автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ

УДК 621.039,534

На правах рукописи

Владимирова Ольга Николаевна

Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ

^оецяАльвоегь 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектярова нне, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва, 2006

УДК 621.039.534

На правах рукописи

Владимирова Ольга Николаев ни

Водпо-химнческнП режим вы с окоп суточных исследовательских реакторов МНР и СМ

Специальность 05.14.03 ((Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод нз эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ диссертации «а соискание ученоП степени кандидата технических наук

Москва, 2006

Работа выполнена в федеральном государственном у ш парном предприятии «Го судя рств е н п ы ¡1 научный центр Российской федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»)

кандидат технических иаух Беидерскпп Ольги Сергеевна

доктор технических наук, профессор Caндлер Натин Гнршевнч Кандидат химических наук Ефимов Анатолий Алексеевич

Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. H.A. Доллежаля» (ФГУП НИКИЭТ им. H.A. Доллежаля)

Защита диссертации состоится 20 декабря 2006 г. в 11 час. 00 мин, на заседании диссертационного совета К 201.001.01 при Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации АЭС (ОАО «ВНИИАЭС»), г. Москва, ул. Ферганская, 25.

С диссертацией можно ознакомиться d библиотеке ОАО «ВНИИАЭС».

Автореферат разослан 17 ноября 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета,

к.т.н., ст.н.с. ^T^^fz* СеР",Ш БЛ'

Научный руководитель

Официальные оппоненты

Ведущая организация

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы обусловлена основными принципами дальнейшего развития Энергетической стратегии России на период до 2020 г., разработанными Правительством РФ в ноябре 2000 г.

Важным шагом реализации этих принципов стала подготовка «Стратегии развития этомкой энергетики России в первой половине XXI века», одобренной Правительством РФ 25.05.2000 г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие 10-15 лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше 30 лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании.

Исследовательские ядерные реакторы СМ и МИР действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», г. Димитровград), относятся к небольшой группе мощных установок с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение задач энергетической стратегии России и разработанных Федеральных целевых программ Правительства по экспериментальному обоснованию проектных решений для перспективных ядерных энергетических установок (ЯЭУ), в основном в части новых видов топлива и конструкционных материалов, В то же время данные ИР относятся к числу стареющих реакторов, а в современном экономическом положении создание новых исследовательских установок подобного класса является проблематичной задачей. Поэтому в настоящее время актуальны вопросы увеличения срока эксплуатации и поддержания конкурентоспособности ныне действующих ИР.

Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой энергетических реакторов нового поколения, основанных на принципах естественной безопасности. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решений, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль.

Следовательно, можно констатировать, что в области отечественных исследовательских реакторов требуют решения две большие народно-хозяйственные задачи:

- обеспечение возможности максимального продления сроков безопасной эксплуатации действующих экспериментальных установок и их адаптация для решения современных задач;

- определение характеристик перспективных ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго. Известно, что исследовательские реакторы очень разнообразны по

конструкции, параметрам работы, используемым материалам и другим характеристикам. По-видимому, вследствие этого не наблюдалось тенденций к унификации требований к водно-химическому режиму (ВХР) ИР, способам его контроля и поддержания, особенно для наиболее мощных установок с высокими потоками нейтронов в активной зоне. Объем публикаций по этим вопросам весьма ограничен.

В свете вышесказанного необходимо отметить, что оптимальная организация водно-химического режима (ВХР) основных и вспомогательных контуров способна внести достойный вклад в совокупность мер, направленных на увеличение жизненного цикла ИР. А опыт многолетней эксплуатации систем, обеспечивающих регламентированные режимы и надлежащее состояние оборудования, будет востребован в будущих проектах.

Таким обршом, продление сроков службы ИР за счет совершенствования технологии ведения ВХР н разработки способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов является актуальной научно-технической задачей, имеющей важное практическое приложение.

Цель работы. На основе обобщения опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с помощью современных инструментальных методов

• разработать научно-технические рекомендации по совершенствованию технологии обеспечения ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения,

получить расчетные зависимости, позволяющие на основании контролируемых параметров ВХР прогнозировать состояние технологического оборудования,

- сформулировать рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Достижение поставленной цели потребовало решения следующих задач (рнс.1):

1. Обобщения опыта ведения ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за последние 10 лет их эксплуатации.

2, Разработки и внедрения методик инструментального анализа водного теплоносителя, обеспечивающих получение новых данных и позволяющих усовершенствовать технологию подготовки и поддержания ВХР.

3. Исследования кинетики процессов радиолнза теплоносителей основных и вспомогательных контуров реактора СМ после его реконструкции и обоснования рекомендаций по технологии обеспечения безопасных режимов их эксплуатации.

4. Изучения ионного примесного состава теплоносителей контуров реактора МИР для возможности косвенной оценки работоспособности стареющего оборудования на основе показателей ВХР.

5. Разработки критерия оптимального проведения процессов вое становления теплопередающей способности теплообменного оборудования обоих реакторов.

ВЫСОКОПОТОЧНЫЕ РЕАКТОРЫ

СМ___МИР

-?-; ^-5-

Первый контур Систем« Контур Первые контур Контур

охлаждения оборотного охлаждения

корпусов водоснабжения бас» II на

1. Систематизация данных

2. Исследование 2. Изучение 2. Применение 2. Исследование 2. Исследование

кинетики накопления расчетных примесного примесного

процессов радиошпическог зависимостей доя состава в обосно- состава

раднсывш о водорода в контроля вание норматив- теплоносителя

3. Создание компенсаторе эффективности ного ВХР 3. Ранняя

функциональных объема химических 3.Оптимизация диагностика

зависимостей на 3. Обоснование отмывок фнльтроцнкла состояния

основе режима теплообменного иос берилл не вой

параметров ВХР безопасной оборудования 4. Ранняя диагнос- кладки активной

4. Оценка выхода эксплуатации тика состояния зоны на основе

«гремучей» смеси контура подшипников насосов но параметру ВХР параметров ВХР

1 , --;

| Совершенствование методической базы химического контроля ВХР |

Рис. 1. Задачи ВХР, решаемые в обоснование продления сроков эксплуатации стареющих высокопоточных реакторов СМ и МНР

Научная повита

Проведено изучение водно-химических режимов многоконтурных стареющих исследовательских реакторов СМ и МИР и показана роль ВХР в управлении процессами старения данных ИР, в том числе на основе превентивной диагностики состояния оборудования, разработки условий безопасной эксплуатации контуров и расчетных зависимостей.

В результате выполненных исследований:

- установлены функциональные зависимости между значениями рН теплоносителя и концентрацией растворенного в нем водорода, необходимого для подавления радиолиза воды первого контура реактора СМ;

- разработаны научно-технические рекомендации по увеличению

продолжительности фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР;

- систематизированы данные многолетних исследований ВХР основных

контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за длительный период их эксплуатации;

- разработан комплекс технических решений по обеспечению взрывобезопасной

работы системы охлаждения корпусов реактора СМ;

- обоснована возможность косвенного контроля состояния оборудования (бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов) на основе данных контроля ВХР;

• на основе расчетных зависимостей оценена эффективность химических отмывок теплообменного оборудования контура оборотного водоснабжения реакторов МИР н СМ;

- усовершенствована методическая база контроля ВХР контуров реакторов МИР

и СМ, позволившая уточнить спецификацию нормируемых параметров качества теплоносшеля.

АВТОР ЗАЩИЩАЕТ:

1. Методические разработки, положенные в основу контроля ВХР основных контуров реакторов МИР и СМ.

2. Результаты научного обоснования увеличения фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР.

3. Функциональные и эмпирические зависимости, позволяющие оптимизировать ВХР и оценивать эффективность работы технологического оборудования реакторных систем.

4. Результаты разработки условий ведения ВХР системы охлаждения корпусов реактора СМ, обеспечивающих взрывобезоласную работу установки.

Практическая ценность работы состоит в том, что на основе проведенных научных исследований разработаны рекомендации по ведению водно-химических режимов систем крупнейших высокопоточных исследовательских реакторов России МИР и СМ, способствующие продлению сроков службы их эксплуатации.

Исследование радиол из а теплоносителя первого контура реактора СМ позволило определить диапазон концентраций водорода в нервом контуре (2,0 -3,0 см'/кг), обеспечивающий подавление радиолиза теплоносителя, и установить его функциональную зависимость от значений рН, что позволяет не прибегая к газохроматографическому анализу проводить экспрессную оценку содержания газа в кошуре.

Оценка баланса ионных примесей теплоносителя первого контура реактора МИР позволила в 1,3 раза увеличить фильтроцикл ионообменных смол и уменьшить материальные затраты на закупку дорогостоящих расходных материалов.

Внедрение современных инструментальных методов исследования ВХР значительно расширило диапазон контролируемых примесей, при этом обосновано снижение периодичности контроля отдельных параметров теплоносителя.

Систематизация данных многолетних исследований ВХР позволила, в совокупности с имеющимися методиками, провести оценку состояния систем и оборудования контуров реакторов (ионообменные смолы, берилл иевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов).

На основании опыта восстановления теплопере дающей способности теплообменного оборудования разработаны критерии оценки качества проведенного процесса, разработаны рекомендации по его оптимальному проведению.

Таким образом, полученные в ходе проведенных исследований результаты имеют важное практическое значение и будут полезны также разработчикам реакторов подобного типа и установок нового поколения.

Личный вклад автора в работу

В работе приведены результаты исследований, выполненных автором самостоятельно и в соавторстве в 1995-2006 годах.

Автор являлся ответственным исполнителем работ по:

- исследованию кинетики процессов радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ;

- обоснованию продолжительности фильтроцикла ионообменных смол;

- обобщению и систематизации опыта ведения ВХР реакторов МИР и СМ за

последние 10 лег,

- разработке и внедрению методик инструментального контроля водного теплоносителя;

- разработке критериев безопасной с точки зрения ВХР работы системы

охлаждения корпусов реактора СМ.

Используя полученные экспериментальные данные выполнил оценку:

- состояния беркллиевой кладки активной зоны реактора МИР и предложил метод контроля этого состояния при эксплуатации реактора;

- состояния подшипников циркуляционных насосов по поступлению в теплоноситель продуктов, возникающих при их износе;

- достоверности предложенного критерия эффективности работы теплообменного оборудования реакторов МИР и СМ.

Степень достоверности результатов

Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждается метрологической аттестацией применяемых методик аналитического контроля, а также совпадением в пределах экспериментальной погрешности расчетных и экспериментальных данных.

Основные результаты изложены в 22 трудах, в том числе 12 печатных (1 статья в рецензируемом журнале «Теплоэнергетика», 9 статей в «Сборнике трудов НИИАР», 1 доклада на научной конференции). В ходе работы над диссертацией в соавторстве разработано 13 и аттестовано 10 методик химического анализа.

Структура н объем работы. Диссертационная работа состоит из введения, 4 глав, заключения, библиографического списка литературы и изложена на 111 страницах машинописного текста, содержит 21 рисунок и 24 таблицы.

СОДЕГЖА1111Е РАБОТЫ

Во введении дано обоснование актуальности проблемы, цель, краткое содержание работы и то новое, что автор выносит на защиту.

В первой главе проведен анализ литературных сведений по проблемам организации и поддержания водно-химического режима исследовательских ядерных реакторов.

Исследовательские реакторы - уникальные, сложные, много контурные системы. Как правило, в контурах ИР (кроме петлевых установок) реализован нейтральный ВХР с разной технологией его обеспечения. Причем нормативная база по ВХР разработана только в отношении российских реакторов бассейнового типа. В остальных случаях требуется индивидуальный подход к созданию водно-химических условий их эксплуатации. Этот подход должен основываться на общепринятых

концепциях организации ВХР ЯЭУ, с одной стороны, и учете специфических особенностей установки - с другой.

Принципиально показаны важные особенности ИР с высоким и сверхвысоким нейтронным потоком, такие как: потребность в надежном контроле н подавлении радиолитическнх процессов в теплоносителе, потребность в проведении исследований по оптимизации режимов работы систем водоочистки и оборотного водоснабжения. Именно для этих реакторов отсутствуют руководящие технические материалы по организации ВХР и требуется индивидуальный подход к созданию водно-химических условий эксплуатации.

Эффективным средством обеспечения параметров качества теплоносителя является очистка на ион игах ядерного класса. Для этих целей на российских ИР применяются отечественные ионообменные смолы: катионит КУ-2-8 чс и анионит АВ-17-8 чс (як), стойкие к радиационному воздействию. Для обеспечения экономичного использования И ОС необходимо достижение максимальной продолжительности эффективного фильтроцикла, обоснование которого возможно на основе исследования катионно-анионного состава теплоносителя современными инструментальными методами. Результаты этих исследований могут также эффективно использоваться для контроля текущего состояния технологического оборудования при обосновании продления сроков его эксплуатации.

Современная методическая база контроля параметров ВХР при ее внедрении наряду с совершенствованием традиционных методик позволит углубленно изучить основные режимы использования теплоносителей, улучшить контроль и качество ведения процессов.

На основе результатов литературного анализа была сформулирована главная задача диссертации. Делается вывод, что обобщение опыта организации и поддержания ВХР исследовательских реакторов МИР и СМ, углубленное (за счет внедрения современных методов контроля) изучение процессов, протекающих в их контурах, исследования по оптимизации режимов работы систем водоочистки и оборотного водоснабжения позволяют разработать рекомендации по ведению ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, а также рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Во второй главе представлены особенности технологии поддержания нейтральных ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР, выполненный автором на основе созданной за десять лет базы данных. Высокопоточные реакторы МИР и СМ являются одними из крупнейших исследовательских реакторов мира. По своим конструктивным особенностям они относятся к бассейно-канальному и корпусному типу, соответственно. В первых контурах обоих реакторов (для установки МИР их два: основной и охлаждения

бассейна (КОБ)) реализован нейтральный ВХР.

Особенностью технологии поддержания ВХР первого контура реактора СМ является необходимость подавления радиолиза теплоносителя первого контура, для чего применяется коррекция водородом, закачиваемым в период выхода реактора на мощность в газовую полость проточного компенсатора объема установки.

На реакторе МИР за счет более мягкого нейтронного спектра скорость радиолитическнх процессов мала, поэтому здесь не требуется проводить водородную коррекцию теплоносителя при выходе реактора на мощность, а достаточно поддерживать высокое качество теплоносителя. В связи с тем, что потребность в ионообменных смолах на реакторе МИР в 5 раз выше, чем на СМ, одним из основных элементов в комплексе мероприятий по разработке оптимальной технологии ведения ВХР является обеспечение максимальных фильтроциклов систем очистки теплоносителей. '

При работе на стационарном уровне мощности высокое качество теплоносителей поддерживается непрерывной работой ионообменных фильтров (ИОФ), загружаемых ионитами КУ-2-8 чс и АВ-17-8 як ядерного класса. Проведено сравнение характеристик систем водоочисток контуров обоих реакторов, отличающихся компоновкой, объемами, технологией загрузки-выгрузки.

Кроме первого контура на реакторе СМ имеется нетипичная для исследовательского реактора система охлаждения корпусов, которая появилась после реконструкции установки, проводимой в 1989-92 годах, когда в старый корпус реактора, которому теперь отводится роль страховочного устройства, помещен новый корпус, несущий давление первого контура. Теплоноситель, в качестве которого используется дистиллят, охлаждает оба корпуса. При реализации такого технического решения полагали, что ИОФ не потребуется, а радиолиз теплоносителя не будет носить интенсивного характера ввиду малых радиационных нагрузок. Единственным средством поддержания ВХР являются обмены воды и газа. Предполагалось, что опыт эксплуатации подтвердит эти решения, либо выявит необходимость последующих обоснованных доработок.

Систематизация созданной за более чем 30-летнюю эксплуатацию исследовательских реакторов МИР н СМ методической базы химического контроля показала, что она базируется на основе традиционных методов анализа: фотометрии, потенциометрии, кондуктометрии, титриметрии и газовой хроматографии. С их помощью осуществляется как штатный химический контроль параметров ВХР основных контуров реакторных установок. Все методики лабораторного анализа теплоносителей реакторных установок ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» проходят обязательную метрологическую аттестацию. Относительна* погрешность определения показателей в среднем не превышает 15-20 %.

Анализ состояния методик химического контроля состава теплоносителя показал, что при возрастающем требовании к точности, представительности и экспрессное™ получаемых результатов реакторных испытаний, обусловленных необходимостью создания условий, максимально приближенных к реализуемым в энергетических установках, а также изучения изменения свойств теплоносителя в процессе проведения эксперимента, возможности существующей методической базы крайне ограничены. Поэтому, для решения указанных задач были проведены работы по совершенствованию имеющихся методик химического контроля и разработке современных методов анализа.

До недавнего времени определение удельных объемов растворенного кислорода в теплоносителе петлевых установок реактора МИР проводили по упрощенной методике с метиленовым голубым, затем х ромато графическим лабораторным методом с использованием переносного пробоотборника. Усовершенствование отечественного хроматографа ЛХМ-80 за счет применения приставки АКВА-9 (разработка НИТИ, г. Сосновый Бор), позволяющей извлекать растворенные в воде газы, двухдегекгорной схемы измерения газовых компонентов, а также замена устаревшей к настоящему времени системы автоматизированного анализа САА-Об на компьютерную значительно повысили общий технический уровень хроматографических исследований теплоносителя. Также для повышения представительности пробоотбора на линии «до ИОФ» первого контура реактора СМ установлено дросселирующее устройство,- позволяющее плавно снижать давление пробы с 5 МПа до атмосферного и гомогенизировать газонасыщенный теплоноситель.

Наиболее привлекательным направлением для исследования ВХР основных и петлевых контуров реакторов МИР и СМ является внедрение широко распространенного за рубежом метода ионной хроматографии. Он был реализован с помощью хроматографа «Стайер», совместимого с программно-аппаратным компьютеризированным комплексом сбора и обработки данных «Мультихром», функционирующего на базе IBM-совместимого компьютера в операционной среде Microsoft Windows.

С помощью ионохроматографической системы стало возможным одновременное определение с высокой точностью микроконцентраций примесей различных ионов (нитратов, нитритов, сульфатов, фторидов, фосфатов, формиатов и ацетатов, аммония, калия, натрия, лития) в водной среде, в том числе и тех, которые ранее не определяли ввиду высокой трудоемкости и низкой избирательности имеющихся методик химического контроля (впервые получены данные по микроконцентрациям фосфат-, формиат-, ацетат- и сульфат-ионов), оценить истинное содержание ионов, контролируемых ранее фотометрическим методом, например, хлорид-ноков (нижний предел обнаружения традиционного метода составляет 20 мкг/кг, ионной хроматографии 1 мкг/кг). Разработанные и аттестованные методики

отличаются высокими экспресностью и чуствнтельностью: возможно проведение анализа восьми анионов одновременно за 20 мин. и четырех катионов за 12 мин. Нижний предел обнаружения примесей составляет 1-2 мкг/кг, верхний - на уровне миллиграммов при погрешности анализа 24-10 % для различных диапазонов. Хроматограммы приведены на рис.2.

Рис. 2. Хроматограммы Л) анионных (разделительная колонка — А ¡свил айн А1, 4,6x250 мм., элюент — 2,4 ммоль ЫаНСОэ/1,3 ммоль Ыа3СОэ, скорость потока — 1,2 мл/мин, концентрирование — 10мл) н Б) катиниых примесей теплоносителя первого контура реактора МИР (колонка — Аквилайн С1, 4,6x100 мм., элюент - 4 ммоль НИОз, скорость потока - 1,35 мл/мин, объем петлевого дозатора— 1,65 мл^ детектирование - кондуктометрическое).

Представленные разработки позволили на современном методическом уровне подойти к изучению процессов, происходящих в основных контурах ИР.

На основании вновь полученных данных по составу теплоносителя первого контура реактора МИР произведена оценка катионно-анионного баланса химического состава теплоносителя, которая показала, что доли положительных и отрицательных ионов в суммарном балансе примерно равны (табл. 1).

11а основании данных расчетов определено оптимальное соотношение загружаемых в систему очистки ИОС. Соотношение нонитов при штатной загрузке составляет 2:1. В экспериментальной загрузке оно было изменено на 1:1 (табл. 2). Это позволило продлить календарное время фильтроцикла до 675 суток, в том числе эффективное до 370 суток, при средней удельной активности Р-ну кл идо в сухого остатка теплоносителя до ИОФ 1,1-107 Бк/кг. Средний коэффициент очистки теплоносителя от радиоактивных примесей при этом составил 250 в начале фильтроцикла и 47 в конце.

Таблица 1. Средине наблюдаемые значения молярных (маесовы*) концентраций примесей в теплоносителе первого контура реактора МИР до 1ШФ (но данным 2000 г.)

Катко н ы Значение, ммолъ/кт (м кг/кг) Анноны Значение, м моль/кг (мкг/кг)

железа 0,15(8,63) хлоридов* 0,16(5,56)

меди 0,20(13,10) фторидов* 0,04 (0,68)

алюминия 0,62 (16,83) нитратов* 1,58 (98,00)

калия* 0,66(25,90) нитритов* 0,58 (26,57)

натрия* 0,54 (12,36) сульфатов* 0,23 (22,40)

аммония* 0,64(10,95) фосфатов* 0,02(1,96)

лития* Ore.

солей жесткости 0,05

Суммарное Суммарное

содержание 2,86 содержание 2,61

катионов анионов

Баланс 1,1:1,0

♦Получено методом ионной хроматография

Таблица 2. Показатели штатной н экспериментальной загрузок ИОС

Показатель Значение

КУ-2; АВ-17 Штатная 2:1 Эксперимента!) ьная 1:1

Фильтроцикл, сут: календарных эффективных 330 280 675 370

Р-активность до ИОФ, Бк/кг 2,Ы0е 1,М07

Коэффициент очистки в начале в конце 180 100 250 47

Стоимость эффективного фильтродня, руб./сут 100 65

Причина перегрузки смол График ППР Снижение рН, проскок сульфат-ионов

На последнем этапе использования смол после системы ИОФ наблюдали увеличение массовой концентрации сульфат-ионов в теплоноситель, что

свидетельствовало о начале деструкции ионитов, поэтому дальнейшее увеличение фильтроцнкла нецелесообразно.

Изучено поведение газов в теплоносителе первого контура реактора СМ при последовательном включении оборудования в период выхода реактора на мощность (рис. 3).

Рис. 3. Изменение удельных объемов водорода (Д) и кислорода (•) в теплоносителе первого контура реактора СМ после включения в работу циркуляционных насосов

Показано, что первоначально дозируемый водород расходуется ка связывание кислорода, поступившего в первый контур в период остановки реактора. Последующие порции необходимы для поддержания избыточной концентраций водорода в теплоносителе (2 - 3 нсм3/кг) при работе реактора на мощности для подавления радиолиза теплоносителя. Установлена корреляционная зависимость величины рН от содержания водорода в теплоносителе при работе реактора на мощности (рис. 4), удобная для экспрессной оценки количества Н* в воде по известному рН.

Исследовано влияние водородной коррекции теплоносителя на поведение продуктов радиолиза в контуре. По предложенной схеме расчета, учитывающей технологические особенности установки — отбор проб производится с третьей циркуляционной нитки контура после того, как вода, вышедшая из реактора, смешалась с возвратным потоком из компенсатора-дегазатора, оценен выход «гремучей» смеси в теплоносителе после реконструкции реактора. Показано, что удельный выход «гремучей» смеси в режиме стационарной работы реактора СМ на мощности 90 МВт составил 0,000035 см3/кВт-с и по сравнению с экспериментами, выполненными в пусковой период реактора - (0,007 см3/кВт-с), снизился на два порядка, что объясняется повышением качества теплоносителя (в 5 раз по сухому

остатку) и, главным образом, введением водородной коррекции, которая приводит к практическому подавлению ршшолиза.

Рис. 4. Изменение величины рН теплоносителя первого контура реактора СМ в зависимости от содержания водорода

Для определения динамики выхода продуктов радиолиза теплоносителя в системе охлаждения корпусов реакггора СМ проводили хроматографический анализ рабочего газа его компенсатора объема контура на содержание водорода. Установлено, что скорость накопления газа в компенсаторе объема контура зависит от периодичности проведения обменов воды и рабочего газа (рис. 5).

СумнАрно* арамн работы реакторе* сут

Рис. 5. Накопление газообразного водорода в компенсаторе объема системы охлаждения корпусов реактора СМ

В случаях длительного отсутствия обменов воды и газа, когда допускали увеличение удельной электропроводности теплоносителя до 8-9 мкСм/см, скорость накопления водорода максимальна и составляет около 1,0 %об7сут. (уравнение Л). При проведении трехкратного обмена воды (уд. электропроводность снижалась до 3-4 мкСм/см), скорость образования водорода не превышала 0,5 %об./сут, (уравнение Б). Минимальные скорости накопления водорода (0,02-0,08 %об./сут.) установлены для случаев, когда обмен воды совпадает с обменами рабочего газа контура. Для данных условий предельно-допустимая концентрация газа 3%об. достигается за 40-60 сут. работы реактора на мощности (уравнение В).

Показана принципиальная возможность оценки состояния оборудования контуров реакторов по данным ВХР.

Для оценки скорости коррозии бериллия — материала активной зоны реактора МИР использована система дифференциальных уравнений, описывающая процесс поступления и выведения ионов бериллия в воде КОБ: dC/dt = QKp F/Gk - Ооч[С(0- Сп]/Ок С (Ь) = Со,

C(t) = [С»- (Окр-F + Go4-Cn)/Go4 ]е 4Go,/G,H + (QKp*F + Go4-Cn)/Go4 где C(l) и Сп — текущая концентрация ионов бериллия в воде КОБ до и после ИОФ, м кг/дм3.

Окр — усредненная по всей кладке скорость коррозии бериллия при фиксированной мощности реактора и постоянной температуре КОБ, мкг/м2-ч,

F =151 и1 - полная омываемая водой площадь поверхности бериллия, включающая все блоки активной зоны и отражателя, а также все большие и малые бериллиевые пробки, заполняющие отверстия в блоках,

Gk - объем (масса) воды КОБ, включая бассейн реактора и циркуляционный контур-375 м3 (375000 кг),

G04—расход воды на ионообменную очистку, кг/ч, t и tu—текущее и начальное время, ч.

По данным соотношениям проведена обработка экспериментальных данных, полученных в мае 2004 г. в рамках специально проведенного эксперимента. При мощности реактора 46-49 МВт, температуры теплоносителя 49-55 "С для расхода теплоносителя 3,8 м'/ч скорость коррозии составила Окр = 935 мкг/мг-ч, которое и определено как условная характеристика состояния кладки на май 2004г. Текущая концентрация ионов бериллия в контуре при этом не превышает 25-30 мкг/кг. При возрастании данной величины необходимо провести эксперимент подобный описанному, а по его результатам - визуальный осмотр зоны.

Состояние подшипников циркуляционных насосов можно контролировать по изменению прозрачности теплоносителя (оптическая плотность относительно обессоленного дистиллята при длине волны 400 нм) и определению плотного и прокаленного при 900 °С остатков (разница указывает на долю органических примесей), а также визуально. При отклонениях в работе оборудования данные показатели значительно ухудшаются (табл.3).

Таблице 3. Критерии косвенного контроля состояния подшипников насосов

Параметр ВХР Стабильная работа насоса Отклонения в работе оборудования

Плотный остаток, мг/кг До 1,5 Более 1,5

Прокаленный остаток, мг/кг До 1,0 Более 1,0

Прозрачность при 400 нм, % 95-100 Менее 95

Массовые концентрации

примесей, мкг/кг: Резко возрастают

ионов железа До 100 Более 100

ионов меди До 20 Более 20

Визуальный контроль Пробы чистые Взвесь черного цвета

В третьей главе описаны особенности поддержания ВХР обеспечивающих теплосьем контуров оборотного водоснабжения (ОВ) реакторов МНР и СМ, в качестве теплоносителя которых используется вода реки Б. Черемшан. Ее основная особенность - высокая минерализация (сухой остаток - до 2000 мг/л, содержание солей жесткости - до 22 мг-экв/кг). При использовании такой воды на теплообменном оборудовании реакторов происходит образование отложений. Для их удаления применяют химическую очистку на основе азотной кислоты (5-8 %) с добавлением ингибиторов.

Проанализирован процесс образования отложений на поверхностях теплообменников исследовательских реакторов СМ и МИР. Общее количество удаляемых отложений (С!™), без учета отложений, снимаемых при использовании механической очистки, может быть рассчитано по соотношению:

Р" (Сщд - СИН),

где Сд,, и С,™ _ соответственно, начальная и конечная концентрации азотной кислоты в моющем растворе, %,

Р - коэффициент пропорциональности, определяемый конструкцией узлов отмывки, составляющий примерно 70 кг/% для оборудования реактора МИР и 45 кг/% - для РУ СМ.

В табл. 4 представлены результаты некоторых химических отмывок. Продолжительность циркуляции моющего раствора составляла от 1,5 до 3,0 часов с постоянным контролем кислотности.

Таблица 4. Примеры результатов химических отмывок теплообменников

Индекс оборудования Кислотность раствора, % Продолжительность отмывки, ч Количество удаленных отложений, кг

Начальная конечная СаС03 М^СОз Всего

№2 СМ 8,2 0,2. 2,5 310 48 1,4 360

№4 СМ 7,5 0,1 2,5 288 55 1,5 344

№3 МИР 5,5 0,8 2,5 307 16 2,8 326

№ 1 КОБ МИР 6,1 3,6 1,5 163 7 1,0 170

Для контроля эффективности работы теплообменников реакторов МНР и СМ использована формула расчета коэффициента теплопередачи, полученная из балансных соотношений тепло гидравлических характеристик охлаждаемого и конечного теплоносителей:

где О - подача соответствующего теплоносителя (дистиллята или технической воды), кг/с;

Ср - средняя теплоемкость теплоносителя, кДж/кг-К;

1м и ^.ьш - температура теплоносителя на входе и выходе из теплообменного

аппарата соответственно, К;

К - коэффициент теплопередачи, Вт/м2-К;

Р - поверхность теплообменника, м1;

Д1 — разность температуры дистиллята, т.е. Л 1д = -1ылЛ К.

Анализ проектных параметров работы оборудования позволяет заключить, что при оценке состояния теплообменников можно полагать: Срд = Ср™ = 4,19 кДж/кг-К, а Д1 = О,," - -<- - 1^«™)/2. На входе в теплообменные аппараты температура технической воды приравнивается к измеряемой температуре воды в чаше градирни, т.е. — ^ а дистиллята - к измеряемой температуре на выходе из реактора, т.е. = ^

Сопоставление текущего значения К с проектным позволяет судить о фактическом состоянии теплообменника. Проектные коэффициенты теплопередачи в

теплообменниках (Кр^,) при проектных параметрах работы составляют:

- для первого контура СМ - 1140 Вт/м2 К;

- для первого контура МИР - 930

- для КОБ реактора МИР - 800

На рис. 6, 7 приведены реальные изменения величины К для теплообменников реакторов МИР (среднее по пяти) и СМ в течение 2001 г.

М*спцыгад*

Рис. 6. Изменение среднего коэффициента теплопередачи теплообменника первого контура в период работы реактора МИР на мощности

Мкяцыодя

Рис. 7. Изменение коэффициента теплопередачи теплообменника № I первого контура в период работы реактора СМ на мощности

Расчетная информация о текущем состоянии теплообмеиного оборудования (значения К) на конец очередной кампании каждого реактора в совокупности с прогнозом сезонных изменений температуры наружного воздуха и, соответственно, температуры воды, поступающей из градирни, позволяет оценить температурные режимы работы контуров на последующую кампанию и определиться с необходимым

объемом восстановительных работ на теплообменном оборудовании.

В четвертой главе обобщены результаты исследований по ведению ВХР реакторов МИР и СМ и проведен анализ влияния ВХР на продление сроков службы стареющих исследовательских установок,

В заключении обобщены основные результаты выполненной работы и показана ее роль в обеспечении оптимальных ВХР основных и вспомогательных контуров исследовательских реакторов:

1. Решена актуальная научно-техническая задача оптимизации технологии ведения ВХР и разработки химических способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов СМ и МИР, которая имеет определяющее значение для продления ресурса ИР.

2. Выполнены систематизация, анализ и обобщение совокупности данных по поддержанию ВХР теплоносителей исследовательских реакторов СМ и МИР -представителей двух типов высокопоточных ИР.

3. Усовершенствованы и развиты методы и средства анализа показателей качества теплоносителей (и компенсационного газа), на основе чего проведено углубленное исследование отдельных актуальных вопросов эксплуатации реакторных установок.

4. С использованием метода ионной хроматографии проанализирован примесный состав теплоносителей и разработаны проверенные на практике рекомендации по оптимизации фильтроциклов.

5. Исследованы особенности процесса радиолитического разложения теплоносителя первого контура в условиях высокопоточного реактора СМ и его водородной коррекции, приводящие к практически полному подавлению радиолиза.

Предложен простой, малозатратный и эффективный способ контроля рабочего процесса по показателю рН теплоносителя.

6. Обоснован безопасный режим работы системы охлаждения корпусов, созданной в результате реконструкции реактора СМ и не имеющей постоянной водоочистки и газоудаления.

7. Исследованы возможности использования данных химического анализа теплоносителя для ранней диагностики состояния бериллиевой кладки активной зоны.

8. Исследованы особенности ВХР второго контура и способы поддержания работоспособного состояния теплообменного оборудования, подверженного образованию. отложений. Предложены расчетный алгоритм контроля состояния оборудования и рекомендации для будущих проектов.

9. Полученные результаты полезны при разработке исследовательских реакторов нового поколения.

Список трудов, в которых отражены основные результаты диссертации

1. Бендерская О.С., Владимирова О.Н. Особенности водно-химического режима высоко лоточного исследовательского реактора СМ после реконструкции.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999. Вып. 4, С. 66 - 74.

2. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Шуткова O.A. и др. Инструментальные методы контроля параметров водно-химического режима при проведении петлевых испытаний в реакторе МИР. - В сб.: "Проблемы и перспективы развития химического н радиохимического контроля в атомной энергетике",-Сосновый Бор: НИТИ им, А.П. Александрова, 2001, с. 26-27,

3. Бендерская О.С., Владимирова О.Н,, Ноздрина O.A. Применение ионной хроматографии в ядерной энергетике для контроля водно-химического режима.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2000. Вып. 1, С. 27-37.

4. Куприенко В А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н. и др. О водно-химическом режиме системы охлаждения корпусов реактора СМ // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006,- в печати.

5. Цыкало в В.А., Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова O.II, и др. Инструментальные методы контроля параметров водно-химического режима при проведении петлевых испытаний в реакторе МИР// Теплоэнергетика, №11. 2003 г. С 31-33.

6. Бендерская О.С., Владимирова О.П., Шуткова O.A., Красовская М.М. Хроматографический анализ газов, растворенных в водном теплоносителе петлевых установок реактора МИР с использованием съемных пробоотборпых устройств. И Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 2, С. 18-24.

7. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Ноздрина O.A. Разработка методик ионохроматографического анализа примесного состава водного теплоносителя первых контуров петлевых установок реактора МИР// Сборник трудов, Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2000. Вып. 4, С. 66 - 75.

8. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Шуткова O.A. Методические исследования возможности ионохроматографического определения органических примесей в водном теплоносителе петлевых установок реактора МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2004. Вып. 2. С. 13-19.

9. Владимирова O.II. Оптимизация технологии ионообменной очистки теплоносителя первого контура высокопоточного исследовательского реактора МИР И Сб. рефератов и статей "Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства". Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 5. С. 229-235.

Ю.Куприекко В.А., Бендерская О С., Владимирова О.Нч Петелин A.JI., Святкин М.Н. Особенности водно-химического и газового режима высокопоточного исследовательского реактора СМ. И Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 4. с. 21-34.

П.Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н. О возможности косвенного контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 2. С. 61-67.

12. Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.П., Ижутов А.Л., Петелин A.JI., Опыт эксплуатации основного теплообменного оборудования исследовательских реакторов СМ и МИР, // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2003. Вып. 3. С. 23-32.

ОАО ВНИИАЭС Заказ JftII/IOS т. 70 зкз.

ВВЕДЕНИЕ

1. ОСОБЕННОСТИ И ПРОБЛЕМЫ ОРГАНИЗАЦИИ

ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

1.1. Контуры исследовательских ядерных реакторов и их водно-химические режимы

1.2. Инструментальная и методическая база исследования ВХР

1.3. Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам

1.4. Выводы по главе 1 и постановка задачи исследований

2. ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ ОСНОВНЫХ

КОНТУРОВ РЕАКТОРОВ МИР И СМ

2.1. Краткая характеристика реакторов, основных контуров и систем их водоочистки

2.2. Совершенствование методов химического контроля

2.3. Анализ ионного состава теплоносителя и оптимизация фильтроцикла

2.4. Исследование влияния радиолитических процессов на состояние водного теплоносителя

2.4.1. Первый контур реактора СМ

2.4.1.1. Особенности газо-химического режима

2.4.1.2. Стационарный режим работы

2.4.2. Другие контуры установок СМ и МИР

2.4.2.1. Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ

2.4.2.2. Первый контур реакторй МИР

2.5. Использование данных химического контроля для оценки состояния оборудования

2.5.1. О возможности косвенного контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР

2.5.2. О возможности косвенного контроля состояния подшипников циркуляционных насосов

2.6. Выводы по главе

3. ВХР ВТОРОГО КОНТУРА, КОНТРОЛЬ И

ПОДДЕРЖАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ

ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ

3.1. Некоторые технические особенности контуров оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР

3.2. Характеристика водного режима и режимов промывки

3.3. Контроль состояния теплообменного оборудования

3.4. Некоторые сводные показатели

3.5. Выводы по главе

4. РОЛЬ ВХР В УПРАВЛЕНИИ РЕЖИМОМ ЭКСПЛУАТАЦИИ СТАРЕЮЩИХ ВЫСОКОПОТОЧНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

Вывод по главе

Основные принципы дальнейшего развития и задачи энергетической стратегии России на период до 2020 г. были разработаны Правительством РФ в ноябре 2000 г. и уточнены в Постановлении от 22.05.03 г.

Для реализации этой стратегии были разработаны и выполняются несколько Федеральных целевых программ (ФЦП), в том числе:

- «Ядерная и радиационная безопасность России» на 200-2006 гг. (Постановление Правительства РФ от 22.02.2000 № 149), в составе г которой существует подпрограмма «Безопасность атомных электростанций и исследовательских ядерных установок»;

- «Национальная технологическая база» на 2000-2006 гг. (Постановление Правительства РФ от 08.11.2001 № 779);

- «Энергоэффективная экономика» на 2002-2005 гг. и на перспективу до 2010 г. (Постановление Правительства РФ от 17.11.2001 № 796).

Важным шагом стала подготовка «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], одобренной Правительством РФ 25.05.2000 г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие 10-15 лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше 30 лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании.

Исследовательские ядерные реакторы играют важную роль в развитии атомной науки и техники, так как именно на них проводят экспериментальное обоснование проектных решений, касающихся разработки перспективных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ), новых видов топлива и конструкционных материалов. Исследования актуальных проблем действующих атомных электростанций (АЭС), осуществляемые с использованием ИР, обусловлены необходимостью увеличения продолжительности топливного цикла энергетических реакторов, достижения в связи с этим высоких значений выгорания топлива [2].

В настоящее время подавляющая часть ИР мира представляет собой стареющие установки, относительно небольшой мощности, с экспериментальными возможностями, уже мало соответствующими современным научно-техническим потребностям. В связи с этим число фактически действующих ИР неуклонно сокращается [3]. На этом фоне особое значение приобретает небольшая группа (свыше 10 установок) сравнительно мощных исследовательских реакторов с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение вышеназванных проблем [4]. В России к этой группе можно отнести реакторы СМ, МИР, БОР-бО, действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград) и реактор ИВВ-2М (Свердловский ГУП ИРМ).

В табл. 1 представлены основные характеристики некоторых широко известных в мире исследовательских реакторов, на которых проводят:

- исследования в обоснование создания новых топливных, поглощающих и конструкционных материалов для АЭС и специальных ядерных энергетических установок;

- апробацию новых технических и проектных решений для атомной техники (например, по технологии различных теплоносителей, средств защиты окружающей среды и др.);

- наработку изотопной продукции для медицины, промышленности и науки; г

Таблица 1. Наиболее значимые исследовательские реакторы мира

Реактор Атомный центр Год пуска Мощность, МВт Максимальная плотность потока нейтронов, нейтр/см2*с Тип реактора Назначение

HBWR [5] Норвегия, Халден 1959 25 5,5-1013 Корпусной, тяжеловодный Испытания топлива ВМиРМ

СМ [6] Россия, ГНЦРФ НИИАР (Димшровград) 1961 (1992) 100 5-1015 (в ловушке) Корпусной Производство изотопов

МИР [6] 1966 100 1,5-1015 Канально-бассейновый . Испытания топлива и материалов

UFR [7] Нидерланды - 1961 45 4,5-1014 Корпусной Универсальный, эксперименты на пучках, испытания материалов, производство изотопов

BR-2 [8] Бельгия 1963 До 120 8,4-10й Корпусной Испытания топлива и материалов

HFIR [9] ОК-Риджская национальная лаборатория, США 1965 100 5-Ю15 Корпусной Универсальный, эксперименты на пучках, испытания материалов, производство изотопов

Реактор Атомный центр Год пуска Мощность, МВт Максимальная плотность потока нейтронов, нейтр/см2-с Тип реактора Назначение

ОБШЯБ [10] Франция 1966 70 4,5-Ю14 Бассейновый Испытания материалов, производство изотопов

ИВВ-2М [И] Россия, гул дам (Екатеринбург) 1966 (1983) 15 5-1014 Бассейновый штя [12] Япония 1968 50 Тепловых - 5,4-1014 Быстрых - 5,5-1014 Корпусной с петлевыми установками Испытания топлива и материалов

ОНЯЦУА [13] Индия 1985 100 Тепловых — 1,8-1014 Быстрых-4-1013 Корпусной, тяжеловодный Универсальный, эксперименты на пучках, фундаментальные исследования кмяя [14] Южная Корея 1994 30 Тепловых — 5,3-1014 Быстрых - 1,5-1014 Бассейновый с тяжеловодным отражателем Испытания топлива и материалов, производство изотопов, облучение кремния

- облучение материалов для придания им новых свойств (например, легирование кремния и др.);

- разнообразные фундаментальные исследования в различных облас1ях знаний.

Большая часть задач в нашей стране в настоящее время решается на ИР, сосредоточенных в ГНЦ РФ НИИАР, чему способствуют следующие обстоятельства [15]:

- уникальные физико-технические характеристики высокопоточного реактора СМ, позволяющие в приемлемые сроки обеспечивать высокие флюенсы тепловых и быстрых нейтронов при облучении материалов, г получать далекие трансурановые элементы и изотопы с высокой удельной активностью;

- совокупность (7 шт.) мощных экспериментальных петлевых установок (ПУ) на реакторе МИР, позволяющих проводить ресурсную отработку материалов и изделий атомной техники в номинальных условиях эксплуатации и изучать их поведение в нештатных ситуациях;

- наличие при реакторах СМ и МИР исследовательских реакторов -спутников бассейнового типа (РБТ) меньшей мощности, но большей доступности, на которых успешно решаются отдельные задачи общей I программы исследований;

- наличие на площадке института уникального материаловедческого комплекса, позволяющего быстро и эффективно (без затрат средств и времени на транспортировку) проводить иослереакторное изучение облученных изделий.

Исследовательские работы, проведенные на реакторах СМ и МИР за годы их эксплуатации, внесли неоценимый вклад в развитие отечественной атомной науки и техники: от первоначального изучения изменений свойств самых различных материалов под облучением до экспериментального обоснования проектов топливных, поглощающих и конструкционных элементов для активных зон энергетических реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, нескольких поколений транспортных реакторов.

Постоянному совершенствованию реакторного топлива, изучению проблем безопасности посвящены и ныне проводимые на этих реакторах I актуальные исследования, определяющие насущную необходимость дальнейшего использования этих экспериментальных установок. Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой реакторов нового поколения с более высоким уровнем безопасности и технико-экономических характеристик. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решений, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль.

Следовательно, можно констатировать, что в области отечественных исследовательских реакторов требуют решения две большие народно» хозяйственные задачи:

- обеспечение возможности максимального продления сроков безопасной эксплуатации действующих экспериментальных установок и их адаптация для решения современных задач;

- определение характеристик перспективных ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго.

Например, опыт разработки технического проекта специализированного

ИР ПРИМЛ, предназначенного для имитации аварийных ситуаций с топливом 1

16], показал, что стоимость нового реактора требуемого класса составляет (в пересчете на современный уровень цен) около 7,5 млрд. руб., а на его разработку и создание необходимо не менее 6 лет. Для создания многоцелевого реактора КЛ-ШИ. (Южная Корея), начиная с постановки задачи (1985 г.), ушло около 10 лет [12]. Эти результаты подчеркивают высокую актуальность работ, направленных на продление сроков эксплуатации ныне действующих ИР, а г также на необходимость проведения своевременных задельных исследований для ИР следующего поколения.

В свете вышесказанного необходимо отметить, что оптимальная организация водно-химического режима (ВХР) основных и вспомогательных контуров способна внести достойный вклад в совокупность мер, направленных на увеличение жизненного цикла ИР. А опыт многолетней эксплуатации систем, обеспечивающих регламентированные режимы и надлежащее г состояние оборудования, будет востребован в будущих проектах.

Таким образом, продление сроков службы ИР за счет совершенствования технологии ведения ВХР и разработки способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов является актуальной научно-технической задачей, имеющей важное практическое приложение.

Цель работы. На основе обобщения опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с помощью современных инструментальных методов

- разработать научно-технические рекомендации по совершенствованию технологии обеспечения ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, получить расчетные зависимости, позволяющие на основании контролируемых параметров ВХР прогнозировать состояние технологического оборудования,

- сформулировать рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

АВТОР ЗАЩИЩАЕТ:

1. Методические разработки, положенные в основу контроля ВХР основных контуров реакторов МИР и СМ.

2. Результаты научного обоснования увеличения фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР.

3. Функциональные и эмпирические зависимости, позволяющие оптимизировать ВХР и оценивать эффективность работы технологического оборудования реакторных систем.

4. Результаты разработки условий ведения ВХР системы охлаждения корпусов реактора СМ, обеспечивающих взрывобезопасную работу установки. Научная новизна

Проведено изучение водно-химических режимов многоконтурных стареющих исследовательских реакторов СМ и МИР и показана роль ВХР в управлении процессами старения данных ИР, в том числе на основе превентивной диагностики состояния оборудования, разработки условий безопасной эксплуатации контуров и расчетных зависимостей.

В результате выполненных исследований:

- установлены функциональные зависимости между значениями рН теплоносителя и концентрацией растворенного в нем водорода, необходимого для подавления радиолиза воды первого контура реактора СМ;

- разработаны научно-технические рекомендации по увеличению продолжительности фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР;

- систематизированы данные многолетних исследований ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за длительный период г их эксплуатации;

- разработан комплекс технических решений по обеспечению взрывобезоиасной работы системы охлаждения корпусов реактора СМ;

- обоснована возможность косвенного контроля состояния оборудования (бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов) на основе данных контроля ВХР;

- на основе расчетных зависимостей оценена эффективность химических отмывок теплообменного оборудования контура оборотного водоснабжения реакторов МИР и СМ;

- усовершенствована методическая база контроля ВХР контуров реакторов МИР и СМ, позволившая уточнить спецификацию нормируемых параметров качества теплоносителя.

Практическая ценность работы состоит в том, что на основе проведенных научных исследований разработаны рекомендации по ведению водно-химических режимов систем крупнейших высокопоточных исследовательских реакторов России МИР и СМ, способствующие продлению сроков службы их эксплуатации.

Исследование радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ позволило определить диапазон концентраций водорода в нервом контуре (2,0 -3,0 см3/кг), обеспечивающий подавление радиолиза теплоносителя, и установить его функциональную зависимость от значений рН, что позволяет не прибегая к газохроматографическому анализу проводить экспрессную оценку содержания газа в контуре.

Оценка баланса ионных примесей теплоносителя первого контура реактора МИР позволила в 1,3 раза увеличить фильтроцикл ионообменных смол и уменьшить материальные затраты на закупку дорогостоящих расходных материалов.

Внедрение современных инструментальных методов исследования ВХР значительно расширило диапазон контролируемых примесей, при этом обосновано снижение периодичности контроля отдельных параметров теплоносителя.

Систематизация данных многолетних исследований ВХР позволила, в совокупности с имеющимися методиками, провести оценку состояния систем и оборудования контуров реакторов (ионообменные смолы, бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов).

На основании опыта восстановления теплопередающей способности тенлообменною оборудования разработаны критерии оценки качества проведенного процесса, разработаны рекомендации по его оптимальному проведению.

Таким образом, полученные в ходе проведенных исследований результаты имеют важное практическое значение и будут полезны также разработчикам реакторов подобного типа и установок нового поколения.

Личный вклад автора в работу

В работе приведены результаты исследований, выполненных автором у самостоятельно и в соавторстве в 1995-2006 годах.

Автор являлся ответственным исполнителем работ по:

- исследованию кинетики процессов радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ;

- обоснованию продолжительности фильтроцикла ионообменных смол;

- обобщению и систематизации опыта ведения ВХР реакторов МИР и СМ за последние 10 лет;

- разработке и внедрению методик инструментального контроля водного теплоносителя; I

- разработке критериев безопасной с точки зрения ВХР работы системы охлаждения корпусов реактора СМ.

Используя полученные экспериментальные данные выполнил оценку: состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР и предложил метод контроля этого Состояния при эксплуатации реактора; состояния подшипников циркуляционных насосов по поступлению в теплоноситель продуктов, возникающих при их износе; - достоверности предложенного критерия эффективности работы теплообменного оборудования реакторов МИР и СМ.

Степень достоверности результатов

Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждается метрологической аттестацией применяемых методик аналитического- контроля, а также совпадением в пределах экспериментальной погрешности расчетных и экспериментальных данных.

Основные результаты изложены в 22 трудах, в том числе 12 печатных (1 статья в рецензируемом журнале «Теплоэнергетика», 9 статей в «Сборнике трудов НИИАР», 1 доклада на научной конференции). В ходе работы над диссертацией в соавторстве разработано 15 и аттестовано 10 ^методик химического анализа.

3.5. Выводы по главе 3

1. Исследованы особенности организации ВХР контуров оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР,» заключающиеся в использовании в качестве теплоносителя высокоминерализованной воды реки Большой Черемшан.

2. Применяемые для химической отмывки теплообменников реакторов технологии и рецептуры практически полностью восстанавливают работоспособность оборудования. Определено соотношение между количеством вымытых отложений и начальной и конечной концентрацией азотной кислоты в моющем растворе.

3. Предложен расчетный алгоритм контроля состояния теплообменного оборудования, на основании результатов которого в совокупности с прогнозом сезонных изменений температуры наружного воздуха и, соответственно, температуры воды, поступающей из градирни, можно оценить температурные режимы работы контуров на последующую кампанию и определиться с необходимым объемом восстановительных работ на теплообменном оборудовании.

4. При проектировании будущих исследовательских реакторов необходимо предусматривать технико - экономическое обоснование специальной подготовки подпиточной воды контуров оборотного водоснабжения с целью снижения объема образующихся отложений на поверхностях теплообменного оборудования.

В составе проектов должны предусматриваться эффективные меры и средства быстрого удаления отложений.

Компоновочное расположение теплообменного оборудования должно осуществляться с учетом возможности реализации выбранных мер. I

Глава 4. РОЛЬ ВХР В УПРАВЛЕНИИ РЕЖИМОМ

ЭКСПЛУАТАЦИИ СТАРЕЮЩИХ ВЫСОКОПОТОЧНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

За годы эксплуатации высокопоточных реакторов МИР и СМ водно-химические режимы их основных контуров были достаточно изучены, сделано много рекомендаций, которые легли в> основу регламентных документов и позволили поддерживать качество теплоносителя на уровне, обеспечивающем безопасную работу установок. Поэтому и в настоящее время реакторы МИР и СМ продолжают оставаться одними из мощных инструментов для исследования и обоснования режимов эксплуатации новых видов топлива и конструкционных материалов.

Однако по прошествии десятилетий эти реакторы перешли в разряд стареющих с присущими для этого состояния проблемами:

- накопление отложений на теплопередающих поверхностях;

- выход из строя деталей оборудования и разрушение конструкционных материалов;

- конструктивные изменения контуров, в результате чего появилась необходимость в уточнении их характеристик и разработке условий безопасной эксплуатации.

В то же время, за эти годы уровень развития аналитической науки по сравнению с началом эксплуатации ИР значительно вырос. Получили развитие новые методики: газовая и ионная хроматография, автоматизированный химический контроль с применением поточных датчиков и т.д., которые позволяют не только всесторонне исследовать ВХР, но и могут стать средством диагностики состояния узлов и механизмов контуров установок. В табл. 24 приведен перечень актуальных для реакторов МИР и СМ проблем, появившихся в результате их старения, решение которых возможно средствами управления водно-химическим режимом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В работе представлены результаты систематизации опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с применением современных аналитических методов. На их основе разработаны рекомендации по оптимизации ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, эмпирические и функциональные зависимости между параметрами ВХР и технологическими параметрами, а такке рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Основные итоги работы.

1. Решена актуальная научно-техническая задача оптимизации технологии ведения ВХР и разработки химических способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров1, реакторов СМ и МИР, которая имеет определяющее значение для продления ресурса ИР.

2 Выполнены систематизация, анализ и обобщение совокупности данных по поддержанию ВХР теплоносителей исследовательских реакторов СМ и МИР -представителей двух типов высокопЬточных ИР.

3. Усовершенствованы и развиты методы и средства анализа показателей качества теплоносителей (и компенсационного газа), на основе чего проведено углубленное исследование отдельных актуальных вопросов эксплуатации реакторных установок.

4. С использованием метода ионной хроматдграфии проанализирован примесный состав теплоносителей и разработаны проверенные на практике рекомендации по оптимизации фильтроциклов.

5. Исследованы особенности процесса радиолитического разложения теплоносителя первого контура в условиях высокопоточного реактора СМ и его водородной коррекции, приводящие к практически полному подавлению радиолиза.

Предложен простой, малозатратный и эффективный способ контроля рабочего процесса по показателю рН теплоносителя.

6. Обоснован безопасный режим работы системы охлаждения корпусов, созданной в результате реконструкции реактора СМ и не имеющей постоянной водоочистки и газоудаления.

7. Исследованы возможности использования данных химического анализа теплоносителя для ранней диагностики состояния бериллиевой кладки активной зоны.

8. Исследованы особенности ВХР второго контура и способы поддержания работоспособного состояния теплообменного оборудования, подверженного образованию отложений. Предложены расчетный алгоритм контроля состояния оборудования и рекомендации для будущих проектов.

9. Полученные результаты полезны при разработке исследовательских реакторов нового поколения.

Автор выражает благодарность к.т.н. О.С. Бендерской за научное руководство, д.т.н. В.А. Куприенко за сотрудничество и конструктивное обсуждение результатов исследований и материалов диссертации, всем сотрудникам лаборатории химической технологии и дезактивации оборудования ОРМИ за помощь в проведении экспериментов; руководству и коллективам реакторных установок СМ и МИР и лично А.Л. Петелину за техническую поддержку.

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.Основные положения. Постановление Правительства РФ. Протокол № 17 ог 25.05.2000 г., Минатом, Москва, 2000 г.

2. Воронин J1.M. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в.// Теплоэнергетика, 2000, № 10, С. 14-18.

3. Куприенко В.А. Обзор исследовательских реакторов мира. Учебное пособие для оперативного персонала российских исследовательских реакторов. Димитровград, 1995.

4. Hemes Т. "The OECD Halden Project and the HBWR", Working of Ageing in Research Reactors, IAEA-TECDOC-792, 1995/

5. Цыканов B.A., Куприенко B.A., Кузнецов А.И. и др. Исследовательские реакторы инстигута и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). М.: ЦНИИатоминформ, 1986.23 с.

6. Boogaard J.P. Quality, safety and license management at nuclear facilities in petten, the Netherlands. Research Reactor Utilization, Safety and Management Symposium held in Lisbon, Portugal, 6-10 September 1999. IAEA-SM-360/24

7. BR-2 Multipurpose Materials Testing Reactor, SCK/CEN, 1992.

8. High Flux Isotope Reactor" Oak Ridge National Laboratory, 199110. "OSIRIS", CEA, Challenger- Paris, 1988.

9. Saito М., Futamura Y., Nakata Н. etc. "Further Data of Silicide Fuel for the LEU Conversion of JMTR", International Symposium on Research Reactors Safety, Operations and Modifications, Chalk River, Canada, 1989, IAEA-SM-S10/59P.

10. RANADE M.R., et. al., "ISI of Reactor Vessel Tubes of Cirus and Process Water-Sea water Heat Exchangers of Dhruva", IAEA CRP on Application,of NDT and ISI to Research Reactors, RCM held at Prague, November 1998.

11. In Cheol Lim, et al., "Commissioning Experiments for Thermal-hydraulic Design of

12. KMRR," J. of Korean Nuclear Society, Vol.25, June 1993.

13. Экспериментальные и научно-исследовательские установки. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1995 г.

14. Реакторная установка ПРИМА. Техническое обоснование безопасности. Димитровград, 1988 г.

15. Отраслевой стандарт ОСТ 95 10134-91. Режим водно-химический первого Koinypa исследовательских ядерных реакторов бассейнового типа, средства ei о поддержания и контроля. Общие требования по коррозионной стойкости конструкционных материалов.I

16. Куприенко В.А., Клипов А.В., Федулин В.Н. Реакторная техника и безопасность реакторов. Учебное пособие для оперативною персонала исследовательских ядерных реакторов. Димитровград, 1997.

17. Бендерская О.С., Владимирова О.Н. Особенности водно-химическою режима высокопоточного исследовательского реактора СМ после реконструкции.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999. Вып. 4. С. 66 74.

18. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.:Атомиздат, 1966.

19. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А., ' Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реаеторов. М.: Энсргоатомиздат, 1995 г.

20. Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков B.C. Дисперсионные твэлы. В 2-х томах. М.: Энергоатомиздат, 1982.

21. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим агомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976.-400 с.

22. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. Перев. С англ. М.,I1. Атомиздат, 1973,328 с.

23. ГОС Г 20298-74 Смолы ионообменные. Катиониты

24. ГОСТ 20301-74 Смолы ионообменные. Аниониты.

25. Круненникова В.И., Неверова A.A., Нефедова Г.З., Морозов В.В. Особенности применения и требования к ионообменным материалам для АЭС.// Вопросы науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакгоров, 1986, Выи. 3, С. 32-34.I

26. Ефимов A.A., Вилков НЛ., Пыхтеев О.Ю. Системный подход к организации коррозионно-эррозионного мониторинга и контроля водно-химического режима на АЭС.//Теплоэнергетика, 1998, № 12, С. 11-14.

27. ОСТ 95.976-83 95.986-83 Водно-химический режим атомных электростанций с реакторами большой мощности, кипящими. Лабораторный химический контроль водного теплоносителя, г

28. Гурский B.C. Ионохроматографический анализ в атомной энергетике. там же, с. 8-10.

29. Мартынова О.И., Кашинский В.И., Петров АЛО. и др. О применении мегода ионной хроматографии для контроля качества воды и пара на ТЭС.// Теплоэнергетика, 1996, № 8, С. 39-42.

30. Беидерская О.С., Владимирова О.Н., Нрздрина O.A. Применение ионной хроматографии в ядерной энергетике для контроля водно-химическою режима.// Сборник трудов. Димитровград: ГПЦ РФ НИИАР, 2000. Вып. 1. С. 27-37.

31. Каршок А.Д., Андропова Г.А., Вахрушева М.В, и дрп Применение ионной хроматографии для анализа органических и неорганических анионов во II контуре АЭС с ВВЭР-1000.//Теплоэнергетика, 1991, № 7, С. 9-11.

32. Тишков В.М., Бусырев В.М., Гурский B.C. Опыт эксплуатации ионно-жидкостных хроматографов "Стайер" на Ленинградской АЭС. там же, С. 42-44.t

33. Ижутов A.JL, Романовский C.B., Аиисимов В.П. и др. Реакторная установка МИР.М1. Отчет по обоснованию безопасности. Димитровград, 1998 г.

34. Святкин М.П., Петелин AJI., Булгаков Б.В. и др. Отчет по обоснованиюбезопасности реакторной установки СМ-3. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ

35. НИИАР, 1999. Per. № 0-4876.

36. СТП 086-293-95 Исследовательский ядерный реактор корпусного гииа иод давлением СМ-3. Водно-химический режим первою контура. Нормы качества водного теплоносителя, средства ei о поддержания и контроля.

37. Куириенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова O.II. и др. О водно-химическом режиме системы охлаждения корпусов реактора СМ // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006 в печати.I

38. ПН АЭ Г-7-008089 Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, п.9.1.10.

39. Цыканов В.А., Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н. и др. Инструментальные методы контроля параметров водно-химического режима при проведении петлевых испытаний в реаеторе МИР//нТеплоэнергетика, 2003 г. С 31-35.

40. Столяров Б.В., Савинов И.М, Виттенберг А.Г. . Руководство к практическим работам ио газовой хроматографии. Л.:Химия, 1988

41. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Шуткова O.A., Красовская М.М.

42. Хроматографический анализ газов, растворенных в водном теплоносителе петлевых установок реактора МИР с использованием съемных пробоотборных устройств. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 2. С. 18-24.

43. Бендерская О. С,, Зотов Э.А. Водно-химический.режим реактора МИР-М1 и ею петлевых установок. Огчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1995. Per. № 0-4450.

44. Васильев В.П. Аналитическая химия. В 2 ч. 4.2. Физико-химические методы анализа. М.: Высш. Шк., 1989.384 с.

45. Методика количественного химического анализа содержания ионов меди в пробах водною теплоносителя (фотометрический метод). О. С. Бендерская, Э. А. Зотов, О. Н. Клочкова, М. Ф. Симонова Per. № 28-97 ОМИ'Г ГНЦ РФ НИИАР.

46. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Белова Т.А. и др. Водно-химический режим исследовательских реакторов МИР и СМ в 2000 году. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001. Per. № 0-5095.

47. Бендерская О.С., Зотов Э.А., Клочкова О.Н., Белова Т.А. Водно-химический режим исследовательских реакторов СМ и МИР. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997. Per. № 0-4689.

48. Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.П., Петелин А.Л., Святкин М.Н. Особенности водно-химического и газового режима высокопоточного исследовательского реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 4. с. 21-34.

49. Бяков В.М., Ничиноров Ф.Г. Радиолиз воды в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздаг,1990. '

50. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Белова Т.А. и !др. Водно-химический режим исследовательских реакторов ОРК в 2004 юду. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Per. № 0-5640.

51. Materials Testing Reactor BR2 Scientific Research & Commercial Services. SCK.CEN Belgian Nuclear Research. 1995.

52. Куприенко В. А., Бендерская O.C., Владимирова О Л. О возможности косвенною контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 2 С. 61-67.i

53. Описание и инструкция по обслуживанию циркуляционною электронасоса ЦЭН-148. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1963.

54. Описание и инструкция но обслуживанию циркуляционною электронасоса ЦЭН-149. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1964.

55. Описание и инструкция rio обслуживанию циркуляционного электронасоса ГЦЭН-146П. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1966.

56. Крукович А.Р. Применение в машинах и механизмах подшипников скольжения, содержащих металлофторпластовые элементы. В сб. «Научные труды ДВГТУ» 2003 г.Вып. 128.i

57. Найманов А.Я., Найманова A.A. О механизме воздействия электрообработки воды на накипеобразование в теплообменниках // Теплоэнер1 етика, 1998. № 7. С 59-61.

58. Васина Л. Г., Гусева О.В. Предотвращение накипеобразования с помощью антинакипинов. //Теплоэнергетика, 1999. №7. С. 35-38.

59. Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Ижутов AJI., Петелин AJI., Опыт эксплуатации основного тсплообменного оборудования исследовательских реакторов СМ и МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2003. Вып. 3. С. 23-32.