автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетное обоснование работоспособности стержней СУЗ БН в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ

Па правах рукописи

ТУЗОВ Александр Александрович

РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ СТЕГЖНЕЙ СУЗ БН В УСЛОВИЯХ СИЛОВОГО КОНТАКТА ПОГЛОТИТЕЛЯ С ОБОЛОЧКОЙ ПЭЛ

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

Автореферат диссертации на соисканиеученой степени кандидататехническихнаук

Обнинск - 2004

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского

Научный руководитель:

Кандидат технических наук Камаев Алексей Альфредович

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук Карпенко Анатолий Иванович

Кандидат технических наук Ульянов Александр Иванович

Ведущая организация:

Федеральный научно-производственный центр, федеральное государственное предприятие Опытное конструкторское бюро машиностроения (ФГУП «ОКБМ») г. Нижний Новгород

Зашита состоится « » декабря 2004 года в 10 часов на заседании диссертационного совета

Д 201.003.01 при ГНЦ РФ - ФЭИ по адресу: 249033, г. Обнинск Калужской области. пл. Бондаренко. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ - ФЭИ.

Автореферат разослан « » ноября 2004 года.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Ю. А. Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

В соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], в качестве приоритетного рассматривается экономически эффективный коммерческий быстрый реактор нового поколения. Одним из важнейших аспектов разработки такого реактора является обеспечение высокого уровня безопасности реакторной установки в целом при сохранении конкурентоспособности по сравнению с перспективными источниками энергии. Поиск оптимального решения этой проблемы предполагает выполнение большого комплекса научно-исследовательских работ. Частью этих работ становится оправданная минимизация затрат на органы системы управления и защиты (СУЗ) быстрых натриевых реакторов (РБН) нового типа. В последние годы в России в качестве возможных путей достижения этой цели (на примере реактора БН-600) рассматривались:

• повышение назначенного ресурса стержней СУЗ штатной конструкции;

• применение рефабрицированного поглотителя (карбида бора) в стержнях аварийной защиты (Л3);

• внедрение новых материалов и конструкторских решений с целью увеличения ресурса.

История разработки и эксплуатации стержней СУЗ реактора БН-600 показывает, что решение об увеличении назначенного ресурса стержня конкретной конструкции основывалось на результатах его послерадиационных исследований. Величина предельно допустимого ресурса при этом прогнозировалась с некоторым запасом прочности. К настоящему времени накоплен значительный опыт разработки, эксплуатации и послерадиационных исследований стержней СУЗ. В целом ясны определяющие механизмы повреждений и старения элементов конструкции и поглощающих элементов (ПЭЛ) стержней, влияющие на их работоспособность. Появилась реальная возможность на основе критериев предельного состояния создать методику расчетного обоснования работоспособности, как элементов стержней СУЗ, так и самих стержней в целом, позволяющую с хорошей точностью прогнозировать фактический остаточный ресурс. Разработка подобного инструмента для расчета работоспособности элементов стержней СУЗ является весьма актуальной задачей при создании стержней СУЗ БН следующего поколения с техническими характеристиками и надежностью, полностью отвечающими перспективным технико-экономическим показателям.

Цель диссертационной работы заключается в создании и апробации методики расчета работоспособности стержней СУЗ при высоких температурах и глубоких выгораниях поглотителя, позволяющей проводить оценку работоспособности ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой. В соответствии с поставленной целью автором был выполнен ряд задач:

• на базе обобщенных данных послерадиационных исследований определены основные факторы, влияющие на работоспособность стержней СУЗ и элементов их конструкции;

• выбраны критерии предельного состояния стержней СУЗ;

• разработана физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ в условиях механического контакта с поглотителем;

• проведены расчетные исследования теплогидравлики сборок СУЗ (расчет полей температуры поглотителя и оболочки ПЭЛ, полей давления, скорости и температуры теплоносителя в сборках СУЗ РБН);

• проведены расчетные исследования напряженно-деформированного состояния (НДС) ПЭЛ стержней СУЗ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой;

• для стержней СУЗ реакторов типа БН-600 и БН-1800 выполнено обоснование назначенного ресурса и проведены исследования возможностей его повышения.

Решение ряда задач, связанных с получением и анализом экспериментальных данных, а также обсуждение полученных результатов и их практическая реализация выполнялись при непосредственном участии СОТРУДНИКОВ ГНЦ РФ -ФЭИ и ДРУГИХ организаций (Белоярской АЭС, ГП МЗП, ОКБМ). Характеристика использовали вЮО*Я/иииЯТО11йй5вЙоток и результатов, полученных экспериментально, дана по тексту Ди|серта1СНВЛИОГСКА I

1 ткм 1

Научная новизна

Сформулирован новый методический подход к обоснованию работоспособности стержней СУЗ РБН для условий контакта оболочки ПЭЛ с поглотителем. При ограниченном объеме доступных экспериментальных данных разработана адекватная физическая модель явления силового нагружения оболочки ПЭЛ после контакта с поглотителем; выдвинуты, расчетным путем обоснованы и верифицированы на имеющихся данных послерадиационных исследований гипотезы о поведении системы «сердечник-оболочка» в условиях силового контакта. Для решения поставленных задач разработана методика взаимосогласованного теплогидравлического расчета сборки СУЗ и термомеханического расчета ПЭЛ стержня СУЗ, сформулирован количественный критерий работоспособности оболочки ПЭЛ в условиях силового контакта с поглотителем. Впервые в отечественной практике обоснования работоспособности стержней СУЗ БН получены количественные прогнозные оценки работоспособности стержней СУЗ для условий силового контакта поглотителя с оболочкой.

Практическая ценность

Полученные результаты расчетно-аналитических исследований, проведенных по разработанной методике, были использованы при обосновании увеличения ресурса штатных стержней A3 реактора БН-600, и позволили найти оптимальные проектно-конструкторские решения для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800.

На защиту выносятся следующие положения:

• методика взаимосогласованного теплогидравлического и термомеханического расчета ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглотителя с оболочкой;

• постановка задачи, методика и алгоритм трехмерного расчета теплогидравлических параметров и характеристик сборок СУЗ РБН;

• постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ стержней СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия с поглощающим сердечником и результаты верификационных расчетов;

• результаты расчетных исследований и рекомендации по увеличению назначенного ресурса стержней A3 реактора БН-600 и результаты расчетных исследований по обоснованию оптимальных проектных решений для стержней СУЗ реактора типа БН-1800.

Личный вклад автора

Автором разработан усовершенствованный методический подход к расчетному обоснованию работоспособности стержней СУЗ БН при глубоких выгораниях поглотителя и сопутствующем силовом контакте поглотителя с оболочкой ПЭЛ. Разработана физическая модель НДС ПЭЛ в стационарных режимах эксплуатации, сформулированы основные гипотезы по схеме нагружения оболочки за счет внутреннего давления распухающего сердечника поглотителя. Разработана и верифицирована на экспериментальных результатах методика взаимосогласованного теплогидравлического расчета сборки СУЗ и термомеханического расчета ПЭЛ стержня СУЗ. Получены прогнозные оценки работоспособности стержней A3 сб. 1663 БН-600 при повышении назначенного ресурса до 500 эфф. суток. По результатам комплексных исследований даны рекомендации о возможности повышения назначенного ресурса стержней A3 сб. 2637 реактора БН-600 до ~700 эфф. суток. Выполнены расчетные исследования по выбору конструкции и обоснованию ресурсных характеристик стержней СУЗ перспективного реактора типа БН-1800, и даны соответствующие рекомендации.

Апробация работы

Положения и результаты работы представлены в 9 опубликованных печатных работах; докладывались на 7-ой Всероссийской конференции по реакторному материаловедению (Россия, Димитровград, 8-12 сентября, 2003 г.) и научно-технической конференции, посвященной 40-летию Белоярской'АЭС (г.Заречный,2004 г.); на Координационном Совете Минатома РФ по

поглощающим материалам и замедлителям (г. Москва, 12 ноября 2003 г.); на научных семинарах ГНЦ РФ - ФЭИ. Основной апробацией является использование результатов работы при выпуске проектно-конструкторской документации для штатных стержней СУЗ реактора БН-600.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и трех приложений. Объем диссертации составляет 145 страниц текста, в него входят 50 рисунков, 15 таблиц и список 80 использованных источников, включающий 16 работ с участием автора.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснован выбор темы, сформулированы общие цели и основные задачи диссертации. Перечислены основные итоги выполненной работы. Отмечена практическая ценность полученных результатов и их внедрения.

Глава 1. Анализ факторов, ограничивающих ресурс стержней СУЗ реакторов БН

В первой главе проведена аналитическая оценка факторов, ограничивающих ресурс стержней СУЗ реакторов БН, и механизмов, влияющих на потерю работоспособности. Приводится описание традиционных подходов к оценке остаточного ресурса стержней СУЗ, анализируются допущения, положенные в основу имеющихся методик и определяется их область применения. Показано, что в условиях глубоких выгораний существенным для расчета ресурсных характеристик стержней СУЗ является корректный учет температурных условий эксплуатации поглотителя и механического контакта «поглотитель-оболочка».

Конечной целью разработки любого элемента активной зоны, в том числе и стержня СУЗ, является максимально долгая и надежная эксплуатация. На пути к достижению этой цели разработчикам отечественных РБН пришлось неоднократно менять конструкцию и материалы стержней. Процесс усовершенствования конструкций стержней СУЗ носил эволюционный характер — разработчики двигались по пути постепенного устранения наиболее существенных препятствий. Последовательно были решены проблемы, связанные с ограничением свободы передвижения стержней в активной зоне (за счет изменения конструкции и применения более радиационно-стойких сталей) и с избыточным нагружением оболочек ПЭЛ внутренним давлением газа (за счет перехода на негерметичные ПЭЛ). Был осуществлен переход с окиси европия на естественный карбид бора в компенсирующих (КС) и регулирующих (PC) стержнях. На основании полученного опыта можно утверждать, что ресурс стержней СУЗ реактора типа БН зависит как от работоспособности конструкционных элементов стержня, так и от работоспособности ПЭЛ.

Определяющими механизмами потери работоспособности для конструкционных элементов и ПЭЛ стержней СУЗ являются:

• радиационно-стимулированное формоизменение элементов (увеличение линейных размеров и формы);

• деградация прочностных свойств конструкционных сталей под облучением;

• выгорание поглотителя;

• радиационно-стимулированное распухание поглотителя, приводящее к механическому контакт}' с оболочкой ПЭЛ.

В соответствии со сложившейся практикой, приняты следующие критерии предельного состояния стержней СУЗ:

1) Изменение линейных размеров и формы конструкционных элементов вследствие радиационного распухания, препятствующее перемещению стержней СУЗ в активной зоне реактора и при перегрузке.

2) Достижение выгорания поглотителя, которое снижает физическую эффективность

стержня до предельно допустимого значения, определенного технической документацией на стержни СУЗконкретногореактора и нормативными документами.

3) Ухудшение прочностных свойств материалов конструкционных элементов до значений, не обеспечивающих сохранение целостности элемента при возникающих нагрузках в условиях нормальной и аварийной эксплуатации.

Особенности современных конструкций стержней и применяемых в них материалов, а также уровень современных нейтронно-физических расчетных методик практически сняли неопределенности в прогнозировании ресурса стержней СУЗ РБН с точки зрения представленных критериев предельного состояния.

Работоспособность ПЭЛ в сегодняшних условиях определяется главным образом предельно допустимым выгоранием поглотителя, влияющим на допустимую потерю физической эффективности стержня. Но при анализе возможностей увеличения ресурса стержня СУЗ необходимо при оценке работоспособности ПЭЛ учитывать и такие факторы как механическое и химическое взаимодействие поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

В отечественной практике проектирования вопросы расчетной или экспериментальной оценки предельно допустимого давления распухающего поглотителя на оболочку ПЭЛ не рассматривались, поскольку традиционный подход к решению проблемы силового контакта заключался в выборе конструкции ПЭЛ с такой величиной исходного зазора между столбом блочков поглотителя и оболочкой, чтобы обеспечивался необходимый запас на распухание поглотителя в течение всего срока службы элемента. Целью подобного конструкторского решения для негерметичных ПЭЛ с натриевым подслоем являлось предотвращение механического контакта сердечника и оболочки, что решало сразу две задачи:

• ограничение уровня напряжений в оболочке за счет исключения контакта с поглотителем;

• снижение скорости распухания поглотителя за счет обеспечения хорошего теплоотвода с поверхности сердечника через натриевый подслой.

При возникновении контакта поглотителя с оболочкой ситуация ухудшается — распухающий поглотитель (даже во фрагментированном состоянии) воздействует на оболочку, создавая в ней сначала значительные напряжения, а затем и деформируя ее. Более того, в результате возникшего контакта возрастает уровень температур в сердечнике за счет ухудшения тепловой проводимости в зоне контакта поглотителя с оболочкой, что приводит к увеличению скорости распухания поглотителя и, как следствие, росту напряжений в оболочке. Следовательно, при анализе работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта необходимо корректно рассчитывать изменения температурных полей по объему поглощающего сердечника. Такой расчет предполагает выполнение теплогидравлического расчета всей сборки СУЗ в трехмерной геометрии с учетом неравномерности распределения энерговыделения по высоте и поперечному сечению стержня.

Таким образом, для условий силового контакта поглотителя с оболочкой необходимо не только ввести дополнительный критерий предельного состояния стержня СУЗ, связанный с сохранением целостности оболочки ПЭЛ (что обеспечивает предотвращение потери поглотителя), но и дать этому критерию количественную оценку.

Базируясь на рекомендациях, изложенных в различных материалах по работоспособности твэлов (например, [2]), предлагается четвертый критерий предельного состояния стержней СУЗ, который обобщенно может быть сформулирован следующим образом:

4) Достижение предельно допустимых значений накопленных неупругих деформаций и/или

напряжений в оболочке ПЭЛвусловиях силового контакта с поглотителем.

Глава 2. Методический подход к расчетному обоснованию работоспособности стержней

СУЗ РБН в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ

Вторая глава посвящена описанию предлагаемых автором усовершенствованного методического подхода и соответствующей схемы расчетного обоснования работоспособности стержней СУЗ РБН для заданного срока их эксплуатации в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой при глубоких выгораниях.

Основные положения методического подхода

До настоящего времени разработчики использовали апробированный на практике консервативный подход к проектированию стержней СУЗ РБН, который в принципе не допускал потенциально опасных ситуаций достижения предельного состояния как стержней в целом, так и элементов их конструкции. В частности, консерватизм традиционного подхода проявлялся в следующем:

• разработчиками обеспечивался существенный запас до достижения предельного состояния стержня по традиционным критериям;

• момент наступления контакта поглотителя с оболочкой считался моментом достижения предельного состояния.

В условиях пионерского развития технологий такой подход, ориентированный на предотвращение ситуаций с неизвестными последствиями, был абсолютно оправдан. Использование предельно консервативного подхода к проектированию, вытекающего из функциональных особенностей стержней СУЗ, сформировало общую идеологию разработок перспективных конструкций, которая базировалась на осторожном увеличении срока эксплуатации отдельных изделий в активной зоне реактора, а упор в развитии конструкций делался на внедрение новых, более радиационно-стойких материалов. Традиционная расчетная схема включала в себя оценку физической эффективности стержней; оценку распухания материалов конструкционных элементов, влияющего на кинематические характеристики стержня; прочностные расчеты конструкции стержня.

Сейчас начинает просматриваться тенденция к совершенствованию элементов активной зоны за счет выбора надежного, но экономного запаса прочности конструкций. В связи с этим, автором сформулирован усовершенствованный методический подход к расчетному обоснованию работоспособности стержней СУЗ, который является обобщением традиционного подхода на случай возникновения механического контакта поглотителя с оболочкой. Системно подход включает в себя ряд этапов; суть его заключается в последовательном расчетно-эмпирическом анализе влияния облучения на эксплуатационные характеристики поглотителя и конструкционных элементов, а также на сценарии их взаимного влияния. Новизна предлагаемого подхода заключается в следующем:

• реализуется тезис о разумной минимизации запаса до достижения предельного состояния стержня и его элементов конструкции, в том числе и за счет проведения прогнозной оценки деградации механических свойств конструкционных материалов;

• допускается механический контакт распухающего поглотителя с оболочкой ПЭЛ;

• вводится дополнительный количественный критерий предельного состояния оболочки в условиях ее контакта с поглотителем.

Дополнительный этап оценки работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой включает в себя взаимосогласованный теплогидравлический расчет сборки СУЗ и расчет НДС ПЭЛ. Основной задачей является получение ответа на вопрос: сохраняется ли целостность оболочки в условиях механического контакта с распухающим сердечником из поглотителя (карбида бора) при заданном времени облучения. Автором предложен следующий алгоритм решения поставленной задачи.

1) Проводится оценочный расчет распухания поглотителя к моменту наработки заданного ресурса с использованием эмпирических температурно-дозовых зависимостей по распуханию карбида бора. (В случае если контакт «сердечник-оболочка» не наступает, расчет НДС оболочки ПЭЛ можно проводить по упрощенным методикам, поскольку оболочка нагружается только неравномерным температурным полем.)

2) Проводится теплогидравлический расчет сборки СУЗ в трехмерной геометрии. В силу выраженной температурной зависимости распухания карбида бора, конечной целью этого расчета является получение максимально точного распределения поля температур по высоте и сечению поглощающего элемента.

3) Выполняется расчет напряженно-деформированного состояния ПЭЛ в условиях контакта между столбом поглотителя и оболочкой.

4) По результатам расчета по выбранным и экспериментально обоснованным критериям проверяется сохранение целостности оболочки к концу заданного ресурса.

Постановка задачи, методика и алгоритм трехмерного теплогидравлнческого расчета сборок СУЗ БН

Температурное состояние элементов стержня СУЗ при облучении играет важную роль, так как скорость распухания конструкционных элементов и, в особенности, скорость распухания

карбида бора являются сильно зависящими от температуры функционалами. Это означает, что расчет напряжений, возникающих в различных условиях эксплуатации в элементах стержня СУЗ. неизбежно должен предваряться детальным теплогидравлическим расчетом сборки СУЗ.

Сборки СУЗ реактора типа БН традиционно исполняются в виде пучка нескольких ПЭЛ. заключенного в круглую чехловую трубу стержня. ПЭЛ состоит из цилиндрической оболочки и размещенного в ней поглотителя.

Задача трехмерного теплогидравлического расчета сборки СУЗ формулируется следующим образом: определить в трехмерной геометрии и в зависимости от времени поля температуры в ПЭЛ, чехле сборки и теплоносителе, а также определить поля скорости и давления теплоносителя в сборке. Заданными являются: геометрия и конструкция сборки, временные зависимости давления на входе и выходе из сборки и температуры теплоносителя на входе в сборку; тепловые потоки на внешней границе гильзы СУЗ; распределение поля энерговыделения в элементах сборки и закон его изменения во времени. При постановке задачи было сформулировано требование о необходимости учитывать различные неоднородности параметров пучка элементов в сборке (например, неоднородность площадей проходных сечений, неравномерность распределения расхода теплоносителя, энерговыделения и т. д.).

Теплогидравлический расчет сборки СУЗ основывается на решении системы уравнений сохранения массы, импульса и энергии с соответствующими начальными и граничными условиями. Существует несколько методических подходов к описанию теплогидравлического состояния сборки, из которых наибольшее применение получили следующие: локальные методы, основанные на решении исходных уравнений гидродинамики по детальной расчетной сетке; методы, основанные на модели пористого тела; поканальные методы.

При использовании локальных методов в условиях неоднородной геометрии пучка ПЭЛ невозможно учесть все факторы, влияющие на поле температур в сборке (как правило, локальные методы применяются для исследований стабилизированного режима течения в гладких пучках). Использование модели пористого тела позволяет получить более простые решения, однако, при описании явлений, имеющих характерный размер порядка гидравлического диаметра ячейки пучка, получение достаточно точных результатов представляется весьма проблематичным.

Поканальный метод, в рамках которого сборка моделируется в виде очехлованного пучка тепловыделяющих стержней, образующего набор взаимосвязанных по теплу и гидродинамике элементарных каналов теплоносителя, описывает явления с характерным размером порядка шага решетки. Это позволяет моделировать теплогидравлические процессы в объеме теплоносителя с учетом сложной геометрии сборки и деформации ее элементов. Соответственно, поканальный метод более всего подходит для получения полей температуры, скорости и давления теплоносителя в ячейке пучка тепловыделяющих или поглощающих элементов, охлаждаемых жидкометаллическим теплоносителем, поскольку учитывается один из важнейших факторов, определяющих поля температур и скоростей в сборках реактора, каковым является поперечный обмен массой, импульсом и энергией (так называемый межканальный обмен).

Данный методический подход, подробно описанный в работах [3,4], реализован в ряде расчетных кодов, из которых наиболее используемым в практике проектирования ТВС РБН является код MIF-2, верифицированный в широком диапазоне параметров на экспериментальных данных, полученных в ГНЦ РФ - ФЭИ на жидкометаллическом стенде 6 «б», и использовавшийся при обосновании характеристик различного типа сборок реакторов БН-600 и БН-800. Несмотря на наличие таких апробированных расчетных кодов, реализующих поканальный метод, для решения поставленной задачи теплогидравлического расчета сборки СУЗ потребовалось внести определенные изменения в методику и алгоритм расчета. Это было обусловлено необходимостью получения взаимосогласованных трехмерных распределений полей скорости, давления и температуры теплоносителя и квазитрехмерных полей температуры в сердечнике и оболочке ПЭЛ (т. е., требовалось дополнить классическую поканальную модель детальным расчетом температур в ПЭЛ). В свою очередь, это потребовало применения более точных и эффективных методов численного решения задачи.

Локальные поля скоростей, давлений и температур теплоносителя для нестационарного случая описываются системой законов сохранения — уравнением неразрывности (переноса массы), уравнением движения (переноса импульса) и уравнением энергии (переноса энтальпии).

Поканальная методика расчета сборки основана на рассмотрении усредненных по каналу величин скорости, давления и энтальпии. В сборке выделяются три группы каналов: центральные, боковые и угловые, для каждого из которых записывается система уравнений переноса массы, импульса и энергии. Уравнения переноса получаются на основе интегрирования по поперечному сечению элементарного канала исходных дифференциальных уравнений неразрывности, движения и переноса энтальпии, записанных в формулировке Рейнольдса для турбулентного течения.

Полученная система уравнений переноса замыкается следующими граничными условиями: стенки гильзы СУЗ непроницаемы (нормальная компонента скорости теплоносителя равна нулю); заданы — давление и температура теплоносителя на входе в сборку и давление на выходе из сборки и температура теплоносителя в межпакетном зазоре.

Следует отметить, что использованная система уравнений переноса описывает в общем виде теплогидравлику теплоносителя в канале произвольной формы и переменного по высоте сечения. Это позволяет учесть при расчете деформации сборки, возникающие как при эксплуатации, так и вследствие технологических отклонений в процессе изготовления (например, изменение формы чехловой трубы или гильзы СУЗ, изгиб и смещение ПЭЛов и т. д.).

Распределение температуры в сердечнике и оболочке ПЭЛ описывается нестационарным уравнением теплопроводности. В силу того, что градиент температур в ПЭЛ в аксиальном направлении невелик по сравнению с радиальным градиентом, аксиальной теплопроводностью можно пренебречь, и решение трехмерного уравнения теплопроводности в ПЭЛ сводится к решению набора не связанных между собой двумерных уравнений.

Круглая чехловая труба стержня моделируется шестигранным чехлом при условии сохранения эффективной площади проходных сечений каналов. Распределение температуры в чехловой трубе стержня можно описать одномерным нестационарным уравнением теплопроводности, пренебрегая аксиальной и азимутальной теплопроводностью чехловой трубы, поскольку максимальный градиент температуры будет по толщине стенки трубы. Граничные условия на чехловой трубе: на внешней поверхности чехловой трубы тепловой поток определяется конвективным теплообменом с теплоносителем, находящимся в зазоре между чехловой трубой и гильзой; на внутренней поверхности чехловой трубы тепловой поток определяется конвективным теплообменом с теплоносителем в сборке. Граничные условия на гильзе: на внешней поверхности гильзы задан тепловой поток; на внутренней поверхности гильзы тепловой поток определяется конвективным теплообменом с теплоносителем, находящимся в зазоре между чехловой трубой и гильзой.

Для замыкания системы уравнений задаются коэффициенты теплоотдачи, коэффициенты гидравлического сопротивления для продольного и поперечного течения теплоносителя и коэффициенты межканального обмена массой, импульсом и энергией.

При выборе схемы конечно-разностной аппроксимации исходной системы уравнений использовались экономичные схемы без ограничения (или с таковыми, но носящими физическую природу) на временной шаг счета.

Для решения системы конечно-разностных уравнений выбрана полностью неявная схема IMPL, основанная на идее метода SIMPLE [5]. Использование такой схемы, не имеющей ограничений по временному шагу, существенно сокращает продолжительность расчета медленных процессов.

Для решения полученных систем линейных уравнений используется одна из разновидностей неявного итерационного метода сопряженных градиентов.

Методика и алгоритм, разработанные для решения поставленной задачи, были реализованы в программном комплексе BUMT.

Постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ при ее силовом контакте с поглотителем

Главными нагружающими факторами для оболочки ПЭЛ стержней СУЗ РБН являются: неоднородное температурное поле, распухание конструкционных материалов и внутреннее давление распухающего сердечника на оболочку.

В общей постановке определение работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой предполагает решение сложной задачи взаимосогласованного расчета теплогидравлических характеристик сборки СУЗ и термомеханических характеристик ПЭЛ в трехмерной геометрии. Сложность задачи обусловлена тем, что для ее решения необходимо иметь детальное представление о характере протекания нагружающих процессов в поглотителе. Такого исчерпывающего знания к настоящему моменту у разработчиков нет. Так, например, отсутствует ясное представление о связи процессов фрагментации поглотителя с его напряженно-деформированным состоянием. С одной стороны, существует гипотеза о релаксации возникающих в поглотителе напряжений в процессе продольного растрескивания блочков за счет радиального градиента температур и неупорядоченного растрескивания за счет насыщения микротрещинами от действия продуктов реакции (п,а). С другой стороны, нет четкого представления о поведении системы «склеенных» натриевым подслоем фрагментов поглотителя, выступающих, по всей видимости, квази-целым телом при силовом воздействии на оболочку. Специального изучения требует и вопрос о теплопроводности контакта поглотителя и оболочки, которая влияет на температурное состояние блочков карбида бора.

Таким образом, при решении задачи обоснования работоспособности ПЭЛ в условиях силового взаимодействия поглотителя с оболочкой возникает необходимость в разработке упрощенных физических моделей поведения системы «сердечник-оболочка», которые позволят за счет своего консерватизма обойти упомянутые неопределенности. При разработке такой упрощенной модели накладывается естественное требование — модель должна быть верифицирована на экспериментальных данных.

Математические модели НДС системы «сердечник-оболочка», как при отсутствии контакта между сердечником и оболочкой, так и при их силовом взаимодействии, достаточно хорошо изучены для тепловыделяющих элементов быстрых реакторов [6]. Однако оценка НДС ПЭЛ негерметичной конструкции имеет свои особенности в силу отсутствия ряда нагружающих факторов, характерных для топливного сердечника (внутреннее газовое давление, образование плутония и т. п.). Кроме того, карбид бора является весьма твердым материалом (из известных материалов тверже только алмаз и нитрид бора), а конкретные условия эксплуатации сильно влияют на его поведение под облучением (скорость распухания имеет ярко-выраженную температурную зависимость; также имеет место значительная неравномерность распухания столба поглотителя по высоте).

Таким образом, для оценки работоспособности ПЭЛ при наличии силового контакта поглотителя с оболочкой первостепенными являются: разработка физической модели поведения и методики расчета НДС системы «сердечник-оболочка» применительно к реальным условиям эксплуатации ПЭЛ и основным факторам нагружения; разработка тестовой модели для верификации методики расчета НДС ПЭЛ на основе имеющихся экспериментальных данных по термомеханическому взаимодействию поглотителя и оболочки, полученных по результатам послерадиационных исследований.

Задача оценки работоспособности ПЭЛ стержней СУЗ реакторов БН в условиях силового взаимодействия поглотителя с оболочкой была сформулирована следующим образом. 1) Необходимо рассчитать НДС ПЭЛ стержня СУЗ РБН в стационарных режимах эксплуатации для следующих условий. Радиальный зазор между поглотителем и оболочкой выбран или полностью, или в некоторых сечениях по высоте; соответственно, в этих сечениях сердечник и оболочка жестко связаны между собой; проскальзывания сердечника нет. Оболочка ПЭЛ при этом нагружается: внешним давлением теплоносителя; неравномерным по объему температурным полем, приводящим к возникновению температурных радиальных и окружных напряжений; внутренним давлением распухающего сердечника. Основные

гипотезы по схеме нагружения оболочки за счет внутреннего давления: сердечник является целым телом независимо от уровня напряжений в нем и распухает изотропно, эффекты ползучести в нем отсутствуют. Такие гипотезы являются консервативными, и отклонения от этой модели идут в запас прочности при оценках остаточного ресурса оболочки. Параметры распухания поглотителя определяются по результатам трехмерного теплогидравлического расчета сборки СУЗ, при котором, среди прочих параметров, для фиксированного значения теплопроводности контакта «сердечник-оболочка» (которое задается параметрически) рассчитываются трехмерные поля температур в поглотителе и оболочке ПЭЛ. Распухание поглотителя рассчитывается по расчетно-экспериментальным зависимостям в разных направлениях для каждого сечения по высоте. Это позволяет достаточно точно определить максимальные значения скорости распухания. Далее предположение об изотропном распухании поглотителя позволяет перейти от трехмерной постановки к решению двумерной (г, 2) задаче расчета НДС ПЭЛ, целью которого является получение распределений напряжений и деформаций в оболочке ПЭЛ. 2) При расчете НДС на всех этапах должны учитываться распухание оболочки и поглотителя, эффекты тепловой и радиационной ползучести и возможность возникновения односторонних пластических деформаций для оболочки. В процессе расчета для заданного момента времени должно быть получено распределение напряжений и деформаций в любом аксиальном сечении ПЭЛ. После определения наиболее опасного сечения полученное распределение используется для оценки работоспособности ПЭЛ по выбранным критериям. В предложенной физической модели нагружения оболочки ПЭЛ принципиальным моментом является получение квази-трехмерного поля температур в сердечнике, которое является составной частью трехмерного теплогидравлического расчета сборки СУЗ. Взаимосогласованность теплогидравлического расчета сборки и термомеханического расчета ПЭЛ при этом реализуется через корректный учет скорости распухания, которая является сильно зависящим от температуры функционалом.

Исходными данными для расчета НДС ПЭЛ являются:

• количество этапов нагружения ПЭЛ и их продолжительность;

• исходное распределение напряжений и деформаций в ПЭЛ;

• аксиальное распределение внешнего давления теплоносителя;

• распределение температур в ПЭЛ;

• распределение флюенса и/или повреждающей дозы на начало и конец цикла нагружения (или распределение скорости набора повреждающей дозы);

• функциональные зависимости механических свойств конструкционных материалов от температуры и флюенса нейтронов (или повреждающей дозы);

• функциональные зависимости распухания поглотителя и конструкционных материалов от температуры и флюенса нейтронов (или повреждающей дозы);

• геометрические параметры ПЭЛ — внешний радиус блочка поглотителя, внешний радиус и толщина оболочки.

Поставленная задача расчета НДС ПЭЛ в стационарных режимах эксплуатации может решаться с различной степенью детализации. Для сформулированных модельных допущений для поверки методики была выбран термомеханический код ЭИЛКОМ [7], адаптированный для расчета НДС ПЭЛ стержней СУЗ РБН. Математическая модель, на базе которой реализован код ЭИЛКОМ, основана на решении механической краевой задачи, описывающей ползучесть и распухание материалов. Изменение радиального зазора и свободного объема под оболочкой происходит под влиянием процессов вязко-упругого деформирования оболочки и распухания сердечника. Оболочка полагается тонкостенной, рассматриваются упруго-вязкие компоненты деформаций, распухание и радиационный рост. В сердечнике рассматриваются деформации радиационного распухания. Учитывается зависимость теплопроводности материалов от температуры и влияние облучения на механические характеристики материалов ПЭЛ. Рассматривается раздельное и совместное деформирование сердечника и оболочки. В случае раздельного деформирования оболочки и сердечника кинетика параметров НДС оболочки определяется путем решения системы дифференциальных уравнений, описывающих скорости

изменения напряжений, скорости полной и упругой деформации оболочки и скорости деформации ползучести. Для случая совместного деформирования оболочки и сердечника решается система дифференциальных уравнений состояния сердечника и оболочки, совместности деформаций и равновесия, записанных для скоростей параметров НДС. Результатом расчета является распределение напряжений и деформаций в любом аксиальном сечении ПЭЛ, полученное для заданного момента времени. После определения наиболее опасного сечения полученное распределение используется для оценки работоспособности ПЭЛ по выбранным критериям.

Глава 3. Верификация методики расчета работоспособности ПЭЛ стержней СУЗ РБН в

условиях силового контакта поглотителя с оболочкой

В третьей главе представлены результаты исследований по верификации методики взаимосогласованного теплогидравлического расчета сборки и термомеханического расчета ПЭЛ в условиях контакта поглотителя с оболочкой. Проведено сопоставление результатов расчетов с использованием кода BUMT с экспериментальными данными, полученными на жидкометаллическом стенде ГНЦ РФ - ФЭИ для модельных сборок. Проведен анализ доступных отечественных и зарубежных данных по зафиксированным случаям деформации и разрушения оболочки ПЭЛ в результате силового взаимодействия с поглотителем. По результатам анализа выбрана тестовая модель для верификации расчетной методики оценки работоспособности ПЭЛ, в основу которой были положены результаты экспериментальных исследований силового взаимодействия сердечника и оболочки в ПЭЛ стержней СУЗ японского исследовательского реактора JOYO.

Была выбрана следующая схема верификации методики расчетного обоснования работоспособности ПЭЛ. Первый этап — верификационные исследования теплогидравлики сборок реакторов БН в части расчета трехмерных полей температур в теплоносителе и оболочках тепловыделяющих/поглощающих элементов, а также расчета распределений давления и скорости теплоносителя. Следующий этап — комплексная верификация методики расчета НДС оболочки ПЭЛ в условиях силового контакта с поглотителем совместно с расчетом температурного состояния ПЭЛ. Верификационные исследования преследовали следующие основные цели:

• в заданных условиях тестовой модели расчетным путем спрогнозировать формоизменение оболочки ПЭЛ при ее силовом контакте с распухающим поглотителем для сравнения с имеющимися экспериментальными данными;

• выбрать количественный критерий предельного состояния оболочки ПЭЛ в условиях ее силового контакта с распухающим поглотителем.

Верификация теплогидравлического кода BUMT

Код BUMT рассчитывает трехмерные поля скорости, давления и температур теплоносителя и температурные поля в элементах и чехле тепловыделяющих сборок и сборок СУЗ быстрого реактора в стационарном состоянии и в переходных процессах. Верификация расчетного кода BUMT осуществлялась по результатам экспериментов, проведенных на модельной сборке на жидкометаллическом стенде ФЭИ, и по результатам расчетов, полученных по программе MIF-2.

Верификация на экспериментальных данных. Модельные сборки реактора на быстрых нейтронах, на которых проводились эксперименты, состоят из 37 электрообогреваемых элементов, расположенных в треугольной решетке и заключенных в шестигранный чехол. Имитатор твэла представляет собой стальную трубку, внутри которой расположен нихромовый нагреватель, обеспечивающий равномерный подвод тепла на внутреннюю поверхность имитатора. Геометрические параметры модельных сборок выбирались из условия геометрического подобия с натурными ТВС быстрых реакторов.

В первом варианте рассматривалась модельная сборка с проволочной навивкой на твэлах и вытеснителями в периферийных каналах. Энерговыделение по сечению сборки было равномерным. Во втором варианте рассматривалась аналогичная модельная тепловыделяющая сборка (ТВС), но без вытеснителей в периферийных каналах и при неравномерном энерговьщелении в поперечном сечении. Сравнивались распределения относительного подогрева теплоносителя по сечению модельной сборки, полученные экспериментально и в результате расчетов по программе BUMT.

Примеры результатов расчетов приведены на рисунках 1 и 2. Полученные расчетные данные в пределах точности эксперимента согласуются с экспериментальными данными.

Рисунок 1. Распределения относительного подогрева теплоносителя на выходе из обогреваемого участка по радиусу сборки. Модельная сборка с вытеснителями и равномерным по сечению энерговыделением

Рисунок 2. Распределение относительного подогрева теплоносителя на выходе из обогреваемого участка по сечению сборки. Модельная сборка без вытеснителей и с неравномерным по сечению энерговыделением.

Верификация на расчетных данных. Результаты расчета ТВС реактора типа БН-600, выполненные с использованием кода ВиМТ, сравнивались с результатами расчета по программе М№-2. В расчетах использовалась модель плотно сжатого пучка твэлов. Основные параметры рассчитываемой сборки реактора типа БН-600 приведены в таблице 1.

Таблица 1

Параметры ТВСреактора типа БН-600_

Параметр Значение

Число твэлов в ТВС, шт. 127

Внутренний размер ТВС под ключ, мм 92,0

Высота активной части ТВС, мм 750

Наружный диаметр оболочки твэлов, мм 6,9

Толщина оболочки твэлов, мм 0,4

Толщина чехла, мм 2,0

Диаметр вытеснителя, мм 1,6

Диаметр дистанционирующей проволочной навивки, мм 1,05

Ширина дистанционирующей ленты, мм 0,6

Шаг навивки, мм 100,0

Температура теплоносителя на входе в активную зону, °С 365

Среднемассовый подогрев теплоносителя, °С 225

Коэффициент осевой неравномерности 1,17

Полученные результаты расчетов теплогидравлики ТВС реактора типа БН-600 (рис. 3,4) для равномерного и неравномерного (с градиентом от грани к грани ТВС) энерговыделения показали достаточно хорошее соответствие между расчетами, выполненными по программам ВиМТ и М№-2. Некоторые отличия объясняются использованием различных корреляций для определения теплофизических параметров.

О 7 * Б В 10 12 Н 16 18 20 22 2» 26 26 Номер канала

Рисунок 3. Температура теплоносителя на выходе из активной части ТВС реактора типа БН-600 (неравномерное энерговыделение)

1 2 3 1 5 6 7 В 8 10 II 12 13 Номер твэпз

Рисунок 4. Распределение максимальной температуры оболочки твэла по сечению ТВС реактора типа БН-600 (равномерное энерговыделение)

Хорошее соответствие результатов расчета по программе BUMT с экспериментальными и расчетными данными позволяет использовать ее для расчетов теплогидравлики ТВС и сборок СУЗ реакторов типа БН.

Верификация методики расчета НДС ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с

оболочкой

Выбор тестовой модели для верификации методики расчета НДС представляет собой достаточно сложную задачу в силу скудности достоверных экспериментальных данных. Несмотря на то, что сам эффект силового взаимодействия карбида бора с оболочкой известен давно, опыт по разрушению ПЭЛ стержней СУЗ весьма ограничен. Большая часть дефектов ПЭЛ, наблюдавшихся на реакторах БОР-60, PHENIX, PFR, EBR-2 и JOYO [8-10], объяснялась механическим взаимодействием сердечника с оболочкой с локальной пластической деформацией оболочки более 2%.

Существует ряд ключевых позиций, которые должны быть известны перед началом верификационных исследований, а именно: условия облучения ПЭЛ (режимы работы, распределение рабочих температур по объему, величина набранной оболочкой повреждающей дозы); результаты послерадиационных исследований (достоверный факт силового взаимодействия, величина необратимой пластической деформации оболочки в месте контакта, оценка вклада распухания в эту деформацию и т. п.). Отдельно стоит вопрос о механических свойствах материалов оболочки и поглотителя, изменяющихся под облучением. Полнота и доступность знаний по приведенным позициям определила выбор тестовой модели, в основу которой были положены результаты исследований силового взаимодействия сердечника и оболочки в ПЭЛ стержней СУЗ реактора JOYO [ 10].

Послерадиационные исследования ПЭЛ стержней СУЗ японского исследовательского реактора JOYO, отработавших в активной зоне до 316 эфф. суток, показали [10], что вблизи нижнего конца ПЭЛ максимальное увеличение наружного диаметра, обусловленное механическим взаимодействием поглотителя с оболочкой, составляет около 2% (рис. 5). Данные по увеличению наружного диаметра имеют большой разброс даже при одном и том же выгорании. Кроме того, характер формоизменения оболочки достаточно сложен и характеризуется сильной

анизотропией — форма оболочки имеет тенденцию к возрастанию овальности. В оболочках пятнадцати из 56 осмотренных ПЭЛ были обнар)"жены трещины в нижней части. Среднее выгорание изотопа В-10 при этом составляло 10% ат.

Высота ПЭЛ, их

Рисунок 5. Формоизменение ПЭЛ MCR103 D107 реактора JOYO при облучении [10]

Исходные данные для верификационных расчетов НДС ПЭЛ реактора JOYO при силовом контакте поглотителя с оболочкой. Основные геометрические и эксплуатационные параметры стержня СУЗ и ПЭЛ приведены в таблице 2.

Таблица 2

Геометрические и эксплуатационные параметры стержня СУЗ и ПЭЛ реактора JOYO

Стержень СУЗ

Длина, мм

2 250

Диаметр чехловой трубы, мм

64.7

Число ПЭЛ

ПЭЛ

Внешний диаметр оболочки, мм

18,1

Толщина оболочки, мм

0,7

Диаметр сердечника, мм

16,3

Высота сердечника, мм

650,0

Материал сердечника

В4С(90% ат.В10)

7

Продолжение таблицы 2

Материал оболочки Сталь 316 х. д.

Плотность поглотителя, г/см'' 2.14

Максимальное энерговыделение в поглотителе. МВт/м'' 100

Давление теплоносителя на выходе из сборки СУЗ. МПа 0,2

Температура теплоносителя на входе в сборку СУЗ, "С 370

Расход теплоносителя через пучок ПЭЛ. кг/с 2,0

Время облучения, ч -7600

Флюенс нейтронов (Е > 0,1 МэВ), н/м2 3,02-10"

Максимальное выгорание изотопа В-10, захв/м'1 56,5-10¿"

Рассматривался стационарный режим работы ПЭЛ в течение заданного количества часов. Распределение выгорания поглотителя по высоте ПЭЛ представлено на рисунке 6 [11]. Эта зависимость также качественно отражает распределения дозовой нагрузки на ПЭЛ и удельного тепловыделения в поглотителе и оболочке ПЭЛ.

Рисунок б. Распределение выгорания поглотителя по высоте ПЭЛ стержня СУЗ реактора JOYO

Для учета эффекта радиационной ползучести материала оболочки, в расчетах использовалась зависимость ее скорости ( £) от скорости набора повреждающей дозы (k). Зависимость скорости радиационной ползучести материала оболочки от напряжений ( 0) полагалась линейной: { = В-к-(Г. Модуль радиационной ползучести составлял: В= 10 2 (МПа-сна)~',Для оценки скорости распухания поглотителя использовалась японская расчетная зависимость, представленная на рисунке 7.

Распределение полей температур в ПЭЛ рассчитывалось с помощью теплогидравлического кода BUMT. При расчетах решались следующие задачи — нахождение в зависимости от времени полей температуры в ПЭЛ, чехле сборки и теплоносителе и определение полей скорости и давления теплоносителя в сборке. Заданными являлись временные зависимости давления на входе и выходе из сборки и температуры теплоносителя на входе в сборку; закон изменения распределения поля энерговыделения в элементах сборки.

12.00

10.00

s= 8.00 о4

к 5ч С

I 6.00

л

О- 4 00

2.00-

0.00

0.00 5.00 10.00 15.00 20.00 25.00 30.00

Выгорание, % ат. Рисунок 7. Зависимость распухания поглотителя от выгорания [12]

Результаты верификационных расчетов. Проведенные расчеты НДС ПЭЛ стержня СУЗ реактора JOYO показали принципиальную возможность расчетного моделирования работоспособности оболочки при ее силовом контакте с поглотителем. В процессе эксплуатации ПЭЛ в нижнем, наиболее нагруженном сечении оболочки, при бесконтактном деформировании уровень напряжений незначителен (около -2,0 МПа) и практически не меняется. Контакт сердечника с оболочкой возникает через 5020 часов в нижнем сечении ПЭЛ и за расчетный период (7600 часов) реализуется на 11% длины сердечника (в нижней части). При совместном деформировании темп нагружения определяется скоростью распухания сердечника. Напряжения в оболочке быстро растут, но со временем стабилизируются. Стабилизация напряжений обусловлена интенсификацией процесса ползучести материала под напряжением. В результате устанавливается такой уровень напряжений, при котором скорость формоизменения оболочки компенсирует нагружение распухающим сердечником. Максимальный уровень напряжений реализуется в нижнем сечении и составляет —400 МПа (рис.8). Этот уровень напряжений, рассчитанных в меру современного знания о поведении конструкционных материалов под облучением, не противоречит общепринятым представлениям.

Один из наиболее показательных моментов с точки зрения верификации расчетной методики — изменение наружного диаметра оболочки в конце ресурса (рис. 9). Максимальное формоизменение происходит на завершающем этапе кампании в сечениях с силовым контактом сердечника и оболочки, т. е. в нижней части ПЭЛ. Диаметр оболочки необратимо увеличивается под действием распухающего сердечника. Максимальная необратимая окружная деформация при этом составляет ~ 1,51 %.

Расчетное формоизменение удовлетворительно согласуется с зафиксированным экспериментально [10]. Величина максимальной необратимой деформации, полученная расчетным путем, приблизительно в 1,7 раза меньше максимальной деформации, отмеченной во время послерадиационных исследований. Однако противоречия в этом нет, поскольку экспериментальные данные по деформации получены измерением максимального диаметра в сечении овализированных оболочек, усредненные же величины внешнего диаметра практически совпадают с расчетными значениями.

Время, час

Рисунок 8. Изменение во времени окружного напряжения в оболочке периферийного ПЭЛ (сечение с максимальным энерговьщелением)

Рисунок 9. Изменение наружного диаметра оболочки по высоте ПЭЛ в конце ресурса

Проведенная оценка работоспособности оболочек по критерию трещиностойкости облученной стали дала неоднозначно трактуемые результаты. Максимальное расчетное значение коэффициента интенсивности напряжений для трещины глубиной 100 мкм оказалось меньше критического значения для достигнутого флюенса. С одной стороны, это приводит к выводу о сохранении работоспособности рассмотренного ПЭЛа в течение всего срока эксплуатации. С другой стороны, очевидно, что при статистическом рассмотрении вероятность наличия в оболочке более глубоких трещин отлична от нуля (для рассмотренного ПЭЛ критична трещина с глубиной более 130 мкм). Соответственно, в достаточно представительной выборке ПЭЛ, статистически эквивалентных рассмотренному, нарушение целостности оболочки до конца срока эксплуатации вполне вероятно. Этот вывод согласуется и с экспериментальными результатами. Причина разночтений кроется в том, что точность оценки работоспособности по этому критерию зависит от

полноты знаний о внутренних дефектах материала до облучения. Соответственно, для количественной оценки работоспособности оболочки следовало искать другой критерий.

Экспериментально зафиксировано значимое (15 случаев из 56) число неблагоприятных исходов (т. е. нарушения целостности) при превышении пороговой величины деформации оболочки. В связи с этим, было сделано следующее предположение — при оценке работоспособности оболочек ПЭЛ, находящихся в силовом контакте с поглотителем, в качестве определяющего следует руководствоваться консервативным критерием непревышения величиной накопленной необратимой деформации выбранного предельно допустимого значения. Анализ результатов проведенных верификационных исследований позволил установить предельно допустимое значение накопленной деформации оболочки равным ~1,5% (из соображений непревышения величины максимальной деформации, полученной расчетным путем для оболочки ПЭЛ стержня СУЗ реактора JOYO). Таким образом, выбран количественный критерий работоспособности оболочки ПЭЛ при силовом контакте с поглотителем.

Проведенные верификационные исследования подтвердили возможность использования разработанной методики оценки работоспособности ПЭЛ в условиях механического взаимодействия поглотителя и оболочки в расчетах ресурса стержней СУЗ реакторов БН.

Глава 4. Расчетные исследования работоспособности стержней аварийной зашиты

реактора БН-600

Четвертая глава содержит результаты комплекса научно-исследовательских работ в обоснование повышения ресурса штатных стержней A3 сб. 1663 до 500 эфф. суток, выполненных автором в 2000-2003 гг., и результаты проведенных исследований возможности увеличения назначенного ресурса стержней A3 (сб. 2637) до четырех межперегрузочных интервалов (~700 эфф. суток). Исследования выполнялись в соответствии с разработанным методическим подходом.

Из-за специфических условий эксплуатации стержней A3 реактора БН-600, поглотитель — карбид бора высокого обогащения — выгорает в основном в нижней части ПЭЛ, и по окончании эксплуатации стержень обладает достаточной физической эффективностью. Естественно, что в силу высокой стоимости обогащенного карбида бора приоритетным становится повышение ресурсных характеристик стержней A3, и, как следствие, их технико-экономических параметров. Эта цель декларируется в «Программе НИР и ОКР в области органов регулирования реактора БН-600 на период 2000-2005гг» и в Отраслевой Программе «Органы регулирования отечественных ядерных реакторов». Поставленная задача применительно к реактору БН-600 решается одновременно по нескольким направлениям, в том числе и за счет разумного и обоснованного увеличения назначенного ресурса штатных стержней.

Расчетные исследования в обоснование увеличения ресурса стержней A3 сб. 1663

реактора БН-600

При выполнении расчетных исследований были рассмотрены условия эксплуатации штатных и экспериментальных стержней A3 реактора БН-600. В соответствии с предложенным методическим подходом, включавшим в себя расчетный и эмпирический анализ ряда важных параметров эксплуатации стержней (выгорание поглотителя и физическая эффективность стержня, прочностные свойства конструкционных элементов, и т. п.), были проведены необходимые расчеты работоспособности стержня A3 сб. 1663 при продлении его ресурса. Алгоритм расчетной оценки работоспособности штатных стержней СУЗ для заданного ресурса применительно к стержням A3 сб. 1663 включал в себя ряд шагов.

• Расчет выгорания поглотителя и оценка потери физической эффективности стержня. На этом шаге по экспериментальным и расчетным зависимостям определялось распределение глубины выгорания бора по высоте ПЭЛ, и оценивался запас эффективности стержня.

• Теплогидравлический расчет сборки, проводимый с целью получения распределений полей температур теплоносителя, оболочек ПЭЛ и поглотителя.

• Прочностной расчет наиболее нагруженных конструкционных элементов стержня с учетом деградации прочностных свойств материалов.

• Расчет НДС системы «сердечник-оболочка», учитывавший распухание поглотителя и оболочки ПЭЛ, и потенциальный контакт между столбом поглотителя и оболочкой. По

результатам термомеханического расчета проверялось непревышение деформацией оболочки допустимой величины, и, соответственно, сохранение целостности оболочки.

Проведенный анализ результатов послерадиационных исследований и результаты выполненных расчетов позволили сделать обоснованные выводы о возможности продления ресурса стержней А3 сб. 1663 до ~500 эфф. суток.

1) Конструкция рабочих звеньев стержня работоспособна. В процессе эксплуатации не ожидается значительного искривления на вытеснителях и ПЭЛ. Изменения линейных размеров шарниров, нижнего удлинителя и оболочек ПЭЛ будут лежать в пределах допустимых.

2) Расчетная потеря физической эффективности стержня А3 сб. 1663 при наработке ресурса ~500 эфф. суток равна 1,4%, что существенно меньше предельно допустимой потери, равной 10%.

3) Прогнозная оценка состояния материалов, проведенная на базе результатов металлографических исследований образцов, вырезанных из элементов конструкции стержня А3 сб. 1663 зав. № В31 Г54 с наработанным ресурсом в 420 эфф. суток, является позитивной — ожидать критических изменений в структурном состоянии материала хвостовика, нижнего удлинителя, шарниров, оболочек ПЭЛ и сварных швов не следует.

4) Прочностные свойства материалов конструкционных элементов в процессе эксплуатации снижаются. Однако при прогнозируемых темпах деградации характеристик прочности элементов стержня не возникнет ситуация с нарушением целостности какого-либо элемента конструкции. Были проведены расчеты прочности трубы нижнего удлинителя при возникающих осевых нагрузках; расчеты возникающих температурных напряжений при кратковременных нагрузках (срабатывание БАЗ); расчеты на циклическую прочность; обоснование работоспособности при сейсмических нагрузках при максимальном расчетном землетрясении (МРЗ) до 6 баллов по шкале М8К-64; обоснование работоспособности хвостовика стержня в режиме БАЗ в условиях проектных аварий. Результаты показывают: запас по прочности конструкционных элементов в несколько раз превышает требуемый по нормативным документам.

5) Работоспособность оболочек ПЭЛ подтверждена термомеханическими расчетами как для условий без контакта с поглотителем, так и для сознательно ужесточенных условий эксплуатации с силовым контактом поглотителя и оболочки. Даже в условиях моделируемого контакта «сердечник-оболочка» в нижнем сечении ПЭЛ при приближении к 500 эфф. суткам эксплуатации оболочка сохранит достаточный запас работоспособности.

6) Результатами материаловедческих исследований таблеток поглотителя, отработавших в опытном стержне А3 сб. 2637 в течение ~502 эфф. суток, подтверждена работоспособность карбида бора в условиях изменения его кристаллической структуры, фрагментации таблеток, изменения физико-механических характеристик (теплопроводность, прочностные характеристики, и т. п.) и размерных изменений, обусловленных распуханием.

Таким образом, результаты расчетов и анализ данных экспериментальных исследований позволили спрогнозировать безопасную эксплуатацию штатных стержней А3 сб. 1663 в течение ~500 эфф. суток в активной зоне реактора БН-600.

Внедрениерезультатов

Полученные результаты исследований были использованы при подготовке следующей проектно-конструкторской документации:

• изменение Технических условий 95.5063-761663.00.000 ТУ, в котором назначенный ресурс стержней А3 сб. 1663 устанавливается равным 500 эффективным суткам;

• Обоснование ядерной и радиационной безопасности реактора БН-600 энергоблока № 3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней аварийной защиты (1663.00.000 и 1663.00.000-01) с назначенным ресурсом 500 эффективных суток. № 505-096-02 от 29.11.2002 г.;

. Изменение № 1 от 25.03.2003 г. «Условий действия лицензии (УДЛ) № ГН-03-101-1078 от 05.03.2003 г. на эксплуатацию стержней А3 сб. 1663.00.000 в составе СУЗ энергоблока № 3 Белоярской АЭС».

Таким образом, обеспечено изменение режима эксплуатации штатных стержней А3 в активной зоне 01М1, активной зоне 01М2 и в переходный период. К весне 2006 года общее количество стержней А3 сб. 1663.00.000, которые отработают в реакторе БН-600 по три микрокампании, составит 16 штук. Общий экономический эффект от увеличения ресурса стержня А3 на одну микрокампанию ориентировочно составит более 12 млн. рублей [21].

Расчетные исследования предельного состояния стержней A3 сб. 2637 реактора БН-600

Работоспособность и эксплуатационная надежность модернизированного стержня А3 сб. 2637.00.000, разработанного специалистами ОКБМ, для назначенного ресурса 560 эфф. суток обоснована результатами послерадиационных исследований, материалами технического проекта, обеспечением качества при изготовлении и подтверждена опытом эксплуатации экспериментальных и штатных ТВС, стержней и гильз СУЗ реактора БН-600. Целью проведенных исследований, выполненных при непосредственном участии автора, была оценка возможностей увеличения ресурса модернизированного стержня А3 до ~700 эффективных суток (что соответствует четырем межперегрузочным интервалам). Алгоритм расчетной оценки работоспособности стержней А3 сб. 2637 включал в себя оценку потери физической эффективности, прогнозную оценку работоспособности конструкционных материалов с учетом деградации их механических свойств, теплогидравлические расчеты сборки СУЗ и расчеты НДС ПЭЛ, учитывавшие механический контакт между столбом поглотителя и оболочкой.

Результаты консервативных оценок показали, что при достижении ресурса в 700 эфф. суток физическая эффективность стержня А3 снизится на 6,5%. Максимальное выгорание поглотителя по бору общему при этом составит 25,1% ат., среднее по высоте — 4,9% ат. Снижение эффективности не превышает допустимого предела в 10%, установленного нормативными и проектными документами.

Анализ результатов послерадиационных исследований показал, что работоспособность конструкционных материалов для достигаемых к 700 эфф. суткам эксплуатации повреждающих доз сомнений не вызывает.

Таким образом, количество критических факторов для модернизированных стержней по сравнению со штатными стержнями уменьшилось, поскольку возможность недопустимого формоизменения конструкционных элементов стержней и критической деградации прочностных свойств практически исключена. Отсюда следует, что при оценке работоспособности модернизированных стержней при ресурсе 700 эфф. суток наиболее опасным фактором является потенциальный силовой контакт распухающего поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

Несложная консервативная оценка показывает, что, при постоянной скорости распухания поглотителя DЬW, равной 0,5% изменения линейного размера на 1% выгорания бора общего, к 700 эфф. суткам эксплуатации (когда максимальное выгорание в нижнем блочке составит зазор между распухающим поглотителем и оболочкой ПЭЛ будет выбран

полностью: — диаметр блочка

карбида бора при наработке 700 эфф. суток; (¡а — начальный диаметр блочка.) При этом внутренний диаметр оболочки с учетом ее распухания не превысит ~21,7 мм.

Для оценки последствий силового контакта «сердечник-оболочка» были проведены теплогидравлические расчеты сборки СУЗ и расчеты НДС оболочки наиболее нагруженного периферийного ПЭЛ. При расчете использовалась следующая модель — реактор работает на номинальной мощности в течение 700 эфф. суток. Рассчитывался штатный режим эксплуатации ПЭЛ в стационарных условиях.

Расчетом показано, что контакт между сердечником и оболочкой возникает через -14460 часов в нижнем сечении ПЭЛ. За расчетный период (16800 часов) контакт реализуется в нижних сечениях ПЭЛ. При бесконтактном деформировании оболочки уровень напряжений незначителен.

При совместном деформировании темп нагружения определяется скоростью распухания сердечника, и напряжения в оболочке растут скачкообразно, но быстро стабилизируются. Стабилизация напряжений обусловлена интенсификацией процесса ползучести материала оболочки под напряжением. Максимальное увеличение диаметра оболочки реализуется только в нижней части ПЭЛ и составляет не более 0,35 мм (рис. 10).

Рисунок 10. Изменение наружного диаметра оболочки периферийного ПЭЛ в конце ресурса

Оценка работоспособности оболочки проводилась по критерию непревышения величиной накопленной пластической деформации предельно допустимого значения, равного 1,5%. Величина максимальной окружной деформации оболочки, полученная в расчетах, составляет 1,44%. Это позволяет сделать вывод о том, что работоспособность оболочки в течение 700 эфф. суток эксплуатации обеспечивается даже при её силовом контакте с поглотителем.

Таким образом, проведенный анализ возможности увеличения ресурса стержней А3 сб. 2637 до ~700 эфф. суток показал следующее.

1) Расчетная потеря физической эффективности к моменту наработки стержнем ~700 эфф.

суток меньше предельно допустимой потери для стержней А3.

Конструкция рабочих звеньев стержня вполне работоспособна — в процессе эксплуатации не следует ожидать значительного формоизменения и распухания конструкционных элементов.

Работоспособность конструкционных материалов стержня подтверждается результатами послерадиационных исследований и расчетными прогнозными оценками. Работоспособность оболочек ПЭЛ в условиях механического контакта с поглотителем в

конце ресурса подтверждена термомеханическими расчетами.

Вышеизложенные соображения позволяют обоснованно считать, что ресурс стержней А3 сб. 2637 реактора БН-600 может быть увеличен до 700 эфф. суток. Потенциальный экономический эффект от внедрения превышает 20 млн. рублей в ценах 2004 года.

Глава 5. Расчетный анализ ресурсных характеристик стержней СУЗ реактора типа БН-1800

В пятой главе приводятся результаты расчетно-аналитических исследований по поиску оптимальных проектных решений для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800 с целью обоснования их минимального ресурса в 500 эфф. суток.

2)

3)

4)

Адекватная с точки зрения надежной и безопасной эксплуатации величина назначенного ресурса стержней СУЗ перспективного реактора типа БН-1800 позволит существенно снизить эксплуатационные затраты, и, как следствие, повысить экономичность реакторной установки в целом. Решение этой задачи возможно только при исчерпывающем расчетном обосновании работоспособности конструкций стержней СУЗ с качественной и количественной оценкой факторов, лимитирующих время их работы.

Проанализированы условия эксплуатации и факторы, ограничивающие работоспособность стержней. По результатам проведенного анализа выбрана конструкция унифицированной сборки стержней СУЗ, в целом повторяющая традиционную, проверенную многолетним опытом эксплуатации конструкцию стержней СУЗ реактора БН-600, и выбраны марки конструкционных материалов — сталь ЭП-450 для шарниров, хвостовиков и чехловых труб; сталь ЧС-68 х. д. для оболочек ПЭЛ и вытеснителей. В качестве поглотителя выбран карбид бора различного обогащения (естественный — для стержней КС и РС, обогащенный до 80% ат. изотопа В-10 — для стержней А3).

Сборки стержней А3, КС и РС реактора типа БН-1800 унифицированы по размерам, структуре и применяемым материалам (за исключением обогащения поглотителя), однако условия их работы существенно отличаются. Собственно в активной зоне реактора, подвергаясь воздействию интенсивного нейтронного потока, находятся только стержни РС. Соответственно, обоснование конструкции и материалов сборок стержней СУЗ выполнялось с помощью оценок работоспособности стержней автоматического регулирования (РС).

Расчетами показано, что для стержней СУЗ реактора типа БН-1800 определяющим лимитирующим фактором будет являться выгорание поглотителя и сопутствующее снижение физической эффективности, поскольку выбор в качестве конструкционных материалов радиационно-стойких сталей ЭП-450 и ЧС-68 х. д. снимает проблему распухания элементов стержней и ухудшения их кинематических характеристик.

Термомеханические расчеты ПЭЛ стержня РС дали следующие результаты. К моменту наработки 500 эфф. суток зазор между поглотителем и оболочкой сохраняется. Напряжения в оболочке в этой ситуации обуславливаются неравномерностью температуры оболочки по периметру. Максимальный азимутальный перепад температур в оболочке периферийного ПЭЛ составляет ~17°С. Проведенная оценка работоспособности оболочек показала, что возникающие от азимутальной неравномерности температур максимальные напряжения изгиба (27 МПа) почти на порядок меньше предельно допустимых, т. е. условия прочности выполняются с большим запасом.

Для оценки запаса работоспособности ПЭЛ и проверки возможности увеличения назначенного ресурса стержня были проведены вариантные расчеты НДС ПЭЛ при наработке стержнем РС ~1000 эфф. суток.

В результате проведенных расчетов получено, что контакт между сердечником и оболочкой возникает через ~20810 часов в средней части ПЭЛ, где дозовая нагрузка максимальна. За расчетный период (24000 часов) контакт реализуется на участке длиной ~3/8 высоты ПЭЛ. При бесконтактном деформировании оболочки уровень напряжений незначителен. При совместном деформировании темп нагружения определяется скоростью распухания сердечника, максимальный уровень напряжений при этом не превышает 180 МПа (рис. 11), а максимальное изменение диаметра оболочки ПЭЛ составляет 0,29 мм.

Оценка работоспособности оболочки ПЭЛ проводилась по критерию непревышения предельно допустимого значения накопленной пластической деформации. Величина максимальной окружной деформации оболочки, полученная в расчетах, составляет 1,28%. Расчетами показано, что работоспособность оболочки ПЭЛ стержня РС в течение 1000 эфф. суток эксплуатации обеспечивается даже при наличии её силового контакта с поглотителем.

200 -i-

180- --

160«

140-

í 120-s

i 1008.

| 80S 60s

I 40'

o 200--

-20-I-,-,-,-,-

0 5000 10000 15000 20000 25000

Время,час

Рисунок ]]. Изменение во времени окружного напряжения оболочки ПЭЛ стержня PC в сечении с максимальным энерговыделением

Таким образом, на базе проведенного расчетно-эмпирического анализа работоспособности стержня PC, как работающего в наиболее жестких условиях по дозовым и температурным нагрузкам, обоснована работоспособность стержней СУЗ реактора типа БН-1800 при заданном ресурсе эксплуатации в 500 эфф. суток. Дополнительные расчеты НДС ПЭЛ стержня PC при его эксплуатации в течение 1000 эфф. суток в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой продемонстрировали возможность существенного увеличения назначенного ресурса стержней СУЗ реактора типа БН-1800.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

Основные результаты работы и вытекающие из них выводы сводятся к следующему.

1) На основании анализа факторов различной природы, ограничивающих ресурс стержней СУЗ, показано, что для условий глубоких выгораний существенным для расчета ресурсных характеристик стержней СУЗ является корректный учет последствий механического контакта распухающего поглотителя с оболочкой ПЭЛ

2) Разработана методика расчетного обоснования работоспособности стержней СУЗ РБН для заданного срока их эксплуатации в условиях глубоких выгораний. Методика включает в себя:

• расчетную оценку физической эффективности стержней;

• расчетную оценку распухания материалов конструкционных элементов;

• прочностные расчеты конструкции стержня с учетом прогнозируемой деградации механических свойств конструкционных материалов;

• расчетную оценку работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой с использованием методики взаимосогласованного теплогидравлического расчета сборки СУЗ и расчета НДС ПЭЛ.

3) Разработана методика трехмерного теплогидравлического расчета сборок стержней СУЗ. Методика построена на поканальной модели, учитывается межканальный обмен теплом, массой и импульсом, неоднородности параметров пучка ПЭЛ. Поканальная модель дополнена детальным расчетом распределения температуры в сердечнике и оболочке поглощающих элементов. Разработанная методика реализована в расчетном коде BUMT.

Код BUMT верифицирован на результатах экспериментов, проведенных с модельной сборкой на жидкометаллическом стенде ФЭИ, и на расчетных результатах, полученных по другим программам.

Поставлена задача расчета НДС ПЭЛ стержня СУЗ РБН в стационарных режимах эксплуатации в условиях силового взаимодействия поглотителя и оболочки. Сформулированы основные гипотезы по схеме нагружения оболочки за счет внутреннего давления, а именно — сердечник распухает изотропно, эффекты ползучести в нем отсутствуют. Выбран и адаптирован под поставленную задачу расчетный инструмент — термомеханический код DRAKON.

4) Проведен анализ опубликованных отечественных и зарубежных данных по зафиксированным случаям деформации и разрушения оболочки ПЭЛ в результате силового взаимодействия с поглотителем, и выбрана тестовая модель для верификации расчетной методики оценки работоспособности ПЭЛ, в основу которой положены результаты исследований ПЭЛ стержней СУЗ японского исследовательского реактора JOYO. Проведенные верификационные исследования:

• подтвердили возможность использования разработанной расчетной методики в расчетах ресурса конкретных конструкций стержней СУЗ действующих и проектируемых реакторов БН;

• позволили выбрать количественный критерий работоспособности оболочки ПЭЛ при силовом контакте с поглотителем.

5) По разработанной методике выполнен комплекс расчетно-аналитических исследований в обоснование увеличения ресурса штатных стержней A3 сб. 1663 реактора БН-600 до 500 эфф. суток. Полученные результаты успешно внедрены на практике.

Выполнены исследования работоспособности стержней A3 сб. 2637 реактора БН-600 при увеличении назначенного ресурса до 700 эфф. суток. Показано, что главным лимитирующим фактором является силовой контакт поглотителя с оболочкой ПЭЛ. Проведены расчеты ПЭЛ в условиях контакта, и показано, что при наработке ресурса 700 эфф. суток ПЭЛ сохраняет работоспособность. Сделан вывод о возможности увеличения ресурса стержней A3 сб. 2637 до 700 эфф. суток.

6) Выполнены исследования по поиску оптимальных проектных решений для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800 с целью обоснования минимального ресурса в 500 эфф. суток. Предложена конструкция сборки стержней СУЗ, выбраны марки конструкционных материалов и тип поглотителя. Расчетами обоснована работоспособность стержней СУЗ реактора типа БН-1800 при заданном ресурсе эксплуатации в 500 эфф. суток. Расчетами НДС ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой показана возможность увеличения ресурса стержней СУЗ реактора типа БН-1800 до 1000 эфф. суток.

Литература, на которую сделаны ссылки в автореферате:

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. Минатом РФ, Москва, 2002.

2. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. — М.: Энергоатомиздат, 1986.

3. Жуков А. В. и др. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989.

4. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. Под редакцией Жукова А. В. и Сорокина А. П., ФЭИ, Обнинск, 1988.

5. Патанкар С. В. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.

6. Лихачёв Ю. И., Пупко В. Я. Прочность твэлов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

7. Хмелевский М. Я., Попов В. В., Малахова Е. И. Физические и математические основы расчета напряженно-деформированного состояния и работоспособности цилиндрических твэлов контейнерного типа. Препринт ФЭИ-3007,2004.

8. Kelly B.T., Kryger В., Escleine J.M., Holler P. Development of Fast Breeder Reactor Absorber Elements for High Endurance, in Europe (Европейские разработки для быстрых реакторов ПЭЛ с повышенной работоспособностью). International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycle, Kyoto, Japan, 1991. Proceedings V. III p. 1.10-1-1.10-9.

9. Ponomarenko V. В., Risovany V. D. et al.: Experience in Development, Operating and Material Investigation of the BOR-6O Reactor Control and Safety Rods (Опыт разработки, эксплуатации и материаловедческих исследований стержней СУЗ реактора БОР-бО). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.195-203.

10. Сога Т., Тобита К., Мицуги Т., Миякава С. Разработка стержней СУЗ реактора JOYO с натриевым подслоем, "Saikuru kikoo gijutsu" № 8, сентябрь 2000 г., стр. 13-22.

11. Aoyama Т., Arii Y. et al. Analysis of Control Rod Worth in Experimental Reactor JOYO (Анализ эффективности стержней СУЗ исследовательского реактора JOYO). IWGFR/69 ISSN 1011-2758, Vienna, 1990, p. 211-235.

12. Maruyama Т., Onose S. et al. Effect of Fast Neutron Irradiation on the Properties of Boron Carbide Pellet (Влияние облучения быстрыми нейтронами на свойства блочков карбида бора). Journal ofNuclear Science Technology, Vol. 34, No. 10, p. 1006,1997.

Библиографический список трудов автора по теме диссертации:

13. Камаев А. А., Молчанов Д. И., Ошканов Н. Н., Поплавский В. М., Тузов А. А. и др. «Регулирующий орган ядерного реактора на быстрых нейтронах» // Патент РФ на изобретение № 2231142 от 20.06.2004 (приоритет изобретения 22.07.2003).

14. Физические и инженерные проблемы повышения безопасности и эффективности выжигания актинидов в перспективном быстром реакторе // Под общей ред. канд. ф.-м. н. В. И. Матвеева - Обнинск, 2001.

15. Тузов А. А., Камаев А. А. Физическая модель напряженно-деформированного состояния поглощающих элементов реакторов БН в условиях силового взаимодействия сердечника с оболочкой // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. - 2004. - № - с.

16. Тузов А. А., Букша Ю. К., Мариненко Е. Е. и др. Разработка программы расчета теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: математическая модель // Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша № 12, Москва. -1996.

17. Тузов А. А., Букша Ю. К., Мариненко Е. Е. и др. Разработка программы расчета теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: разностные схемы // Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша № 11.- Москва, 1996.

18. Тузов А. А. О выборе тестовой модели для верификации методики оценки работоспособности ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглощающего сердечника с оболочкой // Препринт ФЭИ-3016. - Обнинск, 2004.

19. Тузов А. А., Козманов Е. А., Камаев А. А., Мальцев В. В., Поплавский В. М. Расчетно-экспериментальные исследования в обоснование увеличения ресурса стержней аварийной защиты (сб. 1663) реактора БН-600 до 500 эфф. суток // 7-ая Всероссийская конференция по реакторному материаловедению: Тез. докл. - Димитровград, 2003. - с. 304.

20. Козманов Е. А., Крылов Д. В., Молчанов Д. И., Росляков В. Ф., Тузов А. А. и др. Разработка, постановка на производство и внедрение на 3-ем энергоблоке Белоярской атомной станции стержней СУЗ с ресурсом 560 эффективных суток // Сборник научных трудов. Научно-техническая конференция, посвященная 40-летию Белоярской АЭС. Заречный, 2004 (в печати).

21. Желтышев В. А., Козманов Е. А., Тузов А. А. Комплекс работ в обоснование увеличения назначенного ресурса штатных стержней A3 реактора БН-600 до 500 эфф. суток // Сборник научных трудов. Научно-техническая конференция, посвященная 40-летию Белоярской АЭС. Заречный, 2004 (в печати).

Подписано к печати 23.11.2004 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л. 0,9. Уч.-изд.л.2,4. Тираж 39 экз. Заказ № Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл.

»-2311

Введение

Глава 1 Анализ факторов, ограничивающих ресурс стержней СУЗ реакторов БН.

1.1 Работоспособность конструкционных элементов стержней СУЗ.

1.2 Работоспособность ПЭЛ.

1.3 Критерии предельного состояния.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 2 Методический подход к расчётному обоснованию работоспособности стержней СУЗ РБН в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

2.1 Основные положения методического подхода. ф 2.2 Постановка задачи, методика и алгоритм трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок СУЗ БН. Расчётный код BUMT.

2.2.1 Моделирование процессов тепломассообмена в теплоносителе в сборке СУЗ РБН.

2.2.2 Конечно-разностная аппроксимация и алгоритм решения системы разностных уравнений.

2.2.3 Метод решения системы конечно-разностных уравнений.

2.2.4 Расчётный код BUMT.

2.3 Постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки

ПЭЛ при её механическом контакте с поглотителем.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 3 Верификация методики расчёта работоспособности ПЭЛ Щ стержней СУЗ РБН в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой.

3.1 Верификация теплогидравлического кода BUMT.

3.1.1 Верификация на экспериментальных данных.

3.1.2 Верификация на расчётных данных.

3.1.3 Выводы.

3.2 Верификация методики расчёта НДС ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой.

3.2.1 Силовое взаимодействие поглощающего сердечника с оболочкой ПЭЛ стержней СУЗ реактора JOYO.

3.2.2 Исходные данные для верификационных расчётов НДС ПЭЛ при силовом контакте поглотителя с оболочкой.

3.2.3 Результаты верификационных расчётов.

3.2.4 Анализ результатов и рекомендации.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 4 Расчётные исследования работоспособности стержней аварийной защиты реактора БН-600.

4.1 Расчётные исследования в обоснование увеличения ресурса стержней аварийной защиты сб. 1663 реактора БН-600.

Ш 4.1.1 Конструкция стержня A3 сб. 1663 и условия эксплуатации.

4.1.2 Оценка остаточного ресурса стержней A3 сб. 1663 при наработке 500 эффективных суток.

4.1.2.1 Расчёт выгорания поглотителя и оценка физической эффективности стержня.

4.1.2.2 Теплогидравлический расчёт стержня A3 сб. 1663. щ 4.1.2.3 Расчёт НДС ПЭЛ.

4.1.2.4 Расчётно-эмпирические исследования работоспособности конструкционных элементов стержня.

Роль быстрых реакторов в структуре отечественной ядерной энергетики, несмотря на конъюнктурные изменения ближней перспективы, по-прежнему остается значимой. Фундаментальные свойства быстрых реакторов, а именно — способность к воспроизводству ядерного топлива и эффективному выжиганию опасных с экологической точки зрения радионуклидов, — определяют необходимость дальнейшего развития этой ядерной технологии.

В соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], в качестве приоритетного рассматривается экономически эффективный коммерческий быстрый реактор нового поколения.

Одним из важнейших аспектов разработки такого реактора является обеспечение высокого уровня безопасности реакторной установки в целом при сохранении конкурентоспособности по сравнению с перспективными энергоисточниками. Поиск оптимального решения этой проблемы предполагает выполнение большого комплекса научно-исследовательских работ. Частью этих работ становится оправданная минимизация затрат на органы системы управления и защиты (СУЗ) РБН нового типа. В последние годы в России в качестве возможных путей достижения этой цели (на примере реактора БН-600) рассматривались:

• повышение назначенного ресурса стержней СУЗ штатной конструкции;

• внедрение новых материалов и конструкторских решений по стержням СУЗ с целью увеличения ресурса;

• применение рефабрицированного поглотителя (обогащенного по изотопу В-10 карбида бора).

История проектирования и эксплуатации стержней СУЗ отечественных и зарубежных быстрых натриевых реакторов показывает, что решение о величине назначенного ресурса стержня конкретной конструкции основывалось на результатах послерадиационных исследований опытных изделий. Величина предельно допустимого ресурса при этом прогнозировалась консервативно, с хорошим «запасом прочности».

К настоящему времени накоплен значительный опыт разработки, эксплуатации и послерадиационных исследований стержней СУЗ реакторов БН. В целом ясны определяющие механизмы повреждений и старения элементов конструкции и поглощающих элементов (ПЭЛ) стержней, влияющие на их работоспособность — радиационное распухание и деградация прочностных свойств конструкционных материалов, распухание и выгорание поглотителя, механическое и химическое взаимодействие поглотителя с оболочкой ПЭЛ. В связи с этим, появилась реальная возможность на основе критериев предельного состояния создать методику расчётного обоснования работоспособности как элементов стержней СУЗ, так и самих стержней в целом, позволяющую с хорошей точностью прогнозировать фактический остаточный ресурс. Разработка подобного инструмента для расчёта работоспособности элементов стержней СУЗ является весьма актуальной задачей при создании стержней СУЗ следующего поколения с техническими характеристиками и надёжностью, полностью отвечающими перспективным технико-экономическим показателям.

Основная цель диссертации заключается в создании и апробации методики расчёта работоспособности стержней СУЗ при высоких температурах и глубоких выгораниях поглотителя, позволяющей проводить оценку работоспособности ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой. В соответствии с поставленной целью автором был выполнен следующий комплекс работ:

• на базе обобщенных данных послерадиационных исследований определены основные факторы, влияющие на работоспособность стержней СУЗ и элементов их конструкции;

• выбраны критерии предельного состояния стержней СУЗ;

• разработана физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ в условиях механического контакта с поглотителем;

• проведены расчётные исследования теплогидравлики сборок СУЗ (расчёт полей температуры поглотителя и оболочки ПЭЛ, полей давления, скорости и температуры теплоносителя в сборках СУЗ РБН);

• проведены расчётные исследования напряженно-деформированного состояния (НДС) ПЭЛ стержней СУЗ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой;

• выполнены обоснование назначенного ресурса и исследования возможностей его повышения для стержней СУЗ реакторов типа БН-600 и БН-1800.

При решении этих задач разработан методический подход к расчётному обоснованию работоспособности стержней СУЗ при высоких выгораниях поглотителя; созданы методика и алгоритм трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок стержней СУЗ БН, реализованные в компьютерном коде BUMT [28]; поставлена и решена задача взаимосогласованного теплогидравлического расчёта сборки СУЗ и термомеханического расчёта ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой в стационарных режимах эксплуатации.

Решение ряда задач, связанных с получением и анализом экспериментальных данных, а также обсуждение полученных результатов и их практическая реализация выполнялись при непосредственном участии сотрудников ГНЦ РФ - ФЭИ и других организаций (Белоярской АЭС, ГП МЗП, ОКБМ, ИРМ). Характеристика использованных методических разработок и результатов, полученных экспериментально, дана по тексту диссертации.

Полученные автором результаты расчётно-аналитических исследований, проведённых с использованием разработанной методики, были использованы при обосновании возможности увеличения ресурса штатных стержней аварийной защиты реактора БН-600, и позволили найти оптимальные проектные решения для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800.

Автором выносятся на защиту:

• методика взаимосогласованного теплогидравлического и термомеханического расчёта ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглотителя с оболочкой;

• постановка задачи, методика и алгоритм трёхмерного расчёта теплогидравлических параметров и характеристик сборок СУЗ РБН;

• постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ стержней СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия с поглощающим сердечником и результаты верификационных расчётов;

• результаты расчётных исследований и рекомендации по увеличению назначенного ресурса стержней аварийной защиты реактора БН-600;

• результаты расчётных исследований по обоснованию оптимальных проектно-конструкторских решений для стержней СУЗ реактора типа БН-1800.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложения.

Основные результаты работы и вытекающие выводы сводятся к следующему.

1. На основании результатов проведённого анализа факторов различной природы, ограничивающих ресурс стержней СУЗ, показано, что на современном этапе развития стержней СУЗ РБН для условий глубоких выгораний существенным для расчёта ресурсных характеристик стержней СУЗ является корректный учёт последствий механического контакта распухающего поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

2. Разработана методика расчётного обоснования работоспособности стержней СУЗ РБН для заданного срока их эксплуатации в условиях глубоких выгораний. Методика включает в себя:

• расчётную оценку физической эффективности стержней;

• расчётную оценку распухания материалов конструкционных элементов;

• прочностные расчёты конструкции стержня с учётом прогнозируемой деградации механических свойств конструкционных материалов;

• расчётную оценку работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой с использованием методики взаимосогласованного теплогидравлического расчёта сборки СУЗ и расчёта НДС ПЭЛ.

3. Разработана методика трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок стержней СУЗ. Методика построена на поканальной модели, учитывается межканальный обмен теплом, массой и импульсом, неоднородности параметров пучка ПЭЛ. Поканальная модель дополнена детальным расчётом распределения температуры в сердечнике и оболочке поглощающих элементов. Разработанная методика реализована в расчётном коде BUMT. Код BUMT верифицирован на результатах экспериментов, проведённых с модельными сборками на жидкометаллическом стенде ФЭИ, и на расчётных результатах, полученных по другим программам.

Поставлена задача расчёта НДС ПЭЛ стержня СУЗ РБН в стационарных режимах эксплуатации в условиях силового взаимодействия поглотителя и оболочки. Сформулированы основные гипотезы по схеме нагружения оболочки за счёт внутреннего давления, а именно — сердечник распухает изотропно, эффекты ползучести в нем отсутствуют. Выбран и адаптирован под поставленную задачу расчётный инструмент — термомеханический код DRAKON.

Проведен анализ опубликованных отечественных и зарубежных данных по зафиксированным случаям деформации и разрушения оболочки ПЭЛ в результате силового взаимодействия с поглотителем, и выбрана тестовая модель для верификации расчётной методики оценки работоспособности ПЭЛ, в основу которой положены результаты исследований ПЭЛ стержней СУЗ японского исследовательского реактора JOYO. Проведённые верификационные исследования:

• подтвердили возможность использования разработанной расчётной методики в расчётах ресурса конкретных конструкций стержней СУЗ действующих и проектируемых реакторов БН;

• позволили выбрать количественный критерий работоспособности оболочки ПЭЛ при силовом контакте с поглотителем.

По разработанной методике расчётного обоснования работоспособности стержней СУЗ выполнен комплекс расчётно-эмпирических исследований в обоснование увеличения ресурса штатных стержней A3 сб. 1663 реактора БН-600 до 500 эфф. суток. Полученные результаты успешно внедрены на практике.

Выполнены исследования работоспособности стержней A3 сб. 2637 реактора БН-600 при увеличении назначенного ресурса до 700 эфф. суток. Показано, что главным лимитирующим фактором является механический контакт поглотителя с оболочкой ПЭЛ. Проведены расчёты ПЭЛ в условиях контакта, и показано, что при наработке ресурса 700 эфф. суток ПЭЛ сохраняет работоспособность. Сделан вывод о возможности увеличения ресурса стержней A3 сб. 2637 до 700 эфф. суток.

Выполнены исследования по поиску оптимальных проектных решений для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800 с целью обоснования минимального ресурса в 500 эфф. суток. Предложена конструкция сборки стержней СУЗ, выбраны марки конструкционных материалов и тип поглотителя. Расчётами обоснована работоспособность конструкционных элементов и ПЭЛ стержней СУЗ реактора типа БН-1800 при заданном ресурсе эксплуатации в 500 эфф. суток. По результатам расчётов НДС ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой продемонстрирована возможность увеличения ресурса стержней СУЗ реактора типа БН-1800 до 1000 эфф. суток.

Заключение

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. Минатом РФ, Москва, 2002.

2. Анализ возможностей повышения ресурса органов СУЗ: Отчёт о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10096, Обнинск, 1999.

3. Исследование работоспособности компенсирующих стержней реактора БН-600 с естественным карбидом бора с наработкой ресурса 94, 311 и 406 эфф. суток: Отчет о НИР / ФЭИ, инв. № 5419, Обнинск, 1988.

4. Исследование радиационной стойкости стержня аварийной защиты (A3) сб. 1663 реактора БН-600, отработавшего 312 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6030, Обнинск, 1990.

5. Послерадиационные исследования опытных стержней A3, АЗ-П, КС, PC, отработавших в модернизированной зоне OlMl реактора БН-600 502 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6566, Обнинск, 1994.

6. Завершение исследований опытных стержней A3, АЗ-П, PC и КС, отработавших в реакторе БН-600 ~500 эффективных суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10400, Обнинск, 2000.

7. Исследование герметичного стержня аварийной защиты (A3) реактора БН-350, отработавшего до выгорания поглотителя (карбида бора) 3,8% ат. бора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 2722, Обнинск, 1980.

8. Послерадиационные исследования поглощающих элементов (ПЭЛ) негерметичных (с газовым затвором) стержней автоматического регулирования (АР) реактора БН-350, отработавших до выгорания 14% ат. бора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 3880, Обнинск, 1984.

9. Сога Т., Тобита К., Мицуги Т., Миякава С. Разработка стержней СУЗ реактора JOYO с натриевым подслоем. "Saikuru kikoo gijutsu" № 8, сентябрь 2000 г., стр. 13-22.

10. Исследование радиационной стойкости стержня аварийной защиты (A3) типа «ловушка» реактора БН-600, отработавшего 311 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5181, Обнинск, 1987.

11. Исследование термодинамических свойств процесса взаимодействия карбидабора со сталью типа ЭИ-847: Отчёт о НИР/ГНЦ РФ-ФЭИ, инв.№ Ю781, Обнинск, 2001.

12. Исследование твэлов экспериментальной стали 06Х16Н15М2Т2ТФР (ЧС-68) в х. д. состоянии, облучённых в реакторе БН-600 до выгорания 11,5% т. а.87,5 сна): Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5747, Обнинск, 1989.

13. Материаловедческие исследования чехла ТВС Ц-6 из стали ЭП-450, облучённой в реакторе БН-350 до максимальной повреждающей дозы 92 сна: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6358, Обнинск, 1992.

14. Изучение коррозионно-механичееких свойств конструкционных материалов в жидкометаллических средах в активных зонах быстрых реакторов: Отчёт о НИР / ВНИИНМ, НИИАР, инв. № Г-1023с, Димитровград, 1986 г.

15. ОландерД. Р. Теоретические основы тепловыделяющих элементов. М.: Энергоатомиздат, 1982.

16. Термомеханический расчётный анализ поведения твэлов реактора БН-800 в неноминальных и аварийных условиях: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5898, Обнинск, 1990.

17. Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. (ПНАЭ Г-7-002-86) М.: Энергоатомиздат, 1989.

18. Жуков А. В. и др. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989.

19. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчёту активных зон быстрых реакторов. Под редакцией Жукова А. В. и Сорокина А. П., ФЭИ, Обнинск,1988.

20. Кириллов П. JI. и др. Справочник по теплогидравлическим расчётам. М.: Энергоатомиздат, 1990.

21. Macdougall J. D, LillingtonJ.N. The SABRE Code for Fuel Rod Clusters Thermohydraulics (Код SABRE для расчёта теплогидравлики пучков твэлов). Nucl. Eng. and Des., 1984, Vol. 82.

22. Патанкар С. В. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.

23. Программа BUMT для трёхмерного расчёта нестационарных теплогидравлических процессов в сборках активной зоны быстрого реактора с натриевым охлаждением: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 9346, Обнинск, 1996.

24. Ю. К. Букша, Е. Е. Мариненко, А. А. Тузов и др. Разработка программы расчёта теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: математическая модель. Москва, 1996, Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша № 12.

25. Ю. К. Букша, Е. Е. Мариненко, А. А. Тузов и др. Разработка программы расчёта теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: разностные схемы. Москва, 1996, Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша № 11.

26. Гончаров A. JI. Реализация метода неполной LU-декомпозиции сопряженных градиентов для решения сеточных уравнений на различных шаблонах. М., 1984, Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша АН СССР № 174.

27. Гончаров A. JI. К применению градиентных методов для решения разреженных несимметричных систем алгебраических линейных уравнений. М., 1987, Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша АН СССР №> 130.

28. Жуков А. В., Сорокин А. П. и др. Верификация программы поканального гидравлического расчёта ТВС быстрых реакторов MIF-2: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 8182, Обнинск, 1992.

29. Лихачёв Ю. И., Пупко В. Я. Прочность твэлов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

30. Хмелевский М. Я., Малахова Е. И., Долматов П. С. Математическое моделирование напряженно-деформированного состояния в стержневых цилиндрических твэлах. Программа КОНДОР. Препринт ФЭИ-1853, 1987.

31. Хмелевский М. Я., Попов В. В., Малахова Е. И. Физические и математические основы расчёта напряженно-деформированного состояния и работоспособности цилиндрических твэлов контейнерного типа. Препринт ФЭИ-3007, 2004.

32. Чадек И. Ползучесть металлических материалов. М.: Мир, 1987.

33. Попов В. В. Внутриреакторная прочность аустенитных сталей оболочек твэлов быстрых реакторов. Материалы совещания технического комитета МАГАТЭ — рабочей группы по быстрым реакторам. Обнинск, Россия, июнь 16-21, 1997.

34. Лихачев Ю. И. и др. Трещиностойкость облучённой аустенитной стали 0Х16Н15МЗБ. Радиационное материаловедение. Труды международной конференции по радиационному материаловедению. Том 7, Харьков,1990, с. 167-178.

35. Лихачев Ю. И., Попов В. В., Куров И. В., Хмелевекий М. Я. Оценка вероятности разгерметизации оболочки стержневого твэла, имеющей начальные трещины. Препринт ФЭИ-900. Обнинск, 1979.

36. Миякава С., Сога Т. и др. Разработка и опыт использования стержней СУЗ активной зоны МК-И реактора JOYO, PNC TN9410 97-068, 1997.

37. Maruyama Т., Onose S. et al. Effect of Fast Neutron Irradiation on the Properties of Boron Carbide Pellet (Влияние облучения быстрыми нейтронами на свойстваблочков карбида бора). Journal of Nuclear Science Technology, Vol. 34, No. 10, p. 1006, 1997.

38. Aoyama Т., Arii Y. et al. Analysis of Control Rod Worth in Experimental Reactor JOYO (Анализ эффективности стержней СУЗ исследовательского реактора JOYO). IWGFR/69 ISSN 1011-2758, Vienna, 1990, p. 211-235.

39. Первичные исследования стержней A3 реактора БН-600: Отчёт о НИР / БАЭС, инв. № 21310007, Заречный, 2000.

40. Обоснование ядерной и радиационной безопасности реактора БН-600 энергоблока №3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней аварийной защиты (1663.00.000 и 1663.00.000-01) с назначенным ресурсом 500 эффективных суток. № 505-096-02 от 29.11.2002 г.

41. Стержень аварийной защиты аппарата БН-600. Технические условия. ТУ 95.5063-76 1663.00.000 ТУ.Щ

42. Стержни СУЗ реактора БН-600. Техническое задание. ОКБМ, исх. № 3-44/8262 от 01.06.89 г. дсп, Нижний Новгород, 1989.

43. Влияние длительности облучения рабочих органов аварийной защиты реактора БН-600 на их эффективность: Отчёт БАЭС, № 38-3/4-187 от 27.03.01 Заречный, 2001.

44. Расчётное обоснование работоспособности штатного стержня A3 сб. 1663 реактора БН-600 при повышении ресурса до 500 эфф. суток. Техническая справка ГНЦ РФ — ФЭИ, инв. № Г-5872, Обнинск, 2002.

45. Белоярская АЭС. Блок № 3. Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600. Инв. № 2-1047/2, СПб НИПКИ «Атомэнергопроект», Санкт-Петербург.

46. Стержень поглощающий A3 реактора БН-600. Паспорт 2637.00.000 ПС-Р. МЗП, г. Москва, 1989.59. 2631.00.000РР1 Стержни СУЗ реактора БН-600. Расчёт на прочность и формоизменение. Инв. № Т-8037, ГП МЗП, Москва.

47. Стержни СУЗ реактора БН-600 с назначенным ресурсом 560 эфф. суток. Обоснование ядерной и радиационной безопасности энергоблока № 3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней СУЗ. Инв. №2714, ГП МЗП, Москва.Ш

48. Решение о выдаче патента на изобретение «Регулирующий орган ядерного реактора на быстрых нейтронах» № 2003122381/06(024454) (авторы Крылов Д. В., Молчанов Д. И., Ошканов Н. Н., Рогов В. А., Тузов А. А. и др.)

49. Статистический анализ результатов измерения геометрии ТВС с оболочкой из стали ЧС-68 х. д., достигший дозы 86,8 сна: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 8260, Обнинск, 1992.

50. Исследование твэлов экспериментальной стали 06Х16Н15М2Т2ТФР (ЧС-68) вх. д. состоянии, облучённых в реакторе БН-600 до выгорания 11,5% т. а. (87,5 сна): Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5747, Обнинск, 1989.

51. Анализ методических подходов к определению прочности TBCJI реакторов. Техническая справка ФЭИ, № 33-11/160. Обнинск, 1992.

52. Расчётные исследования по выбору и обоснованию стержней СУЗ перспективного реактора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10390, Обнинск, 2000.

53. Анализ проблем оптимизации конструкции и режимов работы ПЭЛ истержней СУЗ реактора типа БН-1800 с целью обоснования минимального ресурса в 2 года с учётом отклонений от условий нормальной эксплуатации: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10909, Обнинск, 2001.

54. Физические и инженерные проблемы повышения безопасности и эффективности выжигания актинидов в перспективном быстром реакторе //

55. Под общей ред. канд. ф.-м. н. В. И. Матвеева Обнинск, 2001.

56. С. Schweiger, et al. Journal of Nuclear Materials, v. 90, p. 268, 1980

57. Расчётные исследования работоспособности ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглощающего сердечника с оболочкой: Отчёт о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 11445, Обнинск, 2004.

58. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89) ПНАЭГ-1-024-90.

59. R. M. Voznesensky et al. Review of Technical Approaches and Solutions for LMFR Control Rods Development (Обзор технических подходов и решений в разработке стержней СУЗ реакторов БН). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.11-18.

60. A. I. Efremov, V. В. Ponomarenko et al. Development and Improvement of Control Rods for the BN-350 and BN-600 Reactors (Разработка и усовершенствование стержней СУЗ для реакторов БН-350 и БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996,• р. 19-32.

61. Yu. К. Alexandrov, В. A. Vasiliev, V. К. Rogov et al. Experience of the BN-600 Reactor Control Rods Development (Опыт разработки стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.33-45.

62. V. V. Maltsev, А. N. Ogorodov et al. Operation Experience of the BN-600 Reactor Control Rods (Опыт эксплуатации стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.141-152.

63. V. P. Tarasikov, R. М. Voznesensky, V. A. Rudenko The Experience of Post1.radiation Investigations of the BN-600 Control Rods (Опыт послерадиационных исследований стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.153—160.

64. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. — М.: Энергоатомиздат, 1986.

65. Исследования трещиностойкости материалов оболочек твэлов быстрыхреакторов: постановка эксперимента: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 4007дсп, Обнинск, 1984.

66. Жуков А. В. и др. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчётные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат, 1989.

67. Тузов А. А. О выборе тестовой модели для верификации методики оценки работоспособности ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силовоговзаимодействия поглощающего сердечника с оболочкой. Препринт ФЭИ-3016, 2004