'

ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПЛАНЫ ДАЛЬНЕЙШЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РУ БОР-60 Ю.М. Крашенинников, Л.Б. Нечаев, А.С. Корольков ОАО «ГНЦ НИИАР»

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

1 ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПЛАНЫ ДАЛЬНЕЙШЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РУ БОР-60 Ю.М. Крашенинников, Л.Б. Нечаев, А.С. Корольков ОАО «ГНЦ НИИАР»


Слайд 1

2 НАЗНАЧЕНИЕ РУ БОР-60 Исследовательская ядерная установка БОР-60 является одной из первых реакторных установок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Реакторная установка БОР-60 предназначена для обоснования и экспериментальной проверки основных технических и технологических решений, определяющих параметры перспективных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.


Слайд 2

3 Установка является экспериментальной базой для испытаний топливных элементов различных конструкций, для испытаний топливных, поглощающих и конструкционных материалов в условиях высоких рабочих параметров натриевого теплоносителя, а также для получения опыта технологии радиоактивного натрия. Установка используется также для наработки изотопной продукции, производства электроэнергии и для нужд теплоснабжения промплощадок ОАО «ГНЦ НИИАР». НАЗНАЧЕНИЕ РУ БОР-60


Слайд 3

4 ОСНОВНЫЕ ЭТАПЫ СОЗДАНИЯ РУ БОР-60


Слайд 4

5 Основные характеристики реактора БОР-60


Слайд 5

6 Основные характеристики реактора БОР-60


Слайд 6

7 Тепловая схема РУ БОР-60 1 - реактор; 2, 5, 7, 11 - насосы первого и второго контура; 3, 10 - промежуточные теплообменники; 4, 8 - парогенераторы; 6 - воздушный теплообменник; 9 – турбина, 12 – ТФУ.


Слайд 7

8 Реактор БОР-60 в разрезе: 1 – входной патрубок, 2 – камера высокого давления, 3 – корзина, 4 – тепловая и нейтронная защита корпуса реактора, 5 – страховочный кожух, 6 –выходной патрубок 7 – опорный фланец, 8 – сборки активной зоны и бокового экрана, 9 – привод СУЗ, 10 – перегрузочный канал, 11 – опорный фланец, 12 – большая поворотная пробка, 13 – малая поворотная пробка. Конструкция реактора


Слайд 8

9 Экспериментальные возможности реактора БОР-60 Картограмма загрузки реактора БОР-60 1 – гидрид циркония, 2 – стержень CУЗ, 3 – источник, 4 – ТВС, 5 – сборка бокового экрана, 6 материаловедческая сборка, 7 - инструментованная ячейка. Возможности по загрузке реактора


Слайд 9

10 В различные ячейки реактора может быть загружено большое количество экспериментальных сборок, при этом величина плотности потока нейтронов (Fn) в отдельных ячейках может отличаться более чем в 3 раза при максимальном значении 3,7?1015см-2с-1 (при тепловой мощности 60МВт и компактной загрузке реактора). В активной зоне возможно одновременное размещение до 12 экспериментальных облучательных устройств (ОУ) с конструкционными материалами. Количество экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и ОУ с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется. Экспериментальные возможности реактора БОР-60


Слайд 10

11 Экспериментальные возможности реактора БОР-60 В реакторе имеется специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации об условиях облучения материалов по 30-50 линиям связи. Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора. Накоплен большой опыт по созданию и использованию различных инструментованных экспериментальных устройств, в том числе петель-ампул с принудительной и естественной циркуляцией, использующих в качестве теплоносителя натрий и тяжёлые металлы.


Слайд 11

12 исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов в областях температур 315-345?С и 360-390°С; экспериментальные исследования термической стабильности радиационного роста и радиационных повреждений структуры плоских и криволинейных (сегментных) образцов циркониевых сплавов при температуре облучения ? 330?С; исследование материалов ВКУ для обоснования работоспособности ВВЭР со сроком эксплуатации 60 лет при температуре облучения образцов ? 340?С до повреждающей дозы 70 сна; Основные направления исследований


Слайд 12

13 реакторные испытания образцов кремнистых сталей марок 10Х15Н9С3Б1-Ш (ЭП302-Ш) и 04Х15Н11С3МТ-ВИ при двух уровнях температуры до повреждающей дозы 34 сна и чугуна СПЧФ до повреждающей дозы 5-6 сна для сравнительных исследований деградации физико-механических свойств под воздействием реакторного облучения; исследования внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора СВБР-100 (сталь ЭП-823Ш) при температуре 600-650?С; реакторные испытания капсул с образцами гидрида гафния в активной зоне реактора БОР-60 при температурах (500±20)?С и (600±30)?С; Основные направления исследований


Слайд 13

14 ресурсные испытания макетов твэлов РУ СВБР-100 при температуре внутренней поверхности оболочки твэла в горячем пятне на первом этапе испытаний 500±30?С и линейных нагрузках ? 350 Вт/см; реакторные испытания 19-ти твэльной разборной ЭТВС в обоснование работоспособности: - твэла с виброуплотнённым МОКС-топливом с различными вариантами расположения в твэлах теплоизоляторов-геттеров; - твэла с таблеточным МОКС-топливом, изготовленным в ОАО «ГНЦ НИИАР». Основные направления исследований


Слайд 14

15 Производство радионуклидной продукции В реакторе БОР-60 ведется наработка Sr-89 и Gd-153, которые являются одними из основных изотопов, включенных в номенклатуру планируемого к созданию в Димитровграде Федерального Центра медицинской радиологии. В отдельные микрокампании реактора загрузка активной зоны нетопливными экспериментальными ОУ составляла максимально разрешенное количество 12 шт, максимальная загрузка бокового экрана экспериментальными ОУ достигала 8 шт.


Слайд 15

16 Основные показатели работы реактора БОР-60 в 2009-2010г.г.


Слайд 16

17 Показатели работы РУ БОР-60 с момента пуска


Слайд 17

18 Продление срока эксплуатации РУ БОР-60 Важным направлением деятельности является продление срока эксплуатации РУ БОР-60. Продолжение эксплуатации реактора БОР-60 имеет исключительно важное значение для реализации Программы развития атомной отрасли Российской Федерации, поскольку разработка инновационных проектов требует выполнения больших объемов научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, в проведении которых роль реактора БОР-60, учитывая его уникальные экспериментальные возможности, является весьма значительной. Работы по продлению срока эксплуатации ведутся с середины 80-х годов. Всего было проведено пять комплексных обследования ИЯУ БОР-60. По результатам последнего обследования срок эксплуатации ИЯУ БОР-60 продлен до 31.12.2015г.


Слайд 18

19 Продление срока эксплуатации РУ БОР-60 В рамках работ по продлению срока эксплуатации РУ БОР-60 в 2009-2010 г.г. был проведен ряд расчетных, и экспериментальных работ: Экспериментальное уточнение режимов эксплуатации плит МПП реактора с помощью термонейтронного зонда. Расчетно-экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик по высоте защитных плит МПП реактора БОР-60. Анализ и обобщение результатов исследований изменения свойств конструкционных материалов реактора БР-10 после длительного нейтронного облучения, а также других материалов, аналогичных по составу с материалами реактора БОР-60. Комплекс работ по проверке состояния защитных плит МПП и удерживающих их шпилек.


Слайд 19

20 Продление срока эксплуатации РУ БОР-60 Анализ результатов материаловедческих исследований конструкционных материалов реактора БОР-60 за весь период эксплуатации с целью оценки состояния материалов элементов конструкции реактора. Выполнены расчеты прочности критических элементов реактора, оборудования и трубопроводов. Анализ последствий отказов критических элементов реактора БОР-60, оценка влияния отказов на безопасность. Проведена вырезка образца направляющей трубы ИМ АР-2 (сталь Х18Н10Т) отработавшего в реакторе 32 года и проведены материаловедческие исследования. Для обеспечения сейсмической устойчивости баков II контура выполнены работы по усилению крепления опор баков. В 2009г. завершено проведение комплексного обследования ИЯУ БОР-60 с целью продления ресурса.


Слайд 20

21 Перспективы БОР-60 Дальнейшие перспективы реактора БОР-60, в первую очередь, обусловлены его высокой востребованностью для проведения НИОКР по заказам как предприятий Росатома, так и зарубежных заказчиков. Принята «Программа реакторных испытаний и облучательных экспериментов в реакторе БОР-60 на период c 2009г. до 2015г.», составленная на основе долгосрочных планов НИР по основным направлениям реакторостроения. Планируемые на ближайшие годы испытания реакторных материалов охватывают практически весь спектр существующих и разрабатываемых типов реакторов от быстрых (БН-800, БН-1800, «БРЕСТ», СВБР) и тепловых (АЭС-2006, ВВЭР-1500, ГТ-МГР, ВТГР) до термоядерных (ИТЭР) и реакторов специального назначения.


Слайд 21

22 Экспериментальное обоснование материалов БН-К Испытания твэлов с рециклированным виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом в составе разборной 19-ти твэльной ЭТВС Испытания экспериментальных твэлов «АМОКС» с добавками Am в составе разборной 19-ти твэльной ЭТВС Исследование работоспособности твэлов с топливной композицией на основе инертной матрицы из карбида циркония для выжигания минор-актинидов Облучение образцов топлива в реакторе БОР-60 для экспериментального исследования многократного рецикла топливных композиций, в том числе с МА Испытания ЭТВС с твэльными оболочками из ферритно-мартенситных сталей ЭК-181 и ЧС-139 Исследование внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора БН-1200.


Слайд 22

23 Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора СВБР-100 1. Испытания образцов оболочечной стали ЭП823. 2. Ресурсные испытания макетов твэл СВБР-100. 3. Ресурсные испытания макета ПЭЛ. 4. Ресурсные испытания макета РИН (ПИН). 5. Облучение макетов твэлов СВБР-100 в составе автономной свинцово-висмутовой петли (АСВП). 6. Реакторные испытания стали ЭП302 при разных температурах. 7. Испытания образцов стали ЭП823 при температуре ? 330?С для определения режимов отжига.


Слайд 23

24 Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора БРЕСТ-ОД-300 1. Облучение макетов твэлов различного конструктивно- технологического исполнения. 2. Облучение макетов твэлов реактора БРЕСТ-ОД-300 в составе АКСТ-2М. 3. Облучение твэлов с (U-Pu)N, моделирующим составы стартовой и регулярной загрузки. 4. Сравнительные испытания различных вариантов таблеток поглотителя. 5. Испытания макетов пэлов в составе разборных материаловедческих сборок.


Слайд 24

25 Эксперименты по обоснованию плотного топлива 1. Испытания твэлов со смешанным нитридным топливом с повышенной линейной мощностью в составе разборной ЭТВС. 2. Испытания инструментированных твэлов с нитридным смешанным топливом в составе «термопакета».


Слайд 25

26 Эксперименты в обоснование новых материалов для тепловых реакторов Испытания образцов из сплавов Э110 опт. и Э635М при Т=360-390?С. Испытания образцов оболочечных труб из сплавов Э110опт., Э110М и Э635 на радиационную ползучесть. 3. Продолжение испытаний материала ВКУ ВВЭР со сроком эксплуатации 60 лет до повреждающих доз ~ 100 сна.


Слайд 26

27 Техническое перевооружение реактора БОР-60 Для обеспечения потребности в проведении исследований на ИР в обоснование технических проектов перспективных реакторов, а также для исключения перерыва в проведении исследований необходимо продлить срок эксплуатации ИЯУ БОР-60 на период после 2015 г., вплоть до ввода в эксплуатации нового реактора МБИР. С этой целью планируется выполнить техническое перевооружение ИЯУ.


Слайд 27

28 Техническое перевооружение реактора БОР-60 Проект технического перевооружения предусматривает: Модернизацию системы управления и защиты реактора БОР-60 и резервного пункта управления. Замену физически и морально устаревших средств измерения системы технологического контроля. Модернизацию системы радиационного контроля ИЯУ БОР-60. Реконструкцию 3-го контура с заменой главного паропровода. Модернизацию системы аварийного электроснабжения. Реновацию обеспечивающих технологических систем (вентиляции, спец канализации, водо- пароснабжения и др.). Модернизацию системы контроля герметичности оболочек твэлов (КГО). Модернизацию информационно-измерительной системы ИЯУ БОР-60 с созданием подсистемы диагностики состояния оборудования. Модернизацию направляющих труб ИМ СУЗ реактора БОР-60 для усиления крепления плит радиационной защиты малой поворотной пробки (МПП) реактора. Модернизацию системы аварийной защиты парогенераторов. Работы по повышению пожарной безопасности.


Слайд 28

29 Техническое перевооружение реактора БОР-60 Состояние работ: - Разработано техническое задание на разработку проекта по техническому перевооружению реактора БОР-60. - Разрабатываются частные технические задания на модернизацию отдельных систем. - Начата разработка проектов.


Слайд 29

30 30 Спасибо за внимание!


×

HTML:





Ссылка: