Глава 4.
ПЕТЛЕВЫЕ УСТАНОВКИ ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ТЕРМОЭМИССИОННЫХ ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩИХ
СБОРОК В ЯЧЕЙКАХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Цели и задачи петлевых реакторных испытаний электрогенерирующих сборок
Важнейшими этапами создания и отработки одного из самых сложных узлов ТРП являются реакторные испытания термоэмиссионных ЭГС в составе испытательных устройств, называемых петлевыми каналами (ПК). Основная цель таких испытаний — изучение процессов и факторов, приводящих к изменению энергетических и ресурсных характеристик ЭГС и причин выхода из строя элементов и сборки в целом. По результатам петлевых реакторных испытаний и послереакторным исследованиям должны быть разработаны рекомендации по совершенствованию конструкции ЭГС и технологии ее изготовления. Конечная цель реакторной отработки ЭГС — создание надежно работающей термоэмиссионной ЭГС со стабильными и воспроизводимыми в течение заданного времени характеристиками.
Задачи петлевых испытаний термоэмиссионных ЭГС определялись конкретными этапами исследований применительно к программам создания соответствующего типа ТРП [21].
Первые этапы петлевых испытаний носили отладочный и демонстрационный характер, основное внимание уделялось отработке узлов ПК и систем петлевой установки, изучению энергетических характеристик отдельных ЭГЭ и ЭГС с небольшим числом ЭГЭ. В этот период разработчики учились «понимать» снимаемые характеристики, приспосабливали к реакторным испытаниям методики проведения исследований ТЭП и методы определения неизмеряемых параметров [167—170].
Результаты этих исследований позволили перейти к созданию и реакторной отработке многоэлементных ЭГС. При реакторных испытаниях ЭГС наряду с перечисленными задачами основное внимание уделялось исследованию взаимного влияния последовательно соединенных ЭГЭ при неоднородном вдоль ЭГС тепловыделении, изучению причин изменения энергетических характеристик при длительных испытаниях. Одновременно проводилось совершенствование средств измерений и методов контроля технического состояния испытываемой ЭГС и систем ПК [21, 29, 37, 38, 41].
Следующий этап — испытания так называемых «штатных» ЭГС конкретного ТРП с целью подтверждения проектных параметров [43, 44].
Одна из важнейших задач реакторных испытаний ЭГС по исследовательским и перспективным программам — дальнейшее совершенствование конструкции и технологии изготовления отдельных узлов ЭГС в целях повышения выходных и ресурсных характеристик и надежности ЭГС.
При экспериментальной отработке ЭГС проверяются и новые средства обеспечения требуемых условий проведения испытаний, в частности различные типы источников пара цезия, устройств для локального регулирования тепловыделения и спектра нейтронов, конструкционного исполнения всех основных узлов ПК.
Одной из главных задач испытаний остается исследование теплофизических особенностей термоэмиссионного генерирования электроэнергии в ЭГС различных типов, изучение влияния различных как измеряемых, так и неконтролируемых параметров и процессов на энергетические характеристики и их ресурсную стабильность. Важнейшей задачей испытаний, в особенности в последнее время, является поиск и отработка путей существенного повышения ресурса ЭГС, а также методов доказательств длительной ресурсоспособности ЭГС при испытаниях на укороченной временной базе.
В задачи испытаний входила верификация разработанных алгоритмов расчета как энергетических характеристик, так и ресурсоопределяющих процессов [45, 46].
В процессе испытаний совершенствовались существующие и отрабатывались вновь разработанные методы и средства контроля и определения характеристик и параметров испытываемой ЭГС и систем ПК (29). В процессе реакторных испытаний отлаживались информационно-управляющие системы и другие средства оптимизации и автоматизации проведения петлевых реакторных испытаний.
Подтверждением высокой эффективности отработки ЭГС при реакторных испытаниях стало создание и успешные наземные ядерно-энергетические испытания в 1970 г. первой в мире космической ЯЭУ «Топаз» с ТРП на основе многоэлементных ЭГС [47]. Отметим, что большинство рекомендаций по испытаниям ТРП «Топаз» были разработаны на основе опыта петлевых испытаний ЭГС. В табл. 1.4 и 1.5 приведена сводка испытанных на реакторе АМ ЭГС по программе «Топаз» [37, 43], а также и по перспективным программам, в том числе применительно к ТРП для космической ЯЭУ большой мощности.
Стендовая с электронагревом и реакторная отработка одноэлементных ЭГС также завершилась в 1975г. успешными наземными ядерно-энергетическими испытаниями ЯЭУ «Енисей» («Топаз-2») [8]. Отметим, что большой объем стендовых испытаний одноэлементных ЭГС позволил начать испытания ТРП и ЯЭУ в целом при существенно меньшем числе петлевых испытаний ЭГС.
Выбор исследовательского реактора для создания петлевой установки для испытаний электрогенерирующих сборок
В соответствии с задачами реакторных испытаний ЭГС петлевая установка в составе исследовательского реактора должна обеспечить идентичность или максимальное приближение условий испытаний к номинальным режимам эксплуатации ЭГС в составе проектируемого ТРП. Это требование обеспечивается, во-первых, выбором исследовательского реактора и, во-вторых, созданием на этом реакторе специальной петлевой установки для испытаний одиночных ЭГС или даже их групп.
Назначение исследовательского реактора и петлевой установки — осуществить цикл преобразования энергии деления ядерного топлива в электрическую энергию при условиях (тепловых, температурных, вакуумных, газовых и т.п.), максимально приближенным к натурным, а также обеспечить возможность регулируемого изменения и длительного поддержания условий эксперимента, обеспечения проведения различного рода исследований [21].
Исследовательский реактор.
Исследовательский реактор должен обеспечить прежде всего абсолютный уровень тепловыделения в сердечниках и требуемую тепловую мощность ЭГС. При определении тепловыделения в ячейках реакторов на тепловых нейтронах надо иметь ввиду, что конструкция типичного ПК приводит к относительному снижению плотности потока нейтронов в ячейке до 0,2—0,4 относительно невозмущенной зоны (рис. 4.1), причем относительно большее снижение наблюдается в отражателе или в активной зоне вблизи него. Для моделирования неравномерностей тепловых и электрических характеристик, а также термических напряжений важное значение имеет возможность обеспечения идентичности с номинальными условиями пространственного распределения тепловыделения, в особенности по высоте и радиусу сердечников. Для моделирования радиационной стойкости материалов немаловажное значение имеет не только поток нейтронов, но и его спектр. На выбор исследовательского реактора оказывали влияние высота активной зоны, количество и поперечные размеры ячеек и каналов, где могут быть размещены и испытываться ПК, возможность охлаждения ПК теплоносителем реактора или необходимость создания автономного контура охлаждения, наличие критического стенда и «горячих» камер, загруженность реактора проведением облучательных работ и других экспериментальных исследований.
Таблица 4.1.
Характеристики исследовательских реакторов, где проводятся или ранее проводились реакторные испытания ЭГС
Рис. 4.2. Схема расположения петлевых ячеек в реакторе АМ
1 — ячейка для испытаний ПК в активной зоне, 2 — ячейка для испытаний ПК в отражателе; 3 — активная зона, 4 — отражатель
Рис. 4.3 Схема поперечного сечения реактора ВВР-3:
1 — активная зона; 2 — водяной отражатель, 3 — место установки ПК с ЭГС; 4- — управляющие стержни; 5 — тепловыделяющие сборки, 6 — вытеснитель
В СССР каждой из групп организаций, занимающейся проектированием и созданием ЭГС и ТРП, были созданы приспособленные для реализации своих программ реакторные испытательные базы. Первой была создана реакторная база на реакторе АМ в ФЭИ (г. Обнинск), сначала применительно к программе создания ЭГС для ТРП «Топаз» (21, 43, 168,171), а затем приспособленная и для испытаний более напряженных ЭГС (43, 172). Для реакторных испытаний одноэлементных ЭГС для ТРП «Топаз-2» (а затем и многоэлементных ЭГС) были созданы базы в ИАЭ им. И.В. Курчатова (РНЦ «Курчатовский институт») на реакторе ВВР-3 (г. Москва) [44]. Для этих же целей НИИ НПО «Луч» на реакторах ВВР-СМ (г. Ташкент) и ИВВ-2М (г. Свердловск) создало свои испытательные базы (101, 149, 173). РКК «Энергия» применительно к созданию энергонапряженных ЭГС для ТРП на быстрых нейтронах большой мощности создало испытательные базы сначала на реакторе ВВР-М (г. Киев), а затем на реакторе ВВР-К (г. Алма-Ата) (21, 39, 174, 175). Однако на начало 1999 г. эксплуатировались лишь две базы: на реакторе АМ и реакторе ИВВ-2М.
В табл. 4.1. приведены основные характеристики ядерных реакторов, где были созданы реакторные базы для петлевых испытаний ЭГС. Схемы расположения петлевых ячеек в некоторых из рассмотренных реакторов приведены на рис. 4.2—4.5.
Опишем относительно подробно лишь испытательную базу реактора АМ, где была создана первая в нашей стране петлевая установка (этот реактор до сих пор используется как инструмент для петлевых испытаний ЭГС) На этом реакторе испытано более 100 петлевых каналов по различным программам.
Таблица 4.2
Характеристики испытательных ячеек реактора АМ
Рис. 4.4. Схема поперечного сечения реактора ИВВ-2М:
1 — ТВС, 2 — вода, 3 — ловушка, 4 — бериллий, 5 — ячейка для петлевых испытаний ЭГС
Реактор АМ и его ячейки по физико-техническим характеристикам в значительной степени отвечают техническим требованиям испытаний ЭГС. Активная зона (в особенности отражатель реактора) как по своему габариту, так и по тепловыделению в топливных сердечниках позволяет проводить петлевые испытания полномасштабных ЭГС практически всех проектов ТРП (по крайней мере на тепловых нейтронах). В реакторе АМ используются четыре ячейки для петлевых испытаний (рис 4.2.): две в активной зоне и две в отражателе. Основные характеристики этих ячеек приведены в табл. 4.2.
Следует отметить, что органы регулирования реактора АМ вносят несущественные изменения в профиль нейтронного потока, так как находятся на достаточно большом расстоянии от рассматриваемых ячеек. Более того, реактор АМ допускает работу, когда регулирование осуществляется автоматическими стержнями АР и РР, расположенными на противоположной относительно испытательной ячейки стороне реактора. В этом случае нет практически никакого влияния стержней СУЗ реактора на профиль энерговыделения в топливно-эмиттерных узлах ЭГС независимо от высоты расположения стержней и органов регулирования.
Рис 4.5. Поперечное сечение реактора ВВР-К.
1 — ТВС активной зоны; 2 — центральный вытеснитель; 3 — гелиевая камера, 4 — центральная ячейка для испытаний петлевых каналов, АЗ — стержень аварийной защиты; РР — ручной регулятор
Наличие ячеек с различными поперечными сечениями позволяет не только одновременно испытывать несколько ПК, но и в одном ПК разместить несколько ЭГС. Так, в ячейках отражателя реактора АМ проводились испытания ПК с четырьмя полномасштабными ЭГС, что позволяло увеличить статистический набор экспериментальных данных (отметим, что испытания ПК с четырьмя ЭГС проводились также в реакторе ВВР-К (148).
Одним из самых важных преимуществ реактора АМ перед другими реакторами, использовавшимися для петлевых испытаний ЭГС (см. табл. 4.1), является большая высота активной зоны (1800 мм) и относительно равномерный профиль нейтронного потока по высоте типичной ЭГС (рис. 4.6). Поэтому в зависимости от целей испытаний можно создать практически равномерный поток нейтронов вдоль ЭГС, например, для испытаний ЭГС из одинаковых ЭГЭ, или создать требуемый, например, штатный для разрабатываемого ТРП, профиль нейтронного потока и, следовательно, тепловыделения по высоте ЭГС (например, за счет размещения снаружи ПК профилированной по высоте вставки из нейтронно-поглощающего материала [176]).
Реактор АМ (водографитовый реактор) по своей конструкции оказался удобным для размещения экспериментальных каналов и вывода коммуникаций под крышку реактора.
Рис. 4.6. Расчетный профиль нейтронного потока в исследовательской ячейке реактора АМ, где проводятся петлевые испытания ЭГС, в зависимости от положения стержней органов СУЗ реактора:
1 — без стержней в АЗ; 2 — введены два стержня АР на 110 см и два управляющих стержня на 110 см, ПК — расположение экспериментальной ЭГС в ПК; ПК — расположение штатной ЭГС в ПК
Так, здесь, в отличие от водоводяных реакторов, не потребовалось специальных мер для вывода токонесущих шин (и других коммуникаций, требующих высокого электросопротивления изоляции) из гидравлической зоны реактора.
Монтаж и обслуживание технологического оборудования петлевой установки проводятся в непосредственной близости от реактора в монтажном пространстве реактора, что немаловажно, так как потери вакуума от высоковакуумного насоса до МЭЗ ЭГС в ряде случаев могут определять ресурс испытываемой ЭГС. Вспомогательное оборудование (форвакуумные насосы, нагрузочные устройства, электрическую и частично электронную аппаратуру) удалось разместить в ближайших к реактору помещениях на нулевой отметке почти без реконструкции помещений, так как во многих из них изначально была биологическая защита. Удачным оказалось использование системы охлаждения СУЗ реактора для охлаждения ПК, а системы технического охлаждения — для снятия тепла с вспомогательного оборудования.
Важным преимуществом реактора АМ для проведения петлевых испытаний следует считать возможность предварительной разделки ПК непосредственно в камере резки реактора АМ. Это позволяет вырезать рабочий участок с испытанной ЭГС и далее в легком чехле направить испытанную ЭГС в «горячие» камеры, расположенные в соседнем здании, для последующих визуальных, радиохимических и материаловедческих исследований.
