Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Разработка и обоснование способов оптимизации нейтронно-физических и гидравлических характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом

Диссертация: Разработка и обоснование способов оптимизации нейтронно-физических и гидравлических характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Анализ материалов по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами РБМК-1000, как зарубежными, так и отечественными экспертами показал, что внедренные после 1986 г. усовершенствования практически исключают возможность аварий с катастрофическими последствиями. В первую очередь внедренные усовершенствования направлены на устранение недостатков конструкции регулирующих стержней… Читать ещё >

Разработка и обоснование способов оптимизации нейтронно-физических и гидравлических характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ
  • ГЛАВА 1. Обзор литературы
  • ГЛАВА 2. Перевод энергоблоков Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо
  • ГЛАВА 3. Настройка гидравлического режима реактора и контура циркуляции энергоблоков
  • ГЛАВА 4. Оптимизация использования оперативного запаса реактивности

Актуальность проблемы.

Повышение уровня безопасности АЭС и, в тоже время, улучшение коммерческих показателей энергоблоков достаточно естественная и устойчивая тенденция на современном этапе развития атомной энергетики. Возрастающая потребность в электроэнергии требует внедрения новых методов, технических решений и технологий для повышения конкурентоспособности атомной энергетики по сравнению с другими источниками энергии.

Анализ материалов по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами РБМК-1000, как зарубежными, так и отечественными экспертами показал, что внедренные после 1986 г. усовершенствования практически исключают возможность аварий с катастрофическими последствиями. В первую очередь внедренные усовершенствования направлены на устранение недостатков конструкции регулирующих стержней и неоптимального уран-графитового отношения, следствием которого паровой коэффициент (аф) имел величину 4−5|3Эфф. Паровой коэффициент был снижен путём загрузки ДП, увеличения оперативного запаса реактивности и обогащения топлива. Цель была достигнута в достаточно короткое время.

Мероприятия не были оптимальными, поскольку в то время не могло быть и речи об экономических показателях топливного цикла и некоторых других параметрах, напрямую не определяющих протекание аварий. К числу негативных последствий можно отнести:

• Снижение на -25% глубины выгорания топлива, приведшее к увеличению топливной составляющей в себестоимости и, связанных с увеличением темпа перегрузки, обострение проблемы хранения отработавшего топлива;

• Увеличение запаса реактивности привело к появлению бесполезной для целей управления распределением энерговыделения части стержней системы управления и защиты (СУЗ) (полностью погруженных), снижению 6 эффективности системы остановки в режимах работы аварийной защиты (A3). Кроме того, сам по себе избыточный запас реактивности (ненужный для регулирования поля энерговыделения, прохождения проектных переходных режимов, связанных с разгрузкой энергоблока) увеличивает важность рассмотрения нарушений нормальной эксплуатации, связанных с самоходами стержней СУЗ;

• Изменение конструкции стержней СУЗ с увеличением длины телескопического соединения привело к увеличению количества воды в рабочем канале (РК) СУЗ и эффекта реактивности при обезвоживании контура охлаждения СУЗ;

• Исключение из числа паропроизводящих 80 ТК (занятых под ДП) привело к ухудшению ситуации с лимитированными регламентом эксплуатации параметрами (мощность, коэффициент запаса), что привело, в свою очередь, к введению «щадящего» (особого) режима эксплуатации энергоблоков из-за проблем с выходом летучих продуктов деления (ЛПД) при протекании максимальной проектной аварии (МПА).

Начиная с 1987 года в РНЦ «Курчатовский институт» и НИКИЭТ проводились интенсивные исследования по поиску альтернативного, более экономичного способа снижения аф, вместо использования ДП. За короткий срок 1993;1995 гг. предприятиями отрасли (РНЦ КИ, НИКИЭТ, ВНИИНМ) был проведен большой объем расчетных и экспериментальных работ по обоснованию возможности проведения испытаний ТВС с новым топливом на Ленинградской АЭС. Отрабатывалась лабораторная технология изготовления топливных таблеток, исследовались основные свойства уран-эрбиевого топлива, проводились разнообразные испытания, в т. ч. на физстенде РБМК (РНЦ КИ), реакторные испытания на укороченных макетах (ИВВ-2М СФ НИКИЭТ) и стендовые (ВНИИНМ, МИФИ). Электростальским машиностроительным заводом была освоена промышленная технология изготовления ТВС с уран-эрбиевым топливом (ЭТВС). 7.

Внедрение уран-эрбиевого топлива открывает новые возможности по достижению тех характеристик реактора, которые наряду с обеспечением функции безопасности позволяют достигать и наилучших (достижимых) экономических характеристик энергоблока.

В то же время перевод на уран-эрбиевое топливо позволяет кроме ограниченной задачи (снижение парового коэффициента реактивности, улучшение коммерческих показателей энергоблока и ряда других) перейти к следующим направлениям:

• снижение энергонапряженности в активной зоне, увеличение коэффициентов запаса до кризиса теплообмена и улучшение ситуации с выравниванием полей энерговыделения в объеме активной зоны позволяет поставить задачу о снижении гидродинамических нагрузок на элементы конструкций реакторной установки;

• управление паровым коэффициентом путем изменения соотношения урана и эрбия в топливе позволяет выбрать оптимальный оперативный запас реактивности.

Диссертация посвящена развитию этих направлений.

Целью работы являлась оптимизация характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом.

В соответствии с декларируемой целью в рамках диссертационной работы рассматривались и решались следующие задачи:

• разработка методики перевода реакторов РБМК-1000 Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо;

• анализ и обобщение опыта использования уран-эрбиевого топлива в реакторах РБМК-1000;

• разработка и обоснование методики настройки гидравлического режима активной зоны и контура циркуляции энергоблоков РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом- 8.

• разработка методики достижения оптимальной величины оперативного запаса реактивности реакторов РБМК-1 ООО.

Научная новизна работы состоит в следующем:

• разработана методика перевода реакторов РБМК-1000 Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо;

• разработана методика настройки гидравлического режима активной зоны и контура циркуляции энергоблоков Ленинградской АЭС;

• разработана методика оптимизации оперативного запаса реактивности реактора РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом.

Практическая ценность работы определяется тем, что разработанные в диссертации методы внедрены в эксплуатацию действующих энергоблоков Ленинградской АЭС. На защиту выносится ;

• методика перевода реакторов РБМК-1000 энергоблоков Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо;

• анализ и обобщение опыта внедрения уран-эрбиевого топлива на энергоблоках РБМК-1000;

• методика настройки гидравлического режима активной зоны и контура циркуляции энергоблоков Ленинградской АЭС;

• исследования по возможности оптимизации оперативного запаса реактивности.

Личное участие автора в проведении исследований;

Автор разработал методику перехода на уран-эрбиевое топливо и методы совершенствования характеристик реактора РБМК-1000 с этим топливом. Разработанные автором технические решения по оптимизации характеристик реакторов с уран-эрбиевым топливом лично и совместно с сотрудниками ЛАЭС, НИКИЭТ и РНЦ КИ оформлены двумя заявками на изобретения. Автор 9 принимал непосредственное участие на всех стадиях НИОКР и в разработке проектной документации. Как представитель заказчика координировал работу других организаций, руководил работами по внедрению методик, изложенных в диссертации, на энергоблоках ЛАЭС.

Апробация результатов работы: Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, семинарах, совещаниях:

• Всесоюзные и международные семинары по проблемам физики реакторов (Москва, МИФИ, СОЛ «Волга», 1995 г., 2000 г.);

• Межотраслевой семинар по динамике ЯЭУ (НИТИ, Сосновый Бор- 2000 г.).

• Региональный семинар по проблемам безопасности реакторов РБМК (МАГАТЭ, октябрь 1999, Игналинская АЭС, Висагинас, Литва).

Основное содержание диссертации изложено в публикациях /21,22,25,27,29/. Автор выражает признательность своим коллегам по работе над переводом реакторов РБМК-1000 ЛАЭС на уран-эрбиевое топливо.

4.6. Выводы к главе 4.

Исследованы возможности снижения оперативного запаса реактивности в реакторах РБМК-1000 при переходе на уран-эрбиевое топливо 2,8% обогащения с 0,6% содержанием эрбия и кластерными регулирующими стержнями. Сделаны следующие выводы.

1. Снижение оперативного запаса реактивности до -35 стержней РР не вызывает трудностей в управлении полем энерговыделения при перегрузках топлива. Возможность поддерживать необходимую величину Кг при работе на постоянной мощности сохраняется.

4. Разработана методика снижения ОЗР для реальных эксплуатационных условий.

5. На номинальной мощности уменьшение оперативного запаса реактивности на 10 стержней увеличивает глубину выгорания на 3%, эффективность аварийной защиты на ~1(3 и подкритичность на 0,6-И), 7%, аф и эффект обезвоживания КМПЦ увеличивается на «0.1р. Остальные характеристики меняются мало.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. Разработана и внедрена методика перевода реакторов РБМК-1000 Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо.

2. Проанализирован и обобщен опыт перевода реакторов РБМК-1000 Ленинградской АЭС на уран-эрбиевое топливо. Показано, что эксплуатация уран-эрбиевых ТВС подтвердила работоспособность нового топлива, ожидаемое изменение характеристик реакторов и правильность выбранного направления.

3. Выполнены экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом, таких как паровой коэффициент реактивности, температурный коэффициент реактивности по графиту, подкритичность и ряда других. Подтверждены ожидаемые расчетные результаты.

4. Выполнены экспериментальные исследования временных показателей надежности ЭТВС, таких как назначенный ресурс и срок службы. Продемонстрирована возможность эксплуатации ЭТВС до энерговыработки не менее 3300 МВт*сут/ТВС и сроком службы не менее 7 лет.

5. Разработан и обоснован способ осуществления топливного цикла ядерного реактора заключающийся в том, что выгоревшие сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 2800 3200 МВт*сут/ТВС перемещают в периферийные технологические каналы, расположенные в области, ограниченной тремя рядами.

6. Разработана и внедрена методика настройки гидравлического режима реактора и КМПЦ, позволяющая:

— минимизировать работу по отладке расходов теплоносителя в процессе подъема мощности;

— экономить общий расход в контуре охлаждения;

7. Проведены исследования по оптимизации использования оперативного запаса реактивности. Установлена возможность работы реактора РБМК-1000.

79 с уран-эрбиевым топливом 2,8% обогащения по U 235 с 0,6% содержания эрбия и оперативным запасом -35 стержней PP.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Н.А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. Москва, Атомиздат, 1980 г., с.35−36.
  2. Е.О., Асмолов В. Г., и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. Атомная энергия, 1987 г., т.62, вып.4, с.219−226.
  3. В.И., Бычков, Пряничников А.В. Сокращение габаритов активной зоны канального реактора как средство улучшения его эксплуатационных характеристик и повышения безопасности. Там же, стр. 171−172.
  4. Г. Б., Кватор В. М., Федосов A.M. Использование выгорающих поглотителей в РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.344−345.
  5. Г. Б., Кватор В. М., Краюшкин А. В., Федосов A.M. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып. 1, с.3−8.
  6. A.M. Влияние выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. Атомная энергия, 1993, т.75, вып. 1, с.67−69.
  7. А.В., Федосов A.M., Новиков А. А. Расчеты характеристик активной зоны РБМК с уран-эрбиевым топливом. Отчет, РНЦ КИ, инв.№ 33/09−48, 1994 г., с.55−65.81
  8. Ю.Романенко B.C., А. В. Краюшкин и др. Некоторые итоги выполнения мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК-1000. Препринт ИАЭ-5877/4., Москва, 1995 г., стр. 26−27.
  9. Beaudreau J.J., Jonsson A., Shapiro N.L. Evaluation of Erbia as Burnable Absorber in a 24-Month, Low-Leakage C-E Core. Trans. Am. Nucl. Soc., 1988, v.57, p.36−38.
  10. Н.Лебедев В. И., Гарусов Ю. В., Шмаков Л. В., Завьялов А. В. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. Патент РФ № 2 117 341 на изобретение, 29.05.1997 г.
  11. В.И., Шмаков Л. В., Ковалев С. М. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. Патент РФ № 2 083 004 на изобретение, 08.04.1994 г.
  12. И .Я., Постников В.В. .Атомная энергия, 1977 г., т.42,вып.4, с. 263 267.
  13. Е.В., Потапенко П. Т., Постников В. В. Управление нейтронным полем ядерного реактора, Москва, Энергоиздат, 1981г., с. 201.
  14. А .Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1984. с.92−105
  15. А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов. Москва. Атомиздат 1979 г. с. 37
  16. В.В. Атомная энергетика в терминах. Реакторы РБМК. Выпуск 3. Москва, 1996 г.
  17. Ю.В., Черников О. Г. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Ленинградской АЭС. Там же, стр.20−23.
  18. В.И., Черников О. Г. Совершенствование характеристик реакторов РБМК-1000 Ленинградской АЭС. Там же, стр.24−26.
  19. ., Кулько А., Работько А. Совершенствование топливного цикла реакторов РБМК-1500 на Игналинской АЭС. Там же, стр.27−31.
  20. В.И., Лысов Д. А., Постников В. В. Анализ результатов измерений энергораспределения на работающем реакторе РБМК-1000 Ленинградской АЭС. Там же, стр. 38−40.
  21. Купалов-Ярополк А.И., Черкашов Ю. М., Бурлаков Е.В.ДСраюшкин А.В., Федосов A.M., Черников О. Г. Перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо. Современный уровень и перспективы. Материалы конференции. Электросталь, 2000 г., с.3083
  22. Патент РФ N 2 100 852, кл. О 21 С 7/04, 1997 г.,
  23. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е. С. Профилирование ядерного реактора. Москва, Энергоатомиздат, 1988 г., с. 56
  24. В.В. Применение гадолиния в легководных реакторах. Атомная техника за рубежом. Москва, 1987 г., № 3,стр. 3−11.
  25. А.И., Стригулин М. М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. Москва, Атомиздат, 1968 г., с.57−58
  26. А.Н., Белянин Л. А. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Москва. Энергоиздат, 1996 г., с. 34−35
  27. А.Н., Белянин Л. А., и др. Вопросы безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000.Сосновый Бор. Издание Ленинградской АЭС, 1995 г., с.45−46
  28. Аттестационный паспорт программного средства № 103.
  29. С.В., Кузнецов П. Б., рождественский М.И. Методы решения трехмерного уравнения переноса нейтронов кода SADCO для расчета реакторов РБМК. Тезисы докладов 9-го семинара по проблемам физики реакторов, Москва, 1995 г., стр. 216−217.
  30. Аттестационный паспорт программного средства № 46.
  31. Аттестационные паспорта программных средств №№ 94,95,96,98,99,101.
  32. MacFarlane R., Muir d., Boicourt R. The NJOY Data. Users Manual. La-9303, 1981, v.l., p. 11
  33. Askew J., Fayers F., Kemshell P. A General Description Of Lattice Code WIMS.-J. of British Nucl. Soc., 1966, v.5, p.564−585.
  34. Briesmeister J.F. MCNP Monte-Carlo N-Particle Transport Code System. — LA-12 625-M, 1993., p. 2384
  35. M.N. Babaytsev et. al. The STEP AN code for RBMK reactor calculation, IAE-5660/5, 1993., p 34
  36. Типовой технологический регламент эксплуатации энергоблока с реактором РБМК-1000, НИКИЭТ, 1991 г., инв. № 040−2626, 1991 г., с. 15
  37. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ 88/97, ПНАЭ Г-01−011−97.Госатомнадзор РФ, 1998 г., с.36
  38. Правил, а ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89. ПНАЭ Г-1−024−90. ГОСАТОМНАДЗОР, 1990 г., с. 37
  39. .В., Прозоров В. К. Термометрия и расходометрия ядерных реакторов. Москва. Энергоатомиздат, 1985., с.45−50
  40. Программа и методика профилирования расходов теплоносителя по ТК реактора РБМК-1000″, НИКИЭТ, инв. № П14.040−0142, 1988., с. 10−20
  41. Руководящий технический материал. Методика теплогидравлического расчета тепловыделяющих элементов ядерных реакторов типа РБМК. РТМ 95 1181−83, 1984., с.45−46
  42. Гидравлика технологического канала реактора РБМК. НИКИЭТ. Отчет. РБМК Сб.01 От. 7, инв.№> 4.146−9120. 1969.
  43. Алгоритмы специального математического обеспечения ИИСС «СКАЛА-М» 1-го энергоблока Ленинградской АЭС. НИКИЭТ. Отчет 12.748 От, инв. № 120−001−5485, 1999 г.
  44. Обоснование технического решения на изменение настроек ТИБР для компенсации систематической температурной погрешности измерения поканальных расходов. НИКИЭТ 4.412 От, 2001 г.85
  45. JI.B. Разработка технологии уплотненного хранения отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Санк-Петербург, ВНИПИЭТ, 1996 г.
  46. Н.В. Математическое моделирование в задачах проектирования и эксплуатации ядерных реакторов. Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук. Москва, МИФИ, 1998 г.
  47. Программа развития атомной энергетики России на 1998−2005 гг. и на период до 2010 г., с. 2
  48. .И. Стратегия и основные направления развития атомной энергетики России в первой половине 21-го века. Теплоэнергетика № 1, 2001 г., с.10
  49. Воронин Л. М. Перспективы развития атомной энергетики России в 21-м веке. Теплоэнергетика № 10, 2000 г., с.32
  50. В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR. Атомная техника за рубежом, № 7, 2000 г.
  51. В.П. Системный подход к организации инженерно-расчетной поддержки на предприятиях ядерно-энергетического комплекса. Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук. Москва. МИФИ. 1999 г.
  52. В.И., Черников О. Г., Шмаков Л.В, Иванов В. И., Завьялов А. В., Черкашов Ю. М., Купалов А. И., Бурлаков Е. В. Способ осуществление86топливного цикла канального ядерного реактора. Заявка на изобретение № 2 001 114 689.
  53. В.И., Черников О. Г., Шмаков Л.В, Иванов В. И., Завьялов. Способ осуществления топливного цикла канального ядерного реактора. Заявка на изобретение № 2 001 114 694.
  54. Рис. 4.1 Кластерный регулирующий орган (вид сверху)
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!