Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора турбинно-нейтронным методом: на примере реактора ВК-50 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Садулин, Виктор Петрович

• Садулин, Виктор Петрович
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Садулин, Виктор Петрович

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава X. ОБЗОР И ВЫБОР МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ

РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В TBC КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА.

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

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

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

1.3.1. Метод переменного перепада давления.

1.3.2. Метод тахометрический.

1.3.2.1. Турбинный метод.

1.3.2.2. Тахометрический метод с вращающимся шаром.

1.3.3. Корреляционный метод.

1.3.4 Электромагнитный метод.

1.3.5. Ультразвуковой метод.44*

1.3.6. Тепло-массовый метод.

1.3.7. Вихревой метод.

Выводы по главе 1.

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

2.1. Назначение и применение реакторной установки ВК-50.

2.2. Краткое описание технологической схемы РУ ВК-50.

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

2.4. Внутризонный контроль.

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

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

Выводы по главе 2.;.

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

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

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

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

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

3;2.3; Подшипниковые опоры турбйнки.

3.2.4'. Измерительная аппаратура комплекса.;. 1У

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

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

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

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

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

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

3.3.4. Методика и результаты измеренияшерепада давления на ТНП.

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

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

Выводы по главе 3.

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

4.1. Применение ИК при контроле энерговыделения в TBC.

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

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

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

Выводы по главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Измерительный комплекс для контроля расхода теплоносителя в тепловыделяющих сборках корпусного кипящего реактора турбинно-нейтронным методом: на примере реактора ВК-50»

Актуальность работы

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

При эксплуатации любого ККР неоднократно возникает (в эксперимен-;

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

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

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

Цель работы

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

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

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

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

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

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

3) Разработка методик и проведение исследований по определению:

- нейтронно-физическйх характеристик модулятора ТНР;

- статической рабочей характеристики ТНР для условий его работы вККР;

- изменения статической рабочей характеристики ТНР в процессе работы;

- постоянной времени инерции турбинки;

- перепада давления на ТНР;

- ресурса работы ТНР в реакторе.

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

Научная новизна работы заключается в следующем:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Основные положения, выносимые на защиту

Автор защищает:

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

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

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

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

3) Методики и результаты исследований по:

- определению нейтронно-физических характеристик модулятора ТНР;

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

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

- измерению постоянной времени инерции турбинки;

- ресурсу работы ТНР.

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

Практическая ценность

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

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

- упрощена система внутриреакторного контроля в целом;

- расширены экспериментальные возможности реактора;

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

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

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

- обоснован выбор оптимальных по гидравлическим характеристикам ТВС. ;

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

Личный вклад автора

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

Публикации по выполненной^работе

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

Апробация результатов работы

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

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

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

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

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

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

Структура и объем диссертации

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

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Садулин, Виктор Петрович

Выводы по главе 4

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

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

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

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

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

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

3.1. Установлено, что:

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

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

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

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

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

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

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

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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