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 плотностиполучение изотопов с высокой удельной активностьюнаработку трансурановых элементов и целый ряд других, важных для развития атомной отрасли задач.
Характеристики наиболее совершенных высокопоточных реакторов приведены в таблице 1.
Таблица 1.
Некоторые сравнительные характеристики высокопоточных реакторов.
Параметр СДОЯ НРПК} СМ ПИК БЯМ-Н.
Мощность, МВт 57 100 100 100 20.
Материал теплоносителя-замедлителя 020- 020 Н20- Н20 Н20- Н20 Н20- Н20 Н20- Н20.
Скорость теплоносителя, м/с 15,5 15,5 12,0 13,8 17.
Высота-диаметр активной зоны, см 80−39 51−43,5 35−47 50−40 70−24,3.
Средняя объемная удельная мощность, МВт/л 1,1 1,9 2,08 2,0 1,0.
Материал отражателя 020 Ве Ве 020 020.
Плотность потока тепловых нейтронов в ловушке-отражателе, 1015 см" 2-с'1 1,5* 5,0−1,3 5,0−1,5 5,0−1,3 0,8*.
Плотность потока нейтронов в отражателе.
Из приведенных в таблице характеристик видно, что реактор СМ обладает одними из лучших показателей среди действующих высокопоточных реакторов.
Для реализации указанных выше задач ещё в 60-е годы необходимо было обеспечить высокие потоки как тепловых, так и быстрых нейтронов, что могло быть достигнуто путем создания в активной зоне достаточно жесткого нейтронного спектра и ловушки, в которой происходило бы замедление быстрых нейтронов, и создавались рекордные потоки тепловых нейтронов. Таким реактором с особым образом сформированной центральной полостью (ловушкой) и был СМ, вступивший в строй в 1961 г. [3,4,5]. Реактор предназначался для:
• получения ТУЭ и изучения их физических свойств, а также других радионуклидов с высокими удельными активностями;
• испытаний топливных композиций, экспериментальных твэлов и конструкционных материалов;
• проведения ядерно-физических экспериментов на выведенных нейтронных пучках.
Для получения высокой плотности потока тепловых нейтронов (до.
15 2 1.
3,3−10 см* с"), потребовалось обеспечить в реакторе среднюю объёмную тепловую нагрузку 1,6 МВт/л, максимальную — 4,5 МВт/л, а максимальную плотность теплового потока с поверхности твэла — 7,0 МВт/м. Необходимость эксплуатации твэлов при высоком энерговыделении и плотности теплового потока потребовала интенсифицикации процессов охлаждения с высокими скоростями движения теплоносителя. Это привело к необходимости подробных исследований условий возникновения кризиса теплопередачи в TBC реактора с твэлами, имеющими крестообразную конфигурацию сечения. Изучение теплогидравлических характеристик реактора всегда имело и имеет самостоятельное значение.
Практически с момента пуска реактора, наряду с основными программами исследований проводились работы, связанные с его модернизациями и реконструкциями, направленные как на улучшение технико-экономических характеристик, на расширение его экспериментальных возможностей, так и на повышение уровня безопасности при его эксплуатации.
Физический пуск реактора был проведен в 1961 г., а в 1962 г. была получена проектная плотность тепловых нейтронов и достигнуты проектные тепловые нагрузки при проектной мощности реактора 50 МВт. Физическая концепция реактора определила его особенности: высокое удельное энерговыделение (в среднем 2−109 Вт/м3) и неравномерное его распределение объемный коэффициент неравномерности достигает 6) — значительную потерю 1 реактивности на отравление Хе (более 4% АК, ф/КЭф) — высокий темп потери реактивности на выгорание топлива, что требует эффективных органов СУЗ,.
2 3 количество мест для которых в небольшой (объем около 5−10″ м) активной зоне ограничено.
Активная зона реактора СМ-2 была собрана из TBC квадратного сечения с размерами 69,5×69,5 мм. TBC цилиндрическими хвостовиками устанавливались в отверстия опорной решетки, шаг между которыми 70 мм. Всего было предусмотрено 36 отверстий в пределах квадрата со стороной 420 мм. В четыре центральные ячейки TBC не устанавливались, что позволило образовать в центре A3 полость квадратного сечения со стороной 140 мм. Четыре угловых ячейки были заняты поглотителями аварийной защиты.
A3 была окружена отражателем, заключена снаружи в обечайку из стали аустенитного класса, и установлена на специальных подставках внутри корпуса высокого давления. Между обечайкой и стенкой TBC были установлены тепловые экраны, снижающие уровень энерговыделения в корпусе реактора. В отражателе реактора предусматривались вертикальные и горизонтальные отверстия для размещения экспериментальных устройств. Один вертикальный канал размещался в центральной полости АЗ. Горизонтальный разрез центральной части реактора СМ-2 представлен на рис. 1.1.
1 — корпус реактора:
2 — корпус активной зоны;
3 ячейка вертикальною канала:
4 бери л. шевыс блоки:
5 горизонтальные каналы:
6 — попки июль комнспснр) мшсго орган.
7 копнитель аварийной защиты:
8 — поглотитель автоматического ретонп.
9 гепловыде. шощая сбори активной зоны;
10 берпллиевые вкладыши.
Рис. 1.1. Горизонтальный разрез реактора СМ-2 после энергопуска 1962 г.
Теплоноситель (дистиллированная вода) с давлением 5 МПа поступал в корпус реактора по четырем трубопроводам, врезанным в его днище, поднимался вверх, проходя в зазорах между тепловым экраном, корпусом реактора и обечайкой отражателя, а также по зазорам между блоками отражателя, охлаждая все эти конструкционные элементы и наружные стенки ЭУ (ОУ), размещённые в отверстиях отражателя. Затем теплоноситель сверху вниз через TBC выходил из реактора по четырем выходным трубопроводам, врезанным в днище реактора.
В реакторе были предусмотрены частичные перегрузки топлива без полного расхолаживания твэлов.
По проекту TBC состояли из пластинчатых твэлов с высотой активной части 250 мм. Однако, уже при физическом пуске реактора было обнаружено, что запаса реактивности недостаточно для обеспечения необходимой продолжительности его работы и требуемой глубины выгорания. Кроме того, эффективность органов управления реактором оказалась низкой.
Указанные недостатки были ликвидированы в 1965 году с помощью увеличения высоты АЗ до 350 мм, для чего были разработаны новые стержневые твэлы с сечением крестообразного профиля, а угловые компенсирующие стержни, ранее выполнявшие роль компенсаторов и аварийной защиты, были переделаны в компенсаторы. Четыре компенсирующих стержня, расположенных в отражателе реактора, были демонтированы, а оставшиеся от них отверстия использовались для размещения дополнительных экспериментальных каналов.
В зазоре между сепаратором центрального канала и его стенкой был размещён дополнительный компенсирующий орган, извлекаемый за пределы АЗ после 10−12 час работы, когда отравление ксеноном-135 достигает 2,5−3,0%. Четыре стержня аварийной защиты были расположены в массиве бериллиевых вкладышей, установленных вокруг ЦК. Были сделаны и другие, менее значительные изменения. В результате реконструкции:
• продолжительность работы между перегрузками возросла с 2 до 15 сут.;
• за счет увеличения эффективности СУЗ было обеспечено более глубокое выгорание топлива и освобождено 5 ячеек АЗ для установки ЭУ;
• обеспечена плотность потока тепловых нейтронов в ловушке 3,3×1015 см" 2с" .
Опыт эксплуатации реактора до проведения и с проведенными усовершенствованиями показал, что незаменяемый отражатель, изготовленный из оксида бериллия, под действием реакторных излучений «распухает» (увеличиваются геометрические размеры), теряет механическую прочность, трескается, разрушается, частично превращается в порошок, что мешает нормальной эксплуатации реактора. Поэтому в 1965 г. была проведена реконструкция реактора со следующими изменениями:
• материал отражателя оксид бериллия был заменен на металлический бериллий;
• предусмотрена возможность периодической замены бериллиевых блоков, прилегающих к АЗ.
• введен поканальный отбор проб теплоносителя для КГО твэлов всех TBC, работающих в A3.
В целях повышения надежности и безопасности эксплуатации РУ были проведены усовершенствования различных систем реактора, которые не являются предметом рассмотрения работы, также как и реконструкция систем охлаждения в 1975 г., когда мощность реактора была доведена до 75 МВт.
После проведения экспериментов при максимальных тепловых нагрузках на отдельных твэлах до 12 000 кВт/м, с 3 кв. 1974 г. реактор эксплуатировался на новой штатной мощности 100 МВт с плотностью потока тепловых нейтронов в центральном канале «5×1015 cm’V до 1977 г.
Реконструкция 1977;78 гг. была приурочена ко времени исчерпания ресурса отражателя по флюенсу нейтронов. В A3 были произведены следующие изменения:
• для увеличения эффективности исполнительных органов СУЗ в качестве поглощающего материала применен оксид европия вместо металлического кадмия;
• увеличена топливная догрузка КО за счет использования в качестве хвостовиков штатных TBC;
• центральная часть опорной решетки A3 выполнена съемной для обеспечения возможности перехода от канального к бескорпусному варианту нейтронной ловушки и наоборот;
• в опорной решетке предусмотрена установка съемных дроссельных вставок для профилирования расхода теплоносителя по ячейкам;
• увеличен расход теплоносителя через реактор до 2400м3/час.
Был проведен также комплекс работ в целях повышения надежности и безопасности эксплуатации РУ в соответствии с требованиями ПБЯ 03−75. Однако с появлением новых НД все большее опасение в 1985;90 г. г. стали вызывать такие недостатки, как: необеспеченность контроля состояния металла корпуса, нижний подвод и отвод теплоносителя, наличие в нижней части корпуса патрубков горизонтальных и наклонных каналов. Кроме того, высокие радиационные нагрузки на элементы реактора, не подвергавшиеся модернизации или замене (корпус, горизонтальные каналы), привели к исчерпанию их прогнозируемых ресурсов по флюенсу быстрых нейтронов. Так в 1983 г. было зафиксировано нарушение целостности ЦЗ, связанное с отрывом кронштейнов крепления импульсных трубок системы КГО, что привело к отгибу (изгибу) патрубков забора проб теплоносителя. В 1984;87 гг. были «заглушены» горизонтальные каналы реактора. В 1985 г. в результате выхода из строя крепежных деталей ЦЗ реактора произошел отрыв плиты с дроссельными шайбами от нижней плиты центральной опоры, что было ликвидировано только в 1986 г. с помощью специальных домкратов.
Все это свидетельствовало о близости значений механических нагрузок в элементах ЦЗ к предельным величинам. Поэтому с 1987 г. мощность реактора была ограничена величиной 85 МВт. В тоже время изменились в сторону ужесточения требования нормативных документов по обеспечению уровня безопасности при эксплуатации исследовательских реакторов с учетом внешних воздействий [51]. Для удовлетворения возросшему уровню технико-экономических потребностей и более строгим требованиям нормативных документов была запланирована и проведена реконструкция исследовательского реактора СМ (1991;1992 г. г.), в процессе которой необходимо было решить целый ряд задач [50]:
• заменить корпус реактора;
• изменить схему подвода и отвода теплоносителя из корпуса реактора без существенных изменений контура охлаждения;
• ликвидировать отверстия под горизонтальные каналы в корпусе реактора на уровне A3;
• заменить отражатель нейтронов;
• увеличить число экспериментальных вертикальных каналов за счет ликвидации горизонтальных;
• изменить конструкцию места отбора теплоносителя из-под TBC и трассировку трубок системэ КГО;
• создать систему контроля за величиной расхода теплоносителя через ячейки A3;
• внести другие изменения в контурах и системах, влияющих на состояние реактора, но не влияющих на его теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики.
Изменение конструктивных особенностей реактора привело к изменению его нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик. Для обеспечения безопасной эксплуатации модернизированного реактора, прогнозирования его поведения в аварийных ситуациях, обоснования достаточности различных систем и оборудования, предотвращающих аварии, необходимо было провести научные исследования по изучению теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора. Данная работа посвящена обоснованию по результатам выполненного комплекса экспериментально-расчетных исследований основных инженерно-технических решений для повышения эксплуатационных характеристик и безопасности реактора СМ, которые были реализованы в ходе его модернизации.
Цель работы:
Определение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик модернизированного реактора СМ для обоснования основных инженерно-технических решений, направленных на повышение эксплуатационных характеристик, работоспособности и обеспечения требуемого уровня безопасности при эксплуатации реконструированного реактора СМ.
Для достижения этой цели автор решил следующие задачи:
• разработал конструкцию экспериментального стенда для исследования теплогидравлических характеристик модифицированного реактора и выполнил комплекс экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик для обоснования безопасной работы реактора в номинальных режимах работы;
• выполнил расчетно-экспериментальное обоснование антисифонных устройств;
• провел комплексные экспериментальные исследования по определению теплогидравлических характеристик реактора при обрывах трубопроводов первого контура, в том числе, и в максимальном сечении;
• по результатам экспериментальных исследований верифицировал расчетную модель реактора и провел расчетные исследования возможных аварийных ситуаций с течами теплоносителя;
• определил нейтронно-физические, теплогидравлические и безопасностные характеристики реконструированного реактора во время проведения физического и энергетического пусков.
Научная новизна работы:
Автором впервые:
• экспериментально получены тепло-гидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора СМ, компоненты и системы которого существенно изменились при реконструкции (расходы теплоносителя через элементы активной зоны, эффекты реактивности от перестановок элементов активной зоны, температурный и мощностной коэффициенты реактивности и т. д.);
• разработаны и созданы системы для измерения перепадов давления на входе-выходе теплоносителя из TBC, что позволило контролировать расход теплоносителя по каждой ячейке A3;
• проведено расчетно-экспериментальное обоснование достаточности антисифонных устройств безопасности пассивного действия, выполненных в виде отверстий между напорной и сливной камерами реактора, для исключения осушения активной зоны при авариях с разрывами главных трубопроводов;
• получены характеристики реактора при проведении эксперимента с моделированием разрыва главного трубопровода, обеспечившие разработку и верификацию математической модели по результатам этого эксперимента для анализа аварийных ситуаций.
Практическая ценность работы:
• в результате проведенных реконструкции и исследований в процессе физического и энергетического пусков реактора обоснована и обеспечена работоспособность и безопасность реконструированной реакторной установки (РУ), как в нормальных режимах эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;
• полученные теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики реактора (до и после реконструкции) показали, что обеспечивается надежное охлаждение твэлов и TBC активной зоны, при этом были определены условия и пределы нормальной и безопасной эксплуатации реактора, разработано оборудование и созданы системы для измерения перепада давления на входе-выходе теплоносителя из каждой TBC, что позволило определять расход и осуществлять периодический контроль характеристик всех гидравлических трактов;
• создана система пассивного принципа действия, не допускающая осушения активной зоны при разрывах трубопроводов первого контура;
• по результатам экспериментов разработана и верифицирована расчётная модель, позволяющая обосновать безопасность реактора при рассмотрении аварий и аварийных ситуаций, которые изложены в ООБ РУ и используются при обосновании безопасности РУ.
• все полученные автором результаты и научно-технические решения внесены в проектную и эксплутационную документацию, паспорт реактора, отчет по обоснованию безопасности реакторной установки и используются при эксплуатации РУ.
Основные положения, выносимые на защиту:
• результаты исследований теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реконструированного реактора СМ, полученные в процессе проведения реконструкции реактора, его физического и энергетического пусков, а также при проведении комплексных экспериментально-расчетных исследований;
• научно-техническое обоснование защитной системы пассивного действия, выполненной в виде антисифонных отверстий между приемной и напорной камерами теплоносителя реактора, позволяющей предотвратить эффект сифона и выдавливание теплоносителя из активной зоны при прорыве в корпус реактора газовой среды;
• система для измерения перепадов давления по ячейкам активной зоны и контроля за расходами теплоносителя через элементы активной зоны.
Апробация работы.
Основные результаты работы представлялись и обсуждались:
• на международной конференции по управлению старением оборудования исследовательских реакторов (Вена, Австрия 1992 г.).
• на семинаре «Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении» (Димитровград, 1994).
• на II международной встрече по усовершенствованию реакторной безопасности АЯ8−97 (Орландо, США, 1997 г.).
• на XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы. Наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001 г.).
• при получении «временного разрешения на эксплуатацию реакторной установки СМ» (Москва, 1997 г.);
• при экспертизе и получении лицензий на эксплуатацию РУ СМ (Москва, Нижний Новгород, 1999,2002 и 2006 г.).
Публикации.
По результатам исследований выпущено 45 работ, из них 12 опубликованы.
1. Калыгин В. В., Гремячкин В. А., Святкин М. Н. и др. Опыт эксплуатации комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР. // Сб. докл. XII ежегодной международной научно-технической конференции Ядерного общества в России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2001, Том 1 с. 49−70.
2. В. А. Гремячкин, М. Н. Святкин. Десятилетие эксплуатации высокопоточного реактора СМ после реконструкции 1991;1992 гг.// Использование и эксплуатация исследовательских реакторов: тезисы докладов отраслевого совещания. Димитровград, 8−10 июня 2004, с. 89−90.
3. Семидоцкий И. И., Бунаков A.B., Святкин М. Н., Гремячкин В. А. Разработка математической модели исследовательского реактора СМ-2 для анализа аварии типа LOCA. // ВАНТ. Серия «Ядерная техника и технология», 1995, вып. 1, с. 29−40.
4. Малков А. П., Краснов Ю. А., Калыгин В. В., Гремячкин В. А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г, Вып. 4., с. 142−155.
5. Gremyachkin V.A., Klinov A. V, Malkov A.P., et al. SM reactor operating experience after reconstruction in 1991;1992. Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety (ARS'97). Orlando, Florida, USA, 1997, v. 2, p. 672−678.
6. Бендерская O.C., Гремячкин B.A., Маркин C.A., Николаев В. П. Расчеты аварийных ситуаций при образовании взрывоопасных смесей в локализирующих системах реактора СМ-3. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерная техника и технология, 1995 г., вып. 1, с. 14−18.
7. Klinov A.V., Tzykanov V.A., Kuprienko V.A., Gremyachkin V.A. SM-2 reactor reconstruction and californium-252. Oak Ridge, Tennessee, USA, 1995, Californium-252 workshop p. 17].
8. Л. П. Захарова, Г. И. Гаджиев, В. А. Гремячкин, В. М. Махин. Внешние воздействия на исследовательские реакторы ГНЦ НИИАР. // Расчетно-экспериментальные методы отработки конструкций на стойкость к внешним воздействиям, в том числе и аварийным: сб. докладов VI объединенной конференции ВНИИЭФ и ВНИИТФ. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003, с. 60−65.
9. Авторское свидетельство № 1 101 046. Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе / Ю. Н. Исаев, В. Ш. Сулаберидзе, JI.T. Федотов, В.А. Гремячкин// ВИИПИ, 1984.
10. Авторское свидетельство № 1 380 413. Способ определения скорости коррозии металлов / C.B. Середкин, В. А. Гремячкин // ВИИПИ, 1987.
11. Авторское свидетельство № 1 245 071. Способ определения скорости коррозии металлов / C.B. Середкин, Б. В. Самсонов, В. А. Гремячкин // ВИИПИ, 1986.
12. Авторское свидетельство № 1 429 383. 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.
Выводы к главе 4.
1. Осуществлены физический и энергетический пуски реактора СМ-3, в ходе которых выполнены эксперименты, предусмотренные программами.
2. Основные характеристики активной зоны, полученные в процессе физпуска, следующие:
• Количество TBC в активной зоне, шт. 32.
• Среднее выгорание топлива, % 17.
• Количество рабочих органов A3, шт. 4.
• Количество компенсирующих органов, шт. 5.
• Суммарная эффективность органов A3, рэф.
— при погруженном ЦКО 2.
— при извлеченном ЦКО 4,8.
• Эффективность ЦКО, рэф 3,9.
• Максимальная эффективность КО, рэф 3,2.
• Максимальная скорость ввода положительной реактивности исполнительными органами СУЗ, рэф/с 0,06.
• Максимальная эффективность шага ввода положительной реактивности исполнительными органами СУЗ, рэф 0,3.
• Максимальное изменение подкритичности при загрузке в активную зону «свежей» TBC, рэф 1,5.
• Запас реактивности, рэф 9,1.
• Подкритичность, рэф 3,5.
• Максимальные коэффициенты неравномерности энерговыделения, отн. ед.:
— по высоте активной зоны 1,25.
— по сечению активной зоны 2,16 по сечению TBC 2,06.
— по объему активной зоны 5,56.
3. Получены нейтронно-физические характеристики для анализа безопасности реакторной установки при нарушениях нормальных условий эксплуатации, включая аварии.
4. Получены экспериментальные данные по потокам нейтронов и энерговыделению в каналах, позволяющие конструировать и создавать ОУ для проведения экспериментов.
5. Полученные данные подтвердили соответствие характеристик активной зоны и ее элементов правилам ядерной безопасности, позволили разработать и осуществить технологию производства ядерно-опасных работ, включая загрузку-выгрузку TBC в активной зоне.
6. На уровне мощности 100 МВт реактор достиг стационарного состояния «отравления» за 38 часов. При этом оборудование 1-го контура, систем безопасности, а также локализующих и вспомогательных систем отработало без отказов.
7. Физические характеристики A3 при увеличении температуры от 16 до 70 °C (температура стабилизации) составили:
• температурный эффект реактивности -0,65 ?3{|, — о.
• температурный коэффициент реактивности -1,93.10%/°С (Т=16−70°С);
• мощностной коэффициент реактивности — (0,004 ± 0,001) рэф /МВт.
Заключение
.
Подробные выводы (22 пункта) сделаны в каждой из глав по тексту диссертационной работы, поэтому нет необходимости повторно приводить их здесь. Тем не менее, следует отметить, что цели и задачи, сформулированные автором в начале работы, выполнены полностью. Являясь в течение ряда лет главным инженером и научным руководителем реактора СМ, автор принимал непосредственное участие в разработке экспериментальных программ, проведении работ, в обработке полученных результатов и их изложении.
Проанализированы опыт эксплуатации и состояние реактора СМ-2, сделаны подготовительные (оценочные) расчёты, созданы испытательные стенды (и оборудование), проведены предварительные эксперименты, на основании чего в 1991;1992 годах осуществлена самая масштабная реконструкция РУ СМ, произведён его запуск и успешно начата плановая эксплуатация. Ниже перечислены основные результаты, полученные автором до и после реконструкции реактора, а также в процессе его физического и энергетического пусков.
1. Изучены нейтронно-физические характеристики и проведены: анализ безопасности РУ при нарушении нормальных условий эксплуатации, включая аварииподтверждено соответствие характеристик АЗ (и её элементов) правилам ЯБразработаны и осуществлены процессы ядерно-опасных работопределены потоки нейтронов и энерговыделение в экспериментальных каналах, позволяющие конструировать и создавать ОУопределены температурный и мощностной коэффициенты реактивноститемпературный эффект реактивностидоказано, что эффективность органов СУЗ удовлетворяет требованиям безопасности. Полученные результаты нашли отражение в паспорте РУ, ООБ РУ, в проектной и эксплутационной документации РУ СМ-3.
2. Определены теплогидравлические характеристики, с помощью которых научно обоснована система (и сама идея) срыва эффекта сифонаобоснован и реализован оригинальный способ индивидуального измерения расхода теплоносителя через все ячейки активной зоныопределены возможные байпассные перетечки и оптимизированы расходы по ячейкам A3- получены данные по потокам теплоносителя, позволяющие установить характеристики для безопасной эксплуатации твэлов и TBC реакторапроверена достаточность ряда проектных решений для исключения аварийных ситуаций.
Впервые в практике создания и эксплуатации отечественных ядерных установок исследовательского назначения разработана и реализована в период пуско-наладочных работ программа комплексных испытаний первого контура РУ СМ-3 в режимах близких к полномасштабным аварийным разгерметизациям в ходе выполнения которой:
3.1. получены экспериментальные результаты в подтверждение расчетных математических моделей переходных процессов, проведена проверка правильности функционирования систем безопасности при авариях с течами теплоносителя.
3.2. полномасштабными натурными испытаниями подтверждена достаточность противосифонных мер по предотвращению опорожнения реактора и осушения активной зоны при разрывах входных трубопроводов. Четыре отверстия диаметром 16 мм в экране корпуса реактора обеспечивают надежный срыв эффекта сифона в открытом реакторе и ограничивают воздействие «газовой подушки», возникающей под крышкой реактора из-за газовыделения теплоносителя в переходных процессах с падением давления в контуре. Активная зона остается под заливом столба воды высотой не менее 4,5 м.
3.3. настроена математическая модель РУ с применением кода RELAP5/MOD3 для анализа аварийных ситуаций. Она верифицирована по результатам комплексных натурных испытаний первого контура реактора СМ-3 в режиме аварийных разгерметизаций.
Особенностью проведённых автором исследований и испытаний является то, что они проведены на действующей РУ СМ, что позволяет использовать полученные результаты непосредственно в процессе её дальнейшей эксплуатации. Основные положения диссертации проверены и внедрены в практику эксплуатации РУ.
5. ООБ РУ СМ-3, подготовленный при непосредственном участии автора на основе полученных им результатов исследований, прошёл многократные экспертизы во всех ведущих предприятиях отрасли, что является подтверждением достоверности используемых автором моделей и полученных результатов.
В заключении автор выражает глубокую признательность доктору технических наук, профессору Владимиру Андреевичу Цыканову за научное руководство диссертационной работой, за постоянное внимание к проводившимся исследованиям и обсуждение полученных результатов.
Автор благодарен кандидату физико-математических наук Анатолию Викторовичу Клинову, кандидату технических наук Владимиру Николаевичу Ефимову, доктору технических наук Валентину Михайловичу Махину, а также кандидату технических наук Аркадию Карловичу Фрею за полезные консультации при оформлении работы.
Автор диссертации благодарит коллектив института за предоставленную возможность выполнить работу, особенно ряд сотрудников за помощь и совместную деятельность в реализации намеченных планов: кандидата технических наук Михаила Николаевича Святкина, Валентина Прокопьевича Бурукина, Николая Валентиновича Ежова, кандидата технических наук Андрея Павловича Малкова, Ивана Ивановича Семидоцкого, Виталия Алексеевича Узикова и многих других.
