Поведение оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в экспериментах, моделирующих условия аварий с потерей теплоносителя




страница1/4
Дата12.06.2016
Размер0.49 Mb.
  1   2   3   4

На правах рукописи


Святкин Александр Михайлович




Поведение оболочек твэлов реакторов с водой

под давлением в экспериментах, моделирующих

условия аварий с потерей теплоносителя

Специальность: 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»



Автореферат


диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук


Москва 2009 г.

Работа выполнена в ОТКРЫТОМ АКЦИОНЕРНОМ ОБЩЕСТВЕ

«ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ»





Научный руководитель

Доктор технических наук, профессор,

Смирнов Валерий Павлович





Официальные оппоненты

Доктор технических наук, профессор,

Грачев Алексей Фролович


Доктор технических наук,

Ватулин Александр Викторович





Ведущая организация

Всероссийский Научно - исследовательский

институт по эксплуатации атомных электростанций

(ВНИИАЭС)


Защита состоится «__» _______ 2009 г. в ___ часов

на заседании Диссертационного Совета Д 520.009.06

в РНЦ «Курчатовский институт» по адресу:

123128, г.Москва, пл.Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в технической библиотеке

РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «___»_______________2009 г.


Ученый секретарь диссертационного

совета Д 520.009.06,

доктор технических наук, профессор В.Г. Мадеев

1. Общая характеристика работы.
Актуальность работы

Энергетическая стратегия России предусматривает до 2020 г. ввод атомных электростанций суммарной мощностью не ниже 30 млн.кВт, причем основу составят энергетические установки типа ВВЭР-1000.

В современной стратегии развития атомной энергетики вопросы обеспечения надежности и безопасности как при эксплуатации имеющихся, так и при проектировании новых ЯЭУ являются актуальными.

В обеспечении безопасности реакторов с водой под давлением, как при нормальной эксплуатации, так и при аварийных ситуациях важная роль отводится оболочке твэла, которая является одним из главных защитных барьеров, препятствующих попаданию в контур топлива и продуктов деления.

Расчетные коды показывают, что при авариях с потерей теплоносителя вследствие возникновения кризиса теплообмена и (или) режима ухудшенного охлаждения происходит нарушение целостности оболочек твэлов. Основными видами повреждения оболочек в этих условиях являются: деформация оболочек под действием перепада давлений твэл-контур; деформация в результате термомеханического взаимодействия топливо-оболочка; окисление циркониевого сплава; высокотемпературные взаимодействия конструкционных материалов.

Во всех странах в настоящее время для получения разрешения на эксплуатацию реализуется процедура лицензирования топлива в связи с конкуренцией на рынке производителей топлива. Согласно требованиям лицензирования поведение топлива при авариях должно быть прогнозируемо расчетными моделями и кодами, а также обосновано экспериментально.

Для реакторов ВВЭР в начале 90-х годов отсутствовала экспериментальная проверка моделей поведения оболочек как необлученных, так и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов в реакторных испытаниях в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя. Это, с точки зрения конкуренции, не выгодно отличало отечественное топливо от зарубежного, для которого эти данные уже были получены. Недостаток экспериментальных результатов имелся и в расчетных моделях, прогнозирующих процесс разрушения оболочек твэлов реакторов с водой под давлением при тяжелых авариях, в частности, по кинетике высокотемпературного взаимодействия материала оболочки, его оксида и топливной таблетки.

Одним из решений проблемы уточнения расчетных моделей поведения оболочек при авариях является расширение экспериментальной базы с помощью стендовых испытаний модельных твэлов в условиях, максимально приближенных к реальным.

Актуальность данной работы подтверждается тем, что проводилась в рамках Федеральной программы “Топливо и энергия”, Постановление Правительства РФ №1265, по отраслевым программам “Программа испытаний твэлов ВВЭР при параметрах аварии «Малая течь»” и “Программа экспериментально-расчетных работ по изучению поведения топлива ВВЭР в условиях аварий”, приказ Минатома РФ №297 от 08.07.94., а также в рамках проекта COLOSS (Core Loss During Severe Accident) 5-й Европейской рабочей программы.
Цель работы
Цель работы заключается в получении экспериментальных данных о поведении оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в составе модельной ТВС в условиях аварии с потерей теплоносителя, а также о процессе совместного растворения диоксидов циркония и урана жидким сплавом оболочки, наблюдающегося при достижении высоких температур в активной зоне при данном типе аварии.

Для выполнения поставленной цели решены следующие задачи:

- выбраны и аттестованы твэлы ВВЭР, в том числе отработавшие в коммерческих реакторах, для испытаний в составе ТВС в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- изготовлены из полномасштабных твэлов коммерческих реакторов и оснащены датчиками давления и температуры экспериментальные твэлы для испытаний в составе ТВС в реакторе МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- разработаны программы и проведены испытания четырех 19-ти твэльных и двух 7-и твэльных ТВС в реакторе МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- разработаны программы и выполнены комплексные послереакторные исследования состояния шести модельных ТВС ВВЭР после испытаний в реакторе МИР;

- разработано и изготовлено экспериментальное оборудование для исследования совместного растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым расплавом при температурах 2100 оС, 2200 оС;

- проведено 14 экспериментов по совместному растворению тиглей из UO2 и стержней из ZrO2 жидким циркониевым расплавом;

- выполнены исследования композиции U-Zr-O после проведения высокотемпературных экспериментов;

- проанализированы и представлены в виде базы данных результаты исследований поведения оболочек твэлов в составе модельной ТВС в условиях аварии с потерей теплоносителя и кинетики растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 оС, 2200 оС;



Научная новизна


  • Получены экспериментальные данные о состоянии оболочек твэлов реакторов ВВЭР, в том числе твэлов коммерческих реакторов, с уровнем выгорания топлива 50-60 МВтсуткгU, после испытаний в составе модельной ТВС в петле ПВП-2 реактора МИР в температурном диапазоне 540 – 1250 оС в условиях аварии с потерей теплоносителя. Определены формоизменение, условия разгерметизации и разрушения, окружная деформация, уровень окисления, механические свойства оболочек, имеющих существенные повреждения после реакторных испытаний.

  • Экспериментально показано, что отличие в поведении свежих и отработавших оболочек твэлов ВВЭР при сравнительных испытаниях в составе одной ТВС обусловлено разным давлением газа под оболочкой твэла, связанного с выходом газообразных продуктов деления из топлива, составившим величину 7-9 % при температуре периферийной части сердечника 850 - 1050 оС.

  • Продемонстрировано, что за счет вздутия под действием давления заполняющего газа при испытаниях, перекрытие проходного сечения теплоносителя в модельной ТВС не превысило 40%, таким образом, сохранилась охлаждаемость ТВС. Обнаружено, что за счет дополнительного отвода тепла от твэла через дистанционирующие решетки форма оболочек твэлов в районе решеток изменяется незначительно. Результаты по окружной деформации оболочек твэлов, полученные в интегральных экспериментах, совпадают с результатами, полученными на электрообогреваемых стендах с одиночными твэлами.

  • Разработана и испытана экспериментальная электрообогреваемая установка для высокотемпературного совместного растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 оС и 2200 оС.

  • Сделана оценка кинетики совместного растворения ZrO2 и UO2 жидким циркониевым расплавом при температуре 2200 оС. Исследованы структуры и распределение фаз в композициях U-Zr-O, полученных после экспериментов по совместному растворению UO2 и ZrO2 жидким циркониевым расплавом при температурах 2100 оС и 2200 оС.

  • Экспериментально показано влияние температурного градиента в зоне расплавления металлической части оболочки на скорость разрушения внешнего слоя ZrO2 на оболочке твэла реактора с водой под давлением.


Автор защищает:
1. Результаты исследований состояния оболочек твэлов ВВЭР (необлученных и отработавших до уровня выгорания топлива 50-60 МВтсуткгU) после испытаний в реакторе МИР в составе модельной ТВС в режимах, имитирующих аварии с потерей теплоносителя, в температурном диапазоне 540 – 1250 0С, с временем выдержки при максимальной температуре от 3 до 25 мин и перепаде давления на оболочке до 7 МПа.

2. Экспериментально обоснованные механизмы разгерметизации оболочек необлученных и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов ВВЭР в условиях реализованных сценариев аварий с потерей теплоносителя: пластичный разрыв под действием давления заполняющего твэл газа и хрупкое разрушение при высоком уровне окисления.

3. Результаты оценки возможности разбираемости активной зоны ВВЭР с точки зрения ликвидации последствий рассмотренных аварийных ситуаций на примере состояния реальных фрагментов твэлов в составе пучка после испытаний.

4. Разработанный экспериментальный стенд для изучения процесса совместного растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при высоких температурах, позволяющий достигать температуры 2200 0С со скоростью нагрева до 60С/с.

5. Экспериментальные кинетические зависимости совместного растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 0С и 2200 0С.

6. Эффект влияния радиального температурного градиента в зоне расплавления металлической части оболочки твэла на скорость растворения ZrO2 и UO2 при температурах 2100, 2200 0С.


Личный вклад автора
Лично автором выбраны и аттестованы твэлы ВВЭР для подготовки и проведения реакторных экспериментов.

Под руководством и при непосредственном участии автора проведены исследования шести модельных ТВС после испытаний в ПВП-2 реактора МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя.

Автором обработаны и представлены результаты исследований ТВС и твэлов, проанализированы механизмы окисления, разгерметизации, разрушения оболочек твэлов, результаты сведены в банк данных.

Автором разработано экспериментальное оборудование для изучения кинетики совместного растворения UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 оС и 2200 оС.

Лично автором проведены эксперименты по совместному растворению UO2 и ZrO2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 оС и 2200 оС, проанализированы и представлены результаты в виде банка данных.

Представляемая работа выполнена соискателем в тесном творческом сотрудничестве со специалистами ГНЦ НИИАР, ВНИИНМ, ОКБ “Гидропресс”, ОАО “МСЗ”, РНЦ “КИ”, ИБРАЭ, FZK (Германия).




Практическая ценность работы
Полученные результаты исследований состояния оболочек твэлов после испытаний в составе модельных ТВС на реакторе МИР расширили накопленный экспериментальный банк данных о поведении топлива в условиях аварий с потерей теплоносителя, используемый для обоснования критериев безопасности проектов ВВЭР. Данная информация востребована разработчиками (ВНИИНМ, ОКБ “Гидропресс”, ОКБМ, РНЦ “КИ”) и изготовителями твэлов и ТВС ВВЭР (ОАО “МСЗ”).

Результаты работы использованы для:

- верификации деформационной и коррозионной модели поведения оболочек расчетного кода РАПТА-5;

- обоснования безопасности активной зоны при переходе с 3-х на 4-х годичный топливный цикл реакторов ВВЭР;

- лицензирования топлива ВВЭР на АЭС Ловииза (IVO, Финляндия) для повышения мощности ВВЭР-440 до 500 МВт.

Результаты исследований кинетики растворения ZrO2 и UO2 жидким расплавом оболочки при температурах 2100 и 2200 оС вошли в экспериментальный массив данных, используемых в расчетном коде SVECHA/QUENCH (ИБРАЭ), описывающим процессы деградации твэла в условиях тяжелой аварии при потере теплоносителя как зарубежных, так и отечественных реакторов с водой под давлением. Усовершенствованная модель совместного растворения ZrO2 и UO2 расплавом оболочки использована в различных европейских кодах по тяжелым авариям (в частности, ICARE/CATHARE) и учтена на конечной стадии международного проекта COLOSS при пересмотре расчетов по TMI-2.



Апробация работы

- на семинаре по динамике ЯЭУ "Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации", Димитровград, 12 сентября 1996г;

- на 5-й межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 1997г;

- на заседании международной рабочей группы по проблеме “Повторного залива” – Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, 2-4 December, 1997г;

- на методических семинарах Координационного научно-технического совета по реакторному материаловедению “Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации”, Димитровград, 2001г, 2004г;

- на 7-й Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 2003 г;

- на международных конференциях “Core Loss During a Severe Accident COLOSS” (Димитровград 2000г, Болонья 2002г, Мадрид 2002г, Моль 2003г);

Публикации
По результатам исследований опубликовано 24 работы, из них 13 печатных и 11 рукописных.
Структура и объем диссертации
Диссертационная работа изложена на 133 страницах машинописного текста, рисунков 53, таблиц 26, и состоит из введения, 3-х глав, заключения, списка литературы из 91 наименования.

2. Содержание работы.
Во Введении обоснована актуальность исследований поведения оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в условиях, моделирующих аварийные ситуации при потере теплоносителя, с точки зрения проблемы обеспечения безопасности активной зоны.

Сформулированы цель диссертационной работы и решаемые задачи. Приведены основные положения, выносимые автором на защиту, представлены научная новизна полученных результатов и их практическая значимость.

В первой главе проводится аналитический обзор литературы по представляемому направлению исследований. Рассмотрены основные современные требования МАГАТЭ по безопасности активной зоны. Очерчена совокупность физических явлений и процессов, происходящих в активной зоне реактора с водой под давлением при аварии с потерей теплоносителя, из которой выделена часть, ответственная за возможное нарушение целостности оболочки твэла, одного из главных барьеров безопасности реактора. Приведены критерии и основные факторы повреждения оболочек твэлов в аварийных ситуациях. Сформулированы и проанализированы основные направления исследований деградации оболочек твэлов реактора с водой под давлением при авариях.

В результате анализа многочисленных предыдущих работ выделены две области с «дефицитом» экспериментальных данных по поведению оболочек твэлов реактора с водой под давлением при потере теплоносителя:

- состояние оболочек необлученных и облученных до высокого уровня выгорания фрагментов твэлов ВВЭР в составе модельных сборок после реакторных испытаний при различных сценариях развития аварии с потерей теплоносителя, включая МПА, с имитацией повторного залива;


  • уровень деградациии оболочки твэла в результате высокотемпературного взаимодействия ее металлической части с UO2 и ZrO2.

Устранение этого «дефицита» предопределило цель и основные задачи настоящей работы, сформулированные в завершении первой главы.

Во второй главе представлены результаты исследований шести экспериментальных ТВС типа ВВЭР: МТ-2, МТ-3, МТ-5, МТ-5П, БТ-1, БТ-2, испытанных в петлевом канале ПВП-2 реактора МИР в условиях, имитирующих проектные аварии с частичным осушением активной зоны при потере теплоносителя и последующим повторным заливом твэлов. В экспериментах типа МТ и БТ моделировались параметры аварии МАЛАЯ ТЕЧЬ и 2-й стадии МПА соответственно (БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ).

Рассмотрены основные отличия и особенности вышеизложенных 2-х типов испытаний, кратко описано испытательное оборудование петлевого канала ПВП-2 реактора МИР, приведены состав и конструкция экспериментальных сборок, режимы реакторных испытаний, представлены методы послепусковых исследований, изложены непосредственно результаты исследований и их обобщение.

Состав и конструкция экспериментальных сборок. В составе сборок МТ-2, МТ-3, БТ-1, БТ-2 испытывалось по 19 твэлов ВВЭР-1000, сборок МТ-5, МТ-5П - по 7 твэлов ВВЭР-440. В экспериментах МТ-5, МТ-5П испытано по одному рефабрикованному твэлу ВВЭР-440 с уровнем выгорания топлива 56 МВтсуткгU, в составе ТВС БТ-2 - три рефабрикованных твэла ВВЭР-1000 с уровнем выгорания топлива 48 МВтсуткгU.

Экспериментальные ТВС представляли собой фрагмент рабочей кассеты типа ВВЭР, который содержит 7 или 19 твэлов, расположенных по треугольной решетке с шагом 12,75 мм. Пучок твэлов был заключен в шестигранный чехол из сплава Zr-1Nb с толщиной стенки 2,1 мм и с размером "под ключ" 38 и 62,2 мм соответственно. ЭТВС имели одну опорную и четыре/пять дистанционирующих решетки, изготовленных из нержавеющей стали. Необходимо отметить, что при испытаниях 19-ти элементной сборки были реализованы все виды проходных ячеек в кассете - центральные, граничные и угловые, тем самым воспроизведена гидродинамика течения теплоносителя. Основные характеристики твэлов представлены в Табл.1.



Таблица 1

Основные характеристики испытанных твэлов


Материал оболочки

Э 110 (в эксперименте МТ-5П испытан

один “свежий” твэл с оболочкой из сплава Э 635)



Общая длина твэлов

1130 – 1230 мм

Длина топливного столба

950 – 1050 мм

Материал топлива

диоксид урана

Обогащение топлива по

U-235 для свежих твэлов, %

4,4 и 2,4 (в экспериментах с выгоревшими

твэлами для обеспечения одинакового энерговыделения при испытаниях)



Начальное давление гелия

под оболочкой, МПа

0,6-2,1 (в эксперименте БТ-2 испытан один

выгоревший твэл с давлением 0,1 МПа)



Особо следует подчеркнуть, что начальное давление газа под оболочкой свежих твэлов ВВЭР-440 МТ-5, МТ-5П было 0,6 МПа, а в рефабрикованном - таким, каким оно является в штатном твэле высокого выгорания в конце компании ~1,2 МПа. В ЭТВС МТ-2, МТ-3, БТ-1, начальное давление в твэлах типа ВВЭР-1000 составляло около 2,1 МПа. В эксперименте БТ-2 испытан один выгоревший твэл с давлением 0,1 МПа и два выгоревших твэла с давлением 2,1 МПа.



Рефабрикация облученных твэлов и дореакторные аттестационные исследования. Поставщиками модельных необлученных твэлов типовой геометрии ВВЭР для компоновки ЭТВС являлись организации, связанные с промышленным производством топлива (ВНИИНМ, ОАО “МСЗ”). Рефабрикация облученных твэлов, сборка пучка твэлов, оснащение его датчиками контроля производилась в ГНЦ НИИАР.

Изготовление модельных облученных твэлов осуществлено на стенде рефабрикации, расположенной в горячей камере. Рефабрикованные твэлы были изготовлены из штатных твэлов, выбранных по результатам исследования отработавшей полномасштабной ТВС в качестве типичных по своим свойствам для данного уровня выгорания топлива. После вырезки фрагмента штатного твэла и высверловки топлива с его торцов, с помощью сварки к фрагменту крепились газосборник с переходником и нижняя заглушка. Затем проводилось заполнение рефабрикованного твэла гелием до необходимого давления под оболочкой и последующая герметизация.

После рефабрикации проведены стандартные дореакторные аттестационные исследования.

Оснащение твэлов датчиками контроля. Для контроля параметров испытаний ЭТВС были оснащены типовыми средствами измерения:

- термоэлектрическими преобразователями (далее ТЭП), закрепленными на поверхности оболочки твэла высокотемпературной пайкой (в пазах или с помощью накладок без повреждения оболочки), в количестве 2-3 шт. на твэл на различных высотных отметках осушенной части АЗ сборки;

- ТЭП в топливном сердечнике по одному на твэл на участке осушения ТВС, в том числе и в твэле с высоким выгоранием в ЭТВС БТ-2;

- датчиками паросодержания теплоносителя на различных координатных отметках по высоте сборки в количестве 4шт.;

- ТЭП для измерения температуры теплоносителя, расположенные на входе и выходе из ТВС;

- датчики давления заполняющего газа под оболочкой трех твэлов в ЭТВС БТ-2.

Схемы размещения инструментованных твэлов в дистанционирующей решетке ЭТВС МТ-5П и БТ-2 приведены на (Рис.1).

а)

б)

Рис.1. Схемы ЭТВС МТ-5П (а) и БТ-2 (б)

Реакторные испытания. Основные стадии проведения испытаний можно охарактеризовать следующим образом:

- выход реактора на уровень мощности, соответствующий условиям нормальной эксплуатации ВВЭР, в частности, по параметрам теплоносителя и тепловой нагрузке твэлов (в сборках с рефабрикованными твэлами ql m~200 Вт/см, в сборках только с необлученными твэлами ql m ~ 450 Вт/см);

-предварительное облучение ЭТВС в номинальном режиме в течение от 3 до 24 часов в различных экспериментах;

- снижение мощности ТВС с номинальным уровнем расхода теплоносителя;

- снижение расхода теплоносителя при незначительном подъеме мощности ТВС, что приводило к выпариванию столба воды в верхней части пучка твэлов;

- выдержка в определенном режиме перегрева твэлов при постоянном давлении теплоносителя;

- повторный залив АЗ со снижением мощности ТВС и длительное расхолаживание.

На (Рис.2) представлены температурно-временные зависимости максимально перегретого твэла для испытаний МТ-2 и БТ-2.

 

а) б)

  1   2   3   4


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2016
обратиться к администрации

    Главная страница