Козманов Евгений Александрович. Обоснование ресурсных характеристик элементов активной зоны по результатам их эксплуатации в реакторе БН-600

Короткий опис

Козманов Евгений Александрович. Обоснование ресурсных характеристик элементов активной зоны по результатам их эксплуатации в реакторе БН-600 : дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 Заречный, 2006 138 с. РГБ ОД, 61:07-5/107

БЕЛОЯРСКАЯ АТОМНАЯ СТАНЦИЯ
На правах рукописи
КОЗМАНОВ Евгений Александрович
ОБОСНОВАНИЕ РЕСУРСНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ЭЛЕМЕНТОВ
АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИХ ЭКСПЛУАТАЦИИ В
РЕАКТОРЕ БН-600
Специальность 05.14.03. Ядерные энергетические установки,
включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук
Научный руководитель Доктор технических наук,
д профессор А.И.Карпенко
Заречный 2006
Оглавление
Стр.
Список сокращений 4
Введение 5
Глава 1 Условия работы элементов активной зоны реактора БН-600. Задачи
послереакторных исследований И
1Л .Особенности эксплуатации быстрого реактора и условия работы элементов
активной зоны 13
1.2. Развитие реакторных технологий ^У 16
1.3. Цели и задачи послереакторных исследований 22
Выводы и основные результаты главы 25
Глава 2 Исследование конструкционных материалов и элементов активной зоны
быстрых реакторов 27
2 Л .Методическое и аппаратурное обеспечение первичных послереакторных
исследований на Белоярской АЭС 27
2.2. База данных: состав, структура, функционирование 42
Архитектура Информационно-поисковой системы .43
Структура информационной базы .45
Возможности обработки и представления данных 45
2.3.0 радиационных изменениях в сталях в нейтронном поле быстрого реактора. . .49
2.4. Способы контроля ресурсных характеристик 57
2.4.1. Критерии предельного состояния и модель расчетной оценки остаточного
ресурса 57
2.4.2. Направленность методик послереакторных исследований. . 58
Визуальный контроль 59
Геометрический обмер сборок в БВ 59
Геометрический обмер элементов в ГК 63
Гамма-сканирование 66
Электропотенциальный метод 68
Коррозионные наблюдения в БВ 71
Выводы и основные результаты главы 73
Глава 3 Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600 75
3.1 .Штатные и экспериментальные ТВС 75
3.1.1. Чехловая труба 77
3.1.2. Оболочкатвэл 85
з
3.1.3. Смешанное уран-плутониевое топливо 88
3.2.Стержни и гильзы СУЗ 92
3.2.1. Ресурсные и технологические характеристики органов СУЗ 93
3.2.2. Штатные стержни СУЗ 98
Компенсирующие стержни сб.1161В 98
Регулирующие стержни сб.1157А 99
Стержни аварийной защиты сб. 1663, сб. 1663-01 99
3.2.3. Стержни СУЗ нового поколения 103
3.2.4. Стержни АЗ с рефабрицированным карбидом бора 'Ь 106
3.2.5. Гильзы СУЗ 111
3.3. Послереакторное хранение 117
Выводи и основные результаты главы 119
Глава 4 Повышение экономичности эксплуатации активной зоны 121
4.1. Основные направления 121
Повышение выгорания топлива 121
Надежность и интенсивность процесса эксплуатации 122
Обслуживание радиоактивных отходов ■ 123
4.2. Продление ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.. .123
Направляющие трубы СУЗ 124
Исполнительные механизмы СУЗ 126
4.3. Обсуждение результатов 127
Выводы и основные результаты главы 128
Заключение 129
Список литературы 131
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
РУ - реакторная установка
БВ - бассейн выдержки
БР - быстрый реактор
ТВС - тепловыделяющая сборка
эф.сутки - эффективные сутки
сна - смещение на атом
СУЗ - система управления и защиты
% т.а. - % тяжелых атомов
МК - микрокампания
ОТВС - отработавшая тепловыделяющая сборка
ЭТВС - экспериментальная тепловыделяющая сборка
Стержень АЗ - стержень аварийной защиты
Стержень АЗ-П - стержень аварийной защиты петлевой .
КС - компенсирующий стержень
PC - регулирующий стержень
Введение
В "Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века" отмечается, что только быстрые реакторы позволят развивать ядерную энергетику большого масштаба без ограничения по топливным ресурсам. Быстрые реакторы имеют очень важные преимущества в сохранении окружающей среды, но, с другой стороны, - неудовлетворительные стоимостные показатели. Можно выделить следующие направления, по которым быстрые реакторы получат дополнительный импульс своего развития: повышение безопасности, улучшение технико-экономических характеристик, использование уран-плутониевого топлива и отработка технологии замкнутого топливного цикла с выжиганием радиотоксичных младших актинидов из отработавшего топлива тепловых реакторов. Часть задач по этим направлениям возложена на реактор БН-600 в плане совершенствования проекта прототипа быстрого реактора нового поколения.
Реактор БН-600 успешно эксплуатируется на энергоблоке №3 Белоярской АЭС уже в течение 25 лет. Одной из важнейших составных частей реакторной установки является активная зона, во многом определяющая безопасность и экономичность ее работы. На первом этапе эксплуатации ТВС, стержни и гильзы СУЗ не обеспечивали проектных показателей по надежности и ресурсу работы по причине интенсивного радиационного распухания и деградации механических свойств материалов конструкции. Ресурс работы пришлось снижать для ТВС в 1,5 раза и в 2 раза для стержней и гильз СУЗ.
За время эксплуатации активная зона реактора БН-600 претерпела три модернизации, которые были связаны с оптимизацией режимов эксплуатации, для соответствия проектным требованиям. Эти работы позволили реализовать в штатном режиме концепцию эксплуатации активной зоны 01 М2 с таблеточным урановым топливом с максимальным выгоранием топлива 11,2 %т.а. Обеспечение этого режима эксплуатации проведено за счет установленного в процессе послереакторных исследований резерва технологических характеристик материала оболочечных и чехловых труб без принципиальных изменений конструкции ТВС. Параллельно были завершены работы по увеличению ресурса стержней и гильз СУЗ.
Для совершенствования конструкционных материалов и успешной эксплуатации активной зоны требуются надежные экспериментальные данные по влиянию на элементы активной зоны стационарных и переходных режимов эксплуатации. С этой целью проводятся реакторные испытания с последующей оценкой работоспособности целого ряда экспериментальных и модернизированных элементов реактора. Самым простым и информативным способом определения влияния факторов эксплуатации на свойства материалов и внутриреакторных конструкций было и остаётся проведение массовых неразрушающих послереакторных исследований.
Практика показывает необходимость разработки критериев и алгоритмов отбора материалов активной зоны БР и оценки их свойств. Необходимо разрабатывать средства и методы исследований, которые позволяют в оптимальные сроки обеспечить результаты процесса эволюционного развития реакторных изделий, так как на сегодня процесс внедрения новых материалов требует времени, сравнимого со сроком службы реактора.
Актуальность работы определяется задачами развития технологии БР.
У Создание базы конструкционных материалов активной зоны, что включает в себя:
- критерии и алгоритмы отбора материалов;
- постановка реакторных испытаний; 4;
- средства и методы послереакторных исследований;
- контроль состояния внутриреакторных элементов.
У Повышение надежности и экономичности эксплуатации реакторной установки;
У Повышение ресурсных характеристик внутриреакторных элементов.
Для полноценного управления ресурсными характеристиками должен быть реализован всесторонний контроль состояния элементов. Повышение выгорания топлива является наиболее эффективным способом улучшения экономических показателей реактора, а увеличение срока службы внутриреакторных элементов способствует экономической эффективности и экологической чистоте производства за счет снижения объема радиоактивных отходов и сокращения времени ремонтных работ и перегрузочных операций.
Оптимизация реакторной технологии позволит закрепить за строящимся реактором БН- 800 репутацию надежного, экономичного и экологически состоятельного реактора.
Целью диссертационной работы является изучение изменений эксплуатационных свойств материалов и конструкций в условиях реактора БН-600 для определения запаса работоспособности и возможности повышения ресурса элементов активной зоны.
В этой связи автором были выполнены следующие работы:
- разработаны и созданы измерительные установки и методики первичных послереакторных исследований;
- проведен мониторинг технологических характеристик конструкционных материалов активной зоны БР;
- создана база данных по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований элементов активной зоны;
- установлены механизмы и эксплуатационные факторы, влияющие на работоспособность ТВС, органов СУЗ и других элементов реактора;
- подготовлен экспериментальный материал, на основании которого обосновано повышение ресурса эксплуатации ТВС, стержней и гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
Научная новизна результатов, полученных в диссертационной работе, заключается в
следующем:
1. Получен и систематизирован материал о влиянии нейтронных и температурных характеристик облучения на радиационное распухание конструкционных сталей в реальных условиях БР. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенностей конструкции.
2. Выявлены недостатки конструкций элементов активной зоны, ограничивающих их ресурс.
3. Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз и направляющих труб СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности, исходя из условий эксплуатации действующего реактора.
Практическая ценность
1. Внедрены экспериментальные установки и методики, отвечающие специфике их применения на действующем энергоблоке.
2. Результаты проведенной работы использованы:
• в разработке и обосновании трех модернизаций активной зоны реактора БН-600, цосле которых максимальное выгорание топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление ТВС активной зоны;
• при увеличении ресурса стержней АЗ с 365 до 500 эф.суток;
• при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения с ресурсом 560 эф.суток;
• при увеличении ресурса гильз СУЗ с 450 до 730 эф.суток;
• при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до 14^-20 лет, а исполнительных механизмов СУЗ - с 10 до 25 лет.
3. В результате подъема ресурса внутриреакторных элементов почти вдвое снижен объем высокорадиоактивных отходов, сокращена продолжительность работ при перегрузке реактора.
На защиту выносятся:
• методики и измерительные устройства, разработанные для исследования радиационных свойств конструкционных материалов в составе внутриреакторных элементов реактора БН-
600;
• база данных и критерии информационного поиска по результатам эксплуатации и послереакторных исследований в "горячей" камере и бассейне выдержки реактора БН-600;
• методический подход по оценке ресурса внутриреакторных элементов на основе критериев предельного состояния, устанавливаемых по результатам комплексных послереакторных исследований;
• рекомендации и обоснование увеличения назначенного ресурса ТВ С, стержней АЗ, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
Личный вклад автора заключается в:
4)
• Проектировании и внедрении измерительных установок;
• Автоматизации процессов измерения и обработки данных;
• Проведении измерений, обработке и систематизации характеристик элементов реактора БН- 600;
• Создании информационно-поисковой системы базы данных;
• Отработке методического подхода к оценке остаточного ресурса элементов активной зоны на основе критериев предельного состояния;
• Разработке программ и проведении комплексных экспериментальных и аналитических
исследований, по результатам которых подготовлены материалы для обоснования повышения назначенного ресурса стержней АЗ, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ. .
Основные положения и результаты работы доложены на: 3-^7-ой Российских конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград - 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 г.г.); 11-ом Межнациональном совещании "Радиационная физика твердого тела" (г. Севастополь - 2001 г); Международной научно-технической конференции «Опыт
конструирования, производства и эксплуатации органов регулирования ядерных реакторов» (г.Москва - 2002г); Российской конференции "Материалы ядерной техники" (г.Агой - 2002, 2003 г.г.); юбилейных научно-технических конференциях Белоярской АЭС (г.Заречный - 1984, 1989, 1994, 2004 г.г); научно-технической конференции "Свердловскому ядерному научному центру -35 лет" (г.Заречный - 2001 г.); Координационном Совете Минатома РФ по
поглощающим материалам и замедлителям (г.Москва - 2003,2004 г.г.).
По теме диссертации опубликовано 24 статьи и около 30 тезисов докладов, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.
Основной апробацией является использование результатов работы при оформлении проектной и эксплуатационной документации ТВС, стержней и гильз СУЗ, а также обосновании безопасной эксплуатации сверх назначенного ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.
Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованных литературных источников из 93 наименования. Работа изложена на 138 листах, включая 20 таблиц и 55 рисунков.
В первой главе описаны элементы активной зоны, определяющие рабочий цикл реактора БН-600 и являющиеся предметом рассмотрения в данной работе. Приведен круг вопросов,
связанных с работоспособностью и ресурсными характеристиками элементов реактора.
4j>
Перечислены основные этапы развития технологии эксплуатации реактора БН-600, которые сопровождались кардинальными изменениями режимных и интегральных' характеристик эксплуатации элементов. Определены задачи послереакторных исследований на пути изучения закономерностей изменения свойств конструкционных материалов и выявления резервов внутриреакторных элементов в повышении их ресурса эксплуатации.
Вторая глава посвящена инструментальному и методическому обеспечению первичных послереакторных исследований, проводимых в ГК и БВ третьего блока Белоярской АЭС. Отдельно отмечены требования, которым должны соответствовать оборудование и методики, используемые в составе действующего энергоблока. Проведен обзор аналитических представлений и экспериментальной информации о распухании конструкционных материалов в БР. Определены пути контроля ресурсных характеристик элементов реактора и применяемые методики послереакторных исследований. Приведены задачи, архитектура и состав Базы данных, созданной для систематизации и хранения большого объема информации, поступающей при послереакторных исследованиях.
В третьей главе представлены результаты, полученные с участием автора в ходе первичных послереакторных исследований, которые обеспечили экспериментальное обоснование работ по оптимизации технико-экономических показателей реактора БН-600. При этом собрана информация по эксплуатационным свойствам ТВС, включая материалы для чехлов и оболочек, стержней и гильз СУЗ. Приведены наиболее значимые результаты проведенной работы.
Четвертая глава посвящена экономической составляющей итогов проведенной работы по повышению ресурсных характеристик. Основными путями повышения экономичности активной зоны являются повышение выгорания топлива и повышение надежности работы ТВС, а также сокращение времени проведения ремонтных работ за счет уменьшения количества перегружаемых внутриреакторных элементов при увеличении их ресурса эксплуатации. Представлены результаты работ по продлению ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ. Приводится итоговая статистика результатов работ по изменению ресурсных характеристик элементов реактора БН-600, которые являются плодом коллективного труда исследователей, конструкторов, физиков, эксплуатационников предприятий Белоярской АЭС, ОКБМ, ФЭИ, ВНИИНМ и др.
В заключении приводятся основные результаты работы.
Автор выражает благодарность специалистам структурных подразделений Белоярской АЭС, специалистам ФГУП ОКБМ, ФГУП ВНИИНМ, ГП МЗП, ГНЦ РФ-ФЭИ, ГНЦ РФ НИИАР, принимавшим участие в обсуждении и внедрении результатов диссертации в практику проектирования и эксплуатации реактора БН-600. 4)
Автор благодарен всему коллективу лаборатории ТВС за внимание, неоценимую помощь и творческое участие при совместном проведении работ в БВ и "горячей" камере.
Особую благодарность за помощь и непосредственное участие в практическом воплощение результатов проведенных исследований автор выражает научному руководителю, доктору технических наук, профессору А.И.Карпенко.

Список літератури

Заключение
Основные результаты работы и вытекающие из них выводы сводятся к следующему:
1. Определены направления и методы исследований в соответствии с требованиями, предъявляемыми к элементам активной зоны БР по формоизменению, механическим характеристикам и послереакторному хранению.
2. Разработаны и внедрены измерительные установки и методики для проведения послереакторных исследований. Организован комплекс послереакторных исследований, основу которого составили приспособления визуального осмотра, установу обмера ТВ С и органов СУЗ в БВ, профилометрии, гамма-сканирования и электросопротивления в ГК.
3. Получены дозно-температурные зависимости распухания всего ряда кандидатных конструкционных материалов БР в реальных условиях.
4. Проведен мониторинг эксплуатационных характеристик элементов активной зоны реактора БН-600. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе реальных элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенностей конструкции. На сегодня основными материалами при повышенных параметрах облучения в ТВ С и органах СУЗ являются сталь ЭП-450 - в качестве материала чехловой трубы, и сталь ЧС-68 хд - в качестве материала оболочки. В то же время остаются возможности обоснованного подхода к оптимальному использованию других сталей.
5. Создана база данных и информационно-поисковая система по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов и ТВС реактора БН-600.
6. Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз и направляющих труб СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности исходя из условий эксплуатации действующего реактора.
7. Подготовлены материалы, использованные:
- при обосновании проектных характеристик и внедрении в эксплуатацию ТВС трех модификаций активной зоны реактора БН-600, в результате чего максимальное выгорание топлива увеличено до 11,2 % т.а., а топливная кампания - до 560 эф.суток;
- при увеличении назначенного ресурса стержней аварийной защиты (сб.1663) с 365 до 500 эф. суток;
- при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения (сб.2631, сб.2633, сб.2635, сб.2637) с ресурсом 560 эф.суток;
- при реакторных испытаниях стержней АЗ с поглотителем из рефабрицированного
карбида бора и обосновании ресурса эксплуатации в 570 эф.суток;
- при увеличении назначенного ресурса гильз СУЗ (сб.02-50, сб.02-51, сб.02-52) с 450 до 720 эф.суток;
- при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до 14-Е20 лет (до набора флюенса нейтронов (Е>0,1 МэВ) 2,5*1022 н/см2);
- при продлении срока эксплуатации исполнительных механизмов СУЗ до 140 тыс.ч.
Основными естественными путями повышения экономичности активной зоны являются повышение глубины выгорания топлива и повышение надежности работы ТВС. В результате подъема ресурса ТВС и органов СУЗ максимальное выгоранйе топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление ТВС активной зоны, почти в 2 раза увеличен срок службы элементов органов СУЗ. Это позволяет снизить недовыработку электроэнергии из-за разгерметизации оболочек твэлов, снизить затраты на хранение и переработку отработавшего ядерного топлива, сократить сроки проведения плановых инспекций оборудования и перегрузки топлива.