Опыт эксплуатации и планы дальнейшего использования ру бор-60

Вид материала

Содержание

1 – входной патрубок
Основные показатели работы реактора БОР-60 в 2009-2010г.г.
Показатели работы РУ БОР-60 с момента пуска

Подобный материал:

ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПЛАНЫ ДАЛЬНЕЙШЕГО

ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РУ БОР-60

Ю.М. Крашенинников, Л.Б. Нечаев, А.С. Корольков

ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия

Исследовательская ядерная установка БОР-60 является одной из первых реакторных установок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Основные этапы создания реакторной установки:

сентябрь 1964г. - выход постановления Совета Министров СССР о сооружении комплекса РУ БОР-60;
май 1965г. начало земляных работ;
30 декабря 1968г. - принятие в эксплуатацию пускового комплекса первой очереди РУ;
28 декабря 1969г. – энергетический пуск РУ с отводом тепла на воздушный теплообменник;
28 декабря 1970г. – сдача в эксплуатацию комплекса РУ БОР-60 в полном объеме, с выдачей электроэнергии в систему Ульяновскэнерго.

ИЯУ БОР-60 представляет собой установку с двухпетлевой трехконтурной схемой отвода тепла от реактора. Двухпетлевая схема I и II контуров обеспечивает расхолаживание реактора в случае выхода из строя оборудования или трубопроводов одной из петель. Теплоносителем в I и II контуре является натрий, III контур пароводяной, имеющий в своем составе турбогенератор (ТГ) и теплофикационную установку (ТФУ). Основные технические характеристики РУ БОР-60 приведены в таблице.

Основные технические характеристики РУ БОР-60

Мощность тепловая, МВт	до 60
Мощность электрическая, МВт	12
Мощность теплоснабжения, Гкал/ч	25
Максимальная плотность нейтронного потока, н·см^-2·с^-1	3,710¹⁵
Теплоноситель	натрий
Расход натрия через реактор, м³/ч	до 1100
Температура теплоносителя: на входе в реактор, ºС на выходе из реактора, ºС	до 360 до 515
Скорость натрия в активной зоне, м/с	до 8
Расход натрия в двух петлях второго контура, м³/ч	до 1400
Давление пара в третьем контуре, МПа	9
Температура перегретого пара, ºС	480
Тепловая мощность одного парогенератора, МВт	30
Мощность теплообменника «натрий-воздух», МВт	30
Продолжительность микрокампании, сут	90
Время между микрокампаниями, сут	45
Скорость набора повреждающей дозы, сна/год	до 20

Технологическая схема РУ и конструкция реактора БОР-60 представлены на рис. 1, 2.

Схема РУ БОР-60 моделирует в полном объеме тепловую схему АЭС с РБН (трехконтурная схема, с возможностью выработки электроэнергии тепла для нужд теплоснабжения).

Рис. 1. Технологическая 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.

1 – входной патрубок

2 – входная камера,
3 – корзина,
4 – тепловая и нейтронная защита корпуса реактора,
5 – корпус,

6 –выходной патрубок

7 – опорный фланец,
8 –активная зона,

9 – привод СУЗ,

10 – перегрузочный канал,
11 – верхний опорный фланец,
12 – большая поворотная пробка,
13 – малая поворотная пробка.

Рис.2. Реактор БОР-60

ИР БОР-60 в настоящее время остается практически единственным на ближайшее время исследовательским реактором на быстрых нейтронах. Реактор обладает широкими экспериментальными возможностями для проведения исследовательских работ по различным направлениям.

Благодаря заложенной в проекте возможности в широких пределах изменять размеры активной зоны, 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). При этом в активной зоне возможно одновременное размещение до 12 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.

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. 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.

Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора. Вертикальные каналы используются, в основном, для облучения электротехнических материалов и радиационного легирования кремния. На рис.3 представлена картограмма загрузки реактора БОР-60.

Рис. 3. Картограмма активной зоны

1 – гидрид циркония; 2 –стержень СУЗ; 3 – источник нейтронов; 4 – ТВС;

5 – сборка бокового экрана; 6 – материаловедческая сборка; 7 – инструментованная ячейка

Рис.3 Картограмма загрузки реактора БОР-60

1 – гидрид циркония, 2 – стержень CУЗ, 3 – ТВС а.з.,

4 – инструментованная ячейка, 5 – материаловедческая сборка.

Основные направления работ на реакторе в настоящее время:

Испытания твэлов с различными топливными композициями.
Испытания материалов поглотителей нейтронов.
Испытания конструкционных материалов для твэлов, пэлов, тепловыделяющих сборок, корпусов, оборудования и трубопроводов реакторов различных типов.
Исследование вопросов безопасности при возникновении аномалий в работе реактора.
Решение вопросов натриевой технологии (обеспечение чистоты натрия, очистка натриевого теплоносителя от радионуклидов, отмывка оборудования от натрия, в том числе от радиоактивного, уничтожение отходов натрия и др.).

Проводимые и планируемые испытания реакторных материалов охватывают практически весь спектр существующих (работы в обоснование продления ресурса и обеспечения безопасной эксплуатации) и разрабатываемых (определение служебных свойств и ресурса, проверка работоспособности выбранных конструкторских решений обоснования безопасности проектируемых блоков) всех 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.

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

№ п./п.	Показатель	Ед. изм.	2009г.	2010г.
	Число часов работы реактора на мощности	Час	5708	5245
	Коэффициент использования реактора	-	0,65	0,6
	Максимальная мощность реактора	МВт	53	53
	Выработка тепловой энергии	МВт×час	284619	251805
	Выработка электрической энергии	тыс. кВт×ч	44961	38480
	Выработка тепла теплофикационной установкой (ТФУ)	Гкал	58358	47451
	Количество остановок Всего: В том числе: плановых неплановых	шт	6 6 0	9 7 2
	Время простоя из-за неплановых остановок, связанных с нарушением	ч	0	172

Показатели работы РУ БОР-60 с момента пуска

№ п./п.	Показатель	Ед. изм.	Значение
	Число часов работы реактора на мощности	Час	230538
	Выработка реактором тепловой энергии	МВтч	10282204
	Выработка электрической энергии	МВт×ч	1619857
	Выработка тепла теплофикационной установкой (ТФУ)	Гкал	1067008
	Количество пусков за период эксплуатации	шт	455

В 2009-2010г.г. на реакторе БОР-60 проводились следующие реакторные испытания и облучательные эксперименты:

исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов Э110, Э110опт, Э110М, Э125опт, Э635М и Э635 в области температур 315-345С;
исследования деформации ползучести при сжатии под напряжением 65 МПа трубчатых образцов циркониевых сплавов на основе губки Э110опт, Э635М при температуре 320^оС;
исследования деформации радиационного роста в продольном направлении отрезков труб и радиационной ползучести газонаполненных трубчатых образцов циркониевых сплавов как на электролитной, так и на губчатой основе: Э110Г; Э110; Э110 (губка); Г635М (губка) и др. в температурном диапазоне 360-390°С;

экспериментальные исследования термической стабильности радиационных повреждений структуры, радиационного роста и радиационных повреждений структуры плоских и криволинейных (сегментных) образцов циркониевых сплавов при температуре облучения £ 330°С;
исследование материалов ВКУ для обоснования работоспособности реактора со сроком эксплуатации 60 лет (АЭС 2006, НИОКР в обоснование проектов реакторных установок В-392М и В-491) при температуре облучения образцов ≤ 340ºС до повреждающей дозы 70 сна;
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 600-650ºС;
реакторные испытания капсул с образцами гидрида гафния в активной зоне реактора БОР-60 при температурах (500±20)С и (600±30)С;
ресурсные испытания макетов твэлов РУ СВБР-100 при температуре внутренней поверхности оболочки твэла в горячем пятне на первом этапе испытаний 500±30ºС и линейных нагрузках ≤ 350 Вт/см;
реакторные испытания разборной 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».

В указанный период в реакторе БОР-60 продолжалась наработка радиоизотопов промышленного и медицинского назначения, всего было наработано:

1,5 кКи ¹⁵³Gd с удельной активностью 130÷140 Ки/г;
0,5 кКи ⁸⁹Sr с удельной активностью >1500 Ки/г.

Наработка радионуклидов осуществлялась в «изотопных» сборках, размещаемых в ячейках активной зоны (⁸⁹Sr), и в ячейке бокового экрана со специально утепленным спектром нейтронов (¹⁵³Gd).

Отличительной чертой «изотопных» сборок является многократность использования всех элементов конструкции кроме сменяемых по мере необходимости ампул со стартовым материалом. Замена облученных ампул со стартовым материалом на вновь изготовленные, осуществляемая в условиях защитной камеры реактора БОР-60, и производится для ⁸⁹Sr – 5 раз в год (в каждую остановку реактора), для ¹⁵³Gd – 3 раза в год.

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.

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, будет весьма значительной.

В 2009г. в соответствии с «Общей программой комплексного обследования РУ БОР-60» и «Программой работ по продлению срока эксплуатации РУ БОР-60 на период с 2010г. по 2015г.» завершено проведение комплексного обследования ИЯУ БОР-60 с целью продления ресурса.

Для решения задачи по продлению срока эксплуатации РУ БОР-60 был проведен также ряд расчетных, экспериментальных и аналитических работ:

экспериментальное уточнение режима 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 и других материалов, аналогичных по составу с материалами РУ БОР-60, подвергшихся радиационному воздействию;
комплекс работ по проверке состояния защитных плит и удерживающих их шпилек;
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;
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 целом результаты работ по комплексному обследованию подтвердили возможность эксплуатации ИЯУ БОР-60 до конца 2015г.

По результатам работы подготовлен технический отчет и Решением от 23.09.09г. эксплуатация ИЯУ БОР-60 разрешена до 31.12.2015г.

Дальнейшие перспективы реактора БОР-60, в первую очередь, обусловлены его высокой востребованностью для проведения НИОКР по заказам как предприятий
Росатома, так и зарубежных заказчиков, поэтому 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, будет весьма значительной.

Основные направления научно-исследовательских работ на реакторе БОР-60 на ближайшие годы определены в «Концепции стратегического плана использования исследовательских реакторов научно-исследовательского института атомных реакторов».

Перспективы дальнейшего использования РУ БОР-60 также определены «Программой реакторных испытаний и облучательных экспериментов в реакторе БОР-60 на период с 2009г. до 2015г», которая согласована с «ГНЦ РФ-ФЭИ», НИКИЭТ, ОАО «ОКБМ АФРИКАНТОВ», ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ВНИИНМ.

Для обеспечения потребности в проведении исследований на ИР в обоснование технических проектов перспективных реакторов, а также для исключения перерыва в проведении исследований планируется продолжение эксплуатации реактора БОР-60 за продленным периодом эксплуатации после 2015 г. до ввода в эксплуатации нового реактора МБИР. С этой целью планируется выполнить техническое перевооружение ИЯУ БОР-60. В рамках работ по техническому перевооружению планируется провести усовершенствование отдельных систем ИЯУ БОР-60, для повышения безопасности и надежности в соответствии с современными нормативными требованиями и заменить оборудование выработавшее ресурс.

В настоящее время разработано техническое задание на разработку проекта по техническому перевооружению реактора БОР-60, разрабатываются частные технические задания на модернизацию отдельных систем.

Проект технического перевооружения предусматривает:

Частичную модернизацию системы управления и защиты реактора БОР-60.
Замену физически и морально устаревших средств измерения системы технологического контроля.
Создание автоматизированной системы радиационного контроля выбросов ИЯУ БОР-60.
Модернизацию резервного пункта управления с целью приведения его в соответствие с требованиями НД.
Модернизацию системы аварийного электроснабжения.
Реконструкцию систем водоснабжения и канализации.
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 с использованием малоинерционных электрохимических датчиков водорода в натрии и защитном газе.

Список литературы.

Корольков А.С., Гаджиев Г.И., Ефимов В.Н. и др.«Опыт эксплуатации реакторной установки БОР-60», «Атомная энергия», т.91 вып.5 с.363, 2001 г.
Гаджиев Г.И., Ефимов В.Н., Жемков И.Ю. и др. «Некоторые экспериментальные работы, выполненные на БОР-60», там же, с.369.
Ye.A.Karelin, V.N.Efimjv et. al.”Radionuclide production using a fast flux reactor” Applied Radiation and Isotopes. v.53 p 825-828, 2000.

Blog

Опыт эксплуатации и планы дальнейшего использования ру бор-60

Содержание

Показатели работы РУ БОР-60 с момента пуска