 В Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности атомных электростанций (ОАО «ЭНИЦ»), входящем в состав ОАО «Атомэнергопром», завершились экспериментальные исследования, являющиеся новым этапом в обосновании безопасности реакторов типа РБМК в аварийных ситуациях.
Первый этап исследований был завершен в июне 2005 года экспериментом на полномасштабном стенде ТКР (технологический канал – разрыв), рабочий участок которого содержит натурный фрагмент кладки РБМК-1000 с 25 топливными каналами (ТК) в графитовых колоннах. В эксперименте были реализованы наиболее неблагоприятные условия протекания аварии, инициированной разрывом ТК вследствие аварийного перегрева канальной трубы для оценки возможности разрушения канальных труб, соседних с аварийной. Завершенный в настоящее время этап экспериментальных исследований связан с необходимостью обоснования безопасности реакторов РБМК в случае появления дефекта канальной трубы в процессе длительной эксплуатации энергоблока. Предварительные эксперименты на фрагментарной установке ТКР-Ф с разрушением макета ТК с искусственно нанесенным дефектом (утонением стенки) канальной трубы подготовили условия для реализации разрыва ТК в полномасштабном эксперименте, который был осуществлен на стенде ТКР. В процессе эксперимента системой исследовательских измерений регистрировались теплогидравлические параметры теплоносителя, температура и деформация труб ТК, температура и перемещения графитовых блоков. Были получены качественно новые опытные данные – параметры динамического нагружения (виброускорения и пульсации давления) элементов рабочего участка стенда ТКР. Благодаря специально разработанной ИЦП МАЭ (Инженерный центр прочности и материаловедения элементов атомной техники) системе измерения ускорений были зафиксированы реакции конструкций полномасштабного стенда ТКР на гидродинамическое воздействие непосредственно в момент разрушения ТК и истечения теплоносителя из зоны разрушения. Полученные на стенде ТКР уникальные экспериментальные данные являются существенной частью базы знаний, необходимых для верификации и аттестации компьютерных кодов, моделирующих термомеханические аварийные процессы в активной зоне РБМК и использующихся при обосновании безопасности АЭС с РБМК. В соответствии с утвержденной ОАО «Концерн Росэнергоатом» программой работ на стенде ТКР планируется провести экспериментальные исследования, направленные на изучение поведения труб ТК разной степени облучения в контакте с графитовой кладкой под воздействием внутренних и внешних силовых факторов.
|