Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Краткая характеристика исследовательского высокопоточного реактора СМ перед реконструкцией 1991-1992 гг. [6] 16
Глава 2. Исследования теплогидравлических характеристик реактора СМ в обеспечение нормальных условий эксплуатации 31
2.1. Особенности конструкции нового реактора и методики исследований...31
2.2. Разработка и создание оборудования, экспериментальных стендов для проведения исследований на новом реакторе 36
2.3. Проведение экспериментов по определению теплогидравлических характеристик элементов реактора 43
2.4. Оптимизация расхода теплоносителя по A3 реактора 58
Выводы к главе 2 64
Глава 3. Технологические испытания первого контура РУ СМ-3, математическая модель для анализа различных аварийных ситуаций в обоснование его безопасной эксплуатации 66
3.1. Основные характеристики переходных процессов с течами первого контура РУ СМ 67
3.2. Результаты испытаний, полученные при имитации различных аварийных ситуаций 73
3.3. Применение кода RELAP и его настройка на исследовательском реакторе СМ для анализа аварий типа LOCA 81
3.4. Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в ООБРУСМ 92
Выводы к главе 3 102
Глава 4. Исследование нейтронно-физических характеристик реактора СМ-3 в процессе его физического и энергетического пусков 104
4.1. Физический пуск 104
4.2. Результаты энергетического пуска реактора СМ-3 115
Выводы к главе 4 126
Заключение 128
Список литературы 131
- Краткая характеристика исследовательского высокопоточного реактора СМ перед реконструкцией 1991-1992 гг. [6]
- Разработка и создание оборудования, экспериментальных стендов для проведения исследований на новом реакторе
- Применение кода RELAP и его настройка на исследовательском реакторе СМ для анализа аварий типа LOCA
- Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в ООБРУСМ
Введение к работе
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
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 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 ТВС 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 1961г., 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-Ю Вт/м ) и неравномерное его распределение (объемный коэффициент неравномерности достигает 6); значительную потерю реактивности на отравление Хе (более 4% АКЭф/КЭф); высокий темп потери реактивности на выгорание топлива, что требует эффективных органов СУЗ, количество мест для которых в небольшой (объем около 5-10"mj) активной зоне ограничено.
Активная зона реактора СМ-2 была собрана из ТВС квадратного сечения с размерами 69,5x69,5 мм. ТВС 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 ТВС 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 ТВС 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 A3. Горизонтальный разрез центральной части реактора СМ-2 представлен на рис. 1.1.
-корпус реактора:
- корпус активной зоны;
ячейка вертикального капала:
бсрпллневме блоки:
5 гори юн і ильные каналы:
й - поглотителькомпенсирующего орган
7 поглотитель аварийной
іаіцніьг8 - поглотитель
автоматического регуяяі
9 - кчшовыдсляюшая сбор*
акпшноіі юны: 10 берилдисвыс 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 ТВС выходил из реактора по четырем выходным трубопроводам, врезанным в днище реактора.
В реакторе были предусмотрены частичные перегрузки топлива без полного расхолаживания твэлов.
По проекту ТВС 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 A3 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 A3 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 A3 для установки ЭУ;
обеспечена плотность потока тепловых нейтронов в ловушке 3,3x1015cmV.
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 A3.
введен поканальный отбор проб теплоносителя для КГО твэлов всех ТВС,
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 см"2с"' 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 ТВС;
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 ТВС 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 характеристикреконструированного 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 ТВС, 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 ТВС 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 ТВС, 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 ARS-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.
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.
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-Ю июня 2004, с. 89-90.
Семидоцкий И.И., Бунаков А.В., 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.
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.
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.
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.
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].
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.
Авторское свидетельство №1101046. Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе / Ю.Н. Исаев, В.Ш. Сулаберидзе, Л.Т. Федотов, В.А. Гремячкин// ВИИПИ, 1984.
Авторское свидетельство №1380413. Способ определения скорости коррозии металлов / СВ. Середкин, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1987.
Авторское свидетельство №1245071. Способ определения скорости коррозии металлов / СВ. Середкин, Б.В. Самсонов, В.А. Гремячкин // ВИИПИ, 1986.
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.
Краткая характеристика исследовательского высокопоточного реактора СМ перед реконструкцией 1991-1992 гг. [6]
К 1991 г. реактор СМ-2 после многих лет эксплуатации, модернизаций и всестороннего изучения характеристик представлял собой водо-водяной корпусной высокопоточный многоцелевой исследовательский реактор на промежуточных нейтронах с нейтронной ловушкой - полостью в центре активной зоны, заполненной замедлителем нейтронов. Активная зона (рис. 1.2) имеет высокую концентрацию U и относительно небольшую концентрацию ядер замедлителя. В сечении она представляет собой квадрат 420x420 мм (6 6 ячеек квадратной решетки с шагом 70 мм). Высота активной зоны 350 мм. Центральная замедляющая полость (ЦЗП) образована извлечением четырех ТВС. Она состоит из четырех фигурных бериллиевых вкладышей, образующих цилиндрическую полость, и устройства, в котором размещают облучаемые Рис. 1.2. Активная зона реактора СМ-2 мишени с трансурановыми и трансплутониевыми элементами (ТУЭ, ТПЭ). Рабочие органы аварийной защиты (РО A3) и центральный компенсирующий орган (ЦКО) кольцевой формы расположены в ЦЗП. Компенсирующие органы (КО) размещены в четырех угловых ячейках активной зоны, а РО автоматического регулирования (АР) мощности реактора находятся в отражателе. Быстрые нейтроны, покидая активную зону, замедляются до тепловых энергий в нейтронной ловушке и боковом бериллиевом отражателе, которым окружена активная зона. В качестве замедлителя нейтронов в ловушке реактора используют легкую воду и бериллий в различных сочетаниях. В ловушке достигается максимальная плотность потока тепловых нейтронов до IS 9 1 5-10 см с" (в воде) при номинальной мощности реактора 100 МВт. В отражателе плотность потока тепловых нейтронов -до 1,5-1015 CM V. В ловушке, ячейках отражателя и специальных ТВС размещают облучаемые образцы. В боковом отражателе на различных расстояниях от центра активной зоны были расположены 25 вертикальных каналов. Из них 15 каналов использовались для высокотемпературных ампульных испытаний радиационной стойкости конструкционных материалов и топливных композиций [7]. Четыре канала входят в состав двух высокотемпературных водяных петель, рассчитанных на давление 20 МПа и температуру теплоносителя 300С. В этих каналах проводили испытания различных конструкционных материалов на коррозионную стойкость и исследование топливных композиций [8, 9, 10]. Шесть каналов предназначены для опытного накопления ТУЭ и радиоактивных изотопов, исследований топливных композиций быстрых и тепловых реакторов. Эти каналы вместе с каналом, расположенным в центре активной зоны (центральный канал и ловушка), входят в состав низкотемпературной водяной петли, рассчитанной на давление 4,9 МПа и температуру 60С. Вертикальный разрез реактора, на котором видны его конструктивные особенности, представлен на рис. 1.3.
Разнообразие ЭУ по месту размещения в реакторе позволяло проводить испытания в потоках нейтронов с широким диапазоном изменения плотности и спектра. В отражатель могли устанавливаться ампульные устройства и петлевые каналы, которые обеспечивали условия для накопления радионуклидов, испытаний реакторных материалов, твэлов, топливных композиций и других элементов активных зон реакторов различного назначения в стационарных и динамических режимах (импульсных, циклических, переходных, аварийных) [11,12,13]. К экспериментальным устройствам реактора СМ относят: нейтронную ловушку, экспериментальные сборки и мишени в активной зоне, вертикальные каналы с загружаемыми устройствами, расположенные в отражателе [14].
Активная зона (рис. 1.3) реактора с боковым отражателем из блоков металлического бериллия высотой 500 мм размещена в стальном корпусе диаметром 1,5 м и высотой 8 м. Корпус рассчитан на рабочее давление 5 МПа. Корпус и крышка реактора предназначены также для размещения, крепления внутрикорпусных и облучательных устройств, отражателя, органов СУЗ, а кроме того, для предотвращения распространения радиоактивных элементов в обслуживаемые помещения РУ, в окружающую среду, как при нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. Исходя из назначения, корпус и крышка реактора должны сохраняться в целостности при эксплуатации в рабочих режимах, а также в случаях наступления проектных аварий в течение всего проектного срока службы РУ. Конструкция корпуса (с крышкой) также представлена на рис. 1.3.
Корпус реактора сварен из двух обечаек высотой 3000 мм и диаметром 1572 толщиной 36 мм каждая. Днище приварено к нижней обечайке нижнего фланца реактора с вставкой, к которой приварены 8 патрубков 0 219 толщиной 12 мм. По четырем патрубкам, расположенным по наружной окружности днища, осуществляется подвод теплоносителя в реактор, по четырем патрубкам, расположенным по внутренней окружности - отвод теплоносителя. Корпус изготовлен из сталей аустенитного класса: обечайки, патрубки из стали 1Х18Н9Т, а днища, крышки, фланцы из стали Х18Н22В2Т2.
Нормальная эксплуатация корпуса и крышки возможна лишь в составе первого контура реактора. К входным и выходным патрубкам приварены трубопроводы, крышка уплотнена на фланце корпуса через паронитовую прокладку, в отверстия крышки вставлены соответствующие устройства (СУЗ, ОУ и т.п.), обеспечена герметичность не сварных соединений при помощи прокладок и шпилек.
К основным внутрикорпусным устройствам относятся: центральная зона с хранилищами для ТВС, защитные экраны, опорная конструкция, опора центральной зоны. ВКУ выполнены из стали аустенитного класса 1Х18Н9Т и предназначены: для защиты боковой поверхности корпуса и днища реактора от нейтронного- и гамма-излучения; для размещения отражателя и активной зоны; для организации движения потока теплоносителя в корпусе и профилирования его расхода по активной зоне.
Поскольку внутрикорпусные устройства формируют поток теплоносителя, то любое их смещение со своих мест (или разрушение) приведет к перераспределению потока и изменению перепадов давлений, в том числе на активной зоне. За 26 лет эксплуатации реактора произошло смещение плиты с дроссельными шайбами с посадочного места. Это привело в итоге к снижению общего расхода теплоносителя через активную зону на 5%, снижению запаса до кризиса теплоотдачи (К кр до 1,2) на мощности 85 МВт.
Разработка и создание оборудования, экспериментальных стендов для проведения исследований на новом реакторе
Стенд для проливки антисифонных отверстий изображённый рис.2.2, представляет собой выполненную в масштабе 1:5 модель корпуса реактора с экраном, общей высотой -1000 мм. Высотные отметки сливного и напорного трубопроводов выдержаны в масштабе 1:1, их концы на отметке -+1,00 м снабжены быстродействующими клапанами Ду 40 мм. В верхней части сливной камеры размещались сначала два, а затем три штуцера ДуЮмм с гнездами для сменных шайб с антисифонными отверстиями. Шайбы фиксировались через резиновые прокладки специальными струбцинами. Дно экрана выполнено перфорированным, отверстия в дне могли перекрываться поворотной планшайбой для имитации требуемого сопротивления активной зоны. "Холодный" гидравлический стенд, созданный и затем модифицированный под задачи экспериментального получения гидравлических характеристик внутриреакторных облучательных (и других опытных) устройств, содержит три параллельно включенных центробежных насоса с номинальной производительностью Qi=90 м /ч (напор Н=8,5 кгс/см), Q2=45 м /ч (Н=9,0 кгс/см ) и СЬ=20 м /ч (Н=5,3 кгс/см ), «дыхательную» атмосферную емкость на всасывающих патрубках насосов объемом 5 м , запорно-регулирующую арматуру и контрольно-измерительные приборы. Ввиду широкого набора исследуемых устройств их проливка выполнялась на индивидуально изготовляемых ретортах, подключаемых к одной из подходящих по пропускной способности гидравлической измерительной линии стенда.
Технологические параметры стенда: давление теплоносителя - до 1 МПа; температура теплоносителя - 20-КЗОС; расход - от 5 до 90м /ч. Для проливки узлов активной зоны реактора СМ-3 были разработаны и изготовлены три реторты - для ТВС, КО и ЦБТМ. После установки реторты и ее подсоединения к измерительной линии (с соответствующей расходомерной шайбой) в нее загружалось исследуемое изделие. Затем линия уплотнялась и заполнялась теплоносителем от малого насоса стенда. При работе этого насоса продувались все линии стенда и реторта, чтобы исключить нагазацию теплоносителя. Температура теплоносителя при испытаниях составляла 22-28С. Измерения параметров производили после включения соответствующего рабочего насоса, последовательно, при увеличении и снижении подачи теплоносителя через реторту. Точность измерения расхода теплоносителя была не хуже 2,5%, перепады давлений определялись по образцовым манометрам со шкалой 10 кгс/см2 и классом 0,4.
Применение кода RELAP и его настройка на исследовательском реакторе СМ для анализа аварий типа LOCA
Полученные на полномасштабной РУ экспериментальные данные позволяют доработать (настроить) и верифицировать математическую модель этой установки для анализа режимов с большими течами (имитация эффекта сифона, разрыва циркуляционных трубопроводов в максимальном сечении и т. д.). Как следует из проведенных предварительных расчетов и стендовых испытаний, специфика рабочего режима СМ-2 позволяет в ряде случаев обосновать анализ безопасности РУ для аварийных режимов с потерей теплоносителя на относительно простых теплогидравлических моделях с несжимаемым теплоносителем (водой). Тем не менее, как расчетные, так и экспериментальные данные показывают, что при больших течах (разрывы магистральных трубопроводов по полному сечению) сжимаемость теплоносителя в первом контуре может существенно возрасти в результате появления газовой фазы. Причины возникновения последней могут быть различны: переход растворенных в теплоносителе газов из связанного в свободное состояние, вскипание воды из-за снижения давления (в меньшей степени, повышения температуры охлаждаемой поверхности и т.д.). Так, концентрация растворенного в теплоносителе первого контура РУ СМ-2 азота близка к предельной для условий рабочего режима (550 мл/кг).
Переход такой массы газа в свободное состояние способен, в принципе, существенно повлиять на режим истечения теплоносителя в области разрыва, например, привести к образованию газовой «подушки» над активной зоной. Следовательно, газовыделение влияет на механизм истечения и создает потенциальную опасность осушения активной зоны. Влияние газовыделения на процессы в первом контуре не ограничивается вышеперечисленными факторами. Возможно воздействие газа на распространение волны давления на начальной стадии аварии с разгерметизацией или на характер теплосъема в активной зоне [33-36]. Оценка такого влияния требует знаний физико-химических свойств растворенного газа и теплоносителя, а также закономерностей газовыделения в различных условиях. Эти данные в настоящее время отсутствуют или весьма ограничены, что вызывает необходимость построения теплогидравлической модели РУ при весьма серьезных упрощающих предположениях о характере указанных закономерностей. Модель рассчитывает квазистационарную стадию процесса и основана на предположении, что процесс газовыделения к рассматриваемому моменту уже завершился. Поскольку теплоноситель в этой ситуации представляет собой двухфазную двухкомпонентную среду, в качестве базы для построения такой модели использовался известный код RELAP5 MOD3.2 [37], позволяющий рассматривать процессы в паровоздуховодяной смеси. При переходе растворенного азота в свободное состояние образуется двухфазная двухкомпонентная смесь в гидравлическом тракте сложной геометрии. Процессы в таких системах весьма сложны, и для их расчета требуется детальный и тщательно верифицированный код. Этим требованиям во многом отвечают машинные коды серии RELAP5. Они располагают одними из наиболее тщательно верифицированных карт режимов тепломассопереноса в таких системах и достаточно гибки для описания в рамках метода контрольных объемов гидравлических трактов различной конфигурации. К недостаткам этого кода следует отнести, с одной стороны, отсутствие в нем моделей для описания процесса газовыделения и необходимость дополнительной верификации заложенных в этом коде корреляций для условий работы исследовательского реактора. С другой стороны, следует отметить, что эти недостатки - общие для всех известных системных программ нового поколения. В этом смысле, другие коды того же класса, что и REPAP5, не имеют перед ним каких-либо преимуществ, поскольку все они ориентированы прежде всего на энергетические реакторы, работающие в другом диапазоне давлений и температур теплоносителя. Разрабатываемая на основе кода RELAP5 модель РУ СМ-2 соответствует принципиальной схеме, показанной на рис 3.4, и состоит из всех основных элементов гидравлического тракта первого контура: внутрикорпусного пространства; четырех петель принудительной циркуляции; пассивной части системы аварийного охлаждения реактора (САОР); системы компенсации объема. Каждая петля принудительной циркуляции состоит из главного циркуляционного насоса ГЦН-146, основного теплообменника, трубопровода и запорной арматуры. В реактор теплоноситель поступает по четырем патрубкам, попадает в кольцевой зазор (напорная камера) и разделяется на два потока. Основной поток направляется в верхнюю часть корпуса, а оттуда - на вход активной зоны, двигаясь через нее сверху вниз. Другая часть теплоносителя из кольцевого зазора направляется под отражатель, охлаждает его в направлении снизу вверх и затем поступает на вход активной зоны, где смешивается с основным потоком. Пройдя активную зону, теплоноситель поднимается вверх (к сливной камере) и оттуда по четырем патрубкам выходит из корпуса реактора. Расчетная схема отрабатывалась по экспериментальным данным, полученным как на стендах, так и непосредственно на самой установке в режимах, имитирующих режимы аварийных разгерметизаций магистральных трубопроводов первого контура и приведенных в начале главы.
Пример применения настроенной модели для расчетов аварий в ООБРУСМ
В предыдущем разделе показано, что с использованием кода RELAP5 была разработана и верифицирована на нескольких аварийных ситуациях (включая самые тяжёлые проектные аварии) математическая модель РУ СМ. В дальнейшем настроенная модель применена для обоснования безопасности исследовательского реактора во всех постулируемых проектных и запроектных авариях, в тех частях, где необходимо знать теплогидравлическое поведение реактора и его систем. Далее рассматривается одно из таких событий на реакторе. Исходное событие - мгновенный разрыв по полному сечению (0219x12 мм) напорного циркуляционного трубопровода РУ СМ-3. Принято, что разрыв происходит на наиболее низкой отметке -0,4 м. Разрыв трубопровода приводит к ухудшению условий охлаждения активной зоны вследствие потери давления и расхода теплоносителя через нее. Защита от обезвоживания активной зоны и потерь давления и расхода теплоносителя через нее осуществляется следующими системами и устройствами: САЗ; САОР; ГЦН; антисифонными отверстиями. Основное влияние на процессы в этой аварии оказывает режим работы ГЦН поврежденной петли. Асимметрия петель принудительной циркуляции сказывается более значительно, чем в случае разрыва всасывающего трубопровода. Она обусловлена следующим: различиями в соединении петель с КО; так, петля № 1 соединена с КО по напорной линии, петля №3 - по всасывающей, а две остальные петли с КО не соединяются; петля №2 не соединена с САЗ, в то время как три остальные петли такое соединение имеют. В [11] показано, что эти различия приводят к наибольшей потенциальной опасности разрыва напорного трубопровода петли №1. Поэтому дальнейший анализ проводится для этого случая.
Процесс насчитывает три основных фазы. Первая фаза занимает временной интервал 0-И 00 с и характеризуется более высокими потерями теплоносителя из корпуса реактора в разрыв, чем это имеет место в аварии с разрывом всасывающего трубопровода. Причиной является дополнительное разрежение во всасывающем трубопроводе, создаваемое ГЦН поврежденной петли. Соответственно, в этой аварии минимальное значение уровня теплоносителя над активной зоной также снижается. Однако, это произойдет только в случае сохранения работоспособности ГЦН поврежденной петли на всем указанном временном интервале. Необходимо отметить, что в первые секунды процесса расход теплоносителя через ГЦН поврежденной петли существенно возрастет (согласно расчету, почти втрое). В этих условиях ток, потребляемый ГЦН, может превысить значение, при котором автоматически срабатывает система защиты ГЦН по току, и он отключится.
В дальнейшем анализе предполагается, что в случае достижения порогового значения тока тепловая защита ГЦН не срабатывает. К моменту окончания первой фазы устойчивый характер работы сохраняет только ГЦН поврежденной петли. На трех других петлях условия работы ГЦН существенно ухудшаются вследствие возрастания объемной доли газа на входе, и их работа приобретает неустойчивый характер, а, в наиболее неблагоприятных случаях, возможен и срыв ГЦН. В результате, уровень теплоносителя над активной зоной и расход теплоносителя через нее достигают к моменту окончания первой фазы минимальных значений. Поскольку на первой фазе потери уровня теплоносителя в корпусе реактора компенсируются только САОР, расчетный анализ проводится в предположении отказа одного из ее двух каналов. Дальнейшее снижение уровня и обезвоживание активной зоны предотвращают САОР и САЗ, работа которых, собственно, и организует вторую фазу процесса. Она занимает временной интервал 100-г200 с и характеризуется, в первую очередь, тем, что теплоноситель реактора частично замещается в ГЦН поврежденной петли технической водой. В результате, потери из корпуса сокращаются, и уровень в нем начинает расти. Так как подпитка петель принудительной циркуляции технической водой осуществляется через общий коллектор, то ГЦН поврежденной петли потребляет значительную часть технической воды, которая выбрасывается им в разрыв, минуя активную зону. Поэтому в течение 60 с после начала второй фазы процесса принудительная циркуляция теплоносителя через активную зону обеспечивается за счет работы САОР и ГЦН №1 и, частично, №2. К окончанию второй фазы процессы полного или частичного вытеснения нагазированного теплоносителя технической водой на входе ГЦН петель №№3,4 и восстановления режима их устойчивой работы завершаются. В анализе для повышения консервативности расчета на этот процесс налагается дополнительный отказ: полагается, что ГЦН №3 теряет работоспособность к концу первой фазы процесса. Вторая фаза процесса переходит в третью: квазистационарный режим с установившимися значениями основных параметров - давления, уровня в реакторе и расхода теплоносителя через A3. Анализ проводился в два этапа. На первом этапе оценивалась потенциальная опасность процесса в зависимости от места разрыва.
Расчеты показали, что минимальное значение уровня теплоносителя над активной зоной имеет место при разрыве напорного трубопровода петли №1 и составляет 1 м, петли №3 3 м, а для петель №№2, 4 достигается промежуточное значение этого минимума 2 м. Та же закономерность характерна и для величины расхода теплоносителя через активную зону, поскольку рост глубины провала уровня над зоной сопровождается снижением расхода теплоносителя через нее. Оба минимума (по значению уровня и расхода теплоносителя) достигаются примерно к одному моменту времени, составляющему 100с после исходного события.
Похожие диссертации на Обоснования основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ
