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

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

2 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.

3 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

4 4 ОСНОВНЫЕ ЭТАПЫ СОЗДАНИЯ РУ БОР-60 Начало строительства1965 г. Физический пуск1968 г. Энергетический пуск (работа на ВТО)1969 г. Пуск РУ в режиме АЭС1970 г. Пуск ТФУ (теплофикационной установки) 1991 г.

5 5 Основные характеристики реактора БОР-60 ХарактеристикаВеличина Мощность реактора тепловая, МВтдо 60 Мощность электрическая, МВт12 Мощность теплоснабжения, Гкал/ч25 Максимальная плотность нейтронного потока, см -2 ·с -1 3,7·10 15 Расход натрия через реактор, м 3 /чдо 1100 Скорость натрия в активной зоне, м/сдо 8 Температура теплоносителя, С: на входе в реактор на выходе из реактора до 360 до 515 Топливо UO 2 или UO 2 -PuO 2

6 6 ХарактеристикаВеличина Максимальное объемное энерговыделение в активной зоне, кВт/л 1100 Средняя энергия нейтронов, МэВдо 0,4 Расход натрия в двух петлях второго контура, м3/ч до 1400 Давление пара в третьем контуре, МПа9,0 Температура перегретого пара, ºС480 Продолжительность микрокампании, сут 90 Скорость набора повреждающей дозы, сна/год до 20 Основные характеристики реактора БОР-60

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

8 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

9 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 Количество ячеек: для ТВС для СУЗ инструментованных Количество штатных ТВС Максимальное количество экспериментальных нетопливных сборок в активной зоне 12

10 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, см -2 с -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

11 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 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.

12 12 исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов в областях температур С и °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 340ºС до повреждающей дозы 70 сна; Основные направления исследований

13 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 ºС; 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

14 14 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 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

15 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.

16 16 Основные показатели работы реактора БОР-60 в г.г. п./п. Показатель2009г.2010г. 1 Число часов работы реактора на мощности, ч Коэффициент использования реактора 0,650,6 3 Максимальная мощность реактора, МВт 53 4 Выработка тепловой энергии, МВт×час Выработка электрической энергии, МВт×час Выработка тепла (ТФУ), Гкал Количество остановок: плановых неплановых

17 17 Показатели работы РУ БОР-60 с момента пуска п./п. ПоказательЗначение 1. Число часов работы реактора на мощности, ч Выработка тепловой энергии, МВт×час Выработка электрической энергии, МВт×час Выработка тепла (ТФУ), Гкал Количество пусков за период эксплуатации 455

18 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 г.

19 19 Продление срока эксплуатации РУ БОР-60 В рамках работ по продлению срока эксплуатации РУ БОР-60 в 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.

20 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.

21 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.

22 22 Экспериментальное обоснование материалов БН-К 1.Испытания твэлов с рециклированным виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом в составе разборной 19-ти твэльной ЭТВС 2.Испытания экспериментальных твэлов «АМОКС» с добавками Am в составе разборной 19-ти твэльной ЭТВС 3.Исследование работоспособности твэлов с топливной композицией на основе инертной матрицы из карбида циркония для выжигания минор-актинидов 4.Облучение образцов топлива в реакторе БОР-60 для экспериментального исследования многократного рецикла топливных композиций, в том числе с МА 5.Испытания ЭТВС с твэльными оболочками из ферритно- мартенситных сталей ЭК-181 и ЧС Исследование внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора БН-1200.

23 23 Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора СВБР Испытания образцов оболочечной стали ЭП Ресурсные испытания макетов твэл СВБР 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.

24 24 Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора БРЕСТ-ОД 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.

25 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».

26 26 Эксперименты в обоснование новых материалов для тепловых реакторов 1.Испытания образцов из сплавов Э110 опт. и Э635М при Т= ºС. 2.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.

27 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.

28 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.

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

30 30 Спасибо за внимание!