Обеспечение ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов

В принятых Правительством Российской Федерации «Стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века» [1] и «Стратегии развития энергетики России до 2020 г.» [2] предусмотрен рост выработки электроэнергии на АЭС. Для продления ресурса действующих энергоблоков и создания реакторов нового поколения с повышенной безопасностью и увеличенным сроком службы требуется, в частности, проведение научно-исследовательских работ по обоснованию длительной работоспособности материалов, применяемых в реакторостроении. Ускоренное облучение конструкционных, топливных и поглощающих материалов в полях ионизирующих излучений, с целью последующего изучения изменения их свойств, обеспечивают исследовательские реакторы, обладающие высокой плотностью нейтронного потока и экспериментальными устройствами для моделирования заданных условий испытаний по нейтронно-физическим, теплогидравлическим и другим требуемым параметрам. Эти реакторы используют также для проведения фундаментальных научных исследований с использованием нейтронного и других видов реакторных излучений, получения радиоактивных нуклидов для нужд науки, медицины, промышленности, а также для обучения и подготовки персонала в области использования ядерной энергии [3−8].

Исследовательские реакторы (ИР) имеют многолетний опыт эксплуатации [3−8]. Согласно данным Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ) [5], начиная с 1942 г до начала 2012 года, в мире было сооружено более 670 исследовательских ядерных установок (ИЯУ), включая исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, расположенные на территории 76 стран. Из них к настоящему времени около 240 являются действующими, остальные окончательно остановлены или выводятся из эксплуатации. Более 60% всех ИЯУ — это критические и подкритические стенды, около 35% - исследовательские реакторы с мощностью более 1 МВт [5]. На этапе 1970 — 1980гг эксплуатировалось свыше 370 установок [5−7]. После 1980 г началось уменьшение количества ИЯУ. Названная тенденция наиболее сильно проявилась в США, Германии, Канаде, Западной Европе. В этих странах новые АЭС не строились в течение длительного периода, соответственно и исследовательские реакторы, в основном, выполнили задачи в поддержку энергетики. Оставшиеся в эксплуатации ИЯУ используют в научных и медицинских целях, для производства радионуклидов и обучения. Напротив, страны, в которых ядерная энергетика активно развивается или начинает развиваться (Южная Корея, Китай, Индия, Иран, страны Юго-Восточной Азии), наращивают парк исследовательских ядерных установок [5].

Основная часть действующих ИЯУ функционирует с 60-х — 70-х годов прошлого столетия. Более 70% установок имеют возраст свыше 30 лет, срок эксплуатации 50% ИЯУ превышает 40 лет [5,6]. Наиболее мощные работающие исследовательские реакторы, такие как ATR, NRU, HFIR, СМ, МИР, BR-2 сооружены в конце 50-х, середине 60-х годов XX века [3−5, 9, 49]. К началу XXI века больше всего действующих ИЯУ имела Россия (около 50% мирового парка), следом идут США 40%), Китай 17%), Япония 15%), Франция (~ 13%) и Германия 11%) [5,6].

В современной ситуации мировая потребность в ядерной энергии стала возрастать. Многие страны заявили либо о возобновлении строительства АЭС (Россия, США, Франция, Великобритания, Чехия, Финляндия и др.), либо о развертывании широкомасштабной национальной программы сооружения ядерных энергоблоков (Китай, Индия, Иран, Объединенные Арабские Эмираты, Турция, Вьетнам и др.). В 2000 г по инициативе Российской Федерации на Генеральной конференции МАГАТЭ была принята резолюция о начале международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (INPRO) [10]. В мае 2001 г в США был создан международный форум по разработке реакторов четвертого поколения (Generation IV) [11]. Соответственно, возросли потребности в экспериментальных ресурсах исследовательских ядерных реакторов для обоснования предлагаемых проектных решений энергоблоков нового поколения. Современная роль исследовательских реакторов обсуждалась на нескольких международных конференциях последних лет. Например, таких, как: XII ежегодная международная конференция Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (Димит-ровград, 2001 г.) — Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке» (Москва, 2006г), International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization (Sydney 2007).

В докладах и решениях конференций подчеркивалась возрастающая роль исследовательских ядерных реакторов в современных условиях, подтверждалась необходимость сооружения новых установок для замещения парка выводимых из эксплуатации ИР [7,8 12−27]. Для действующих реакторов актуальны задачи продления их срока эксплуатации, модернизации и оснащения реакторов новыми экспериментальными устройствами с целью обеспечения решения исследовательских задач по перспективным научным и технологическим направлениям [7,8, 28−48]. Таким образом, в ближайшей перспективе интенсивность использования исследовательских реакторов будет возрастать с одновременным расширением тематики проводимых экспериментов.

Мощность исследовательских реакторов и, соответственно, количество радиоактивных веществ, нарабатываемых в них значительно меньше, чем у энергетических реакторов, тем не менее, потенциальная опасность ИР все же достаточно велика в силу особенностей этого класса ядерных установок. К таким особенностям следует отнести:

— высокую частоту переходных режимов при эксплуатации вследствие непродолжительности кампаний ИР, при которых чаще всего и происходят нарушения в работе любого технического объекта;

— частые перегрузки активных зон и экспериментальных каналов с постоянным перемещением облученных изделий (на исследования, на переработку, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т. д.);

— высокую плотность нейтронного потока со значительной неравномерностью его распределения и изменением энергетического спектра нейтронов в различных участках активной зоны, отражателя, экспериментальных каналах, что приводит к быстрому набору флюенса нейтронов с большим градиентом повреждающей дозы в используемых материалах и повышению вероятности отказов элементов ИР вследствие этого;

— повышенная цикличность нагрузок на основное оборудование реакторных установок вследствие частых остановок;

— использование в наиболее мощных ИР, как правило, высокообогащенно-го топлива, критические параметры (масса, объем) которого минимальны;

— эксплуатацию большинства ИР в режимах с частичной перегрузкой топлива, что приводит к непостоянству профиля энерговыделения в активной зоне и переменному значению рабочего запаса реактивности;

— меньшее, чем у энергетических реакторов количество физических барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ, особенно у бассейновых исследовательских реакторов;

— достаточно частые реконструкции ИР с изменениями компоновки активной зоны, конструкции твэлов и TBC, внедрением новых облучательных устройств с целью расширения экспериментальных возможностей реакторов.

Принципиальным отличием ИР от других типов ядерных реакторов, является наличие экспериментальных устройств (ЭУ), которые, как и режимы проводимых испытаний, могут оказывать значительное влияние на основные нейтронно-физические характеристики (НФХ) активной зоны. Ввод новых типов ЭУ в процессе эксплуатации реактора в ряде случаев, может привести к изменению его проектных характеристик, важных для ядерной безопасности (ЯБ).

За годы эксплуатации ИЯУ создано множество экспериментальных методик и устройств для облучения материалов, накоплен опыт выполнения различных экспериментов [3−5,9,25,36,39−41,43−74]. В то же время тематика испытаний и объем получаемой в экспериментах информации постоянно расширяются. Развитие ядерной и в перспективе термоядерной энергетики, проблема обеспечения безопасности ядерных установок, требования к лицензированию реакторных материалов, старение ядерных объектов и задача обоснованного продления их срока службы обуславливают необходимость постановки новых классов экспериментов, разработки новых типов ЭУ, реализации заданных, часто динамических режимов испытаний.

С другой стороны, постоянно ужесточающиеся международные и национальные нормы по безопасности, требуют безусловного обеспечения и обоснования безопасности исследовательских реакторов, как при нормальной эксплуатации, так и при ее нарушениях [75−78]. Проектная и эксплуатационная документация ИЯУ должна содержать всестороннее обоснование безопасности установок. На основании этих документов выдается государственная лицензия на эксплуатацию ИЯУ. Причем, повышенные требования предъявляются не только к объему обосновывающей безопасность информации, но и к методикам ее получения, которые должны быть аттестованы в установленном порядке. С учетом частых реконструкций и модернизаций ИЯУ, ввода новых ЭУ проектное обоснование безопасности исследовательских установок, как правило, бывает недостаточным при их последующей эксплуатации. Поэтому такой основополагающий документ, как Отчет по обоснованию безопасности (ООБ) ИЯУ в ходе эксплуатации по мере необходимости дополняют и пересматривают.

Поскольку любой исследовательский реактор представляет собой сложное техническое сооружение, потенциально опасное по радиационному воздействию на персонал, население и окружающую среду, вопросам обеспечения безопасности ИЯУ уделяют большое внимание и международные организации, прежде всего МАГАТЭ [5, 75], и российские государственные структуры. В утвержденных Президентом Российской Федерации «Основах государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года» (№ Пр-539 от 1 марта 2012г) отмечается, что «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии в мирных и оборонных целях. является одной из важнейших составляющих обеспечения национальной безопасности Российской Федерации» (п.З). Исследовательские реакторы (ИР) входят в ядерный комплекс страны. Обеспечение их ядерной безопасности является неотъемлемой частью общей задачи обеспечения безопасности.

Вопросы обеспечения безопасности ИР отражены в докладах, представленных на конференциях и семинарах [28, 34, 82−87], специализированных совещаниях, таких как ежегодное совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок», проводимое в г. Димитрограде [88], статьях в периодических журналах [59, 89,90]. Главное внимание в этих докладах и статьях уделяется задачам лицензирования ИЯУ, поддержанию установок в безопасном техническом состоянии, проблемам старения оборудования с задачами продления его ресурса, вопросам обеспечения реакторов квалифицированным персоналом, проблеме нераспространения ядерных материалов с учетом использования в ИЯУ высокообогащенного урана или плутония оружейного качества.

В то же время, одной из ключевых задач — исследованию влияния экспериментальных устройств и режимов проводимых испытаний на безопасность ИР в публикациях уделяется недостаточное внимание. Это притом, что характер эксплуатации любого исследовательского реактора (график работы, продолжительность кампании, мощность реактора, алгоритмы перегрузок активной зоны) определяется, прежде всего, задачами проводимых испытаний. Режимы выполнения экспериментов часто сопровождается изменением реактивности, мощности, фазового состава теплоносителя, что может оказывать значительное влияние на характеристики ИР, важные для безопасности. Поэтому в процессе планирования, подготовки и проведении испытаний необходимо прогнозировать изменение НФХ активной зоны при размещении ЭУ в реакторе для определения условий безопасной эксплуатации ИР [91−93].

Анализ опубликованной информации по влиянию ЭУ на НФХ исследовательских реакторов показал ее недостаточность для научно-методического обоснования и расширенной трактовки нормативных требований по безопасности. Даже в немногочисленных монографиях, посвященных исследовательским реакторам и технологиям проведения экспериментов в них [3,4], вопросы воздействия ЭУ и режимов испытаний на физику и безопасность самих реакторов практически не отражены. Это определяет необходимость выполнения системных исследований в обоснование безопасности эксплуатации ИР с различными типами ЭУ. Одной из наиболее вероятных причин отсутствия систематизированной информации по влиянию ЭУ на физические характеристики ИР является то, что эти установки, как правило, уникальны по своей конструкции, параметрам, наборам экспериментальных устройств. Лишь для наиболее простых по конструкции исследовательских реакторов бассейнового типа, таких как.

ТЯЮА, ИРТ, ВВР-С [3,5] реализованы серии установок. Но даже в этом случае тематика исследований, выполняемых на серийных реакторах, и экспериментальные устройства заметно различаются. Мощные исследовательские реакторы, с высокой плотностью нейтронного потока (высокопоточные реакторы) уникальны по конструкции, характеристикам и экспериментальным устройствам [3,4,8,9,49,62]. За время своей эксплуатации ИР часто проходит такой эволюционный путь, что его достигнутые физические характеристики, топливные элементы, конструкции систем и элементов, техническое состояние заметно отличается от первоначального проекта [36,39,43,45−50,53,59].

В монографиях, посвященных исследовательским реакторам [3,4,] предлагается обобщение по характерным конструкционным и физическим признакам и классификация установок по:

— назначению (для физических исследований (источники нейтронов), ма-териаловедческие, для производства радионуклидов (изотопные), учебные, прототипы и т. д.);

— плотности нейтронного потока (низкопоточные (ф = (0 — 1014) см~2с~'- среднепоточные ф = (1014 — 1015) см" 2с" '- высокопоточные с плотностью потока нейтронов выше 1015 см" 2с1);

— по режиму работы (реакторы со стационарной плотностью нейтронного потока, импульсные, пульсирующие реакторы);

— по конструктивным признакам (корпусные, петлевые, бассейновые);

— по энергетическому спектру нейтронов (на тепловых, промежуточных или быстрых нейтронах);

— по типу замедлителя нейтронов (вода, тяжелая вода, бериллий);

— по типу главных экспериментальных устройств (с нейтронной ловушкой (ловушечные), петлевые, пучковые);

— по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, жидкие металлы, газ).

Наиболее мощные исследовательские реакторы, как правило, имеют признаки различных классов. Например, один из наиболее высокопоточных реакторов мира — реактор СМ [3,4,50] по назначению является универсальным. На нем выполняются и материаловедческие исследования, и наработка радиоактивных нуклидов для промышленности, науки и медицины. По энергетическому спектру нейтронов в активной зоне его можно отнести к реакторам на промежуточных нейтронах. Но наличие большого количества нейтронов тепловой энергии в центральной нейтронной ловушке и бериллиевом отражателе обуславливает баланс реактивности этого реактора, характерный для реакторов на тепловых нейтронах. Набор экспериментальных устройств этого реактора также широк. Это нейтронная ловушка, петлевые и ампульные каналы. Тем не менее, назвав основные классификационные признаки любого исследовательского реактора можно определить к какой группе ИЯУ он относится.

Экспериментальные устройства ИР различаются по:

— месту их размещения (активная зона, отражатель, внекорпусные устройства);

— условиям охлаждения и характеристикам охлаждающего теплоносителя (устройства в первом контуре реактора, петлевые или ампульные устройства);

— нейтронно-физическим характеристикам испытываемых материалов (делящиеся нуклиды в различных композициях и изделиях, конструкционные материалы ядерных и термоядерных реакторов, поглотители нейтронов и пр.);

— режимам испытаний (стационарные, циклические, импульсные, с изменением условий охлаждения и пр.).

Выделяют такие экспериментальные устройства, как [3,4]:

— нейтронные ловушки — полости, окруженные топливом и заполненные эффективным замедлителем нейтронов;

— петлевые установки, представляющие собой выделенный контур циркуляции теплоносителя со своими насосами и теплообменным оборудованием, с корпусами каналов в активной зоне или отражателе реактора. Химический состав теплоносителя, его давление и температура в петлевой установке могут отличаться от теплоносителя контура охлаждения реактора;

— ампульные каналы, в которых заданная среда облучения, требуемые температура и давление, реализуются в ограниченном, изолированном от реакторной среды объеме, без специального контура охлаждения;

— горизонтальные, наклонные, тангенциальные каналы, предназначенные для вывода пучков нейтронов.

С точки зрения безопасности также стремятся создать унифицированные требования к ИЯУ, несмотря на все их разнообразие. Разработаны рекомендации МАГАТЭ [75] и Российские нормативные требования по безопасности. Это, прежде всего, Общие положения по безопасности ИЯУ (ОПБ ИЯУ) [76], Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ ИР) [77], Правила ядерной безопасности импульсных реакторов [79], Правила ядерной безопасности критических стендов [80], Правила ядерной безопасности под-критических стендов [81]. Нормативные документы по безопасности с учетом опыта эксплуатации ИЯУ и результатов научных исследований постоянно уточняются и совершенствуются. В Российской Федерации в настоящее время действуют третьи редакции ОПБ ИЯУ, ПБЯ ИР, ПБЯ КС, ПБЯ ГЖС. В ОПБ.

ИЯУ и ПБЯ ИР есть разделы, формирующие ключевые требования к физическим характеристикам реакторов и техническим системам. Однако эти требования имеют, в целом, общий характер и, в ряде случаев, позволяют неоднозначное толкование.

Представляется целесообразным наработка научно-методической основы для расширенного обоснования требований НД по ядерной безопасности ИР и установления факторов влияния и возможного масштаба изменения того или иного параметра, важного для ядерной безопасности ИР.

Например, в ОПБ ИЯУ и ПБЯ ИР имеются требование о том, что документация на экспериментальные устройства должна содержать оценку влияния ЭУ на реактивность, профиль энерговыделения и эффективность органов СУЗ. Однако, методические рекомендации по определению характера и масштаба этого влияния и требование учета состояния реактора (перегрузка, пуск, начало кампании, конец кампании) отсутствуют. При этом степень воздействия ЭУ на характеристики ИР, важные для безопасности, для различных состояний реактора могут существенно отличаться. Также не определен порядок действий при установлении отклонения от проектных характеристик ИР при экспериментальной проверке этих характеристик после загрузки ЭУ в реактор. Хотя при эксплуатации ИР такие ситуации вполне возможны и периодически возникают.

Есть также требование ПБЯ ИР о том, что в любой момент кампании должны быть известны запас реактивности и эффективность органов СУЗ. При этом требования об установлении факторов, влияющих на эффективность органов СУЗ и диапазонов изменения эффективности нет. Вместе с тем, эффективность органов СУЗ ИР меняется в широких пределах не только при изменении загрузки активной зоны и экспериментальных устройств, но и в зависимости от положения других средств воздействия на реактивность и момента текущей кампании (начало, середина, завершение) [94]. Закономерности и диапазоны изменения эффективности органов СУЗ ИР необходимо знать, так как исходные данные, необходимые для расчетного анализа последствий постулируемых аварийных ситуаций, — величина и скорость ввода отрицательной реактивности при останове реактора. Именно эти параметры определяют временной график изменения мощности реактора в ходе развития инцидента.

Абсолютное большинство ИР являются водоохлаждаемыми реакторами на тепловых и промежуточных нейтронах. Для таких реакторов характерны значительные эффекты в балансе реактивности: потери на отравление топлива продуктами деления, температурные эффекты реактивности, высокий темп потери реактивности при выгорании топлива и т. д. Поэтому для обеспечения требуемой кампании водоохлаждаемых ИР необходим запас реактивности от нескольких (3Эфф до десятков (3Эфф. Это, в свою очередь, требует средств компенсации реактивности (органов СУЗ) высокой эффективности. Кроме того, в активной зоне водоохлаждаемых ИР профиль энерговыделения, как правило, имеет сложную форму, а коэффициенты неравномерности распределения энерговыделения значительно выше, чем для ядерных реакторов иного назначения. Это усложняет выполнение требований ядерной безопасности при эксплуатации водоохлаждаемых ИР.

Особенности исследовательских реакторов с позиций обеспечения безопасностивозможность изменения НФХ этих установок в широких пределах под воздействием ЭУ и режимов испытанийпостоянно ужесточающиеся нормативные требования по обеспечению и обоснованию безопасности ИР при нормальной эксплуатации и возможных аварийных ситуациях обуславливают актуальность системных научных исследований для определения условий обеспечения ядерной безопасности ИР при эксплуатации. При этом под условиями обеспечения ядерной безопасности понимается выполнение необходимых организационно-технических мероприятий по обеспечению безопасности ИР, установленных на основании результатов исследований зависимостей изменения НФХ реакторов от различных эксплуатационных факторов.

Исходя из необходимости ИР для развития ядерной энергетики, радиационной медицины, науки и промышленности можно сделать вывод, что научно-методическое обоснование условий обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации и внедрении технических усовершенствований является научной проблемой, имеющей важное социально-экономическое и хозяйственное значение.

Цель работы — научно-методическое обоснование условий обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации в процессе подготовки и проведения экспериментов, а также при внедрении технических усовершенствований.

Для достижения цели работы автор решал следующие задачи:

— совершенствование методик определения физических характеристик PIP для повышения точности и достоверности полученных результатов;

— исследование изменения эффективности органов СУЗ ИР в зависимости от различных эксплуатационных факторов;

— получение, анализ, обобщение и систематизация данных по воздействию различных ЭУ и режимов проводимых испытаний на НФХ исследовательских реакторов;

— установление, на основе полученных результатов, классификационных признаков ЭУ ИР, определяющих условия обеспечения безопасного проведения экспериментов;

— обоснование принципов выбора загрузки реакторов для текущих кампаний и организационно-методической схемы обеспечения безопасности реакторов при их усовершенствованиях и вводе новых ЭУ.

Большинство действующих ИР России, работающих на стационарном уровне мощности, размещены в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР). В НИИАР эксплуатируются все типы водоохлаждаемых ИР, сооруженных по национальным проектам. Поэтому общие закономерности изменения НФХ под воздействием ввода новых ЭУ, режимов эксплуатации и проводимых модернизаций, а также обоснованные условия обеспечения ядерной безопасности при эксплуатации, полученные для реакторов НИИАР, могут быть распространены на другие реакторы советского и российского дизайна.

Решение проблемы базируется на результатах исследований физических характеристик основных типов водоохлаждаемых исследовательских реакторов, эксплуатируемых в России:

— высокопоточного с нейтронной ловушкой корпусного водо-водяного реактора СМ мощностью 100 МВт;

— материаловедческого канального петлевого исследовательского реактора МИР мощностью до 100 МВт;

— бассейновых реакторов РБТ-6 и РБТ-10 мощностью 6 МВт и 10 МВт, соответственно.

Эти реакторы составляют современную основу реакторной исследовательской базы России. Их используют для испытаний материалов ядерных реакторов энергетического, транспортного, космического назначения, облучения материалов с целью изменения их свойств, производства трансурановых элементов и радионуклидов медицинского, научного и промышленного применения.

Научная новизна состоит:

— В новизне объектов исследований — нейтронно-физических характеристиках реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 с новыми ЭУ или измененным составом активной зоны;

— В установлении факторов влияния, зависимостей и диапазонов изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10;

— В результатах исследования влияния экспериментальных устройств на НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10;

— В результатах исследования влияния компоновки нейтронной ловушки на физические и эксплуатационные характеристики реактора СМ и научно обоснованных предложениях по усовершенствованию ловушки;

— В предложенной классификации экспериментальных устройств по влиянию на ядерную безопасность исследовательских реакторов;

— В определении принципов загрузки активных зон реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 и обоснованной организационно-методической схеме обеспечения ядерной безопасности реакторов при усовершенствованиях и вводе новых экспериментальных устройств.

Практическая ценность работы:

— Усовершенствованные и аттестованные методики определения НФХ используют при эксплуатации реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Они включены в состав документации реакторов и реестр метрологической службы НИИ-АР;

— Результаты исследований характеристик активной зоны с новой компоновкой ЭУ позволили обосновать ряд пределов и условий безопасной эксплуатации реактора СМ после реконструкции 1991;1992 гг.;

— На основании результатов исследований предложен, обоснован и реализован в 2002 г новый вариант компоновки нейтронной ловушки реактора СМ, использующийся по настоящее время;

— Определены закономерности и диапазоны изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Эти характеристики внесены в проектную и эксплуатационную документацию реакторов, использованы при анализе и обосновании их безопасности;

— Экспериментально определены физические характеристики реактора СМ при переводе на новое топливо в 2005 г., на основании этих результатов установлен ряд условий и пределов безопасной эксплуатации реактора;

— Обоснованы и реализованы алгоритмы перегрузок активных зон реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 обеспечивающие их ядерную безопасность и необходимую продолжительность кампании;

— Результаты исследования НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 внесены в эксплуатационную документацию и использованы при подготовке отчетов по обоснованию безопасности (ООБ) этих установок, которые необходимы для получения лицензии на их эксплуатацию;

— Полученные результаты используют для обеспечения и обоснования безопасности реакторов при проведении испытаний;

— Экспериментальные данные, полученные по аттестованным методикам измерений, используют для тестирования и верификации программных средств и математических моделей для расчета НФХ исследовательских реакторов.

Основной объем результатов представленных в работе получен экспериментальным путем. Очевидно, что экспериментальные исследования на реакторах и критсборках — это коллективный труд. В получении экспериментальных и опытных результатов участие принимали: Калыгин В. В., Анисимков О. В., Краснов Ю. А., Пименов В. В., Святкин М. Н, Гремячкин В. А., Ижутов А. Л, Петелин А. Л. Расчетные данные получены совместно с Пименовым В. В.,.

Бунаковым А. В. Узиковым В.А., Марихиным Н. Ю., аттестация методик измерений проведена с Кушниром Ю. А., тестирование расчетных кодов и математических моделей выполнялось с Пименовым В. В., Ванеевым Ю.Е.

Лично автором и при его непосредственном участии:

— получены, в качестве исполнителя, ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ (с 1995 г.), научного руководителя по вопросам ядерной безопасности реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 все экспериментальные результаты, представленные в диссертации;

— выполнен основной объем измерений, проведена обработка и первичный анализ результатов исследований НФХ реактора СМ, важных для безопасности, с новым набором ЭУ после реконструкции 1991;1992 гг.;

— усовершенствованы и подготовлены к аттестации методики определения НФХ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10, организована работа и проведено оснащение реакторов современными средствами определения реактивности;

— установлены факторы влияния и пределы изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР. М1, РБТ-6, РБТ-10;

— обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследования влияния ЭУ на НФХ реакторов СМ, МИР. М1, РБТ-6, РБТ-10 на основании которого предложена классификация ЭУ по воздействию на ядерную безопасность исследовательских реакторов;

— обоснованы принципы формирования загрузки активных зон, обеспечивающие выполнения требований ядерной безопасности с существующими типами ЭУ и предложен алгоритм определения условий обеспечения безопасности реактора при внедрении новых экспериментальных устройств;

— обоснована организационно-методическа схема, обеспечивающая ядерную безопасность ИР при усовершенствованиях реакторов и вводе новых ЭУ.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Результаты исследований факторов влияния, зависимостей и пределов изменения эффективности органов СУЗ реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10.

2. Результаты исследований нейтронно-физических характеристиках реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 с новыми ЭУ или измененным составом активной зоны.

3. Результаты исследований изменения нейтронно-физических характеристик реактора СМ при изменении компоновки нейтронной ловушки.

4. Классификация экспериментальных устройств исследовательских реакторов по влиянию на ядерную безопасность.

5. Принципы выбора загрузки реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 и организационно-методическая схема обеспечения ядерной безопасности при усовершенствованиях реакторов и вводе новых ЭУ.

Результаты исследований по теме диссертации изложены в 122 работах, из них 62 опубликованы, в том числе 16 в рецензируемых журналах, 10 защищены патентами на изобретения и полезные модели. Диссертационная работа состоит из введения, шести глав, заключения и содержит 196 страниц текста, в том числе 63 рисунка, 46 таблиц и список литературы из 270 наименований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

В диссертационной работе изложены научно обоснованные условия обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации в процессе подготовки и проведения экспериментов, а также при внедрении технических решений, расширяющих экспериментальные возможности исследовательских реакторов. Обоснование условий обеспечения ядерной безопасности ИР выполнено на основании представленных в работе результатов расчетных и экспериментальных исследований нейтронно-физических характеров водоохлаждаемых реакторов НИИАР различного типа.

1. К важнейшим нейтронно-физическим характеристикам, определяющим безопасность ядерных реакторов, относятся характеристики, связанные с коэффициентом размножения нейтронов (реактивностные параметры) — запас реактивности, эффективность органов СУЗ, знак и величина обратных связей по реактивности, подкритичность реактора с введенными органами СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке активной зоны и т. д. Не менее важные характеристики — коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне. Они определяют при заданных мощности реактора и условиях теплоотво-да температуру топливной композиции и плотность теплового потока с оболочки максимально напряженных твэлов и, соответственно, запас до кризиса теплообмена в возможных (нормальных и аварийных) условиях их охлаждения. Именно от этих параметров (их отличия от допустимых значений) зависит работоспособность твэлов ядерных реакторов, в том числе и исследовательских. В работе представлены результаты исследований закономерностей и масштаба изменения перечисленных нейтронно-физических характеристик водоохлаждаемых исследовательских реакторов от различных эксплуатационных факторов.

2. Исследования физических характеристик ИР, важных для ядерной безопасности, а также закономерностей их изменения выполнены для основных типов водоохлаждаемых реакторов, используемых в России. Работа построена на анализе результатов изучения физических характеристик четырех реакторов:

— СМ-3: высокопоточный с нейтронной ловушкой, корпусной, водо-водяной, на промежуточных нейтронах, материаловедческий, изотопный, с максимальной мощностью 100 МВт;

— МИР. М1: петлевой, канальный, на тепловых нейтронах, материаловедческий, с максимальной мощностью 100 МВт:

— РБТ-6, РБТ-10: бассейновые, на тепловых нейтронах, материало-ведческие, изотопные, со значениями мощности 6 МВт и 10 МВт, соответственно.

Анализ полученных результатов для различных типов реакторов и их систематизация позволили установить общие принципы и условия обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых ИР при эксплуатации.

3. Достоверность полученных в работе результатов обеспечена применением комплексного подхода, сочетающего экспериментальные и расчетные методы, а также анализ фактических показателей работы реакторов (баланс реактивности в кампании, ее продолжительность, расход топлива и т. д.) до и после использования различных ЭУ или проведенных модернизаций. Для получения расчетных результатов использовали прецизионные коды определения ней-тронно-физических характеристик ядерных реакторов серии МСи, реализующие аналоговый метод Монте-Карло и инженерные методики, оттестированные по результатам расчетных и экспериментальных исследований. Версия программы МСи-ЮТ1/А аттестована Ростехнадзором для расчета нейтронно-физических характеристик размножающих систем в трехмерной геометрии. Экспериментальные результаты получены на критических сборках реакторов СМ и МИР и непосредственно на реакторах СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Разработанные методики расчетно-экспериментальных исследований для каждой ИЯУ аттестованы с установлением норм погрешностей, которые для реактивностных параметров составляют 4,2−10%, а для коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения не превышают 10%. Экспериментальные данные, полученные по аттестованным методикам измерений, используют при верификации программных средств расчета нейтронно-физических характеристик ИР. Достоверность представленных в работе результатов подтверждена многолетним безаварийным опытом эксплуатации реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10.

4. Для обеспечения ядерной безопасности любого исследовательского реактора при его эксплуатации необходимо определить закономерности и пределы изменения эффективности его органов СУЗ. Знание закономерностей изменения эффективности органов СУЗ позволит при эксплуатации ИР правильно прогнозировать запас до критичности (подкритичность) при проведении перегрузок реактора, обеспечить непревышение допустимой эффективности РО СУЗ и скорости ввода реактивности при их перемещении. Для корректного расчета последствий постулируемых аварийных ситуаций требуется знать эффективность, форму градуировочных характеристик и скорость ввода РО СУЗ в активную зону для конкретного режима эксплуатации (перегрузка, «холодное неотравленное», «горячее отравленное» состояние реактора в начале или конце кампании и т. д.), поскольку эти характеристики могут заметно меняться в зависимости от текущего состояния реактора.

5. Результаты, полученные в экспериментах на критсборках и реакторах СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10, позволили определить факторы влияния и пределы изменения эффективности органов СУЗ для реакторов различного типа. Эти данные зафиксированы в эксплуатационной документации и использованы при анализе их безопасности в обосновывающих документах для получения лицензий на эксплуатацию названных установок. Эффективность органов СУЗ реакторов меняется в зависимости от используемых модификаций органов СУЗколичества и распределения топлива в активной зонерасположения, конструкции и материального состава экспериментальных устройствнакопления продуктов деления в активной зонеот взаимного положения (глубины погружения в активную зону) рабочих органов (эффектов интерференции). Значимость каждого из перечисленных факторов зависит от физических и конструктивных особенностей конкретного ИР. Для реакторов, с одной критической загрузкой в активной зоне (СМ, РБТ-6, РБТ-10 и пр.) эффективность РО СУЗ может меняться в несколько раз. Для физически больших реакторов, с несколькими критическим загрузками в активной зоне (типа реактора МИР) эффективность РО СУЗ может меняться в десятки раз. Пределы изменения эффективности органов СУЗ для различных ИР, установленные по результатам выполненной работы, оказались значительно шире, чем считалось до проведения исследований.

6. Знание закономерностей изменения эффективности органов СУЗ ИР позволяет вносить обоснованные изменения в их конструкцию с целью повышения безопасности, надежности, экономической эффективности использования реакторов. Например, на основании результатов, представленных в работе внесены изменения в конструкцию рабочих органов ЦКО, АЗ, АР реактора СМ, увеличено количество органов СУЗ в реакторе МИР.

7. Принципиальным отличием исследовательских реакторов от ядерных реакторов иного назначения является наличие экспериментальных устройств и разнообразие режимов работы для обеспечения требуемых условий испытаний. Конструктивные особенности ИР и условия эксплуатации полностью определяются исследовательскими задачами, решаемыми на данном типе реакторов. В работе дан обзор экспериментальных устройств, используемых в исследовательских реакторах различного типа. Представленные результаты показывают, что ЭУ, как и режимы проводимых испытаний, оказывают значительное влияние на основные нейтронно-физические характеристики ИР. Ввод новых типов ЭУ в процессе эксплуатации реактора в ряде случаев, приводит к изменению его проектных характеристик, важных для ядерной безопасности. Поэтому до начала проведения испытаний необходимо установить характер влияния ЭУ на физические характеристики ИР для выбора организационно-технических мер обеспечения безопасности при проведении экспериментов, включая, при необходимости, внесение изменений в системы реактора, важные для безопасности. В процессе выполнения работы получены, обобщены, систематизированы результаты и установлена степень влияния различных ЭУ на ядерную безопасность реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10. Эти результаты внесены в проектную и эксплуатационную документацию, их используют при выборе загрузки активной зоны, определении безопасных режимов испытаний и для обоснования безопасности реакторов, как в режимах нормальной эксплуатации, так и при постулируемых аварийных ситуациях.

8. Наиболее высокая плотность потока тепловых нейтронов для существующих исследовательских реакторов, работающих на стационарном уровне мощности, достигается в реакторах с нейтронной ловушкой. Нейтронная ловушка — полость в активной зоне, заполненная эффективным замедлителем нейтронов и окруженная со всех сторон топливом. Ловушечная концепция высокопоточного исследовательского реактора определяет состав, геометрию и условия работы активной зоны. Соответственно, и компоновка нейтронной ловушки (размеры, состав замедлителя нейтронов, геометрия расположения элементов ловушки, облучаемые материалы) оказывают заметное влияние на физические и эксплуатационные характеристики реактора. Компоновка нейтронной ловушки также во многом определяет конструкцию и эффективность органов СУЗ, размещенных в замедляющей полости. Облучаемые мишени в нейтронной ловушке могут вносить как положительную, так и отрицательную реактивность, в зависимости от их материального состава и места размещения (расстояния от центра ловушки). Геометрические и материальные параметры ловушки могут периодически менять в некоторых пределах для смягчения или повышения жесткости спектра нейтронов, для изменения объема и геометрии облучаемых материалов в связи с изменением потребностей заказчиков. Представленные в работе результаты позволяют оценить масштаб изменения ней-тронно-физических характеристик и определить объем предварительных работ, необходимый для оценки эффективности внесения изменений, обеспечения и обоснования безопасности реактора при реализации технических решений по изменению компоновки нейтронной ловушки. При изменении нейтронной ловушки необходимо выполнять детальный анализ безопасности высокопоточного исследовательского реактора.

9. В 1991;1992гг выполнена реконструкция реактора СМ, в результате которой, в частности, была изменена компоновка нейтронной ловушки. Петлевой канал в центральной замедляющей полости (ЦЗП) был заменен бериллие-вым блоком с 27-ю отверстиями для размещения мишеней, охлаждаемых водой первого контура. Такое изменение позволило повысить эффективность наработки трансурановых элементов и увеличило объем облучаемого материала в 1,6 раза (с 17 до 27 мишеней). Кроме того, одна из основных причин отказа от использования петлевого канала в центральной замедляющей полости реактора заключалась в наличии положительного эффекта реактивности до 1 рэф при вскипании воды в центральном канале при возможных аварийных ситуациях с потерей давления или прекращением циркуляции теплоносителя в контуре петлевой установке. Изменение нейтронной ловушки привело к изменению ней-тронно-физических характеристик активной зоны, важных для безопасности. При замене петлевого канала в ЦЗП на бериллиевый блок увеличились запас реактивности на 1,5рэф, эффективность ЦКО и органов A3 на 15−20%, мощность TBC, примыкающих к нейтронной ловушке до 30%. Вследствие увеличения жесткости спектра нейтронов в центре реактора снизился максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению TBC, расположенных на границе с нейтронной ловушкой от 2,92 до 2,06 и коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны от 6,0 до 5,6. Темл пературный коэффициент реактивности увеличился с -1,09−10' рэф/°С до л.

1,83−10″ рэф/°С. Изменился профиль энерговыделения в активной зоне. Измеренные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне после реконструкции использованы для расчета характеристик дросселирующих устройств, обеспечивающих гидравлическое профилирование расхода теплоносителя по TBC в типовых ячейках активной зоны с различной мощностью. С учетом полученных результатов исследования эффективности органов СУЗ по предложению автора изменена проектная конструкция центрального компенсирующего органа реактора для повышения эффективности РО A3 при нижнем положении ЦКО. Это позволило обеспечить и обосновать безопасность реактора при постулируемых аварийных ситуациях с несанкционированным извлечением компенсаторов реактивности. Результаты, представленные в диссертации, позволили установить и обосновать ряд пределов и условий безопасной эксплуатации реактора СМ после реконструкции 1991;1992гг. Полученные значения и диапазоны изменения реактивностных характеристик, коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора СМ с новой компоновкой ЭУ внесены в эксплуатационную документацию и паспорт реактора. Эти характеристики использованы в качестве исходных данных для анализа и обоснования безопасности реактора, результаты которого вошли в ООБ, подготовленный для получения лицензии на эксплуатацию реактора после реконструкции 1991;1992гг.

10. В 2002 г., по предложению автора, для повышения плотности потока тепловых нейтронов центральный бериллиевый блок в ЦЗП был заменен на сепаратор из 27 тонкостенных циркониевых труб для размещения облучаемых мишеней с водой в межтрубном пространстве. Большой объем предварительно выполненных экспериментальных (на критсборке) и расчетных исследований позволили надежно определить нейтронно-физические характеристики реактора, подготовить обосновывающие документы для внесения изменений и реализовать изменение компоновки нейтронной ловушки в процессе планового годового профилактического ремонта реактора, без его длительной остановки. В результате изменения компоновки нейтронной ловушки максимальная плотность потока тепловых нейтронов возросла с 1,7×1019 м" 2с1 (в сердечнике мишени) до 2,5хЮ19 м" 2с1. Отрицательный эффект реактивности при замене Ве-блока на сепаратор составил 1,5рэф, что привело к снижению среднего выгорания топлива в активной зоне с 16,4% (на начало кампании) до 15,1%, но не привело к принципиальному увеличению расхода топлива не единицу энерговыработки. Температурный эффект реактивности уменьшился с (- 0,65)рэф до (- 0,56)рэф. Изменился профиль энерговыделения в активной зоне и мощность TBC в типовых ячейках. В частности, мощность TBC, примыкающих к нейтронной ловушке, снизилась на 15% с одновременным увеличением коэффициента неравномерности по ее сечению с 2,06 до 2,27. При этом объемный коэффициент неравномерности энерговыделения по активной зоне несколько снизился (с 5,60 до 5,33). Детальные исследования максимально возможных коэффициентов неравномерности в типовых ячейках активной зоны позволили рассчитать параметры гидравлического профилирования расхода теплоносителя, по результатам которого были изготовлены и установлены в отводящие трубы соответствующих ячеек активной зоны дросселирующие шайбы, обеспечивающие требуемый расход теплоносителя для TBC с разным уровнем максимальной мощности твэлов. Эффективность органов СУЗ несколько снизилась (от 5 до 12%), но осталась в проектных пределах. Полученные данные об основных характеристиках активной зоны реактора СМ с различными компоновками нейтронной ловушки использованы при подготовке отчета по обоснованию безопасности реактора. В настоящее время обоснована возможность применения и определены условия безопасной эксплуатации реактора СМ-3 с двумя вариантами компоновки нейтронной ловушки, как с центральным бериллиевым блоком, так и с сепараторной конструкцией. Тем самым существенно расширены экспериментальные возможности реактора по производству радионуклидов медицинского и промышленного назначения.

11. Для дальнейшего повышения эффективности использования реактора СМ и расширения его экспериментальных возможностей автором предложены пути увеличения облучательных объемов в центральной замедляющей полости. Первый из них заключается в способе загрузки реактора, при котором на границе активной зоны и центральной нейтронной ловушки формируется дополнительная полость с высокой плотностью потока нейтронов путем установки TBC с экспериментальными каналами большего диаметра (24,5 мм) ориентированных друг к другу и к нейтронной ловушке. Такое решение («малая ловушка») позволяет повысить на 20% количество материалов, облучаемых в условиях высокой плотности потока нейтронов практически без дополнительных затрат. Детальные расчетно-экспериментальные исследования изменения реак-тивностных параметров реактора (эффектов реактивности при проведении перегрузочных операций, изменения запаса реактивности и эффективности органов СУЗ), профиля энерговыделения в активной зоне позволили определить условия безопасной эксплуатации реактора с предложенной компоновкой активной зоны. Установлены безопасные алгоритмы перегрузки активной зоны и предельные величины выгорания топлива в TBC, формирующих «малую ловушку», при которых не происходит превышения эксплуатационных пределов по мощности твэлов. Способ формирования загрузки активной зоны реактора СМ с организацией дополнительных высокопоточных экспериментальных объемов полностью обоснован с позиций обеспечения безопасности и используется при эксплуатации реактора.

Второй, инновационный, путь предусматривает применение модульной компоновки нейтронной ловушки. Такой подход подразумевает размещение мишеней в четырёх перегружаемых кассетах (модулях) с замедлителем нейтронов и размещение центрального компенсирующего органа крестообразного сечения в зазорах между модулями. Результаты выполненных расчетных исследований позволили сделать вывод о том, что предлагаемая модульная компоновка нейтронной ловушки позволяет увеличить в два раза количество облучаемых материалов и до 1,6 раза объем производства нарабатываемых радионуклидов. При этом появляется возможность оперативного изменения спектральных характеристик потока нейтронов в ловушке путем изменения состава замедлителя и снижается время проведения перегрузочных операций. В частности, путем подбора замедлителя в модулях, возможно реализовать все компоновки ЦЗП, применявшиеся в реакторе СМ. Принципиально важным результатом является повышение эффективности стержней A3 в 1,17−1,24 раза при нижнем положении ЦКО, что повышает уровень безопасности реактора. По результатам расчетов распределения энерговыделения получено, что при переходе на модульную компоновку ловушки изменение коэффициента неравномерности по сечению активной зоны не превышает 4%, коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению TBC, примыкающей к ловушке может вырасти на 17%. При использовании модульной компоновки нейтронной ловушки значение объёмного коэффициента неравномерности энерговыделения снижается в случае применения бериллиевого замедлителя и увеличиваются при использовании воды. Результаты экспериментальных исследований на критсборке реактора СМ показали, что замена сепараторной конструкции нейтронной ловушки на модульную компоновку с водяным замедлителем нейтронов приводит к потере запаса реактивности, снижению эффективности всех РО СУЗ. Однако увеличением загрузки топлива в активной зоне компенсируются указанные потери. Перевод реактора СМ на модульную компоновку нейтронной ловушки предполагается выполнить в ближайшие годы при плановой замене центральной опорной конструкции активной зоны.

12. Экспериментальные устройства в активной зоне также влияют на физические характеристики активной зоны за счет размножения, поглощения, рассеяния и замедления нейтронов в зависимости от состава облучаемых материалов. В результате исследования характеристик ЭУ, размещаемых в активных зонах различных исследовательских реакторов, установлено, что они в ряде случаев приводят к изменению проектных пределов по реактивностным параметрам, коэффициентам неравномерности распределения энерговыделения, эффективности органов СУЗ. Результаты исследования масштаба влияния таких ЭУ на НФХ ИР, представленные в работе, позволяют разработать и обосновать набор специальных организационно-технических мер (алгоритмов перегрузки TBC и перемещения органов СУЗ, снижения мощности реактора) для обеспечения безопасности реактора в процессе проведения испытаний. Знание закономерностей влияния ЭУ на НФХ ИР позволяет предлагать и вносить обоснованные изменения в конструкцию экспериментальных устройств и режимы работы установок с целью расширения их экспериментальных возможностей при одновременном и безусловном обеспечении требований безопасности. Многочисленные примеры таких решений представлены в работе.

13. В исследовательских реакторах с одной критической массой в активной зоне наибольшее воздействие на физические характеристики оказывают устройства, устанавливаемые вместо TBC (петлевые или ампульные). Влияние на НФХ реактора, важные для безопасности, складывается при этом из удаления части топлива из активной зоны (выгрузка одной из TBC) — загрузки облучаемых материалов, которые могут вносить существенный вклад в нейтронный баланс как за счет поглощения тепловых нейтронов (поглотители и конструкционные материалы), так и за счет их генерации (делящиеся материалы, замедлители). Эффекты реактивности при загрузке ЭУ могут достигать нескольких Рэф. При внедрении данных устройств меняется распределение топлива в активной зоне и, соответственно, профиль энерговыделения и эффективность органов СУЗ. Указанное воздействие необходимо компенсировать комплексом организационно-технических мер, позволяющих обеспечить эффективность органов СУЗ, коэффициенты неравномерности энерговыделения и сохранение эксплуатационных характеристик на приемлемом уровне. Как правило, этого можно достичь применением специального алгоритма перегрузок TBC в активной зоне. Например, при использовании бериллиевого блока в объеме TBC с облучаемыми мишенями в реакторе СМ догрузка в квадрант с ЭУ дополнительных «свежих» TBC (для выравнивания распределения топлива по квадрантам), одновременно с пониженной мощностью реактора, позволило сохранить НФХ реактора, важные для безопасности, в проектных пределах. Но иногда только организационно-технических мер недостаточно для обеспечения требуемых эксплуатационных характеристик. Планируемое размещение в активной зоне реактора СМ двух петлевых каналов потребовало перевода реактора на новое, более ураноемкое топливо, что изменило физические характеристики реактора и потребовало детального обоснования его безопасности.

Материалы, облучаемые в составе мишеней в экспериментальных каналах специальных TBC, также оказывают влияние на НФХ реактора, но масштаб этого воздействия меньше, чем у устройств в объеме TBC. Например, снижение запаса реактивности реактора СМ при замене 4-х мишеней с замедлителем нейтронов (вода или бериллий) в TBC типа 184.05. или 184.09. на 4 мишени со сла-бопоглощающим веществом составляет 0,2 — 0,4рэф, а при замене на мишени с поглотителем нейтронов 1,0 — 1,2 рЭф. Это необходимо учитывать при выборе загрузки активной зоны.

14. Основное назначение петлевых реакторов — испытание твэлов, TBC, фрагментов теповыделяющих сборок. Экспериментальные TBC, размещаемые в активной зоне петлевого реактора, вносят заметное возмущение в его размножающие свойства. Например, в реакторе МИР загрузка экспериментальной TBC в канал, подключаемый к первому контуру реактора, приводит к увеличению запаса реактивности до брэф, а в петлевой канал — до 2рэф. Эти эффекты реактивности сопоставимы, а в ряде случаем могут и превосходить эффекты реактивности от загрузки рабочих TBC. Параметры локальной области петлевого реактора с «весомой» по реактивности экспериментальной TBC могут быть близки к критическим, что требует особого контроля за обеспечением безопасности при перегрузке реактора. Эффективности органов СУЗ в такой области достигают максимальных значений. Выбор картограммы загрузки активной зоны и требуемую последовательность перегрузочных операций необходимо выполнять с учетом этого, чтобы не выйти за проектные пределы.

Одновременно в петлевом реакторе, как правило, испытывают несколько экспериментальных TBC. Влияние на реактивность, режимы испытаний по мощности от этих TBC могут значительно отличаться. При планировании испытаний нужно заранее определять масштаб воздействия на НФХ реактора всех устройств, одновременно находящихся в активной зоне, чтобы выбором распределения топлива (профилем выгорания топлива) и положением органов СУЗ в активной зоне обеспечить условия безопасного проведения экспериментов.

Распределения топлива в активной зоне петлевого реактора и соответствующий профиль энерговыделения определяется задачами проводимых испытаний. Физический центр реактора в котором достигается максимум плотности и ценности нейтронов часто не совпадает с геометрическим центром. Причем от кампании к кампании его расположение может меняется при изменении загрузки экспериментальных каналов. Поэтому выбор загрузки петлевого исследовательского реактора для каждой кампании ответственная задача, решение которой должно базироваться на результатах предварительных расчетных и, по-возможности, экспериментальных исследований. Выбранная компоновка должна обеспечить как требования безопасности реактора, так и заданные условия проведения испытаний.

15. Для размещения петлевых каналов в активной зоне, их подводящих и отводящих трубопроводов при проектировании петлевого реактора часто приходится увеличивать шаг решетки активной зоны. Это приводит к избыточному, относительно оптимального, количеству замедлителя в активной зоне. Если в качестве замедлителя (теплоносителя) в реакторе используют легкую воду, то ее избыточное количество приводит к сложным обратным связям по реактивности при снижении плотности теплоносителя в различных (основном и петлевых) контурах охлаждения реактора. Например, в реакторе МИР избыточное количество замедлителя обусловило наличие положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности воды (концентрации водорода) в петлевых каналах и зазорах бериллиевой кладки активной зоны. Причем для петлевого канала этот эффект может быть близок к рэф, а при обезвоживании зазоров кладки он превышает несколько При использовании теплоносителя с борной кислотой, что необходимо для моделирования водно-химического режима испытаний твэлов реакторов ВВЭР, эффекты реактивности увеличиваются. Это накладывает особые требования к обеспечению ядерной безопасности при планировании экспериментов, особенно для тех случаев, когда предполагается снижение плотности теплоносителя (перевод в кипящий режим охлаждения испытываемых твэлов) в процессе работы реактора. Значение положительного эффекта реактивности зависят от загрузки топлива в рабочих TBC, окружающих петлевой канал и количества введенных поглощающих стержней в районе этого канала. Исследования, выполненные для реактора МИР показали, что положительный эффект реактивности от запаривания петлевого канала можно снизить более чем в 10 раз повышая выгорание топлива в рабочих TBC окружения и вводя ближайшие компенсирующие органы в активную зону. Полученные зависимости изменения реактивности от названных параметров внесены в эксплуатационную документацию реактора и позволяют выбирать безопасные условия проведения экспериментов в том числе и при наличии борной кислоты в теплоносителе.

16. Особое внимание к обеспечению ядерной безопасности необходимо уделять при планировании динамических экспериментов (моделирование условий работы твэлов в условиях переменной мощности, а также с изменением условий их охлажденияиспытания материалов при циклических нагрузках и т. д.). Динамические испытания более сложны по сравнению со стационарными испытаниями как по конструкции ЭУ, так и по обеспечению и обоснованию безопасности. При динамических испытаниях даже небольшое по абсолютной величине изменение реактивности, вызванное, например, перемещением элементов устройства для испытаний материалов или изменением плотности теплоносителя, может привести к отключению системы автоматического регулирования реактора в случае быстрого ввода реактивности, сопоставимой по величине с эффективностью регулятора. Это, в свою очередь, потребует вмешательства в управление реактором оператора, действия которого в условиях быстро протекающих процессов могут оказаться неадекватными.

Таким образом, для обеспечения скорости и величины ввода положительной реактивности в допустимых пределах, а также удельных мощностных нагрузок на твэлах при проведении динамических экспериментов в исследовательских реакторах требуется реализация специальных организационно технических мероприятий. Безопасность ИР при проведении динамических экспериментов должна быть обеспечена применением таких технических мер, как ввод компенсаторов реактивности в состав ЭУ, ослабляющих нейтронный поток экранов, вытеснителей избыточного теплоносителя (замедлителя нейтронов) из объема экспериментального канала и т. д. В качестве организационно-технических мер обеспечения ядерной безопасности должно быть использовано специальное профилирование распределения топлива в активной зоне, ввод в активную зону органов СУЗ вблизи экспериментального канала, снижение мощности реактора и т. д. По результатам представленных в работе исследований для реакторов СМ, МИР, РБТ выбраны и реализованы на практике организационные и технические меры, обеспечивающие безопасность этих реакторов при проведении различных динамических экспериментов. С учетом полученных результатов проектируют экспериментальные устройства.

17. Экспериментальные устройства, размещаемые в отражателе водоох-лаждаемых ИР, как правило, не меняют основные проектные характеристики исследовательских реакторов. Обеспечение безопасности достигается организационно-техническими мерами в рамках применяемых эксплуатационных процедур. При планировании испытаний в отражателе достаточно провести уточняющий анализ безопасности, результаты которого должны быть отражены в проектной документации на устройство или, в редких случаях — при испытаниях новых твэлов или проведении динамических экспериментов, в виде дополнения к ООБ ИР.

18. На основании результатов проведенных исследований нейтронно-физических характеристик ИР с различными типами ЭУ предложена и обоснована классификация ЭУ по влиянию на характеристики реактора, важные для ядерной безопасности. Эта классификация разделяет ЭУ на четыре класса, в разной степени влияющих на ядерную безопасность:

• 1-й КлассЭУ, приводящие к изменению проектных характеристик ИР;

•2-й Класс — ЭУ, требующие выполнения специальных организационно-технических мероприятий для сохранения эффективности органов СУЗ и распределения энерговыделения в активной зоне в проектных пределах;

•3-й Класс — ЭУ, оказывающие влияние на реактивность, эффективность органов СУЗ и распределение энерговыделения в проектных пределах.

•4-й Класс — ЭУ, не оказывающие влияния на реактивность, эффективность органов СУЗ и неравномерность распределения энерговыделения.

Предложенная классификация ЭУ позволяет установить этапы работы, необходимые и достаточные, для обеспечения и обоснования ядерной безопасности ИР при подготовке и проведении испытаний, и в этом направлении обоснованно оптимизировать объем подготовительных работ. Причем, отнесение ЭУ при планировании испытаний к первым двум классам может потребовать до начала экспериментов технической доработки реактора (например, изменения исполнительных механизмов органов СУЗ, схемы гидравлического профилирования расхода теплоносителя, логики схем управления оборудованием реактора и т. д.) и/или изменения режимов работы реактора (снижения мощности, применения специального алгоритма перегрузки TBC, другой последовательности перемещения органов СУЗ и т. д.).

19. Все российские PIP и большинство зарубежных исследовательских реакторов работают в режимах частичной перегрузки топлива. При этом часто штатные органы СУЗ не компенсируют запас реактивности активной зоны, во все ячейки которой установлены «свежие» TBC. Для таких реакторов необходимо установить численные критерии по допустимой массе или по минимальному среднему выгоранию топлива в активной зоне, непревышение которых в большинстве случаев обеспечит требуемую подкритичность реактора при перегрузках. Эти критерии могут быть уточнены или изменены при вводе новых экспериментальных устройств, значительно влияющих на НФХ реактора, или при переводе реактора на новое топлива, но при обычных загрузках активной зоны их соблюдение позволяет надежно обеспечить требуемый уровень под-критичности. Для реакторов СМ, РБТ-6 и РБТ-10 такие критерии установлены по результатам проведенных исследований и внесены в эксплуатационную документацию.

20. Для физически больших реакторов, масса топлива в активной зоне которых в несколько раз превышает минимальную критическую загрузку, необходимо предотвратить возможность возникновения локальной критичности. Для проектируемых ИР это требование должно быть обеспечено техническими средствами (расположением, геометрией и эффективностью РО СУЗ). Для действующих реакторов, которые сооружены в условиях ранее действующих норм, обеспечение ядерной безопасности с учетом возможных ошибок персонала при перегрузке реактора должно достигаться ограничениями в распределении топлива и количестве локально загружаемых «свежих» TBC. По результатам проведенных исследований для реактора МИР установлены подобные ограничения, которые внесены в эксплуатационную документацию реактора. Выполнение этих требований позволяет гарантированно обеспечить требуемую подкри-тиченость реактора при перегрузках при всех возможных ошибках персонала.

21. Распределение топлива в активной зоне определяет распределение плотности потока нейтронов, и соответственно влияет на эффективность органов СУЗ и профиль энерговыделения. Поэтому для реакторов, работающих в режиме частичной перегрузки топлива необходимо определить принципы формирования загрузки активной зоны, обеспечивающие непревышение допустимых значений коэффициентов неравномерности энерговыделения и эффективности органов СУЗ. На основании результатов выполненных исследований для реакторов СМ, МИР, РБТ такие принципы определены и внесены в эксплуатационную документацию. Например, для реактора СМ-3 базовые принципы компоновки сформулированы следующим образом:

— запрещается без дополнительного обоснования безопасности загрузка более одной «свежей» TBC в квадрант (не считая топливных подвесок КО);

— среднее выгорание топлива в квадранте активной зоны не должно отличаться более чем на 5% от среднего выгорания топлива в активной зоне;

— не рекомендуется без дополнительного обоснования безопасности загрузка более трех «свежих» TBC в ячейки, примыкающие к нейтронной ловушке.

Соблюдение подобных простых, надежных и легко контролируемых принципов компоновки позволяет гарантированно обеспечить требования безопасности при выборе загрузки ИР для планируемых кампаний.

22. По результатам выполненных исследований предложена и обоснована организационно-методическая схема необходимых предварительных исследований и мероприятий, выполнение которых позволяет обеспечить требования безопасности при выборе компоновки ИР с одновременной минимизацией временных и трудовых затрат при внедрении новых ЭУ или реализации технических усовершенствований в активной зон. Предложенный алгоритм установления необходимых этапов работы апробирован, например, в полном объеме при изменении компоновки нейтронной ловушки реактора СМ в 2002 г. Его применение позволило более чем в три раза сократить время выполнения экспериментов на реакторе, необходимых для получения информации, требуемой для обеспечения и обоснования безопасности, по сравнению с аналогичными исследованиями при пуске реактора СМ после реконструкции 1991;1992гг.

При модернизациях исследовательских реакторов их безопасность при последующей эксплуатации обеспечивается комплексом проектных, инженерно-технологических и организационно-технических мер. При крупных реконструкциях, требующих останова реактора на длительный срок, ввод его в эксплуатацию сопровождают этапами физического и энергетического пусков с внесением изменений в проектную и эксплуатационную документацию по их результатам. Однако не всегда целесообразно выводить на длительный срок из эксплуатации востребованный ИР даже при таких значительных изменениях, как переход на новое топливо или внедрение ЭУ первого класса в предложенной классификации. При выполнении необходимого объема исследований требуемого качества и реализации комплекса организационно-технических мероприятий по обеспечению безопасности можно реализовать запланированную модернизацию без остановки ИР на длительный срок. Примером такого подхода может служить перевод реактора СМ на новое топливо в процессе текущей эксплуатации с выполнением следующих этапов работ:

— расчетное обоснование безопасности для каждой планируемой кампании в переходный период с направлением оформленного документа в надзорные органы до начала кампании;

— экспериментальное определение эффективности органов СУЗ, запаса реактивности и подкритичности активной зоны по завершению перегрузочных работ перед каждой кампанией;

— экспериментальное определение физических характеристик активной зоны, важных для безопасности, после замены всех штатных TBC в активной зоне на опытные TBC с увеличенной загрузкой топлива;

— оформление пояснительной записки проекта активной зоны с новым топливом, отчета по обоснованию безопасности реактора и внесение необходимых изменений в эксплуатационную документацию.

Такой комплекс расчетно-экспериментальных исследований и организационно-технических мероприятий, согласованный с государственными надзорными органами, позволил перевести реактор СМ на новое топливо в процессе текущей эксплуатации без остановки реактора на длительный срок. По подобной схеме можно реализовывать изменения и на других ИР. Ключевым моментом при этом должно быть поэтапное исследование и обоснование безопасности каждого промежуточного этапа внедрения изменений.

23. В процессе выполнения работы решена научная проблема, имеющая важное социально-экономическое и хозяйственное значение: по результатам проведенных исследований научно обоснованы условия обеспечения ядерной безопасности водоохлаждаемых исследовательских реакторов при их эксплуатации в процессе подготовки и проведения экспериментов, а также при внедрении технических решений, расширяющих экспериментальные возможности ИР. Цель работы достигнута.

Автор считает приятным долгом выразить признательность профессору В. А. Цыканову, научные труды которого служили основой для изучения физических характеристик исследовательских реакторовВ.В. Калыгину, под непосредственным руководством которого прошло становление автора как специалиста и получен значительный объем экспериментальных данных, представленных в диссертациируководителям реакторных установок НИИАР М. Н. Святкину, В. А. Гремячкину, И. А. Ижутову, А. Л. Петелину за плодотворное сотрудничество при проведении исследований на реакторахО.В. Анисимкову, Ю. А. Краснову, В. В. Пименову, Ю. Е. Ванееву совместно с которыми получены расчетные и экспериментальные результатыЮ.А. Кушниру за совместную работу по аттестации методик измеренийперсоналу критических стендов и реакторов СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10 за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.