- Назначение и состав реакторных петлевых установок для испытаний электрогенерирующих сборок
Петлевые реакторные установки предназначены для обеспечения безопасных реакторных исследований и испытаний, в том числе ресурсных, ЭГС (и их пакетов), в том числе в условиях, максимально приближенных к условиям работы ЭГС в составе ТРП. При этом должны быть зарегистрированы и изучены электротехнические (прежде всего ВЛХ) и теплотехнические характеристики ЭГС и систем ПК, оптимизированы параметры ЭГС, рассмотрено поведение ГПД, обеспечены регистрация, сбор и хранение экспериментальной информации и автоматизация проведения некоторых этапов испытаний.
Петлевые установки, в особенности их теплогидравлические части, проектировались не только с учетом возможностей и особенностей исследовательского реактора, но возможных перспектив развития, включая необходимость испытаний в одном ПК нескольких ЭГС и одновременного испытания нескольких ПК.
В состав петлевой установки входят следующие системы: теплогидравлическая, газовакуумная, электронагрева, измерений и регистрации параметров и оптимизации режимов работы, отвода генерируемой ЭГС электрической мощности и снятия ВАХ, обеспечения радиационной безопасности, автоматизации проведения испытаний и исследований. При более детальном рассмотрении можно выделить в составе петлевой установки следующие основные системы:
контур (водяной) охлаждения ПК;
система отвода генерируемой ЭГС электрической мощности;
система вакуумирования МЭЗ ЭГС;
система вакуумирования охранной полости ПК;
система газового регулирования температур несущей трубки (коллекторов) ЭГС и источника пара цезия;
контур газовой защиты конструкционных материалов (например, из ниобиевых сплавов);
система локального регулирования нейтронного потока и, следовательно, тепловыделения вдоль ЭГС;
пневматические системы вскрытия ампулы с цезием и управления цезиевыми клапанами;
система электрообогрева цезий-вакуумных трактов ПК; контрольная и аварийно-предупредительная сигнализация;
система автоматизации проведения отдельных этапов испытаний и обработки результатов;
системы дозиметрического контроля и радиационной безопасности;
пульты управления с мнемосхемами.
Таблица 4 3.
Характеристики петлевых реакторных установок
Рис.4.7. Схема размещения оборудования петлевой установки реактора ВВР-К: 1 — панель контроля; 2 — пульт управления; 3 — газовые баллоны; 4 — стеллаж питания нагревателей; 5 — нагрузочное сопротивление; 6 — местный газовый пульт; 7 — редукторы; 8 — стойка контакторов; 9 — тракт газовой системы; 10 — задвижка; 11 — пульт системы вакуумирования; 12— отстойник; 13 — ресивер; 14 — вакуумные насосы; 15 — форвакуумные тракты; 16 — активная зона реактора; 17 — кабельные коммуникации; 18 — петлевой канал с испытываемой ЭГС; 19 — турбо-молекулярный насос; 20— места установки масс-спектрометров; 21 — форвакуумный насос
Системы петлевой установки размещаются в реакторном зале и в специальных помещениях вблизи реактора. В качестве примера на рис. 4.7 приведена схема размещения оборудования петлевой установки реактора ВВР-К, а на рис. 4.8 — аксонометрический рисунок реактора ВВР-СМ с оборудованием петлевой установки. Основные характеристики петлевых реакторных установок приведены в табл. 4.3.
Рис. 4.8. Схема размещения оборудования петлевой установки реактора ВВР- СМ:
1 — активная зона реактора, 2 — петлевой канал с испытываемой ЭГС; 3, 7 — вакуумные насосы (НОРД-100) для откачки МЭЗ ЭГС; 4 — вакуумный насос (НОРД-100) для откачки газовых зазоров ПК; 5, 6 — вакуумные насосы (ТМН- 200) для откачки МЭЗ ЭГС и газовых зазоров; 8— биологическая зашита, 9 — форвакуумный насос НВР-5Д
К составу петлевой установки условно может быть отнесено также дополнительное вспомогательное оборудование, которое используется не только в программе петлевых испытаний ЭГС (см. табл. 4.3), например:
система локального регулирования нейтронного потока и тепловыделения;
нейтронографическая установка для периодического неразрушающего контроля состояния ЭГС и ПК;
устройство для безвибрационной разделки ПК и ЭГС;
стендовые системы для подготовки оборудования петлевой установки;
системы дезактивации и хранения испытанных ПК;
информационно-вычислительный комплекс для сопровождения испытаний и обработки результатов испытаний;
«горячие камеры» для предварительной разделки ПК и послереакторных исследований испытанной ЭГС с соответствующими радиохимическими лабораториями.
Современные требования к петлевым реакторным установкам и возможные пути их реализации. Опыт создания и длительной эксплуатации различными коллективами рассмотренных в табл. 4.3 петлевых установок позволяет сформулировать современные требования к петлевым реакторным установкам и наметить возможные пути их реализации. Подобная работа была выполнена во второй половине 80-х годов применительно к модернизации трех реакторных установок, а именно на реакторах ВВР-3 (Б.С. Степенновым с сотрудниками), ИВВ-2М (Л.И. Менькиным с сотрудниками) и ВВР-К (Е.С. Бекмухамбетовым с сотрудниками). При этом предполагалось развертывание испытательных работ применительно к нескольким проектам термоэмиссионных ЯЭУ как по технологиям «Топаз», так и по литий-ниобиевой технологии для ТРП большой мощности. На этих реакторах к концу 80-х годов была выполнена большая программа по модернизации петлевых установок, которые, однако, на реакторах ВВР-3 и ВВР-К из-за прекращения опытно-конструкторских работ так и не были введены в нормальную эксплуатацию. Модернизация рассмотренных установок проводилась на основе накопленного опыта эксплуатации и в значительной степени с учетом современных требований к таким испытательным базам [149, 178, 179]. Ниже кратко сформулированы эти требования.
Реакторная база для петлевых испытаний ЭГС должна создаваться как специализированный испытательный комплекс, предназначенный в основном для отработки термоэмиссионных ЭГС (и групп ЭГС) нескольких типоразмеров. При этом отработка должна проводиться длительными циклами непрерывной работы с возможностью одновременных испытаний нескольких ПК с разными уровнями энерговыделения в ЭГС. Необходимость выполнения первого требования объясняется влиянием прерывания испытаний на ресурсные характеристики объекта испытаний вследствие влияния термокачек на структуру и характеристики топливно-эмиттерного узла, коллекторного пакета, а также на герметичность других узлов ЭГС. Длительные циклы позволяют иметь высокий коэффициент использования времени испытаний, что важно для набора требуемых ресурсов работы. Так, применительно к реактору ВВР-3 (после модернизации) кампания между перегрузками реактора может составлять 8-12 месяцев.
Однако задача длительных ресурсных испытаний полностью может быть решена лишь при максимально возможном исключении сбросов стержней аварийной защиты (АЗ). Опыт петлевых испытаний показывает, что при годовом ресурсе число АЗ может превышать 10—20 (37, 38, 40). Срабатывание АЗ в процессе длительных испытаний в основном определяется отклонениями в системах электроснабжения реактора (например, кратковременного исчезновения напряжения на время примерно 0,5 с). Для сокращения или даже для исключения срабатывания АЗ необходима установка специальной системы электроснабжения реакторной установки, когда электроснабжение оборудования технологических систем реактора осуществляется от различных секций генераторного напряжения питающей ТЭЦ через устройство автоматического включения резерва. Схема управления оборудованием должна предусматривать автоматический пуск резервного агрегата при остановке рабочего агрегата и самозапуск при кратковременном исчезновении напряжения. Электропитание СУЗ и КИП реактора проводится через систему автоматического включения резерва также от разных источников питания.
Одновременно необходимо обеспечить длительное надежное функционирование систем петлевого стенда, чтобы свести к минимуму возможности приостановки испытаний по причине отказа стендовых систем. Очевидно, что эта задача является достаточно сложной и для ее решения необходимо выполнение по крайней мере следующих требований:
- надежное выполнение наиболее важных (в отношении проведения испытаний) функций систем;
- уменьшение числа работающих при ресурсных испытаниях связей, по которым отказ одной части (или одного объекта испытаний) приводит к отказу другой части (или другого объекта).
В соответствии с этими требованиями при разработке петлевой установки нужно придерживаться следующих принципов: непосредственного дублирования и резервирования (однотипными элементами), функционального дублирования (выполнения какой-либо функции разнородными элементами), автономизации.
Так, применительно к модернизированной петлевой установке реактора ВВР-3 принцип непосредственного дублирования и резервирования был применен в высоковакуумной системе (турбомолеклярные насосы и насосы типа НОРД), в форвакуумной системе (форнасосы), в АСНИ (две дублирующие друг друга подсистемы), в системе КИП (резервные датчики) и т.п. Принцип функционального дублирования был применен в высоковакуумной системе (возможность откачки разнотипными насосами), в системах контроля параметров (измерение наиболее важных из них приборами КИП и АСНИ), в системе электрических нагрузок (возможность регистрации ВАХ с помощью транзисторной и резисторной нагрузок), в системе электропитания СУЗ и КИП реактора и всей петлевой установки и т. д. Принцип автономизации был использован в наиболее отказоопасной из систем высоковакуумных трасс ПК (применением автономных, не связанных с форвакуумом насосов НОРД), в структуре трубопроводных и электрических линий стенда, служащих для подключения ПК, в электрических нагрузках ПК (применение автономных резисторных нагрузок на каждый ПК, не зависящих от отказов по системе электропитания), в организации структуры данных в АСНИ (разделение данных по объектам испытаний, автономные списки переменных для каждого объекта) и т.д.
Наиболее важным требованием к испытательной базе является необходимость проведения одновременно испытаний достаточно большого числа ПК. Ограничивающими факторами при этом являются размеры реактора, реакторного блока и защитного петлевого бокса. Особую сложность создает то обстоятельство, что современные ПК имеют относительно большое число трубопроводных связей, в том числе в высоковакуумных системах, что существенно усложняет размещение ПК. При этом должна решаться задача согласования требуемых условий испытаний (по тепловыделению) в разных ПК. Основным путем решения этой задачи является размещение ПК в разных точках реактора: от центра активной зоны до отражателя. При этом должна учитываться возможность локального регулирования мощности в разных ячейках. Схема размещения ячеек модернизированного реактора ВВР-3 для одновременного испытания четырех ПК приведена на рис. 4.3.
Современные требования к технологическим системам реакторного стенда заключаются не только в обеспечении нужных параметров сред (газов, вакуума), но и в возможности проведения измерений выходящих потоков и спектров газов и газообразных продуктов деления с определением изотопного состава и активности.
Современные требования к электротехническим системам (кроме обычных) заключаются в необходимости обеспечения автоматического поддержания температур наиболее ответственных узлов ПК, нагреваемых электронагревателями, с помощью автономных регуляторов температур. Должна быть обеспечена защита нагревателей от повышенного тока при ошибке оператора или отказе датчика, регулятора или АСНИ.
О возможности создания специализированных реакторов для испытаний термоэмиссионных сборок. Рассмотренные реакторные базы для испытаний термоэмиссионных ЭГС создавались на базе имеющихся исследовательских реакторов. В настоящее время все эти реакторы достаточно «старые» и могут быть выведены из эксплуатации. Кроме того, имеющиеся реакторные базы с ограниченным числом испытательных ячеек не в состоянии были удовлетворить потребности экспериментальной отработки по нескольким программам, как это планировалось в 70—80-х годах. Поэтому были выполнены или запланированы работы по модернизации некоторых испытательных баз прежде всего с целью увеличения числа испытательных ячеек, с одной стороны, и увеличения ресурса испытаний, с другой стороны. Так, после модернизации реактора ВВР-3 в нем можно было испытывать одновременно до 4—5 ПК, в реакторе ВВР-К (Алма-Ата) — до 3 ПК. Однако в наибольшей степени рассматриваемым задачам отвечало бы создание специализированных реакторных испытательных баз. Принципиально возможно и уже рассматривалось решение проблемы двумя путями:
созданием многофункционального исследовательского реактора со специализированными ячейками для петлевых испытаний термоэмиссионных ЭГС;
созданием специализированного исследовательского реактора по термоэмиссионным программам.
Предполагалось, что решение по первому пути будет заключаться в создании так называемого исследовательского материаловедческого петлевого реактора (МПР), размещение которого планировалось на промплощадке ФЭИ [100], в качестве экспериментальной базы ядерной отрасли. Он должен был расширить экспериментальные возможности реакторных исследований, в том числе обеспечить проведение следующих испытаний:
петлевых испытаний ТВС различных реакторов (преимущественно водоводяных) с целью верификации расчетных моделей, определения критических параметров нагружения твэлов, проверки новых конструкционных и технологических решений и т. п.;
петлевых испытаний твэлов перспективных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в том числе термоэмиссионных ЭГС и пакетов ЭГС (электрогенерирующих пакетов — ЭГП) с целью выбора материалов, отработки конструкций и технологий, отработки технологии теплоносителей и различных инженерных решений;
радиационных испытаний материалов и элементной базы при плотностях быстрых нейтронов до 5 1014 нейтр./см2.
Планируемые технические характеристики такого реактора, следующие:
Тепловая мощность, МВт 100
Замедлитель и теплоноситель Обессоленная вода
Отражатель Бериллий
Топливо Диоксид урана
Обогащение топлива по 235U, % 36—90
Высота активной зоны, мм 1000
Число ТВС в активной зоне До 30
Экспериментальные каналы:
в активной зоне
петлевые диаметром до 90 мм 7
в том числе для испытаний ЭГС 1
диаметром 33-39 мм в ТВС 8
в отражателе:
петлевые До 11
в том числе для испытаний ЭГС 2
для облучения изотопных мишеней До 10
Горизонтальные каналы для вывода пучков нейтронов:
быстрых 2
тепловых 1
для нейтронной радиографии 1
Плотность потока нейтронов, нейтр./(см2 · с)
быстрых в активной зоне 7 · 1014
тепловых в отражателе 4 1014
Температура воды на входе в ТВС, °C 40
Рассматривалась также и другая возможность создания специализированного исследовательского реактора: для термоэмиссионных программ исследовательского реактора с жидкометаллическим теплоносителем (NaK или Li) в здании, где проводились ядерно-энергетические испытания ЯЭУ «Топаз». В таком реакторе в принципе можно было испытывать петлевые каналы с термоэмиссионными ЭГС или кассетами ЭГС (ЭГП) как по перспективным программам по технологии «Топаз», так и ЭГС и ЭГП с Li в качестве теплоносителя по литий-ниобиевой технологии.
Для сокращения стоимости и сроков создания такого реактора целесообразно в максимальной степени использовать разработанные и выпускаемые промышленностью конструкционные элементы обычных реакторов, например, реактора БН-600 с натрием в качестве теплоносителя.
