Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РЕСУРСА ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора.

Графитовая кладка ядерного канального реактора большой мощности (РБМК) является одной из основных конструкций, определяющих ресурс (срок эксплуатации) энергоблока. Обеспечение достоверного прогноза остаточного срока эксплуатации кладки реактора особенно актуально при обосновании продления срока эксплуатации. Первые отечественные атомные станции с уран-графитовыми реакторами находятся в эксплуатации более 40 лет. В связи с исчерпанием проектного срока службы ряда реакторов этого типа вопрос об их остаточном ресурсе приобретает актуальность при оценке возможности продления срока службы реактора и его важнейшего компонента - графитовой кладки. Воздействие на графит высокой энергией приводит к изменению физико-механических характеристик и размеров графитовых блоков. Изменение размеров графитовых блоков под действием облучения является важным фактором с точки зрения радиационной стойкости графита, поскольку неравномерные изменения геометрии графитовых блоков, обусловленные градиентами нейтронного потока и температуры, приводят к возникновению внутренних напряжений и, в конечном счете, к разрушению графита. Характер изменения линейных размеров графита в зависимости от флюенса нейтронов и температуры сложный, но в общих чертах радиационное формоизменение графита различных марок сходное. Данные, полученные на образцах, облученных на материаловедческих реакторах в диапазоне температур 250÷750°С, показывают, что после короткого периода распухания графит, применяемый в реакторе РБМК, усаживается в объеме по мере увеличения дозы облучения, а затем снова распухает. В промышленных реакторах после перехода от периода усадки к вторичному распуханию под действием внутренних напряжений наблюдается растрескивание графитовых блоков. Как показывает опыт эксплуатации реакторов РБМК, нейтронное облучение и температурный градиент графитовых блоков ведут к уменьшению внутренних диаметров отверстий графитовой кладки (Л.А.Белянин, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков и др. "Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны.", Москва, Энергоатомиздат, 1997 г., с.197-207). В настоящее время известно несколько способов определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора. Все они в основном рассчитываются теоретически или получены на основании данных по облучению образцов реакторного графита в исследовательских реакторах (Н.М.Безкаравайный, Б.А.Калин и др. "Конструкционное материаловедение ядерных реакторов", Москва, Энергоатомиздат, 1995 г., с.691). Оценка ресурса графитовой кладки основывается на информации об исходных свойствах графита, изменении этих свойств под нейтронным облучением при нормальных условиях эксплуатации. На практике оценка влияния нейтронного излучения на ресурс графитовой кладки проводится по величине набранного графитовым блоком флюенса нейтронов F с энергией Е>0,1 МэВ и сравнения этой величины с критической величиной флюенса F_кр, полученной по результатам испытания облученных образцов графита в исследовательских реакторах. (Флюенс - интегральное значение количества нейтронов, прошедших через единицу объема, пронормированное на единицу площади, имеет размерность 1/см²). Оценка проводится по состоянию "базовой ячейки", т.е. по уровню плотности потока и флюенса F_баз нейтронов "базовой ячейки" с технологическим каналом (ТК) средней мощности. (Базовая ячейка - ячейка со средним значением флюенса графита по реактору.) При тепловой мощности реактора 3200 МВт и коэффициенте использования установленной мощности 0,7 среднегодовой прирост энерговыработки ТК по реактору составляет 500 МВт·сут, что соответствует годовому приросту флюенса 4,35·10²⁰ н/см² для внутренней поверхности графитового блока. Критическое значение флюенса достигается примерно через 50 лет эксплуатации реактора. Однако прогнозные расчеты имеют низкую достоверность по следующим причинам: отсутствует возможность оценки всего диапазона свойств графита, не учитывается масштабный фактор и фактор отличия в напряженном состоянии образцов графита и графитовых блоков, не в полном объеме учитывается разница в спектрах нейтронного облучения реакторов РБМК и исследовательских реакторов, в температуре облучения образцов и реальной температуре эксплуатации кладки, в цикличности нагружения.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ, основанный на ускоренном облучении образцов, взятых из графитовой кладки действующего реактора, в исследовательском реакторе (Ю.С.Виргильев, В.Д.Балдин "Влияние вариации свойств на работоспособность реакторного графита ГР-280 - Атомная энергия, 2000 г., т.88, вып.2, с.119-125). Облучение образцов проводят в условиях нейтронно-фотонного воздействия, существенно отличающегося от реального промышленного ядерного канального реактора по плотности потока, спектру, соотношению между нейтронной и фотонной составляющими. Используемые образцы графита имеют размеры на порядки меньше, чем реальные графитовые блоки активной зоны реактора. Облучение образцов производится практически однородно по объему, в то время как в графитовых блоках реактора плотность потока может отличаться в объеме в ˜1,5÷1,7 раза. Облучение образцов проводят до стадии деградации графита, в частности до достижения предела прочности, и определяют соответствующий этому состоянию достигнутый флюенс графита, принимая его в качестве предельно допустимого. Полученные значения в дальнейшем используют для оценки срока эксплуатации промышленных реакторов. Значения флюенса в ячейках промышленного реактора сравнивают с полученным предельным значением, определенным на исследовательском реакторе, и по величине разницы определяют ресурс графитовой кладки.

Недостатком ближайшего аналога является низкая достоверность определения ресурса графитовой кладки промышленного реактора и потенциальная возможность снижения уровня надежности реактора.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении достоверности определения ресурса графитовой кладки канального реактора и продлении ресурса безопасной эксплуатации реактора.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора, включающем поэтапное выборочное ускоренное облучение графитовых блоков, определение предельного значения флюенса при достижении графитом предела прочности и сравнение его с флюенсом графитовых блоков остальных ячеек реактора, предложено облучению поэтапно подвергать графитовые блоки на работающем реакторе в ячейках с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимальной достигнутой по реактору, поддерживать в них средний уровень мощности на 20÷30% выше средней по реактору, но не выше максимально допустимого уровня, по окончании каждого этапа облучения производить измерения прочности графита блоков выбранных ячеек и, при достижении в них допустимой величины предела прочности, определять ресурс графитовой кладки реактора через запас флюенса по разнице между предельным значением флюенса графитовых блоков выбранных ячеек, измеренным при достижении графитом предела прочности, и значением флюенса графитовых блоков остальных ячеек реактора. Кроме того, предложено ускоренному облучению подвергать 3÷5 ячеек, размещенных вблизи стержней системы управления и защиты при минимальном расстоянии между ячейками 9÷12 шагов решетки каналов. Длительность каждого этапа предлагается выбирать в пределах 2,0÷5,0 лет, а величину флюенса определять по зависимости:

Ф=К·10¹⁷ Е 1/см²

где: Е - поканальная энерговыработка, МВт·сут;

К - размерный коэффициент 1/см², МВт·сут.

Предлагается также среднее значение флюенса графита активной зоны реактора сравнивать с предельным значением графитовых блоков выбранных ячеек, а среднемаксимальное значение флюенса - с предельным значение флюенса. В качестве предела прочности предложено использовать значение регламентированного предела прочности на сжатие 30÷35 МПа.

Для обеспечения представительности информации и минимизации возможных повреждений ячеек используют от 3^х до 5^ти ячеек. Минимальное расстояние между выбранными ячейками должно составлять 9÷12 шагов решетки каналов. При таком расстоянии взаимное влияние изменения свойств одной ячейки на другую незначительно. Вблизи каждой из указанных ячеек имеются регулирующие стержни, позволяющие компенсировать локальную реактивность. Средний и среднемаксимальный флюенс определяют по зависимости:

где:

Фср. - среднее значение флюенса графита активной зоны реактора;

- суммарное значение флюенса всех ячеек реактора;

n_с - количество ячеек.

где:

Ф ср.мах. - среднее значение флюенса графита в реакторе для ячеек, меняется от среднего значения до максимального по реактору;

n_cm - количество ячеек со значением энерговыделения от среднего до максимального по реактору.

Ячейки с энерговыработкой, составляющей 90÷100% от текущей максимально достигнутой по реактору, выбираются из следующих соображений: в этих ячейках удается быстрее достигнуть состояния графита, при котором прочность соответствует предельно допустимому значению. Если взять ячейки с энерговыработкой меньше 90%, то они могут отставать по значению флюенса от максимальной по реактору. Поддерживать уровень мощности в выбранных ячейках на 20÷30% выше средней по реактору необходимо, чтобы в более короткий промежуток времени определить значение флюенса. Длительность каждого этапа определяют с учетом результатов обследования на предыдущем этапе и общего фактического времени работы реактора. Длительность последних этапов будет составлять порядка двух лет.

Способ определения ресурса графитовой кладки канального ядерного реактора осуществляется следующим образом:

По картограммам поканальных энерговыработок выбирают 3÷5 ячеек, размещенных вблизи стержней системы управления и защиты, с минимальным расстоянием между ячейками 9÷12 шагов решетки каналов, с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимально достигнутой по реактору. Затем составляют рабочую программу по поддержанию в этих ячейках средней мощности ˜2,6 МВт, т.е. на 20÷30% выше средней по реактору. Составляют программу по проведению комплексных обследований графита после первого этапа облучения (3÷5 лет). Проводят выбуривание из графитовых блоков кернов (образцов) для изучения физико-механических свойств (в первую очередь прочностных: на сжатие, растяжение). Измеряют геометрию графитовых блоков (диаметр, высота, кривизна). Производят осмотр графитовых блоков (в первую очередь на предмет появления трещин, т.к. трещины свидетельствуют о снижении прочности графита). По результатам комплексных обследований устанавливают время работы второго этапа ускоренного облучения графита в выбранных ячейках. Затем проводят второе комплексное обследование и при необходимости третье через выбранный интервал времени. По результатам измерений строят кривую фактических изменений прочности графита от флюенса и определяют предельное значение флюенса, при котором графит достигает предела прочности (измеряют прочность на сжатие или на растяжение). Оценка прочностных свойств графита регламентирована по величине сжатия и составляет 30÷35 МПа. Текущее значение флюенса ячеек реактора сравнивают с установленным предельным значением флюенса в выбранных ячейках, и с учетом темпа роста энерговыработки определяют ресурс графита по разнице запаса флюенса. Флюенс графитовых блоков ячеек определяют по зависимости:

Ф=К·10¹⁷ Е 1/см²

где: Е - поканальная энерговыработка, МВт·сут;

К - размерный коэффициент 1/см², МВт·сут.

Реализация предложения позволит получить опережающую информацию по определяющим параметрам состояния кладки и достоверно прогнозировать остаточный ресурс кладки. Реализация предложенного метода позволит: надежно определить ресурс графитовой кладки и ресурс реактора; установить достаточно точно (±1 год) время вывода реактора из эксплуатации; варьировать режимом работы реактора на заключительном этапе эксплуатации (5÷10 лет); повысить уровень надежности и экологической безопасности эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов.