения перепада давления на входе-выходе теплоносителя из каждой TBC, что позволило определять расход и осуществлять периодический контроль характеристик всех гидравлических трактов;

создана система пассивного принципа действия, не допускающая осушения активной зоны при разрывах трубопроводов первого контура;

по результатам экспериментов разработана и верифицирована расчётная модель, позволяющая обосновать безопасность реактора при рассмотрении аварий и аварийных ситуаций, которые изложены в ООБ РУ и используются при обосновании безопасности РУ.

все полученные автором результаты и научно-технические решения внесены в проектную и эксплутационную документацию, паспорт реактора, отчет по

обоснованию безопасности реакторной установки и используются при эксплуатации РУ.

Основные положения, выносимые на защиту

1. результаты исследований теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора СМ, полученные в процессе проведения реконструкции реактора, его физического и энергетического пусков, а также при проведении комплексных экспериментально-расчетных исследований;

2. научно-техническое обоснование защитной системы пассивного действия, выполненной в виде антисифонных отверстий между приемной и напорной камерами теплоносителя реактора, позволяющей предотвратить эффект сифона и выдавливание теплоносителя из активной зоны при прорыве в корпус реактора газовой среды,

3. система для измерения перепадов давления по ячейкам активной зоны и контроля за расходами теплоносителя через элементы активной зоны

Апробация работы

Основные результаты работы представлялись и обсуждались: на международной конференции по управлению старением оборудования исследовательских реакторов (Вена, Австрия 1992 г.)

на семинаре «Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении» (Димитровград, 1994)

на II международной встрече по усовершенствованию реакторной безопасности АКБ-97 (Орландо, США, 1997 г)

на XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы. Наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001 г)

при получении «временного разрешения на эксплуатацию реакторной установки СМ» (Москва, 1997 г.);

при экспертизе и получении лицензий на эксплуатацию РУ СМ (Москва, Нижний Новгород, 1999, 2002 и 2006 г.).

Личный вклад автора

Все основные результаты диссертации получены автором лично и в творческом сотрудничестве со специалистами ФГУП ГНЦ РФ НИИАР.

Автор принимал участие в испытаниях как главный инженер и научный руководитель РУ

им лично разработана и внедрена пассивная система защиты реактора от эффекта сифона при различного типа течах в основном контуре, система для измерения перепадов давления и расходов теплоносителя по ячейкам АЗ,

автором лично разработаны программы проведения научных экспериментов на реакторе;

в качестве технического и научного руководителя автор провёл все эксперименты, физический и энергетический пуск реактора.

Публикации, структура и объем работы

По теме диссертации опубликовано 12 научных работ. Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, списка литературы. Работа изложена на 135 страницах машинописного текста, включая 39 рисунков и 26 таблиц, список литературы содержит 51 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность диссертационной работы, сформулированы цели, научная новизна и практическая значимость исследования.

В первой главе диссертации приведено описание реакторной установки СМ перед реконструкцией, основных изменений в конструкции реактора, которые были проведены в ходе модернизации и привели к изменению теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реактора.

К 1991 году реактор СМ после многих модернизаций и реконструкций представлял собой водяной корпусной высокопоточный многоцелевой исследовательский реактор на промежуточных нейтронах с нейтронной ловушкой - полостью в центре активной зоны, заполненной замедлителями нейтронов. Активная зона в сечении - квадрат 420x420 мм. Высота активной зоны 350 мм. Центральная замедляющая полость состоит из фигурных бериллиевых вкладышей и центрального канала, в котором размещены мишени с трансурановыми элементами (ТУЭ) и образцы. Рабочие органы аварийной защиты и центральный компенсирующий орган кольцевой формы расположены в центральной замедляющей полости. Компенсирующие органы размещены в угловых ячейках активной зоны, а рабочие органы автоматического регулирования мощности находятся в отражателе.

Быстрые нейтроны, покидая активную зону, замедляются до тепловых энергий в нейтронной ловушке и боковом бериллиевом отражателе, которым окружена активная зона. В качестве замедлителя нейтронов в ловушке реактора используют легкую воду и бериллий в различных сочетаниях. В ловушке достигается максимальная плотность потока тепловых нейтронов до 5-10|:> см'2с"' (в воде) при нормальной мощности реактора 100 МВт. В отражателе плотность потока тепловых нейтронов - 1,5-1015 см"2с"'.

Экспериментальные возможности реактора следующие: 25 вертикальных каналов в отражателе, пять горизонтальных каналов и центральный канал, входящий в состав низкотемпера1урной петли. Активная зона с боковым

отражателем из металлического бериллия высотой 500 мм размещена в стальном корпусе диаметром 1,5 и высотой 8,0 м.

Движение теплоносителя осуществлялось по следующей схеме: он подавался по подводящим (периферийным) патрубкам снизу в пространство между корпусом и опорной конструкцией, по зазорам поднимался вверх, омывая защитный экран и корпус. Поток, движущийся по внутренней стороне экрана, на уровне верхнего опорного кольца опорной конструкции разветвлялся и через специальные отверстия в экранах A3 поступал в зазоры между ними и внутрь решётки отражателя, откуда двигался вверх по зазорам блоков отражателя В объёме, расположенном выше отражателя, все потоки объединялись в один, и теплоноситель сверху вниз проходил через TBC, центральную опору, дроссельные шайбы в объём, 01раниченный днищем и опорной конструкцией, а затем по выходным патрубкам поступал в трубопроводы первого контура.

Во время последней реконструкции были сделаны следующие основные изменения, которые существенно повлияли на нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики РУ: новый корпус размещен в старом;

подвод и отвод теплоносителя первого контура осуществлен в верхней части корпуса;

ликвидированы горизонтальные каналы;

в центральную замедляющую полость установлен центральный бериллие-вый блок трансурановых мишеней;

прямым потоком теплоносителя охлаждаются несколько экспериментальных облучательных ячеек, и введено 6 дополнительных;

в конструкции разделителя потока предусмотрены антисифонные отверстия.

Изменения в конструкции привели к изменению схемы движения теплоносителя - он подаётся в верхнюю часть корпуса, где делится на два потока Один направляется на активную зону сверху - вниз, другой по кольцевому зазору между экраном и разделителем потока под нижнюю плиту отражателя, восходящим потоком охлаждая его. Затем оба потока объединяются и охлаждают активную зону, разворачиваются и по кольцевому зазору между экраном и корпусом реактора поднимаются вверх до выходного патрубка.

Основные характеристики нового реактора приведены в таблице 1

Таблица 1

Физико-технические характеристики ИР СМ-3

Параметр Название и/или значение

Тип реактора Водо-водяной под давлением, ловушечный на промежуточных нейтронах

Мощность, МВт 100

Замедлитель дистиллированная вода

Теплоноситель дистиллированная вода

Отражатель металлический бериллий

Топливо диоксид урана, обогащение 90%

Конфигурация активной зоны в плане квадратная с центральной ловушкой

Наружный размер активной зоны, мм 420x420

Шаг решетки TBC, мм 70x70

Количество ячеек для TBC 32 (включая 4 ячейки с топливными догрузками)

Количество ячеек, занятых 4

центральной ловушкой

Высота активной зоны, мм 350

Геометрический объем активной 61,7

зоны, л

Объем ловушки, л 6,8

Энерговыделяющий объем, л 48-54,9

Тепловыделяющий элемент крестообразный, типа СМ

Решетка размещения твэлов в TBC Треугольная, с шагом 5,23 мм

Количество твэлов в 188

полномасштабной TBC 184.03.00

Средняя плотность потока нейтронов 2Т019

с энергией >0,1 МэВ, с"' м"2

Средняя по энерговыделяющему объему удельная мощность, МВт/л 1,82-2,08

Количество органов СУЗ:

- автоматического регулирования 2

- компенсации реактивности 5

- аварийной защиты 4

Параметр Название и/или значение

Параметры теплоносителя:

- температура на входе в реактор, °С <60

- температура на выходе из

реактора, °С <95

- расход, мЗ/ч 2400

- давление на входе в реактор, МПа 4,9

В конце главы ставится задача необходимости исследования нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модифицированного реактора с целью обоснования его безопасности, надежности и эксплуатационных характеристик.

Вторая глава посвящена измерениям гидравлических характеристик всех энерговыделяющих трактов активной зоны, обоснованию размеров антисифонных отверстий и дроссельных втулок, описанию экспериментальных стендов и устройств, а также реализации гидропрофилирования по ячейкам активной зоны.

Изменения конструкции реактора привели к существенному изменению его гидравлических характеристик, изучение которых проводилось расчётными и экспериментальными способами в несколько этапов

поверочные расчёты всех гидравлических трактов реактора, определение его общей характеристики и сравнение с возможностями контура охлаждения по напору и расходу теплоносителя;

определение оптимальных размеров антисифонных отверстий,

определение гидравлических характеристик потоков теплоносителя, байпассирующих АЗ,

получение экспериментальных гидравлических характеристик всех

Ра<Аод Mcpci реакн'р, г час

Рис 1 Гидравлическая характеристика реактора для первоначального (Г) варианта и с расточенным опорным стаканом TBC с центральных ячейках (II) при существующей напорной характеристике контура охлаждения (III)

энерговыделяющих компонентов активной зоны.

Методика поверочных расчётов состояла в следующем: для каждого участка гидравлического тракта проводился детальный расчет потерь давления. Затем проводилось суммирование в соответствии со схемой последовательного или параллельного подключения участка. Полученная таким образом характеристика совмещалась с характеристикой располагаемого расхода в точке подключения первого контура к реактору. Поверочные расчеты показали, что достижимые расходы на 200 м3/час меньше закладываемых в проект, при этом в самых энергонапряженных ячейках запас до кризиса снижался с 1,43 до 1,3. Была реализована расточка опорных стаканов для TBC в 8 центральных ячейках, и в них же были установлены диффузоры. Это техническое решение позволило уменьшить сопротивление активной зоны и восстановить требуемый расход теплоносителя (см. рис. 1).

Из-за заглубленного расположения трубопроводов относительно корпуса при их разгерметизациях на нижних отметках проявлялся эффект сифона, в результате которого выкачивалась вода из реактора Было предложено организовать протечки между напорной и сливной камерами корпуса реактора для ликвидации эффекта сифона. Для реализации этих экспериментов был спроектирован и создан экспериментальный стенд, моделирующий реактор в масштабе 1:5. Результаты проведенных экспериментов показали, что эффект сифона не проявлялся при двух открытых отверстиях диаметром 4 мм. На основе полученных данных с учетом масштабирующего фактора был сделан вывод, что для реакторных условий необходимо 4 отверстия диаметром 16 мм.

Проектом реактора предусмотрено несколько мест с неконтролируемыми перетоками теплоносителя:

фланцевый разъем экран-корпус, разделяющий напорную и сливную камеры реактора;

проходки в верхней части экрана для размещения в них навесок с образцами материала корпуса и гильз термометрических датчиков;

место посадки центральной зоны на нижний фланец экрана.

Кроме вышеуказанных разъемных соединений, существует еще целый ряд мелких дренажных отверстий и антисифонные отверстия

При осуществлении проливки на реакторе все перечисленные выше отверстия были открыты, а активная зона «заглушена» специальными заглушками. Общая величина протечек составляла ~ 300 м3/час.

Проливка TBC, компенсирующих органов, центральной ловушки проводилась на стенде со специально сконструированными для этого ретортами (рис.2). С целью перекрытия возможного диапазона расходов теплоносителя через ячейки в ретортах использовались различные дроссельные шайбы. Экспериментальные результаты представлялись в виде квадратичной зависимости с обработкой результатов по методу наименьших квадратов.

Для обеспечения одинакового запаса до кризиса теплообмена на оболочках максимально напряженных твэлов топливных сборок применяется профилирование расходов по ячейкам активной зоны. Известна эмпирическая формула, полученная при испытаниях на стендах твэлов крестообразного сечения для расчета критического теплового потока.

Цкр — 0,078 d 0,956 г0,736 ■

(Wf 10'6)°'sos(l- 0,00189 iex),

(1)

где цкр - плотность критического теплового потока, МВт/м2,

й - описанный диаметр крестообразного твэла, мм;

/ - расстояние от входа в активную зону, м; и>„ - массовая скорость теплоносителя, кг/(м~-

ч);

1€Х - энтальпия теплоносителя на входе в реактор, ккал/кг.

Рис. 2. Проливочная реторта для TBC 1 - верхняя камера; 2-TBC; 3-стояк TBC;

4 - дросселирующая шайба;

5 - съемный диффузор;

6 - нижняя камера;

PI, Р2, РЗ - точки измерения давления

Подставляя значения параметров, запас до кризиса можно оценить по формуле

К

р

Чтвс

qKp _ 0,415-0°

К N

(2)

где qTBc - максимальная оценка возможной «за кампанию реактора» плотности теплового потока в кризисном сечении TBC, МВт/м2; Q - расход теплоносителя через TBC, м3/ч;

К, - коэффициент неравномерности распределения мощности по сечению TBC;

NTBC - мощность TBC, МВт.

Отсюда соотношение для расходов в различных ячейках с одинаковым запасом до кризиса будет описано формулой (3) или (4).

] 242

а*.

или

{К,КГ),

.ОВД

(3), (4)

|+1 у

где Kr= NmaJNcped - отношение максимально возможной мощности TBC в данной ячейке к средней мощности TBC активной зоны.

Используя приведенные выше формулы, задаваясь необходимым расходом для самой «напряженной» ячейки, рассчитывались расходы по другим ячейкам в зависимости от неравномерности энерговыделения. По гидравлической характеристике ячейки без дросселирования определялся перепад давления, и по формуле (5), полученной эмпирической обработкой всего массива данных, рассчитывались диаметры дроссельных шайб.

АРдряч=А+В-<22 = (Ao+AIDJ+(Bo-expiBrDlu/) Q2

(5)

где: О - расход теплоносителя через ячейку, м3/ч, 1)ш - диаметр дроссельного отверстия, мм;

А, В - эмпирические коэффициенты гидравлической характеристики дросселируемых ячеек (коэффициенты сглаживающих зависимостей равны: А0— -2,272; А,-=0,061; В0=0,1606; В,= -0,155). Результаты расчетов представлены в таблице 2.

Таблица 2

Величины диаметров дроссельных отверстий

Типовой номер ячейки 54 44 45 ¡Я !о о 55

Количество ячеек, шт 8 8 8 4 4

Коэффициент, неравномерности - по сечению A3, Кг - по сечению TBC, Kt 1,88 2,27 1,44 1,60 1,12 1,94 0,83 2,14 1,35 1,99

Относительный расход, отн ед 1,000 0,465 0,432 0,435* 0,563

Расчетный расход, м3/ч 112,4 52,2 48,6 48,9 63,2

Расчетный диаметр отверстия во втулке, мм (расчетный перепад давления 4,3 бар) Установлена втулка КГО 29,03 28,01 28,10 31,71

Запас до кризиса 1,41 1,41 1,41 1,41 1,41

* - расход теплоносителя через ячейку с компенсирующим органом определялся с учетом байпасных протечек между кожухом TBC и направляющей трубой КО.

В конструкции реактора предусмотрены системы замера давления на входе и выходе активной зоны и отбор проб теплоносителя для системы КГО из под каждой ячейки активной зоны. Используя эти системы и результаты, полученные при проливках различных элементов на стендах, можно реально измерять перепады давлений по каждому элементу и определять расходы теплоносителя через них. Эта процедура стала штатной при пуске реактора на мощность.

Третья глава посвящена изучению нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора при полномасштабных экспериментах, связанных с течами теплоносителя, величины которых сопоставимы с течами при максимальных проектных авариях.

На стадии проектных работ по реконструкции установки были выполнены расчетные исследования исходных событий, связанных с разгерметизацией первого контура и появлением течей различного масштаба. Расчетный анализ проводился с использованием комплекса программ, разработанных в НИКИЭТ Необходимо отметить, что расчетная методика базировалась на однокомпонентном состоянии теплоносителя и поэтому не учитывала влияния растворенных в нем газов на характер развития переходных процессов.

Кроме того, апробация этих программ выполнялась на единичных модельных экспериментах, не учитывающих реальные особенности реакторной системы. Поэтому в период пуско-наладочных работ на РУ были проведены испытания ее основного контура в переходных режимах при максимально возможном приближении сценариев, имитируемых ситуаций к реальным процессам. Для проведения этих экспериментов ограничивающими факторами были временные и стоимостные затраты. Тем не менее, была разработана и выполнена научно-обоснованная программа комплексных испытаний первого контура, обеспечивающая как проверку правильности функционирования проектных систем безопасности при авариях с течами теплоносителя, так и получение результатов в подтверждение математических моделей переходных процессов Программа комплексных испытаний включала следующие эксперименты:

испытание главных циркуляционных насосов при низких давлениях в первом контуре (вплоть до атмосферного);

проверка действия антисифонных отверстий на открытом реакторе;

снятие расходных характеристик сливных линий, смонтированных для проведения экспериментов;

моделирование течи на крышке реактора;

имитация разрыва всасывающего трубопровода.

В результате проведенных научных исследований были получены следующие результаты:

насос ГНЦ устойчиво работает при снижении давления вплоть до атмосферного, а также показывает проектные характеристики при его выключении и включении при сниженном давлении,

эксперимент на открытом реакторе показал отсутствие эффекта сифона и установление уровня чуть ниже выходного патрубка корпуса реактора;

эксперименты с течами показали достаточность технических мер по компенсации течей штатными системами и отводу вытекшего теплоносителя.

Полученные на полномасштабной модели данные позволили доработать и верифицировать математическую модель РУ для анализа режимов с большими течами Для построения модели установки использовался известный код RELAP5 MOD 3.2, позволяющий описывать процессы с теплоносителем в двухфазном состоянии. Этот код из всех известных наиболее подходит для параметров теплоносителя реактора СМ При проведении оценок и расчетов предполагалось, что образование газовой компоненты, к моменту рассмотрения уже закончилось, поэтому моделировалась двухкомпонентная среда. Настройка модели заключалась в подборе по результатам проведенных экспериментальных исследований двух коэффициентов, которые невозможно

Рис. 3. Результаты расчета динамики параметров реактора

точно оценить с помощью эмпирических зависимостей: коэффициента местного гидравлического сопротивления активной зоны и гидравлического сопротивления противосифонных отверстий. Первый из коэффициентов определялся по измеренным значениям перепада давления на активной зоне, а второй - исходя из совпадения расчетного уровня и установившегося уровня теплоносителя после испытаний.

Поправленная таким образом модель применялась для анализа безопасности реакторной установки в более чем 40 различных авариях и аварийных ситуациях. На рисунке 3 приведен пример результатов расчетов параметров процессов, происходящих при максимальной проектной аварии -мгновенный разрыв по полному сечению напорного циркуляционного трубопровода.

В четвертой главе представлены результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модернизированного реактора, полученные в ходе физического и энергетического пусков, описаны применяемые методики и их особенности .

Изучение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора было необходимо выполнить по следующим соображениям:

требования правил ядерной безопасности, которые предписывают получение экспериментальных данных по эффектам реактивности от перестановок TBC в активной зоне, характеристикам органов регулирования, распределения нейтронных потоков, влияния экспериментальных устройств на реактивность и т.д.;

эксплуатация реактора требует знания потоков в каналах и удельного энерговыделения от поглощения у-излучения в различных материалах для проведения экспериментов.

Для решения поставленных задач была разработана научная программа экспериментальных исследований в ходе физического пуска, которая предусматривала выполнение следующих работ:

определение эффективности исполнительных органов СУЗ; исследование эффектов реактивности, связанных с перегрузкой активной зоны, перестановкой конструктивных элементов, влияющих на реактивность, а также экспериментальных устройств;

исследование распределения энерговыделения в активной зоне реактора.

Эксперименты выполнялись как на реакторе, так и на физической модели реактора. Набор активной зоны производился по хорошо изученной картограмме из TBC, «выгоревших» в старой модификации реактора Перед загрузкой активной зоны определялось время срабатывания СУЗ. Загрузка выполнялась по известной процедуре набора критической массы с построением кривых 1/N

Эффективность рабочих органов СУЗ измерялась различными способами: методом сброса, методом ассимптотического периода и методом перекомпенсации. Эффекты реактивности от перестановки TBC и других элементов активной зоны изучались методом выхода в критическое состояние.

В результате экспериментальных исследований было получено, что эффект реактивности от замены центрального канала на бериллиевый блок положителен и равен 1,53 рэф, а изменения в конструкции отражателя приводят к отрицательному эффекту реактивности величиной 0,65 рзф.

В ходе энергетического пуска были проведены следующие экспериментальные исследования:

изучение мощностного и температурного коэффициентов реактивности; измерения и аттестация нейтронных полей облучательных каналов и полей радиационного энерговыделения.

Температурный коэффициент реактивности определялся как отношение приращения реактивности к приращению температуры при равномерном разогреве всех компонентов активной зоны. Реактор выводился на минимально контролируемый уровень мощности и далее разогревался отключением теплоносителя второго контура. Измерения показали, что эффективность органов СУЗ при разогреве не изменяется.

Результаты измерений приведены на рис. 4. Кривая описывается полиномом 2-ой степени, температурный коэффициент есть производная от этого полинома.

Кр (Т) = -2,68 ■ 10'4-Т-5,42 ■ 10' '

-П.Ш1

J -(>:<> j

о Ж

а

2 -0.41) £

-Ii о

.11 Sil

-1 ,м!

-1 :о

II oh Knut 2'Min "iimiii Kiii'i <umi fii i im ~o n(t Sl'fKi

Рис.4. Изменение реактивности при разогреве активной зоны

1 1 i ■ 1 -....... 1 i

Гх t

1 \ \ \ N ч Ч

1 1 1 S \ \

| \ \

1 1 1 Тс мл pf \ . 1 '

Мощностной коэффициент реактивности определялся на номинальном уровне мощности после достижения стационарного «отравления» реактора изотопом Хе-135, как отношение приращения реактивности к соответствующему приращению мощности. Мощность реактора с номинальной снижалась на 10% одним из стержней АР и далее производилась компенсация на новом уровне мощности. Мощностной коэффициент реактивности составил -0,04 рЭф Все основные результаты представлены в таблице 3, где в столбце «проектные значения» проставлены характеристики активной зоны из многолетнего опыта эксплуатации. Видно, что изменению подверглись эффективности СУЗов, коэффициенты неравномерности энерговыделения, коэффициенты мощностного и температурного эффектов реактивности. Остальные результаты также приведены в таблице 3.

Таблица 3

Сравнение параметров, достигнутых в процессе энергопуска, с проектными значениями

Наименование Наименование параметра Характеристика

системы Проектная Экспериментальная

Первый контур Тепловая мощность, МВт Общий расход теплоносителя, м3/час 100 2400 100 2400

Температура на входе в реактор, °С 50 50+55

Температура на входе из реактора, °С <95 88+94

Система КГО Расход по ячейке, л/час 120 120

Время доставки пробы, с 40+80 60

СУЗ Скорость взвода стержней A3, мм/с Время ввода стержней A3, с Скорость перемещения КО, мм/с 25 < 1 5 25 0,5±0,1 5+0,2

Активная зона (физические характеристики) Стационарное отравление Хе-135 и Sm-149,% Запас реактивности на выгорание Эффективность органов СУЗ, %■ - ЦКО - КО (одного) - АР (одного) - A3 (одного) 4,0 3,55 3 1,54 0,04 0,44 4,2 6 2,54-4,2 1,1-2,6 0,01-0,4 0,36-0,9

Коэффициенты неравномерности

энерговыделения: - по высоте 1,25 1,25

- по сечению TBC 2,92 2,1

- по сечению активной зоны 1,4 2,16

- объемный 5,1 5,6

Коэффициенты реактивности

- мощностной, Д к/к/% N ном

- температурный, %/град.

Темп потери реактивности с выгоранием, %/МВт сут.__

-2,8-10"5 (-3±1)-10~5

-5-10"3 -1,45-10"2

3 Ю-3 5,6-10"3

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, в ходе выполнения данной работы проанализированы опыт эксплуатации и состояние реактора СМ-2, созданы испытательные стенды и выполнен комплекс экспериментально-расчетных исследований по обоснованию безопасности, надежности и эксплуатационных характеристик реактора СМ, которые легли в основу самой масштабной реконструкции РУСМ.

1. Изучены нейтронно-физические характеристики и проведены' анализ безопасности РУ при нарушении нормальных условий эксплуатации, включая аварии, подтверждено соответствие характеристик A3 (и её элементов) правилам ЯБ; разработаны и осуществлены процессы ядерно-опасных работ; определены потоки нейтронов и энерговыделение в экспериментальных каналах, позволяющие конструировать и создавать ОУ; определены температурный и мощностной коэффициенты реактивности; температурный эффект реактивности; доказано, что эффективность органов СУЗ удовлетворяет требованиям безопасности. Полученные результаты нашли отражение в паспорте РУ, ООБ РУ, в проектной и эксплутационной документации РУ СМ-3.

2. Определены теплогидравлические характеристики, с помощью которых научно обоснована система (и сама идея) срыва эффекта сифона; обоснован и реализован оригинальный способ индивидуального измерения расхода теплоносителя через все ячейки активной зоны; определены возможные байпассные перетечки и оптимизированы расходы по ячейкам A3, получены данные по потокам теплоносителя, позволяющие установить характеристики для безопасной эксплуатации твэлов и TBC реактора, проверена достаточность ряда проектных решений для исключения аварийных ситуаций.

3. Впервые в практике создания и эксплуатации отечественных ядерных установок исследовательского назначения разработана и реализована в период пуско-наладочных работ программа комплексных испытаний первого контура РУ СМ-3 в режимах близких к полномасшшбным аварийным разгерметизациям в ходе выполнения которой.

3.1. получены экспериментальные результаты в подтверждение расчетных математических моделей переходных процессов, проведена проверка

правильности функционирования систем безопасности при авариях с течами теплоносителя.

3.2. полномасштабными натурными испытаниями подтверждена достаточность противосифонных мер по предотвращению опорожнения реактора и осушения активной зоны при разрывах входных трубопроводов. Четыре отверстия диаметром 16 мм в экране корпуса реактора обеспечивают надежный срыв эффекта сифона в открытом реакторе и ограничивают воздействие «газовой подушки», возникающей под крышкой реактора из-за газовыделения теплоносителя в переходных процессах с падением давления в контуре. Активная зона остается под заливом столба воды высотой не менее 4,5 м

3.3. настроена математическая модель РУ с применением кода RELAP5/MOD3 для анализа аварийных ситуаций. Она верифицирована по результатам комплексных натурных испытаний первого контура реактора СМ-3 в режиме аварийных разгерметизаций.

4. Особенностью проведённых автором исследований и испытаний является то, что они проведены на действующей РУ СМ, что позволяет использовать полученные результаты непосредственно в процессе её дальнейшей эксплуатации. Основные положения диссертации проверены и внедрены в практику эксплуатации РУ.

5. ООБ РУ СМ-3, подготовленный при непосредственном участии автора на основе полученных им результатов исследований, прошёл многократные экспертизы во всех ведущих предприятиях отрасли, что является подтверждением достоверности используемых автором моделей и полученных результатов.

Основное содержание диссертационной работы изложено в следующих

публикациях:

1. Калыгин В.В., Гремячкин В.А., Святкин М.Н. и др. Опыт эксплуатации комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР. // Сб докл. XII ежегодной международной научно-технической конференции Ядерного общества в России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2001, Том 1 с. 49-70.

2. В.А. Гремячкин, М Н Святкин. Десятилетие эксплуатации высокопоточного реактора СМ после реконструкции 1991-1992 гг.// Использование и эксплуатация исследовательских реакторов: тезисы докладов отраслевого совещания. Димитровград, 8-10 июня 2004, с. 89-90.

3. Семидоцкий И.И., Бунаков A.B., Святкин М.Н., Гремячкин В.А. Разработка математической модели исследовательского реактора СМ-2 для анализа

аварии типа LOCA. // ВАНТ. Серия «Ядерная техника и технология», 1995, вып. 1, с. 29-40.

4. Малков А П., Краснов Ю.А., Калыгин В.В., Гремячкин В.А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г, Вып. 4., с. 142-155.

5. Gremyachkin V.A., Klinov A.V, Malkov A.P., et al. SM reactor operating experience after reconstruction in 1991-1992. Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety (ARS'97). Orlando, Florida, USA, 1997, v. 2, p. 672-678.

6. Бендерская O.C., Гремячкин B.A., Маркин C.A., Николаев В.П. Расчеты аварийных ситуаций при образовании взрывоопасных смесей в локализирующих системах реактора СМ-3. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерная техника и технология, 1995 г., вып. 1, с 14-18.

7. Klinov A.V., Tzykanov V.A., Kuprienko V.A., Gremyachkin V.A. SM-2 reactor reconstruction and californium-252. Oak Ridge, Tennessee, USA, 1995, Californium-252 workshop p. 17].

8. Л.П. Захарова, Г.И. Гаджиев, В.А. Гремячкин, В.М. Махин. Внешние воздействия на исследовательские реакторы ГНЦ НИИАР. // Расчетно-экспериментальные методы отработки конструкций на стойкость к внешним воздействиям, в том числе и аварийным: сб. докладов VI объединенной конференции ВНИИЭФ и ВНИИТФ. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003, с. 60-65.

9. Авторское свидетельство №1101046. Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе / Ю.Н. Исаев, В.Ш. Сулаберидзе, JI.T. Федотов, В.А. Гремячкин// ВИИПИ, 1984.

10. Авторское свидетельство №1380413. Способ определения скорости коррозии металлов / С.В. Середкин, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1987.

11. Авторское свидетельство №1245071. Способ определения скорости коррозии металлов / С.В. Середкин, Б.В. Самсонов, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1986.

12. Авторское свиде1ельство №1429383. Способ очистки водного теплоносителя ядерного реактора / А.К. Фрей, В.А. Куприенко, В.А. Гремячкин, В.М. и др. //ВНИИПИ, 1988.

Подписано к печати 12.02.2007 г. Объем 1,0 п.л. Тираж 60 экз. Заказ № 75 Отпечатано в Федеральном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации — Научно - исследовательский институт атомных реакторов» 433510, г. Димитровград - 10, ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»

Введение.

Глава 1. Краткая характеристика исследовательского высокопоточного реактора СМ перед реконструкцией 1991-1992 гг. [6].

Глава 2. Исследования теплогидравлических характеристик реактора СМ в обеспечение нормальных условий эксплуатации.

2.1. Особенности конструкции нового реактора и методики исследований.

2.2. Разработка и создание оборудования, экспериментальных стендов для проведения исследований на новом реакторе.

2.3. Проведение экспериментов по определению теплогидравлических характеристик элементов реактора.

2.4. Оптимизация расхода теплоносителя по АЗ реактора.

Выводы к главе 2.

Глава 3. Технологические испытания первого контура РУ СМ-3, математическая модель для анализа различных аварийных ситуаций в обоснование его безопасной эксплуатации.

3.1. Основные характеристики переходных процессов с течами первого контура РУ СМ.

3.2. Результаты испытаний, полученные при имитации различных аварийных ситуаций.

3.3. Применение кода RJELAP и его настройка на исследовательском реакторе СМ для анализа аварий типа LOCA.

3.4. Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в

ООБРУСМ.

Выводы к главе 3.

Глава 4. Исследование нейтронно-физических характеристик реактора СМ-3 в процессе его физического и энергетического пусков.

4.1. Физический пуск.

4.2. Результаты энергетического пуска реактора СМ-3.

Выводы к главе 4.

Основные пути развития и задачи Энергетической стратегии России на период до 2020 г. были разработаны Правительством РФ в 2000 г. и уточнены в Постановлении от 22.05.2003 г. Для реализации этих задач были разработаны и разрабатываются Федеральные целевые Программы:

• ФЦП "Национальная технологическая база" на 2000-2010 годы (Постановление Правительства РФ от 08.11.2001 г. № 779);

• ФЦП "Развитие Атомного Энергомашиностроительного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года" (Постановление Правительства РФ от 06.10.2006 г. № 605);

• ФЦП "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2006 г. и на период до 2015 года" (в настоящее время на рассмотрении в правительстве РФ).

Важной уникальной экспериментальной базой для проведения широкого круга научно-исследовательских работ по обоснованию и выбору научно-технических решений, обеспечивающих развитие ядерно-энергетического комплекса России, были и остаются исследовательские реакторы. В ближайшие 10-15 лет российские исследовательские реакторы способны обеспечить необходимые экспериментальные исследования для достижения планируемых темпов развития атомной энергетики. Этот вывод был сделан в результате работы специальной комиссии Минатома в 2002 году и получил свое подтверждение в решении международной конференция «Исследовательские реакторы в 21 веке» (2006 г.). В ряду востребованных реакторов на особом месте стоит реактор СМ, с высоким потоком нейтронов в центральной ловушке и большим количеством экспериментальных облучательных каналов, позволяющий решать одновременно несколько задач: моделирование условий работы материалов и топлива в потоках ионизирующего излучения высокой плотности; получение изотопов с высокой удельной активностью; наработку трансурановых элементов и целый ряд других, важных для развития атомной отрасли задач.

Характеристики наиболее совершенных высокопоточных реакторов приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Некоторые сравнительные характеристики высокопоточных реакторов

Параметр СДОЯ НРПК} СМ ПИК БЯМ-Н

Мощность, МВт 57 100 100 100 20

Материал теплоносителя-замедлителя 020- 020 Н20- Н20 Н20- Н20 Н20- Н20 Н20- Н20

Скорость теплоносителя, м/с 15,5 15,5 12,0 13,8 17

Высота-диаметр активной зоны, см 80-39 51-43,5 35-47 50-40 70-24,3

Средняя объемная удельная мощность, МВт/л 1,1 1,9 2,08 2,0 1,0

Материал отражателя 020 Ве Ве 020 020

Плотность потока тепловых нейтронов в ловушке-отражателе, 1015 см"2-с'1 1,5* 5,0-1,3 5,0-1,5 5,0-1,3 0,8*

Плотность потока нейтронов в отражателе

Из приведенных в таблице характеристик видно, что реактор СМ обладает одними из лучших показателей среди действующих высокопоточных реакторов.

Для реализации указанных выше задач ещё в 60-е годы необходимо было обеспечить высокие потоки как тепловых, так и быстрых нейтронов, что могло быть достигнуто путем создания в активной зоне достаточно жесткого нейтронного спектра и ловушки, в которой происходило бы замедление быстрых нейтронов, и создавались рекордные потоки тепловых нейтронов. Таким реактором с особым образом сформированной центральной полостью (ловушкой) и был СМ, вступивший в строй в 1961 г. [3,4,5]. Реактор предназначался для:

• получения ТУЭ и изучения их физических свойств, а также других радионуклидов с высокими удельными активностями;

• испытаний топливных композиций, экспериментальных твэлов и конструкционных материалов;

• проведения ядерно-физических экспериментов на выведенных нейтронных пучках.

Для получения высокой плотности потока тепловых нейтронов (до

15 2 1

3,3-10 см* с"), потребовалось обеспечить в реакторе среднюю объёмную тепловую нагрузку 1,6 МВт/л, максимальную - 4,5 МВт/л, а максимальную плотность теплового потока с поверхности твэла - 7,0 МВт/м . Необходимость эксплуатации твэлов при высоком энерговыделении и плотности теплового потока потребовала интенсифицикации процессов охлаждения с высокими скоростями движения теплоносителя. Это привело к необходимости подробных исследований условий возникновения кризиса теплопередачи в TBC реактора с твэлами, имеющими крестообразную конфигурацию сечения. Изучение теплогидравлических характеристик реактора всегда имело и имеет самостоятельное значение.

Практически с момента пуска реактора, наряду с основными программами исследований проводились работы, связанные с его модернизациями и реконструкциями, направленные как на улучшение технико-экономических характеристик, на расширение его экспериментальных возможностей, так и на повышение уровня безопасности при его эксплуатации.

Физический пуск реактора был проведен в 1961 г., а в 1962 г. была получена проектная плотность тепловых нейтронов и достигнуты проектные тепловые нагрузки при проектной мощности реактора 50 МВт. Физическая концепция реактора определила его особенности: высокое удельное энерговыделение (в среднем 2-109 Вт/м3) и неравномерное его распределение объемный коэффициент неравномерности достигает 6); значительную потерю 1 реактивности на отравление Хе (более 4% АК,ф/КЭф); высокий темп потери реактивности на выгорание топлива, что требует эффективных органов СУЗ,

2 3 количество мест для которых в небольшой (объем около 5-10" м ) активной зоне ограничено.

Активная зона реактора СМ-2 была собрана из TBC квадратного сечения с размерами 69,5x69,5 мм. TBC цилиндрическими хвостовиками устанавливались в отверстия опорной решетки, шаг между которыми 70 мм. Всего было предусмотрено 36 отверстий в пределах квадрата со стороной 420 мм. В четыре центральные ячейки TBC не устанавливались, что позволило образовать в центре A3 полость квадратного сечения со стороной 140 мм. Четыре угловых ячейки были заняты поглотителями аварийной защиты.

A3 была окружена отражателем, заключена снаружи в обечайку из стали аустенитного класса, и установлена на специальных подставках внутри корпуса высокого давления. Между обечайкой и стенкой TBC были установлены тепловые экраны, снижающие уровень энерговыделения в корпусе реактора. В отражателе реактора предусматривались вертикальные и горизонтальные отверстия для размещения экспериментальных устройств. Один вертикальный канал размещался в центральной полости АЗ. Горизонтальный разрез центральной части реактора СМ-2 представлен на рис. 1.1.

1 - корпус реактора:

2 - корпус активной зоны;

3 ячейка вертикальною канала:

4 бери л.шевыс блоки:

5 горизонтальные каналы:

6 - попки июль комнспснр) мшсго орган

7 копнитель аварийной защиты:

8 - поглотитель автоматического ретонп

9 гепловыде.шощая сбори активной зоны;

10 берпллиевые вкладыши

Рис. 1.1. Горизонтальный разрез реактора СМ-2 после энергопуска 1962 г.

Теплоноситель (дистиллированная вода) с давлением 5 МПа поступал в корпус реактора по четырем трубопроводам, врезанным в его днище, поднимался вверх, проходя в зазорах между тепловым экраном, корпусом реактора и обечайкой отражателя, а также по зазорам между блоками отражателя, охлаждая все эти конструкционные элементы и наружные стенки ЭУ (ОУ), размещённые в отверстиях отражателя. Затем теплоноситель сверху вниз через TBC выходил из реактора по четырем выходным трубопроводам, врезанным в днище реактора.

В реакторе были предусмотрены частичные перегрузки топлива без полного расхолаживания твэлов.

По проекту TBC состояли из пластинчатых твэлов с высотой активной части 250 мм. Однако, уже при физическом пуске реактора было обнаружено, что запаса реактивности недостаточно для обеспечения необходимой продолжительности его работы и требуемой глубины выгорания. Кроме того, эффективность органов управления реактором оказалась низкой.

Указанные недостатки были ликвидированы в 1965 году с помощью увеличения высоты АЗ до 350 мм, для чего были разработаны новые стержневые твэлы с сечением крестообразного профиля, а угловые компенсирующие стержни, ранее выполнявшие роль компенсаторов и аварийной защиты, были переделаны в компенсаторы. Четыре компенсирующих стержня, расположенных в отражателе реактора, были демонтированы, а оставшиеся от них отверстия использовались для размещения дополнительных экспериментальных каналов.

В зазоре между сепаратором центрального канала и его стенкой был размещён дополнительный компенсирующий орган, извлекаемый за пределы АЗ после 10-12 час работы, когда отравление ксеноном-135 достигает 2,5-3,0%. Четыре стержня аварийной защиты были расположены в массиве бериллиевых вкладышей, установленных вокруг ЦК. Были сделаны и другие, менее значительные изменения. В результате реконструкции:

• продолжительность работы между перегрузками возросла с 2 до 15 сут.;

• за счет увеличения эффективности СУЗ было обеспечено более глубокое выгорание топлива и освобождено 5 ячеек АЗ для установки ЭУ;

• обеспечена плотность потока тепловых нейтронов в ловушке 3,3x1015 см"2с"\

Опыт эксплуатации реактора до проведения и с проведенными усовершенствованиями показал, что незаменяемый отражатель, изготовленный из оксида бериллия, под действием реакторных излучений «распухает» (увеличиваются геометрические размеры), теряет механическую прочность, трескается, разрушается, частично превращается в порошок, что мешает нормальной эксплуатации реактора. Поэтому в 1965 г. была проведена реконструкция реактора со следующими изменениями:

• материал отражателя оксид бериллия был заменен на металлический бериллий;

• предусмотрена возможность периодической замены бериллиевых блоков, прилегающих к АЗ.

• введен поканальный отбор проб теплоносителя для КГО твэлов всех TBC, работающих в A3.

В целях повышения надежности и безопасности эксплуатации РУ были проведены усовершенствования различных систем реактора, которые не являются предметом рассмотрения работы, также как и реконструкция систем охлаждения в 1975 г., когда мощность реактора была доведена до 75 МВт.

После проведения экспериментов при максимальных тепловых нагрузках на отдельных твэлах до 12000 кВт/м , с 3 кв. 1974 г. реактор эксплуатировался на новой штатной мощности 100 МВт с плотностью потока тепловых нейтронов в центральном канале »5x1015 cm'V до 1977 г.

Реконструкция 1977-78 гг. была приурочена ко времени исчерпания ресурса отражателя по флюенсу нейтронов. В A3 были произведены следующие изменения:

• для увеличения эффективности исполнительных органов СУЗ в качестве поглощающего материала применен оксид европия вместо металлического кадмия;

• увеличена топливная догрузка КО за счет использования в качестве хвостовиков штатных TBC;

• центральная часть опорной решетки A3 выполнена съемной для обеспечения возможности перехода от канального к бескорпусному варианту нейтронной ловушки и наоборот;

• в опорной решетке предусмотрена установка съемных дроссельных вставок для профилирования расхода теплоносителя по ячейкам;

• увеличен расход теплоносителя через реактор до 2400м3/час.

Был проведен также комплекс работ в целях повышения надежности и безопасности эксплуатации РУ в соответствии с требованиями ПБЯ 03-75. Однако с появлением новых НД все большее опасение в 1985-90 г.г. стали вызывать такие недостатки, как: необеспеченность контроля состояния металла корпуса, нижний подвод и отвод теплоносителя, наличие в нижней части корпуса патрубков горизонтальных и наклонных каналов. Кроме того, высокие радиационные нагрузки на элементы реактора, не подвергавшиеся модернизации или замене (корпус, горизонтальные каналы), привели к исчерпанию их прогнозируемых ресурсов по флюенсу быстрых нейтронов. Так в 1983 г. было зафиксировано нарушение целостности ЦЗ, связанное с отрывом кронштейнов крепления импульсных трубок системы КГО, что привело к отгибу (изгибу) патрубков забора проб теплоносителя. В 1984-87 гг. были «заглушены» горизонтальные каналы реактора. В 1985 г. в результате выхода из строя крепежных деталей ЦЗ реактора произошел отрыв плиты с дроссельными шайбами от нижней плиты центральной опоры, что было ликвидировано только в 1986 г. с помощью специальных домкратов.

Все это свидетельствовало о близости значений механических нагрузок в элементах ЦЗ к предельным величинам. Поэтому с 1987 г. мощность реактора была ограничена величиной 85 МВт. В тоже время изменились в сторону ужесточения требования нормативных документов по обеспечению уровня безопасности при эксплуатации исследовательских реакторов с учетом внешних воздействий [51]. Для удовлетворения возросшему уровню технико-экономических потребностей и более строгим требованиям нормативных документов была запланирована и проведена реконструкция исследовательского реактора СМ (1991-1992 г.г.), в процессе которой необходимо было решить целый ряд задач [50]:

• заменить корпус реактора;

• изменить схему подвода и отвода теплоносителя из корпуса реактора без существенных изменений контура охлаждения;

• ликвидировать отверстия под горизонтальные каналы в корпусе реактора на уровне A3;

• заменить отражатель нейтронов;

• увеличить число экспериментальных вертикальных каналов за счет ликвидации горизонтальных;

• изменить конструкцию места отбора теплоносителя из под TBC и трассировку трубок системэ КГО;

• создать систему контроля за величиной расхода теплоносителя через ячейки A3;

• внести другие изменения в контурах и системах, влияющих на состояние реактора, но не влияющих на его теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики.

Изменение конструктивных особенностей реактора привело к изменению его нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик. Для обеспечения безопасной эксплуатации модернизированного реактора, прогнозирования его поведения в аварийных ситуациях, обоснования достаточности различных систем и оборудования, предотвращающих аварии, необходимо было провести научные исследования по изучению теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора. Данная работа посвящена обоснованию по результатам выполненного комплекса экспериментально-расчетных исследований основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ, которые были реализованы в ходе его модернизации.

Цель работы:

Определение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модернизированного реактора СМ для обоснования основных инженерно-технических решений, направленных на повышение эксплуатационных характеристик, работоспособности и обеспечения требуемого уровня безопасности при эксплуатации реконструированного реактора СМ.

Для достижения этой цели автор решил следующие задачи:

• разработал конструкцию экспериментального стенда для исследования теплогидравлических характеристик модифицированного реактора и выполнил комплекс экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик для обоснования безопасной работы реактора в номинальных режимах работы;

• выполнил расчетно-экспериментальное обоснование антисифонных устройств;

• провел комплексные экспериментальные исследования по определению теплогидравлических характеристик реактора при обрывах трубопроводов первого контура, в том числе, и в максимальном сечении;

• по результатам экспериментальных исследований верифицировал расчетную модель реактора и провел расчетные исследования возможных аварийных ситуаций с течами теплоносителя;

• определил нейтронно-физические, теплогидравлические и безопасностные характеристики реконструированного реактора во время проведения физического и энергетического пусков.

Научная новизна работы:

Автором впервые:

• экспериментально получены тепло-гидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора СМ, компоненты и системы которого существенно изменились при реконструкции (расходы теплоносителя через элементы активной зоны, эффекты реактивности от перестановок элементов активной зоны, температурный и мощностной коэффициенты реактивности и т.д.);

• разработаны и созданы системы для измерения перепадов давления на входе-выходе теплоносителя из TBC, что позволило контролировать расход теплоносителя по каждой ячейке A3;

• проведено расчетно-экспериментальное обоснование достаточности антисифонных устройств безопасности пассивного действия, выполненных в виде отверстий между напорной и сливной камерами реактора, для исключения осушения активной зоны при авариях с разрывами главных трубопроводов;

• получены характеристики реактора при проведении эксперимента с моделированием разрыва главного трубопровода, обеспечившие разработку и верификацию математической модели по результатам этого эксперимента для анализа аварийных ситуаций.

Практическая ценность работы:

• в результате проведенных реконструкции и исследований в процессе физического и энергетического пусков реактора обоснована и обеспечена работоспособность и безопасность реконструированной реакторной установки (РУ), как в нормальных режимах эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;

• полученные теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора (до и после реконструкции) показали, что обеспечивается надежное охлаждение твэлов и TBC активной зоны, при этом были определены условия и пределы нормальной и безопасной эксплуатации реактора, разработано оборудование и созданы системы для измерения перепада давления на входе-выходе теплоносителя из каждой TBC, что позволило определять расход и осуществлять периодический контроль характеристик всех гидравлических трактов;

• создана система пассивного принципа действия, не допускающая осушения активной зоны при разрывах трубопроводов первого контура;

• по результатам экспериментов разработана и верифицирована расчётная модель, позволяющая обосновать безопасность реактора при рассмотрении аварий и аварийных ситуаций, которые изложены в ООБ РУ и используются при обосновании безопасности РУ.

• все полученные автором результаты и научно-технические решения внесены в проектную и эксплутационную документацию, паспорт реактора, отчет по обоснованию безопасности реакторной установки и используются при эксплуатации РУ.

Основные положения, выносимые на защиту:

• результаты исследований теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора СМ, полученные в процессе проведения реконструкции реактора, его физического и энергетического пусков, а также при проведении комплексных экспериментально-расчетных исследований;

• научно-техническое обоснование защитной системы пассивного действия, выполненной в виде антисифонных отверстий между приемной и напорной камерами теплоносителя реактора, позволяющей предотвратить эффект сифона и выдавливание теплоносителя из активной зоны при прорыве в корпус реактора газовой среды;

• система для измерения перепадов давления по ячейкам активной зоны и контроля за расходами теплоносителя через элементы активной зоны.

Апробация работы

Основные результаты работы представлялись и обсуждались:

• на международной конференции по управлению старением оборудования исследовательских реакторов (Вена, Австрия 1992 г.)

• на семинаре «Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении» (Димитровград, 1994)

• на II международной встрече по усовершенствованию реакторной безопасности АЯ8-97 (Орландо, США, 1997 г.)

• на XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы. Наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001 г.)

• при получении «временного разрешения на эксплуатацию реакторной установки СМ» (Москва, 1997 г.);

• при экспертизе и получении лицензий на эксплуатацию РУ СМ (Москва, Нижний Новгород, 1999,2002 и 2006 г.).

Публикации

По результатам исследований выпущено 45 работ, из них 12 опубликованы.

1. Калыгин В.В., Гремячкин В.А., Святкин М.Н. и др. Опыт эксплуатации комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР. // Сб. докл. XII ежегодной международной научно-технической конференции Ядерного общества в России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2001, Том 1 с. 49-70.

2. В.А. Гремячкин, М.Н. Святкин. Десятилетие эксплуатации высокопоточного реактора СМ после реконструкции 1991-1992 гг.// Использование и эксплуатация исследовательских реакторов: тезисы докладов отраслевого совещания. Димитровград, 8-10 июня 2004, с. 89-90.

3. Семидоцкий И.И., Бунаков A.B., Святкин М.Н., Гремячкин В.А. Разработка математической модели исследовательского реактора СМ-2 для анализа аварии типа LOCA. // ВАНТ. Серия «Ядерная техника и технология», 1995, вып. 1, с. 29-40.

4. Малков А.П., Краснов Ю.А., Калыгин В.В., Гремячкин В.А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г, Вып. 4., с. 142-155.

5. Gremyachkin V.A., Klinov A.V, Malkov A.P., et al. SM reactor operating experience after reconstruction in 1991-1992. Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety (ARS'97). Orlando, Florida, USA, 1997, v. 2, p. 672-678.

6. Бендерская O.C., Гремячкин B.A., Маркин C.A., Николаев В.П. Расчеты аварийных ситуаций при образовании взрывоопасных смесей в локализирующих системах реактора СМ-3. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерная техника и технология, 1995 г., вып. 1, с. 14-18.

7. Klinov A.V., Tzykanov V.A., Kuprienko V.A., Gremyachkin V.A. SM-2 reactor reconstruction and californium-252. Oak Ridge, Tennessee, USA, 1995, Californium-252 workshop p. 17].

8. Л.П. Захарова, Г.И. Гаджиев, В.А. Гремячкин, В.М. Махин. Внешние воздействия на исследовательские реакторы ГНЦ НИИАР. // Расчетно-экспериментальные методы отработки конструкций на стойкость к внешним воздействиям, в том числе и аварийным: сб. докладов VI объединенной конференции ВНИИЭФ и ВНИИТФ. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003, с. 60-65.

9. Авторское свидетельство №1101046. Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе / Ю.Н. Исаев, В.Ш. Сулаберидзе, JI.T. Федотов, В.А. Гремячкин// ВИИПИ, 1984.

10. Авторское свидетельство №1380413. Способ определения скорости коррозии металлов / C.B. Середкин, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1987.

11. Авторское свидетельство №1245071. Способ определения скорости коррозии металлов / C.B. Середкин, Б.В. Самсонов, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1986.

12. Авторское свидетельство №1429383. Способ очистки водного теплоносителя ядерного реактора / А.К. Фрей, В.А. Куприенко, В.А. Гремячкин, В.М. и др. // ВНИИПИ, 1988.

Личный вклад автора

Все основные результаты диссертации получены автором лично и в творческом сотрудничестве со специалистами ФГУП ГНЦ РФ НИИАР. Автор принимал участие в испытаниях как главный инженер и научный руководитель РУ:

• им лично разработана и внедрена пассивная система защиты реактора от эффекта сифона при различного типа течах в основном контуре, система для измерения перепадов давления и расходов теплоносителя по ячейкам A3;

• автором лично разработаны программы проведения экспериментов на реакторе;

• в качестве технического и научного руководителя автор провёл все эксперименты, физический и энергетический пуск реактора.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, приложения и содержит: 135 страниц текста, в том числе 39 рисунков, 26 таблиц и список литературы из 51 наименований.

Выводы к главе 4

1. Осуществлены физический и энергетический пуски реактора СМ-3, в ходе которых выполнены эксперименты, предусмотренные программами.

2. Основные характеристики активной зоны, полученные в процессе физпуска, следующие:

• Количество TBC в активной зоне, шт. 32

• Среднее выгорание топлива, % 17

• Количество рабочих органов A3, шт. 4

• Количество компенсирующих органов, шт. 5

• Суммарная эффективность органов A3, рэф.

- при погруженном ЦКО 2

- при извлеченном ЦКО 4,8

• Эффективность ЦКО, рэф 3,9

• Максимальная эффективность КО, рэф 3,2

• Максимальная скорость ввода положительной реактивности исполнительными органами СУЗ, рэф/с 0,06

• Максимальная эффективность шага ввода положительной реактивности исполнительными органами СУЗ, рэф 0,3

• Максимальное изменение подкритичности при загрузке в активную зону "свежей" TBC, рэф 1,5

• Запас реактивности, рэф 9,1

• Подкритичность, рэф 3,5

• Максимальные коэффициенты неравномерности энерговыделения, отн. ед.:

- по высоте активной зоны 1,25

- по сечению активной зоны 2,16 по сечению TBC 2,06

- по объему активной зоны 5,56

3. Получены нейтронно-физические характеристики для анализа безопасности реакторной установки при нарушениях нормальных условий эксплуатации, включая аварии.

4. Получены экспериментальные данные по потокам нейтронов и энерговыделению в каналах, позволяющие конструировать и создавать ОУ для проведения экспериментов.

5. Полученные данные подтвердили соответствие характеристик активной зоны и ее элементов правилам ядерной безопасности, позволили разработать и осуществить технологию производства ядерно-опасных работ, включая загрузку-выгрузку TBC в активной зоне.

6. На уровне мощности 100 МВт реактор достиг стационарного состояния «отравления» за 38 часов. При этом оборудование 1-го контура, систем безопасности, а также локализующих и вспомогательных систем отработало без отказов.

7. Физические характеристики A3 при увеличении температуры от 16 до 70°С (температура стабилизации) составили:

• температурный эффект реактивности -0,65 ß3{|,; о

• температурный коэффициент реактивности -1,93.10 %/°С (Т=16-70°С);

• мощностной коэффициент реактивности - (0,004 ± 0,001) рэф /МВт.

Заключение

Подробные выводы (22 пункта) сделаны в каждой из глав по тексту диссертационной работы, поэтому нет необходимости повторно приводить их здесь. Тем не менее, следует отметить, что цели и задачи, сформулированные автором в начале работы, выполнены полностью. Являясь в течение ряда лет главным инженером и научным руководителем реактора СМ, автор принимал непосредственное участие в разработке экспериментальных программ, проведении работ, в обработке полученных результатов и их изложении.

Проанализированы опыт эксплуатации и состояние реактора СМ-2, сделаны подготовительные (оценочные) расчёты, созданы испытательные стенды (и оборудование), проведены предварительные эксперименты, на основании чего в 1991-1992 годах осуществлена самая масштабная реконструкция РУ СМ, произведён его запуск и успешно начата плановая эксплуатация. Ниже перечислены основные результаты, полученные автором до и после реконструкции реактора, а также в процессе его физического и энергетического пусков.

1. Изучены нейтронно-физические характеристики и проведены: анализ безопасности РУ при нарушении нормальных условий эксплуатации, включая аварии; подтверждено соответствие характеристик АЗ (и её элементов) правилам ЯБ; разработаны и осуществлены процессы ядерно-опасных работ; определены потоки нейтронов и энерговыделение в экспериментальных каналах, позволяющие конструировать и создавать ОУ; определены температурный и мощностной коэффициенты реактивности; температурный эффект реактивности; доказано, что эффективность органов СУЗ удовлетворяет требованиям безопасности. Полученные результаты нашли отражение в паспорте РУ, ООБ РУ, в проектной и эксплутационной документации РУ СМ-3.

2. Определены теплогидравлические характеристики, с помощью которых научно обоснована система (и сама идея) срыва эффекта сифона; обоснован и реализован оригинальный способ индивидуального измерения расхода теплоносителя через все ячейки активной зоны; определены возможные байпассные перетечки и оптимизированы расходы по ячейкам A3; получены данные по потокам теплоносителя, позволяющие установить характеристики для безопасной эксплуатации твэлов и TBC реактора; проверена достаточность ряда проектных решений для исключения аварийных ситуаций.

Впервые в практике создания и эксплуатации отечественных ядерных установок исследовательского назначения разработана и реализована в период пуско-наладочных работ программа комплексных испытаний первого контура РУ СМ-3 в режимах близких к полномасштабным аварийным разгерметизациям в ходе выполнения которой:

3.1. получены экспериментальные результаты в подтверждение расчетных математических моделей переходных процессов, проведена проверка правильности функционирования систем безопасности при авариях с течами теплоносителя.

3.2. полномасштабными натурными испытаниями подтверждена достаточность противосифонных мер по предотвращению опорожнения реактора и осушения активной зоны при разрывах входных трубопроводов. Четыре отверстия диаметром 16 мм в экране корпуса реактора обеспечивают надежный срыв эффекта сифона в открытом реакторе и ограничивают воздействие «газовой подушки», возникающей под крышкой реактора из-за газовыделения теплоносителя в переходных процессах с падением давления в контуре. Активная зона остается под заливом столба воды высотой не менее 4,5 м.

3.3. настроена математическая модель РУ с применением кода RELAP5/MOD3 для анализа аварийных ситуаций. Она верифицирована по результатам комплексных натурных испытаний первого контура реактора СМ-3 в режиме аварийных разгерметизаций.

Особенностью проведённых автором исследований и испытаний является то, что они проведены на действующей РУ СМ, что позволяет использовать полученные результаты непосредственно в процессе её дальнейшей эксплуатации. Основные положения диссертации проверены и внедрены в практику эксплуатации РУ.

5. ООБ РУ СМ-3, подготовленный при непосредственном участии автора на основе полученных им результатов исследований, прошёл многократные экспертизы во всех ведущих предприятиях отрасли, что является подтверждением достоверности используемых автором моделей и полученных результатов.

В заключении автор выражает глубокую признательность доктору технических наук, профессору Владимиру Андреевичу Цыканову за научное руководство диссертационной работой, за постоянное внимание к проводившимся исследованиям и обсуждение полученных результатов.

Автор благодарен кандидату физико-математических наук Анатолию Викторовичу Клинову, кандидату технических наук Владимиру Николаевичу Ефимову, доктору технических наук Валентину Михайловичу Махину, а также кандидату технических наук Аркадию Карловичу Фрею за полезные консультации при оформлении работы.

Автор диссертации благодарит коллектив института за предоставленную возможность выполнить работу, особенно ряд сотрудников за помощь и совместную деятельность в реализации намеченных планов: кандидата технических наук Михаила Николаевича Святкина, Валентина Прокопьевича Бурукина, Николая Валентиновича Ежова, кандидата технических наук Андрея Павловича Малкова, Ивана Ивановича Семидоцкого, Виталия Алексеевича Узикова и многих других.

1. Сборник трудов международной конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке, 20-22 июня 2006 в печати.

2. Цыканов В.А. Высокопоточные исследовательские реакторы ловушечного типа и некоторые особенности их использования для проведения экспериментов. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. Димитровград: НИИАР, 1972.

3. Фейнберг С.М. и др. Доклад №320, представленный СССР на III Международную Конференцию по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1964).

4. Цыканов В.А. и др. Kernenergie, 9, Heft 10, 310-315 (1966).

5. Техническое обоснование безопасности реактора СМ-2. Димитровград: НИИАР, 1988.

6. Авторское свидетельство № 1101046. Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе / Ю.Н. Исаев, В.Ш. Сулаберидзе, JI.T. Федотов, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1984.

7. Авторское свидетельство №1380413. Способ определения скорости коррозии металлов / С.В. Середкин, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1987.

8. Авторское свидетельство №1245071. Способ определения скорости коррозии металлов / С.В. Середкин, Б.В. Самсонов, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1986.

9. Авторское свидетельство №1429383. Способ очистки водного теплоносителя ядерного реактора / А.К. Фрей, В.А. Куприенко, В.А. Гремячкин, В.М. Седов, Ю.А. Хитров, В.Ю. Степанов // ВНИИПИ, 1988.

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

11. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности. // Под науч. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991.

12. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учеб. Пособие для вузов 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

13. Малков А.П. Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Нижний Новгород, 2003.

14. Реакторная установка СМ-3 Отчет по обоснованию безопасности. 0-4876, Димитровград: НИИАР, 1999.

15. Klinov A.V., Tzykanov V.A., Kuprienko V.A., Gremyachkin V.A. SM-2 reactor reconstruction and californium-252. Oak Ridge, Tennessee, USA, 1995, Californium-252 workshop p. 17.

16. Справка по гидравлическим расчетам реактора СМ-3, утв. 18.01.91 г.

17. Протокол измерения характеристик I контура реактора СМ-2, НИИАР, МН 24/74 ДСП, 1983.

18. Центральная зона СМ-3. Физические и теплогидравлические характеристики, 1Л.3445.000.00 ПЗ, НИИАР, 1992.

19. Технологические опыты на реакторной установке СМ-3. Технический отчет 0-4159, НИИАР, 1992.

20. Реактор СМ-3. Центральная зона. Физические и теплогидравлические характеристики. 1Л2817.000.00ПЗ. НИИАР, 1983.

21. Протокол проливки антисифонных отверстий на стенде 1А4955.000.00, НИИАР, исх.№24-23/1061 от 05.08.91 г.

22. Отчет НИИАР, инв.№ Б-2532, 1976.

23. Экспериментальные исследования некоторых нейтронно-физических характеристик реактора СМ с сепаратором для размещения мишеней в нейтронной ловушке, Технический отчет, №54-29/502 от 19.06.02, 2002.

24. Уточнение параметров гидропрофилирования активной зоны реактора СМ-3, отчет 0-4349, НИИАР, 1994.

25. Уточнение гидравлических характеристик активной зоны РУ СМ-3 в случае установки в центральные ячейки втулок, обеспечивающих расход в системе КГО, справка №12-09/213 от 30.06.95.

26. Применение машинного кода RELAP/MOD2 для анализа экспериментальных данных по моделированию разрыва отводящего магистрального трубопровода реактора СМ-3 на стендах НИИАР и НИКИЭТ, 0-4148, Димитровград, 1993.

27. Технологические испытания первого контура РУ СМ-3 в режимах аварийных разгерметизаций. Отчет о НИР /Бурукин В.П., Гремячкин В.А./ 0-4298, Димитровград, 1993.

28. Анализ по коду RELAP5/MOD3 экспериментальных данных комплексного испытания первого контура реактора СМ-3 в режиме аварийных разгерметизаций. Отчет НИИАР, Димитровград, 1993.

29. Справка об определении размера антисифонных отверстий в экране реактора СМ-3 от 31.07.91.

30. Протокол проливки антисифонных отверстий на стенде 1а. 4955.000.00 от 31.07.91.

31. Гремячкин В.А., Семидоцкий И.И., Бунаков A.B. и др. Разработка математической модели исследовательского реактора СМ-2 для анализа аварий типа LOCA // Вопросы атомной науки и техники, Москва, 1995.

32. Фисенко В.В. Сжимаемость теплоносителя и эффективность работы контуров циркуляции ЯЭУ. Москва, Энергоиздат, 1987.

33. Бараненко В.И., Асмолов В.Г., Киров B.C. Влияние газовыделения на надежность теплосъема в реакторных условиях // Доклады межотраслевой конференции «Гидродинамика и теплообмен в нестационарных условиях». Обнинск, 1992. с. 90-94.

34. Калайда Ю.А., Катков Ю.Д., Ластовцев А.Ю. и др. О растворимости азота в воде // Атомная энергия, 1980. Т. 48, вып. 2 с. 91.

35. Carson К.Е. et al. Code structure, system models and solution methods // RELAP/MOD3: Code manual. June 1990.V.I. EGG-83415.

36. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ-03-75). М. 1975.

37. Программа физического пуска реактора СМ-3. N24-29/206,1992.

38. Методики проведения экспериментов физического пуска. N24-29/7.80,1992.

39. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. // под. ред. В.А.Кузнецова. М.: Атомиздат, 1965-42ТС.

40. Гремячкин В.А., Цыканов В.А., Калыгин В.А. и др. Результаты физического пуска реактора СМ-3, Отчет НИИАР 0-4170, Димитровград, 1993.

41. Программа энергетического пуска реактора СМ-3 №24-23/157, 1993.

42. Малков А.П., Краснов Ю.А., Калыгин В.В., Гремячкин В.А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г., Вып. 4., с. 142-155.

43. Гремячкин В.А., Коротков Р.И., Калыгин В.В. и др. Освоение установки СМ-3 после реконструкции Результаты энергетического пуска реактора СМ-3, Отчет НИИАР 0-4293, Димитровград, 1993.

44. Цыканов В.А. и др. Калориметрический способ измерения энерговыделений в каналах реактора СМ-2, труды координационного совещания по дозиметрии больших доз. //АНУзССР., Ташкент, 1966.

45. Коляда A.M., Карасев B.C. Калориметрия излучений ядерного реактора.//Атомиздат, М., 1974 .

46. Исаченко В.П. Теплопередача, М., Энергия, 1975.

47. Цыканов В.А. и др. Физические характеристики экспериментальных каналов реакторов РБТ-6, Отчет НИИАР 0-1109, Димитровград, 1976.

48. Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., Ярына В.П. Прикладная метрология ионизирующих излучений.// Энергоатомиздат, М., 1990.