Обоснования основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Гремячкин, Владимир Анатольевич

• Гремячкин, Владимир Анатольевич
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Гремячкин, Владимир Анатольевич

Введение.

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

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

2.1. Особенности конструкции нового реактора и методики исследований.

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

2.3. Проведение экспериментов по определению теплогидравлических характеристик элементов реактора.

2.4. Оптимизация расхода теплоносителя по АЗ реактора.

Выводы к главе 2.

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

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

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

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

3.4. Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в

ООБРУСМ.

Выводы к главе 3.

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

4.1. Физический пуск.

4.2. Результаты энергетического пуска реактора СМ-3.

Выводы к главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснования основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ»

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

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

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

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

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

Характеристики наиболее совершенных высокопоточных реакторов приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Некоторые сравнительные характеристики высокопоточных реакторов

Параметр СДОЯ НРПК} СМ ПИК БЯМ-Н

Мощность, МВт 57 100 100 100 20

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

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

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

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

Материал отражателя 020 Ве Ве 020 020

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

Плотность потока нейтронов в отражателе

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

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

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

• испытаний топливных композиций, экспериментальных твэлов и конструкционных материалов;

• проведения ядерно-физических экспериментов на выведенных нейтронных пучках.

Для получения высокой плотности потока тепловых нейтронов (до

15 2 1

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

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

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

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

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

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

1 - корпус реактора:

2 - корпус активной зоны;

3 ячейка вертикальною канала:

4 бери л.шевыс блоки:

5 горизонтальные каналы:

6 - попки июль комнспснр) мшсго орган

7 копнитель аварийной защиты:

8 - поглотитель автоматического ретонп

9 гепловыде.шощая сбори активной зоны;

10 берпллиевые вкладыши

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

• материал отражателя оксид бериллия был заменен на металлический бериллий;

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

• заменить корпус реактора;

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

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

• заменить отражатель нейтронов;

• увеличить число экспериментальных вертикальных каналов за счет ликвидации горизонтальных;

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

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

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

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

Цель работы:

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

Для достижения этой цели автор решил следующие задачи:

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

• выполнил расчетно-экспериментальное обоснование антисифонных устройств;

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

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

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

Научная новизна работы:

Автором впервые:

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

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

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

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

Практическая ценность работы:

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

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

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

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

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

Основные положения, выносимые на защиту:

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

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

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

Апробация работы

Основные результаты работы представлялись и обсуждались:

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

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

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

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

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

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

Публикации

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Личный вклад автора

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

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

• автором лично разработаны программы проведения экспериментов на реакторе;

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

Структура и объем работы

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

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Гремячкин, Владимир Анатольевич

Выводы к главе 4

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

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

• Количество TBC в активной зоне, шт. 32

• Среднее выгорание топлива, % 17

• Количество рабочих органов A3, шт. 4

• Количество компенсирующих органов, шт. 5

• Суммарная эффективность органов A3, рэф.

- при погруженном ЦКО 2

- при извлеченном ЦКО 4,8

• Эффективность ЦКО, рэф 3,9

• Максимальная эффективность КО, рэф 3,2

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

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

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

• Запас реактивности, рэф 9,1

• Подкритичность, рэф 3,5

• Максимальные коэффициенты неравномерности энерговыделения, отн. ед.:

- по высоте активной зоны 1,25

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

- по объему активной зоны 5,56

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

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

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

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

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

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

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

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

Заключение

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Гремячкин, Владимир Анатольевич, 2006 год

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

22. Отчет НИИАР, инв.№ Б-2532, 1976.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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