автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование в реакторе МИР поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии "Большая течь"

На правах рукописи

и.

Киселева Ирина Владимировна

ИССЛЕДОВАНИЕ В РЕАКТОРЕ МИР ПОВЕДЕНИЯ ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В УСЛОВИЯХ, МОДЕЛИРУЮЩИХ II ИIII СТАДИИ ПРОЕКТНОЙ АВАРИИ «БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ»

Специальность 05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

1 7 МАР 2011

Димитровград - 2010

4841003

Работа выполнена в открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г.Димитровград, Ульяновской области.

Научный руководитель

доктор технических наук Калягин Владимир

Валентинович

Официальные оппоненты

Доктор технических наук, профессор Грачев Алексей Фролович

Кандидат технических наук Павшук Владимир

Александрович

Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ»

Защита состоится...........2011 года на заседании диссертационного совета Д 520.009.06

при Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1

С диссертацией можно ознакомиться

в библиотеке Российского Национального Центра

«Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_»

2011г.

Учёный секретарь диссертационного совета

Доктор технических наук, профессор Мадеев Виктор Георгиевич

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», направлена на создание экономически эффективных, надежных и безопасных атомных станций, конкурентно способных в сравнении с другими источниками энергии. Программой предусмотрено продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство АЭС нового поколения с повышенными эксплуатационными характеристиками и высоким выгоранием топлива.

Особенностью современного этапа развития атомной энергетики является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, что однозначно приведет к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для решения этой задачи используются как расчетные, так и экспериментальные методы исследований свойств и состояния барьеров безопасности.

Особое внимание должно быть уделено изучению процессов, происходящих в активной зоне реактора при нарушениях режимов нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях. При этом важны как исследования отдельных явлений, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных испытаний твэлов и 'ГВС в режимах проектных аварий.

Одной из наиболее опасных по последствиям для активной зоны реактора ВВЭР (в особенности, по радиационным последствиям) является авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода первого контура. Это связано с возможным частичным или полным осушением активной зоны, перегревом, формоизменением и разгерметизацией оболочек твэлов, выходом активности в здание реактора и, возможно, за его пределы.

Разрыв "трубопровода максимального диаметра (Dy85ÛMM) классифицирован как максимальная проектная авария («Большая течь»).

Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах с потерей теплоносителя уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику. Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» (LOCA) за рубежом были созданы специализированные реакторные установки (LOFT и PBF в США), либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды (во Франции, Германии, Японии и других странах). Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива при таких авариях были получены именно в реакторных интегральных экспериментах, в

которых наиболее полно были воспроизведены реалистичные условия на многоэлементных пучках твэлов. Однако, отличия в конструктивных особенностях российских и зарубежных реакторов, в технологии изготовления топлива и твэлов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующего анализа использовать результаты проведенных исследований и расчетов по зарубежным расчетным кодам для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов.

Отечественные экспериментальные работы по исследованию поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя на нереакторных электрообогреваемых стендах проводили в ОКБ «Гидропресс», ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. На одиночных образцах и пучках электрически обогреваемых имитаторов твэлов исследовано окисление материалов оболочек. С использованием свежих и облученных оболочек твэлов ВВЭР моделировали первую стадию аварии и повторный залив активной зоны, измеряли интегральную температуропроводность облученных твэлов, изучали раздутие оболочек твэлов и степень перекрытия проходного сечения TBC.

Цикл реакторных испытаний твэлов и фрагментов TBC ВВЭР по программе «Малая течь» выполнен в НИИАР на петлевой установке (ПУ) ПВП-2 реактора МИР. В экспериментах моделировали конечное состояние активной зоны реактора при некомпенсированной утечке теплоносителя, которое характеризуется наличием границы раздела водяной и паровой фаз теплоносителя. Основная цель работы заключалась в изучении изменений свойств материалов активной зоны, в оценке радиационных последствий при разгерметизации твэлов и в получении экспериментальных данных для верификации расчетных кодов.

Успешный опыт проведения этих экспериментов послужил основой для перехода к исследованиям поведения твэлов при разрыве трубопровода максимального диаметра. По результатам прогнозных расчетов такая авария протекает в три стадии. Причем на первой стадии происходит разогрев твэлов со скоростью сотни градусов в секунду, на второй - 1 ...3 градуса в секунду. Третья стадия - расхолаживание твэлов. Давление под оболочками твэлов на второй и третьей стадии аварии больше давления теплоносителя. Поэтому в экспериментах «Большая течь», в первую очередь, изучают процессы, связанные с деформацией оболочек, которая приводит к уменьшению проходного сечения TBC и возможному стимулированному этим дальнейшему разогреву твэлов.

В настоящее время проводят испытания с моделированием условий, характерных для второй и третьей стадии аварии, которые представляют самостоятельный интерес,

так как именно на второй стадии прогнозируется наибольшее число разгерметизировавшихся твэлов. Этому и посвящена настоящая работа.

Цель работы - получение экспериментальных данных о поведении укороченных твэлов ВВЭР-1000, в том числе с высоким выгоранием топлива, в составе тепловыделяющей сборки в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая Течь».

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

- разработка температурного сценария, алгоритма проведения реакторного эксперимента и определение режимов испытания;

- разработка состава и конструкции экспериментальной TBC (ЭТВС), определение объема и номенклатуры средств измерения;

- подготовка и проведение реакторного эксперимента;

- постгестовая обработка результатов измерения и на основе полученных данных разработка практических рекомендаций по расчетному обоснованию реакторных экспериментов «Большая течь».

Научная иовизна результатов работы заключается в следующем:

1.Разработаны температурный сценарий, алгоритм эксперимента и технические средства, которые позволили впервые в интегральном реакторном эксперименте в ПУ ПВП-2 реактора МИР реализовать условия испытания фрагмента TBC ВВЭР-1000, характерные для II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Впервые в интегральном реакторном эксперименте получены экспериментальные результаты, которые в совокупности с данными посттестовых материаловедческих исследований, позволили получить информацию о поведении твэлов в составе 19-элементного фрагмента TBC реактора ВВЭР-1000, включающего твэлы с выгоранием -50 МВт-сут/KrU, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь».

Достоверность и обоснованность результатов работы Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторного эксперимента. Все расчеты условий испытаний проведены по аттестованным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе ЭТВС и подтверждена данными посттестовых материаловедческих исследований. Практическая ценность работы:

1.Поставленные и решенные автором в рамках данной работы задачи позволили разработать температурный сценарий, алгоритм эксперимента, создать специальное

оборудование и провести испытание в реакторе МИР многоэлементного фрагмента ТВС ВВЭР-1000 с целью получения экспериментальных данных о поведении твэлов ВВЭР (в том числе с высоким выгоранием топлива) в условиях II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2.Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при лицензировании топлива.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- третьей Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2003);

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003);

- научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (Сосновый Бор, 2004);

- международной конференции "2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting", (Kyoto, 2005);

- международной конференции «Ad-hoc LOCA meeting». (Le Seine Saint-Germain, France, 2006);

восьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 10 работ, в том числе, 4 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен весь необходимый объем предтестовых расчетов, обосновывающих возможность реализации эксперимента;

- разработаны сценарий и алгоритм эксперимента, устройство для испытания, необходимый объем и схема размещения внутриреакторных датчиков в экспериментальном устройстве;

- разработана программа и проведен реакторный эксперимент, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов - труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н. Шулимов, A.B. Алексеев; посттестовых исследований - A.B. Горячев, А.М. Святкин. Нейтронно-физические расчеты выполнены совместно с A.B. Алексеевым. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ), В.П. Семишкин (ОКБ Гидропресс).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Сценарий и алгоритм проведения реакторного эксперимента.

2. Конструкция ЭТВС для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

3. Результаты теплофизических и нейтрогаю-физических расчетов в обоснование условий и безопасности испытания.

4. Экспериментальные результаты испытания 19-ти элементной TBC, содержащей укороченные твэлы ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь»

5. Результаты посттестового расчетного анализа данных эксперимента.

Структура и объем работы

Диссертационная работа изложена на 132 страницах текста, включая 80 рисунков, 18 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 58 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Приведен краткий аналитический обзор экспериментальных исследований поведения топлива в аварии с потерей теплоносителя, проводимых за рубежом и в нашей стране, с точки зрения конструктивного исполнения экспериментального оборудования, возможных режимов испытаний, методических подходов к обеспечению требуемых параметров эксперимента и изучаемых явлений.

Для реакторов PWR и BWR с помощью данных, полученных в интегральных реакторных испытаниях, дополненных результатами параметрических экспериментов по изучению отдельных явлений и свойств, а также расчетных исследований, выработаны критерии безопасности, обоснована безопасность установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрена концепция разумного консерватизма.

К особенностям современного этапа развития исследований в условиях проектных аварий следует отнести широкое международное сотрудничество (проект Halden объединяет более 100 организаций из 18 стран - США, Японии, Канады, европейских стран), развитие расчетных методов анализа аварий и создание кодов улучшенной оценки.

Экспериментальные данные, полученные на нереакторных стендах ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др., использованы для изучения формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива, оценки возможности прогнозирования развития данного аварийного процесса. Они позволили в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для расчетного анализа аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000.

Для проведения реакторных испытаний твэлов и фрагментов TBC ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя было решено использовать находящуюся в эксплуатации ПУ ПВП-2 реактора МИР.

В процессе подготовки экспериментов «Малая течь» с участием автора была разработана методика достижения расчетных температурных режимов, предложена конструкция экспериментальной TBC, состоящая из 19 необлученных твэлов. Успешное проведение серии экспериментов позволило приступить к выполнению исследований по следующей по сложности программе - «Большая течь», основными задачами которой являются:

- обоснование возможности проведения испытания в модельном режиме в условиях достаточной статистики, используя твэлы с высоким выгоранием топлива;

- изучение формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива необлученных и рефабрикованных твэлов,

- получение данных о степени перекрытия проходного сечения теплоносителя, влияния дистанционирующих решеток на процесс деформации;

- получение экспериментальных данных, которые необходимы для верификации кодов, применяемых для расчетов при лицензировании топлива.

Анализ показал, что основные принципы, ранее заложенные в методике и конструкции облучательного устройства, могут быть использованы при подготовке и проведении экспериментов по программе «Большая течь» ВВЭР.

Однако наличие особенностей поведения твэлов в рассматриваемых условиях (изменение направления перепада давления в твэле и связанное с этим формоизменение оболочки, отличие температурного сценария, повышенная скорость нагрева оболочки) потребовало доработки методики проведения эксперимента. Стала очевидной необходимость внесения изменений в конструкцию ЭТВС, применения дополнительных

средств измерения параметров экспериментальных твэлов и TBC, проведения дополнительных расчетных исследований.

Первая глава диссертации посвящена анализу особенностей протекания аварии «Большая течь» и исследованию возможности постановки эксперимента в реакторе МИР.

Переходный процесс (рисунок 1) условно можно разделить на три стадии.

Первая стадия с быстрым изменением параметров теплоносителя и твэлов. Снижение давления, прекращение циркуляции теплоносителя через активную зону приводят к ухудшению теплоотвода от нее, возникает кризис теплообмена на поверхности твэлов и начинается быстрый рост температуры оболочек твэлов.

1200

| 600 £ 400

® 200

Рисунок 1 - Изменение давления теплоносителя в активной зоне реактора (1) и температура оболочки твэлов (2-ц1=360Вт/см;3^1=450Вт/см)

4 et при аварии «Большая течь» ВВЭР-1000 + 0

0 100 200 300 400 Время, с

Вторая стадия - стадия повторного залива активной зоны реактора. В соответствии с прогнозными расчетами на второй стадии развития аварии в активной зоне реактора образуется граница фаз среды с образованием парового пространства в верхней части TBC. Время нахождения верхней части твэлов в паровой среде более 300с. Температура оболочки повышается до 850 - 900°С, что приводит к ее раздутию. Перекрытие проходного сечения кассеты может привести к дальнейшему ухудшению охлаждения твэлов и развитию аварии. Этот фактор является одним из основных для изучения в реакторном эксперименте.

Третья стадия - стадия длительного расхолаживания активной зоны реактора. Характер изменения давления в твэлах с различной исходной мощностью и с различным выгоранием представлен на рисунке 2.

В эксперименте "Большая течь" на ПУ ПВП-2 реактора МИР воспроизводятся параметры, характерные только для II и III стадий аварии, где скорость их изменения относительно невысока (1... 1,2 °С/с).

о

400

Рисунок 2 - Изменение внутреннего давления в твэлах с различной исходной относительной мощностью Кл=1,2(1); 1,3(2); 1,4(3);1,5(4); 1,6(5) и выгоранием 41,6(1,2);23,2(3,4);0(5)МВТ.сут/кги и давления в первом контуре (6)

100 200 300 Время, с

Наибольший интерес для исследования представляют твэлы с исходной относительной мощностью 1.2 < Кг < 1.4 и максимальной линейной мощностью 330...390Вт/см, так как они накапливают существенные окружные деформации оболочек и образуют представительную группу твэлов в активной зоне (около 30% от общего количества). Для изучения поведения твэлов этой группы разработан температурный сценарий эксперимента (рисунок 3).

1000

О

800

я а

2. боо -

о с 5

£ 400

й

4F

Температурная

область эксперимента

200 -I до 5 часов 0

Рисунок 3 - Температурный сценарий эксперимента: I - режим выпаривания (до 5 ч); II - выдержка при температуре высыхания оболочки твэлов (150-250с); Ш-ГУ-У- режим второй и третьей стадии максимальной проектной аварии (111-180-240с, ГУ-120-150с, У-60-120с).

200

400

600 Время,с

Исходная температура начала эксперимента - 500 °С, с 500 °С до 700 °С - 3-4 мин,

с 700 °С до 850 °С - 2-2,5мин,

с 850 °С до 600 °С -1-2 мин,

при достижении 600 °С - останов реактора стержнями A3 и длительное расхолаживание расходом воды с температурой до 100 °С.

В качестве основного управляющего параметра при моделировании температурного режима в эксперименте предложено использовать мощность реактора. Давление и расход теплоносителя при этом не изменяются. Методика достижения конечного состояния ЭТВС, при котором в пучке твэлов образуется граница раздела фаз

среды, основана на создании малого расхода теплоносителя (7-11 г/с) в герметичном коптуре ПУ при низком уровне мощности TBC, близком к остаточному тепловыделению в штатной TBC ВВЭР. Узел создания и регулирования малых расходов теплоносителя выполнен в виде протяженного змеевика 04x1мм длиной 25м и диаметром навивки 200мм.

Алгоритм проведения эксперимента, разработанный с учетом минимизации величины мощности ЭТВС, исключения кризиса I рода на твэлах на участках I и И температурного сценария (рисунок 3) , управляемости переходным процессом при воспроизведении заданной динамики изменения температуры твэлов, минимального воздействия на работу реактора, включает следующие этапы:

- Предварительное облучение ЭТВС.

- Режим II стадии аварии "Большая течь":

- разогрев контура петли;

- уменьшение расхода теплоносителя до расчетной величины 7.. .11 г/с;

- выпаривание теплоносителя в подъемном участке и верхней части ЭТВС;

- воспроизведение заданного температурного режима на твэлах.

- Быстрое снижение мощности ЭТВС (реализуется вводом стержней A3 в активную зону) с последующим восстановлением расхода теплоносителя через канал и длительное расхолаживание ЭТВС (III стадия аварии "Большая течь").

Для обоснования возможности проведения эксперимента выполнен необходимый объем расчетных исследований по определению режимов испытания ЭТВС и управлению параметрами, в том числе:

- расчетное моделирование температурных режимов;

определение графика изменения мощности ЭТВС для реализации прогнозируемой динамики изменения параметров твэлов и TBC;

- расчетные исследования пространственного распределения энерговыделения в

ЭТВС.

Результаты вариационных расчетов по коду ТЕЧЬ-М-97 (модуль КАНАЛ) для второго этапа эксперимента представлены на рисунке 4.

Определен диапазон изменения параметров реактора МИР для реализации всех этапов эксперимента. Температурный сценарий может быть обеспечен по восходящей ветви путем непрерывного подъема мощности реактора со скоростью (0,4...0,5)% /с, по нисходящей ветви - уменьшением мощности со скоростью (0,5...0,6)% /с.

Температурный сценарий

-1000

1000

Рисунок 4 - Температура оболочек твэлов при реализации режима II стадии аварии "Большая течь" (обозначения кривых 1-10 соответствуют номерам расчетных участков по высоте)

Важным условием при подготовке и проведении эксперимента является обеспечение минимальной неравномерности энерговыделения по сечению пучка. В этом случае все твэлы попадают в режим перегрева, что улучшает качественные показатели эксперимента, в том числе и статистику. Достигалось это профилированием обогащения топлива в свежих твэлах, которое было снижено до 2,4%, что соответствует концентрации делящихся нуклидов (с учетом 2J9Pu) в выгоревшем до 50 МВт-сут/кги топливе. Кроме того, вокруг петлевого канала были размещены рабочие TBC реактора МИР со свежим топливом, и все ближайшие к петлевому каналу органы регулирования полностью извлекали из активной зоны. В результате коэффициент неравномерности энерговыделения не превысил значения 1,1 (рисунок 5).

Рисунок 5 - Распределение энерговыделения по сечению ЭТВС (серым цветом выделены

рефабрикованные твэлы с выгоранием 50 МВт.ст./кги, остальные твэлы необлученные с обогащением по 2;)5и -2,4%)

Таким образом, проведение интегральных реакторных экспериментов в реакторе МИР обусловлено возможностью:

- реализации требуемых условий испытаний,

- моделирования динамических процессов с изменением по заданному сценарию параметров теплоносителя и твэлов,

- использования сложных экспериментальных устройств с обязательным

оснащением внутриреакторными средствами измерении.

Во второй главе приведены результаты модернизации и методической доработки конструкции экспериментального устройства применительно к программе «Большая течь».

Для выполнения исследований по программе «Большая Течь» автором были разработаны и применены технические предложения по усовершенствованию конструкции ЭТВС, которые обеспечивают возможность решения поставленной задачи. Схема экспериментального устройства представлена на рисунке 6.

направляющая трубка для установки РФТ теплоизолятор

ТЭП в теплоносителе на выходе из пучка твэлов

ТЭП на оболочках твэлов дистанционирующая решетка корзина с твэлами датчик давления

ТЭП в теплоносителе на входе в ЭТВС

Рисунок б - Экспериментальная ТВС

Стесненность условий позволила ввести в состав ЭТВС максимально три рефабрикованных твэла (РФТ). Но и это потребовало существенной доработки конструкции, связанной с необходимостью их дистанционной установки в экспериментальное устройство в условиях защитной камеры. В частности, в ЭТВС введены направляющие трубки, пробки с цанговым захватом и втулкой для установки неинструментованных РФТ в решетку и ограничения их вертикального перемещения. Предусмотрено также загрузочное устройство для установки центрального РФТ с термоэлектрическим преобразователем (ТЭП) в центре топливного сердечника и подсоединения удлинительных кабелей.

В экспериментальном устройстве изменены координаты установки дистанционирующих решеток. Расположение решеток выбрано таким образом, чтобы в зоне максимальной температуры твэлов они не препятствовали процессу деформирования

оболочек. Влияние дистанционирующих решеток на процесс деформирования оболочек предполагалось определить в сечениях в непосредственной близости к границе зоны осушения в пучке твэлов.

Объем и схема размещения датчиков контроля параметров твэлов и ЭТВС (рисунок 7) выбраны таким образом, чтобы, используя полученную в процессе эксперимента информацию, можно было по реперным точкам расчетным путем восстановить в достаточном объеме условия испытания.

яч.№2 Х»10 №15 .№17 »7,9,13 №5,11 JVsl9

неинструментованные (1,3,4,6,8,12, 8), с тремя ТЭП на оболочке (2,10,15,17), с датчиком давления и ТЭП на оболочке (7,9,13), с ТЭП внутри топливного сердечника (5,11); рефабрикованные твэлы - неинструментованные (14,16), с ТЭП внутри топливного сердечника (19).

ЭТВС оснащена датчиками температуры и давления:

- 12 ТЭП для измерения температуры оболочки - по три на четырех твэлах в зоне горячего пятна;

- три ТЭП для измерения температуры центра топливног о сердечника - по одному в двух твэлах со свежим топливом и в рефабрикованном твэле, установленном в центре экспериментальной TBC;

- три датчика давления газа под оболочкой - на трех твэлах со свежим топливом;

- по одному ТЭП в области перегрева на оболочках твэлов с датчиком давления;

- три ТЭП для измерения температуры теплоносителя - один на входе в пучок твэлов, два на выходе.

Штатными измерительными системами ПУ регистрировались расход и давление теплоносителя, температура теплоносителя на входе и выходе из канала.

Для сбора, регистрации и отображения в реальном масштабе времени измеряемых параметров показания всех датчиков экспериментального устройства и штатных измерительных систем петлевой установки заведены в быстродействующую систему АСНИ. Ее возможности позволяют регистрировать информацию с частотой до 10 Гц, что особенно важно при проведении испытаний с быстропротекающими процессами.

Разработана конструкция экспериментальных твэлов на основе результатов расчетных исследований, определивших величину свободного объема и исходного давления в твэлах. Минимальное давление в первом контуре, при котором может работать петлевая установка, составляет 1,3 - 1,7 МПа, что значительно превышает остаточное давление в ВВЭР-1000 при аварии «Большая течь». Поэтому для создания модельного перепада давления на оболочке 5,5-6 МПа исходное давление гелия под оболочкой должно составлять 2,7 МПа.

Проведено расчетное исследование отклонения показаний ТЭП от истинного значения температуры с целью выбора способа крепления ТЭП к поверхности оболочки. Аналогичные результаты получены и для ТЭП в центре топливного сердечника.

Для корректного определения мощности ЭТВС на каждой стадии эксперимента, проведено расчетное исследование теплообмена между подъемным и опускным участками экспериментального канала, выполненного по типу канала Фильда, определены потери тепла в бассейн реактора. Расчетные значения потери тепла через разделитель потока составляют: в номинальном режиме 3%, в режиме "Большая течь" - 4% от мощности ЭТВС. Несмотря на более высокую температуру теплоносителя в режиме «Большая течь» (до 600°С по сравнению с 180°С в номинальном режиме) значения тепловых потерь близки, что объясняется снижением перетока тепла из подъемного участка в опускной при заполнении внутренней полости в разделителе потока водяным паром. Потери тепла в бассейн реактора, обусловленные конденсацией пара на внутренней поверхности узла уплотнения подвески, составляют 10... 15% от мощности ЭТВС в режиме "Большая течь".

В третьей главе представлены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС на всех стадиях испытания.

На рисунках 8 и 9 приведены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС в режиме II и III стадии аварии «Большая течь». О на временной шкале соответствует моменту начала реализации температурного сценария.

1200 Оюоо

о

и 800 а

| 600

ё 400

г

о

I- 200

-Jgs к

_-----4--- --

-1000

-500

500

Рисунок 8 - Температура оболочки твэла ячейки 1 на высотных отметках г=562 мм(1), 757мм(2), 887мм(3), температура теплоносителя на входе(4) и выходе(5) ЭТВС, температура в центре топливного 1000 сердечника твэлов в ячейках 11(6) и Время, с 5(7) г=735мм

8

м

С 6

Рисунок 9 - Давление в твэле g

яч.9(1),7(2),13(3). Давление | 4

о>

теплоносителя(4) с

0

-1000 -500 0 500 1000

Время, с

Из рассмотрения экспериментальных данных следует:

- скорость разогрева твэлов от температуры 500+600°С до максимального значения составила 1-4,2°С/с, что соответствует сценарию эксперимента;

- по результатам измерения давления газа под оболочкой зарегистрирована разгерметизация твэлов в ячейках 7, 9 и 13. Зарегистрированы время до разгерметизации оболочки, давление газа и температура оболочки при разгерметизации твэла в ячейке 7.

В результате посттестовых материаловедческих исследований ЭТВС определены степень и характер деформации оболочек (рисунки 10 и 11), блокировка проходного сечения теплоносителя (таблица 1); относительное энерговыделение в топливе по сечению пучка; степень и характер окисления оболочек по высоте и поперечному сечению активной части ЭТВС.

Таблица 1 - Блокировка проходного сечения 19-твэльного пучка, %

Координата, мм

650 710 750 790 830 870 910 950 970

Нижняя граница диапазона 0 0 1.9 9.3 19.1 19.5 15.7 4.0 0

Верхняя граница диапазона 0 0 2.7 12.8 24.6 25.6 21.5 4.5 0

1 3 к г I /М

4 - —_,__ —;

Координата сечения, мм

Рисунок 10 -Распределение деформации оболочек твэлов в исследованных

Тоэпы 4 И 14. CÖ46H1

Рисунок 11 - Характер деформации оболочек

Диаметр оболочек изменился в пределах зоны осушения сборки на участке 750950 мм по высоте активной части твэлов. Максимальное относительное значение блокировки проходного сечения находится в интервале 20-30%. Такая величина перекрытия проходного сечения не приводит к снижению охлаждаемости пучка твэлов в целом.

Не обнаружено существенного отличия деформации оболочек рефабрикованных твэлов от оболочек неинструментованных «свежих» твэлов.

Дистанционируюаще решетки оказывают существенное влияние на охлаждение TBC. На это указывает резкое снижение деформации оболочек перед четвертой дистанционирующей решеткой и полное отсутствие деформации оболочек под решеткой.

В результате исследований толщины оксидной пленки на наружной и внутренней поверхности оболочек установлено, что деформация оболочек приводит к неоднородному окислению наружной поверхности. Вблизи зоны разгерметизации толщина окислов на внутренней поверхности оболочек превышает толщину оксидной пленки на наружной поверхности.

Значения зафиксированных в эксперименте параметров не противоречат данным магериаловедческих исследований твэлов и ЭТВС.

В четвертой главе показано соответствие параметров испытания заданному температурному сценарию. Рассмотрены методические аспекты обработки

экспериментальных результатов.

Сравнение температурного сценария эксперимента с показаниями ТЭП на оболочках твэлов представлено на рисунке 12.

500 1000 Время, с

Рисунок 12 - Температурный сценарий эксперимента и показания ТЭП на оболочках экспериментальных твэлов (1-2=562...757мм; 2- г=757мм; 3-г=Шмм)

На заключительном этапе эксперимента имеет место удовлетворительное согласие измеренной температуры оболочки твэлов и температуры, определенной сценарием. Скорость изменения температуры оболочки на высотных отметках 562...757мм соответствует требованиям температурного сценария. Наблюдается более раннее в сравнении со сценарием вхождение оболочек твэлов в режим осушения на высотной отметке 887мм. Максимальные температуры большинства оболочек твэлов находятся в диапазоне 850...900°С, что также соответствует сценарию. На двух твэлах внутреннего ряда (ячейки 15 и 17) зафиксирована максимальная температура оболочки 945°С.

Значения перепада давления на оболочках экспериментальных твэлов (разница между измеренным давлением в твэле и давлением теплоносителя) находятся в пределах расчетного диапазона (рисунок 13).

Рисунок 13 - Изменение перепада давления на оболочке твэлов Расчетный прогноз (тонкие линии) и данные эксперимента (толстые линии)

400

0 100 200 300 Время, с

Проведены посттестовые теплогидравлические расчеты и выполнено сравнение с результатами реакторного эксперимента. По сравнению с данными эксперимента имеет место более раннее наступление кризиса теплообмена и более высокие расчетные

значения температуры оболочки на высотном участке 0,5...0,7 м.

Высказано предположение о том, что основной вклад в несовпадение расчетных и экспериментальных результатов вносят применяемые корреляционные соотношения для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе в область закризисной теплоотдачи. Некоторое повышение коэффициента теплоотдачи может быть связано: с парокапельным уносом жидкости с поверхности раздела фаз теплоносителя; наличием неретечки тепла через шестигранный чехол к теплоносителю в опускном участке, что оказывает влияние па охлаждение наружного ряда твэлов; со стеканием на твэлы конденсата, образующегося па более холодных поверхностях конструктивных элементов верхней части канала. Поскольку выделить вклад каждого фактора не представляется возможным, значение коэффициента теплоотдачи определяли с использованием измеренных температур теплоносителя и оболочек твэлов как отношение плотности теплового потока к перепаду температур в пограничном слое. Результаты приведены на рисунке 14.

Рисунок 14 коэффициента максимальной

- Расчетные значения теплоотдачи (а) при мощности ЭТВС для

0.4 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 Длина, м

центрального твэла (1), свежих (2) и рефабрикованных(З) твэлов внутреннего ряда, периферийных (4) и угловых(5) твэлов ^ наружного ряда и экспериментальные значения (• - для внутреннего ряда; Ж- для наружного ряда твэлов)

Анализ полученных данных выявил следующие особенности:

- коэффициент теплоотдачи для твэлов наружного ряда на 20...30% выше, чем для твэлов внугреннего ряда;

- уменьшение коэффициента теплоотдачи по мере удаления от границы раздела фаз теплоносителя на 40...60% и приближение к значениям, рассчитанным по коду ТРАП.

Результаты расчета с использованием экспериментальных значений коэффициента теплоотдачи представлены на рисунке 15.

В дальнейшем, при расчете коэффициентов теплоотдачи в 19-ти элементной TBC в подобных условиях испытаний рекомендуется введение уточняющего коэффициента Ка=азксп/арасч (рисунок 16), учитывающего особенности конструкции ЭТВС и теплообмена в переходной области.

1200 Рюоо

0.4 0.6 Длина, м

Рисунок 15 - Распределение температуры теплоносителя ( 1-расчетные, • -экспериментальные значения) и оболочек твэлов по высоте: предварительные расчетные (3), уточненные расчетные (2) и экспериментальные значения (А) при 1 максимальной мощности ЭТВС

Рисунок 16 - Уточняющий с_

о

коэффициент (Ка) для расчета £ 1-5

о

коэффициента теплоотдачи (• - в

л ^ П 5

для внутреннего ряда; А- для

наружного ряда твэлов) ^

у = 28.8Х2 - 9.7х + 2.1

у = 16.5х -6.6х + 1.7

0 0.1 0.2 0.3 Расстояние от границы

раздела фаз, м

0.4

Используя зависимости изменения во времени основных параметров, полученные в результате реакторных испытаний, выполнен расчет температуры поверхности топливного сердечника при наличии локального вздутия оболочки. Расположение топливного сердечника с эксцентриситетом по отношению к оболочке после разгерметизации приводит к появлению неравномерности температуры по его периметру и некоторому повышению температуры в области разгерметизации. По результатам расчета при наличии эксцентриситета £=0,5 (среднее значение, определенное по фотографиям шлифов поперечных сечений) между топливом и оболочкой неравномерность температуры по периметру наружной поверхности топливного сердечника составляет 60...70°С.

Важным результатом эксперимента является измеренное повышенное окисление внутренней поверхности оболочки, которая находилась при значительно меньшем времени контакта с перегретым паром, чем наружная поверхность.

Результаты расчета температуры оболочки в месте наибольшей толщины окисной пленки показали, что тепло, выделяющееся в экзотермической реакции окисления, приводит к повышению температуры, что может быть одной из причин повышенного окисления. В результате расчета получено значение температуры оболочки в месте максимальной толщины пленки 991°С.

Для определения массы прореагировавшего циркония в программном комплексе ТРАП используется эмпирическая формула:

где Am - количество прореагировавшего циркония, MrZr/CM2;

г - время, с;

Т - температура,0 К;

Я - газовая постоянная Л=8,314Дж/(моль-К);

Ли В- коэффициенты.

Применение предложенных в литературе значений коэффициентов А и В приводит к занижению толщины окисной пленки по сравнению с измеренной. По-видимому, при их определении не учитывалось влияние на скорость образования пленки факторов реакторного облучения. Итерационные расчеты, выполненные с использованием полученных материаловедческих данных, позволили вычислить и рекомендовать новые значения коэффициентов: А = 6-Ю7; В = 2-105.

Представленные результаты обработки экспериментальных данных позволяют получать в предтестовых расчетах при планировании и подготовке интегральных реакторных экспериментов по программе «Большая течь» реалистичные параметры испытания фра]-ментов TBC ВВЭР.

Основные результаты работы

1. Проведенные расчетные исследования доказали принципиальную возможность реализации в реакторе МИР интегральных реакторных экспериментов, в которых моделируются условия работы твэлов ВВЭР-1000 на II и III стадиях аварии «Большая течь».

2. Разработан температурный сценарий и сформулированы условия, при которых он может быть реализован.

3. Предложен алгоритм проведения эксперимента, позволяющий избежать возникновения кризиса теплообмена на участках I и II температурного сценария (рисунок 3). Это достигнуто путем выделения отдельного этапа выпаривания среды из объема ЭТВС. Повторное смачивание и расхолаживание предложено осуществлять быстрым снижением энерговыделения и восстановлением расхода теплоносителя через канал.

4. Разработана конструкция ЭТВС, состоящая из 16 иеоблученных и 3 рефабрикованных твэлов, что необходимо для получения данных о поведении оболочек твэлов с высоким выгоранием топлива.

Предложены номенклатура и схема размещения датчиков контроля параметров ЭТВС и твэлов в процессе эксперимента, которые позволили по реперным точкам расчетным путем восстановить в достаточном объеме условия испытания экспериментальных твэлов в канале реактора. Инструментовка твэлов не изменила расчетные условия испытания твэлов.

5. В ходе реакторного эксперимента зафиксирована динамика изменения всех необходимых параметров и момент разгерметизации твэлов. Скорость роста температуры оболочек твэлов (1,0-1,2°С/с), достигнутая максимальная температура оболочки твэла (850-900°С) полностью соответствовали заданным значениям.

6. На основании полученных в результате постгестовых материаловедческих исследований данных о деформации оболочек твэлов в составе многоэлементной TBC, сделан важный вывод о том, что в рамках достигнутых в реакторном эксперименте параметров не происходит потеря охлаждаемости твэлов, которая могла бы стимулировать дальнейшее развитие аварии.

7. В результате посттестовой обработки результатов измерения и расчетов по модулю КАНАЛ (код ТЕЧЬ-М-97 из программного комплекса ТРАП) получены более высокие по сравнению с экспериментом значения температуры оболочки, которые обусловлены применяемыми корреляционными соотношениями для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе от водного теплоносителя к паровому. Для этих условий рекомендованы полученные расчетно-экспериментальным путем повышающие коэффициенты для определения коэффициента теплоотдачи в переходной области.

8. С использованием зависимостей изменения во времени основных параметров, полученных в результате реакторных испытаний, выполнен расчет температуры поверхности топливного сердечника при наличии локального вздутия оболочки, которое приводит к появлению неравномерности температуры по периметру твэла и некоторому повышению температуры в области разгерметизации. Результаты расчета использованы для интерпретации данных посттестовых материаловедческих исследований.

9. Предложен механизм разогрева оболочки при разгерметизации твэла. Определена температура внутренней поверхности оболочки в области максимальной толщины окисной пленки, которая с учетом тепла экзотермической реакции окисления циркония может достигать температуры наружной поверхности топливного сердечника в месте разгерметизации. Это приводит к увеличению скорости окисления оболочки.

10. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена существенная задача: впервые получены экспериментальные данные о поведении твэлов

ВВЭР-1000, в том числе с глубоким выгоранием топлива, в составе многоэлементной ЭТВС в условиях моделирования II и III стадии аварии «Большая течь». Данная информация необходима для обоснования работоспособности и безопасности эксплуатации топлива ВВЭР.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

1. Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Результаты испытания в канале реактора МИР.М1 фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме МПА (II и III стадии)» «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», сборник докладов 3-й научно-технической конференции, 2003г, г.Подольск, т.6, с.105-109

2. Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях МПА (Большая Течь) и проектной аварии с выбросом регулирующего органа. Возможность постановки интегральных экспериментов в исследовательском реакторе МИР». VII Российская конференция по реакторному материаловедению : сборник докладов,- Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2004-, т. 2, ч.З, стр.76-86.

3. Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Расчетно-экспериментальное определение температуры твэлов в динамическом интегральном реакторном эксперименте «Большая течь-2» (БТ-2)» «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов.» Тез. докл. науч.-технич. семинара. (Сосновый Бор,4-8 октября 2004г.)/ НИТИ им. А.П.Александрова С.98-100

4. Kiseleva I.V., Nechaeva О.А., Salatov A.V. et al. Estimation of Water-Water Energy Reactor Fuel Rod Failure in Design Basic Accidents. «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», Kyoto, Japan, 2-6 oct. 2005. Paper Nol083, Track No 5. CD.

5. Kiseleva I.V., Nechaeva O.A., Salatov, A.V. et al. Studies of VVER fuel rods behaviour under LOCA condition, current status. Ad-hoc LOCA meeting. NEA Headquarters, Le Seine Saint-Germain, 12,boulevard des Iles, 92130 Issy-les-Moulineaux, France. June 27th -28th 2006.

6. Алексеев A.B., Горячев A.B., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии» Атомная энергия: 2007, т.ЮЗ, вып.5., стр.286-291.

7. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Киселева И.В., и др. «Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах» - Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с.83-91.

8. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме МПА

(И и III стадии)» VIII Российская конференция по реакторному материаловедению : сборник докладов.-Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2008- с.834-840.

9. Калыгин В.В., Киселева И.В., Мал ко в А.П., Шулимов В.Н. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя.// «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика», 2008, № 2, с. 58-65.

10. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Киселева И.В. и др. Испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и П1 стадии проектной аварии «Большая течь»./ «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 4, 2009, с. 132-136.

Формат 60x90 1/16. Печ. л. 1,0. Печать офсетная. Тираж 65 экз. Зак. № 192.

Отпечатано в Открытом акционерном обществе «Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов» 433510, г. Димитровград-10 Ульяновской области

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 СЦЕНАРИЙ И АЛГОРИТМ РЕАКТОРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ. РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ 21 РЕЖИМОВ ИСПЫТАНИЯ ТОПЛИВА ВВЭР

1.1 Характеристика аварии «Большая течь» ВВЭР-1 ООО

1.2 Особенности переходного процесса

1.3 Расчетный анализ условий протекания аварии «Большая течь»

1.4 Реализация II и III стадий аварии «Большая течь» на ПУ реактора

1.5 Температурный сценарий эксперимента

1.6 Алгоритм эксперимента и параметры ЭТВС

1.7 Расчетные исследования нейтронно-физических и теплогидравлических параметров реакторного эксперимента

1.7.1 Конфигурация ЭТВС

1.7.2 Параметры эксперимента

1.7.3 Пространственное распределение энерговыделения в ЭТВС

1.7.4 Расчетное моделирование температурных режимов

Актуальность работы

Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» [1], направлена на создание экономически эффективных, надежных и безопасных атомных станций, конкурентно способных в сравнении с другими источниками энергии. Программой предусмотрено продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство АЭС нового поколения с повышенными эксплуатационными характеристиками и высоким выгоранием топлива.

Особенностью современного этапа развития атомной энергетики страны является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, в том числе топлива, что должно привести к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для снятия избыточного консерватизма используются как расчетные, так и экспериментальные методы исследований свойств и состояния барьеров безопасности.

Особое внимание должно быть уделено изучению процессов, происходящих в активной зоне реактора при нарушениях режимов нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях. При этом важны как исследования отдельных явлений, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных испытаний твэлов и TBC в режимах проектных аварий.

Для уменьшения последствий аварийных ситуаций необходимо сохранить охлаждаемость активной зоны реактора, которая может быть нарушена при возможном формоизменении твэлов и перекрытии проходного сечения TBC. Ограничение радиационных последствий связано с уменьшением количества разгерметизировавшихся в результате аварии твэлов.

Одной из наиболее опасных по последствиям для активной зоны реактора ВВЭР (в особенности по радиационным последствиям) является авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода первого контура. Это связано с возможным частичным или полным осушением активной зоны, перегревом, формоизменением и разгерметизацией оболочек твэлов, выходом активности в здание реактора и, возможно, за его пределы.

Разрыв трубопровода максимального диаметра (Бу850мм) классифицирован как максимальная проектная авария («Большая течь»).

Выполнение требований по безопасности невозможно без знания свойств существующих барьеров, препятствующих выходу радиоактивных продуктов деления урана, и определения пределов их работоспособности. Такими барьерами являются топливная композиция, оболочка твэлов, первый контур охлаждения реактора, защитная оболочка АЭС. Из перечисленных элементов особое значение имеет изучение поведения твэлов как потенциальных источников радиоактивности.

Основными задачами исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» являются:

- обоснование возможности проведения испытания в модельном режиме в условиях достаточной статистики, используя твэлы с высоким выгоранием топлива;

- изучение формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива необлученных и рефабрикованных твэлов,

- получение данных о степени перекрытия проходного сечения теплоносителя, влияния дистанционирующих решеток на процесс деформации;

- получение экспериментальных данных, которые необходимы для верификации кодов, применяемых для расчетов при лицензировании топлива.

Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику.

Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» (LOCA) за рубежом были созданы специализированные реакторные установки (LOFT и PBF в США), либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды (во Франции, Германии и Японии и других странах).

Интегральные эксперименты практически всегда дополняются параметрическими, которые направлены на получение данных об отдельных явлениях и свойствах и проводятся, как правило, на одиночных элементах. Для таких экспериментов, кроме реакторных, широко применяются нереакторные стенды с электрообогреваемыми имитаторами твэлов (SEMISCALE[2]-CUIA и CORA [3,4]- Германия, JAERY-Япония [5]).

Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива в, условиях аварии с потерей теплоносителя были получены именно в реакторных интегральных экспериментах, в которых наиболее полно были воспроизведены реалистичные условия на многоэлементных пучках твэлов.

К установкам для проведения экспериментов LOCA, различным по конструктивному исполнению и возможным режимам испытаний,, предъявляются следующие общие требования:

- достаточное испытательное пространство для размещения устройств с экспериментальными твэлами (ампульные устройства - 1-3 твэла; петлевые каналы - 11 (NRU-Канада), 18 (MARIA-Полыиа), 29 (NSRR-Япония, PHEBUS-Франция), 45 твэлов (PBF-CIIIA, BR-2-Бельгия); внутризонные модули - 1300 твэлов (LOFT -США) ) [6];

- возможность воспроизведения в испытании условий, характерных для реальной установки (PWR, BWR, CANDU) в данной аварийной ситуации;

- возможность регистрации параметров эксперимента и исследуемого объекта;

- обеспечение безопасности проводимых испытаний при возможном разрушении твэлов и выходе активности в контур петлевой установки.

В подходах к обеспечению требуемых параметров эксперимента необходимо отметить имеющиеся существенные различия:

- по наличию (LOFT, PBF - США, FR-2 - Германия, HBWR - Норвегия) либо отсутствию (PHEBUS-Франция) режима предварительного облучения экспериментальных твэлов при номинальных нагрузках с целью накопления необходимого количества продуктов деления для изучения выхода радиоактивности в теплоноситель;

- по способу обеспечения требуемого расхода теплоносителя (негерметичный контур с системой сброса теплоносителя (PHEBUS-Франция [7]), герметичный контур с естественной циркуляцией теплоносителя (FR-2-Германия [8]), герметичный контур с отключением циркуляции и вводом в действие системы подачи пара (HBWR-Иорвегия [9]));

- по способу нагрева твэлов (наличие (HBWR-Норвегия) либо отсутствие дополнительного не ядерного источника тепла электронагреватели);

- по агрегатному состоянию теплоносителя (вода/ пароводяная смесь/ пар); по степени подобия конструктивных особенностей и-теплогидравлических параметров модели и прототипной установки (крупномасштабные установки - PHEBUS, MARIA);

- по объекту испытания (одиночные твэлы либо пучки твэлов).

В условиях LOCA было изучено поведение как свежих, так и выгоревших твэлов. Исследован выход радионуклидов из топлива. Результаты испытаний твэлов и расчетных исследований позволили выработать критерии безопасности для реакторов PWR и BWR , обосновать безопасность этих установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрить концепцию разумного консерватизма. Так с учетом результатов исследований в США требование по ограничению температуры оболочек в LOCA на начальном этапе исследований в 1970 г. было - не более 1400°С, в 1973г. - 1260°С, в настоящее время - 1200°С [2].

К особенностям современного этапа развития испытаний в условиях проектных аварий следует отнести широкое международное сотрудничество (проект Halden объединяет более 100 организаций из 18 стран - США, Японии, Канады, европейских стран), развитие расчетных методов анализа аварий и создание кодов улучшенной оценки.

Однако отличия в конструктивных особенностях российских и зарубежных реакторов, в технологии изготовления топлива и твэлов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующего анализа использовать результаты проведенных исследований и расчетов по зарубежным расчетным кодам для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов.

В качестве примера можно привести эксперимент (испытание IFA-650.6 [ 9]) 2007г. в Halden (HBWR-Иорвегия) на одиночном твэле ВВЭР Loviisa (выгорание 56 МВт.сут/кг1Г), который входил в серию экспериментов по изучению поведения топлива PWR и BWR в условиях LOCA и проводился по методике, разработанной для данного типа испытаний. К несомненным достоинствам проведенного эксперимента следует отнести высокий уровень оснащенности устройства средствами измерения. В экспериментальное устройство установлены 5 детекторов нейтронного потока в области активной части твэла, 3 ТЭП на оболочке рефабрикованного твэла (впервые разработан способ крепления ТЭП на облученный твэл), по 2 ТЭП в теплоносителе на входе и выходе устройства, датчик давления газа под оболочкой твэла. Вместе с тем вопросы изучения блокировки проходного сечения и влияния соседних элементов и дистанционирующих решеток на состояние пучка твэлов, важные для оценки разбираемости активной зоны и дальнейшего развития процесса, в данном эксперименте поставлены не были, поскольку их исследование на одиночном твэле невозможно.

Отечественные экспериментальные работы по исследованию поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя начались в 80-е годы в ОКБ «Гидропресс» [10] на нереакторных электрообогреваемых стендах испытанием газонаполненных оболочечных одиночных трубчатых образцов. В последующие годы стендовые испытания как одиночных образцов, так и пучков электрически обогреваемых имитаторов твэлов проводили в ФЭИ, ОЬСБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [11-15]. Выполнены испытания по изучению окисления отечественного сплава, моделированию начальной стадии аварии и повторного залива активной зоны с использованием свежих (ОКБ «Гидропресс», ВНИИНМ и др.) и облученных оболочек твэлов ВВЭР (ГНЦ НИИАР [16]), по измерению интегральной температуропроводности облученных твэлов, по изучению степени перекрытия проходного сечения TBC в режимах LOCA.

На стенде «ПАРАМЕТР-М» в 1999-2001гг. на 37 -ми стержневой сборке проведены исследования раздутия и разгерметизации оболочек твэлов из сплавов Э-110 и Э-635 в зависимости от темпов и уровней нагрева оболочек [17]. Эксперименты проводились при моделировании температурно-силовых условий нагружения оболочек твэлов, соответствующих максимально неблагоприятному для их деформирования сценарию для ВВЭР-1000 по температурному режиму и перепаду давления на оболочках. Анализ результатов экспериментов и посттестовых исследований модельных TBC показал, что разгерметизация всех твэлов сопровождалась раздутием оболочек предположительно в течение 10-70с при температуре 770±50 °С и последующим их разрывом при температуре 850±50 °С с образованием продольного (вытянутого вдоль оси твэлов) разрыва.

Для исследования аварий, связанных с разрывом главного циркуляционного трубопровода, и изучения характеристик систем безопасности ВВЭР-1000 в ЭНИЦ создан стенд ПСБ-ВВЭР -крупномасштабная интегральная установка, структурно подобная первому контуру АЭС с объемно-мощностным масштабом 1:300 и высотным масштабом 1:1, содержащая систему организации двухсторонней течи из холодного или горячего трубопроводов. В 2008г. на ПСБ-ВВЭР было выполнено экспериментальное исследование аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода РУ ВВЭР-1000 [18]. Результаты проведенных экспериментов позволили в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для расчетного анализа аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000. Полученные экспериментальные данные использованы для оценки возможности прогнозирования развития аварийного процесса с помощью расчетных теплогидравлических кодов ТЕЧЬ, КОРСАР, СОКРАТ и RELAP.

Для проведения реакторных испытаний твэлов и TBC ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя было решено использовать находящуюся в эксплуатации петлевую установку ПВП-2 реактора МИР.

В экспериментах по программе «Малая течь» моделировалось конечное состояние активной зоны реактора (характеризуется наличием границы раздела теплоносителя) при некомпенсированной утечке теплоносителя. Эксперименты [19-23] выполнены на существующем оборудовании реактора без модернизации контура охлаждения.

В соответствии с прогнозными расчётами давление газа под оболочкой всегда остается меньше, чем в первом контуре реактора. Основная цель экспериментов заключалась в решении материаловедческих задач (изучение свойств материалов активной зоны), оценке радиационных последствий при разгерметизации твэлов (если такая имела место) и получении данных для использования в расчетных кодах.

Успешный опыт проведения этих экспериментов [24] послужил основой для перехода к исследованиям поведения твэлов при разрыве трубопровода максимального диаметра.

В процессе подготовки экспериментов «Малая течь» с участием автора была разработана методика достижения расчетных температурных режимов, предложена конструкция облучательного устройства. Проведенный анализ показал, что основные принципы, заложенные в методике и конструкции облучательного устройства, могут быть использованы при подготовке и постановке экспериментов по программе «Большая течь» ВВЭР.

Однако, условия работы твэлов, а, следовательно, и условия проведения эксперимента «Большая течь» принципиально отличаются от таковых в аварии «Малая течь», по крайней мере, по двум параметрам -большой скорости разогрева оболочки (сотни градусов в секунду на первой стадии аварии и 1.3 градуса в секунду для второй стадии аварии) и по соотношению давлений внутри и снаружи оболочки твэла (внутри больше, чем снаружи). В экспериментах «Малая течь» принципиально другой режим нагружения оболочки - сжатие вместо растяжения. В экспериментах «Большая течь» решаются другие задачи, связанные с деформацией оболочки, которая приводит к уменьшению проходного сечения TBC и возможному стимулированному этим дальнейшему разогреву твэлов. Тем не менее, часть задач экспериментов «Малая течь» остается актуальной и для экспериментов «Большая течь», в частности - получение данных для улучшения расчетных кодов.

Наличие отличительных особенностей эксперимента «Большая течь» потребовало существенной доработки методики проведения эксперимента. Были внесены изменения в конструкцию ЭТВС, применены дополнительные средства измерения параметров экспериментальных твэлов и TBC, проведены дополнительные расчетные исследования.

Для реализации динамики изменения конечного состояния твэлов и ЭТВС в эксперименте необходимо воспроизвести ряд взаимосвязанных параметров:

- энерговыделение в твэлах на различных стадиях эксперимента (номинальный уровень, переходный процесс и уровень остаточного тепловыделения),

- теплообмен между твэлом и теплоносителем в однофазном и двухфазном состояниях,

- термомеханическое состояние твэлов,

- влияние соседних элементов и дистанционирующих решеток на состояние пучка элементов и др.

Проведение интегральных реакторных экспериментов в реакторе МИР обусловлено возможностью реализации требуемых условий испытаний, моделирования динамических процессов с изменением по заданному сценарию параметров теплоносителя и твэлов, использования сложных экспериментальных устройств с обязательным оснащением внутризонными средствами измерений.

Использование в эксперименте в качестве изучаемого объекта 19-ти элементной TBC позволяет наиболее полно моделировать температурные условия в пучке твэлов, оценить размер деформации оболочек и возможность перекрытия (блокады) проходного сечения сборки.

По результатам проведенных прогнозных расчетов авария с потерей теплоносителя протекает в три стадии. Для реализации первой стадии максимальной проектной аварии ВВЭР-1000 требуется специальный контур охлаждения, оснащенный техническими средствами имитации разрыва главного циркуляционного трубопровода. В настоящее время соответствующая экспериментальная установка на реакторе МИР отсутствует. Поэтому пока проводят испытания с моделированием условий,, характерных для второй и третьей стадии аварии, которые представляют самостоятельный интерес, так как именно на второй стадии прогнозируется наибольшее число разгерметизировавшихся твэлов. Этому и посвящена настоящая работа.

Цель работы - получение экспериментальных данных о поведении укороченных твэлов ВВЭР-1000, в том числе с высоким выгоранием топлива, в составе тепловыделяющей сборки в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая Течь».

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

- разработка температурного сценария, алгоритма проведения реакторного эксперимента и определение режимов испытания;

- разработка состава и конструкции экспериментальной TBC (ЭТВС), определение объема и номенклатуры средств измерения;

- подготовка и проведение реакторного эксперимента;

- посттестовая обработка результатов измерения и на основе полученных данных разработка практических рекомендаций по расчетному обоснованию реакторных экспериментов «Большая течь».

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

Разработаны температурный сценарий, алгоритм эксперимента и технические средства, которые позволили впервые в интегральном реакторном эксперименте в ПУ ПВП-2 реактора МИР реализовать условия испытания фрагмента TBC ВВЭР-1000, характерные для II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2,Впервые в интегральном реакторном эксперименте получены экспериментальные результаты, которые в совокупности с данными посттестовых материаловедческих исследований позволили получить информацию о поведении твэлов в составе 19-элементного фрагмента TBC реактора ВВЭР-1000, включающего твэлы с выгоранием ~50 МВт-сут/кгЦ, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь».

Практическая ценность работы:

1. Поставленные и решенные автором в рамках данной работы задачи позволили разработать температурный сценарий, алгоритм эксперимента, создать специальное оборудование и провести испытание в реакторе МИР многоэлементного фрагмента TBC ВВЭР-1000 с целью получения экспериментальных данных о поведении твэлов ВВЭР (в том числе с высоким выгоранием топлива) в условиях II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2. Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при лицензировании топлива.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен весь необходимый объем предтестовых расчетов, обосновывающих возможность реализации эксперимента;

- разработаны сценарий и алгоритм эксперимента, устройство для испытания, необходимый объем и схема размещения внутриреакторных датчиков в экспериментальном устройстве;

- разработана программа и проведен реакторный эксперимент, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов - труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники ГИТ \ НИИАР В.Н. Шулимов, A.B. Алексеев; посттестовых исследований - A.B. Горячев, A.M. Святкин. Нейтронно-физические расчеты выполнены совместно с A.B. Алексеевым. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ), В.П. Семишкин (ОКБ Гидропресс).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Сценарий и алгоритм проведения реакторного эксперимента.

2. Конструкция ЭТВС для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

3. Результаты теплофизических и нейтронно-физических расчетов в обоснование условий и безопасности испытания.

4. Экспериментальные результаты испытания 19-ти элементной TBC, содержащей укороченные твэлы ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь»

5. Результаты посттестового расчетного анализа данных эксперимента.

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Первая глава диссертации посвящена анализу особенностей протекания аварии «Большая течь» и исследованию возможности постановки эксперимента на реакторе МИР. Приводится разработанный температурный сценарий и алгоритм эксперимента, состав экспериментальной TBC. Определены параметры теплоносителя, твэлов и ЭТВС на всех этапах реализации температурно-временного сценария. Представлены результаты расчетных исследований условий эксперимента, обоснована возможность достижения требуемых параметров переходного процесса.

Во второй главе приведены результаты модернизации и методической доработки конструкции экспериментального устройства применительно к программе «Большая течь». Проведено расчетное исследование теплообмена между подъемным и опускным участками экспериментального канала, выполненного по типу канала Фильда, величины потерь тепла в бассейн реактора, необходимой для корректного определения мощности ЭТВС на каждой стадии эксперимента. Определены объем и схема размещения датчиков контроля параметров твэлов и ЭТВС для получения информации в процессе эксперимента. Разработана конструкция экспериментальных твэлов на основе результатов расчетных исследований, определивших величину свободного объема и исходного давления газа в твэлах. Проведено расчетное исследование отклонения показаний ТЭП от истинного значения температуры с целью выбора способа крепления ТЭП к поверхности оболочки. Аналогичные результаты получены и для ТЭП в центре топливного сердечника.

В третьей главе описаны вопросы подготовки и проведения реакторного эксперимента, представлены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС на всех стадиях испытания.

Приведены результаты материаловедческих исследований ЭТВС, позволившие определить:

- степень деформации оболочек и блокировки проходного сечения теплоносителя;

- относительное энерговыделение в топливе по сечению пучка;

- степень и характер окисления оболочек по высоте и поперечному сечению активной зоны ЭТВС.

В четвертой главе показано соответствие параметров испытания заданному температурному сценарию. Рассмотрены методические аспекты обработки экспериментальных результатов. Проведены посттестовые теплогидравлические расчеты и выполнено сравнение с результатами реакторного эксперимента. Сделан вывод о том, что основной вклад в консервативность результатов вносят применяемые корреляционные соотношения для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе в область закризисной теплоотдачи.

Даны рекомендации по подготовке и планированию следующих экспериментов.

В заключении представлены основные результаты выполненной работы и выводы на их основе.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на: третьей Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР (Подольск. 2003);

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003);

- научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (Сосновый Бор, 2004);

- на международной конференции "2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting", (Kyoto. 2005);

- на международной конференции «Ad-hoc LOCA meeting». (Le Seine Saint-Germain, France. 2006);

- восьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007).

Автор считает приятным долгом выразить признательность к.т.н. Шулимову В.Н. за всестороннюю поддержку и плодотворное сотрудничество при разработке методики испытаний, подготовке и проведении реакторных экспериментов; Алексееву A.B., совместно с которым получены экспериментальные результаты и выполнены нейтронно-физические расчеты; своему научному руководителю д.т.н. Калыгину В.В. за ценные замечания и полезные советы при подготовке диссертационной работы; Горячеву A.B. за основной вклад в проведение посттестовых исследований, результаты которых существенно дополнили данные, полученные непосредственно в реакторном эксперименте; персоналу реактора МИР за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утверждена Постановлением Правительства РФ от 06.10.06 №605

2. Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient.// USNRC Report EGG-SEMI-5121, March 1980.

3. Kuczera В., Hagen S., Hofmann P. (KFK-FRG) LWR Fuel Rod Bundle Behavior Under Severe Fuel Damage Condition.// Transactions of American Nuclear Society, 1988, v. 57, p. 155.

4. Hofmann P., Hagen S., Schanz G. et al. (KFK) Chemical-Physical Behavior of LWR Core Components in Severe Accidents.//Behavior of core materials and fission product release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna, 1993, p. 12

5. F.Nagase, M.Tanimoto, H.Uetsuka, Japan "Study on high burnup fuel behavior under LOCA condition at JAERY." IAEA-TECDOC-1320"Fuel behavior under transient and LOCA conditions"2002, pp.270-278

6. Бурукин В.П., Клинов A.B., Топоров Ю.Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации.// Атомная техника за рубежом, 1988, №6, с. 7 15.

7. A.Mailliat, C.Grandjean, G.Hache, France "IPSN proposal for high burnup fuel LOCA experimental programs" IAEA-TECDOC-1320"Fuel behavior under transient and LOCA conditions"2002, pp.279-289

8. E.H.Karb, L.Sepold, P.Hofmann et al. Germany "LWR fuel rod behavior during reactor tests under loss-of-coolant conditions: results of the FR2 in-pile tests." Journal of Nuclear Materials 1982№107, pp.55-77

9. Laura Kekkonen "LOCA testing at Halden. In-pile results from the WER LOCA test IFA-650.6 (HWR-870)". EHPG Meeting, 18-23 May 2008, Loen

10. Безруков Ю.А., Каретников Г.В., Логвинов С.А. Исследования блокирования проходного сечения TBC реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА.// Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика — 99», Обнинск, 1999, с. 229 231.

11. Кириллов П. Л., Селиванов В.М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ.//Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», Обнинск, ФЭИ, т.1, 1991, с. 6 - 25.

12. Аверьянов C.B., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках.//Сборник докладов межотраслевой конференции «Теплофизика -89», Обнинск, ФЭИ, 1992, с. 90 94.

13. Липатов И. А., Дремин Г.И., Галчанская С. А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР.//Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика -99», Обнинск, ФЭИ, 1999, с. 221 223

14. Цыканов В.А., Смирнов В.П., Горячев A.B. и др. Исследование поведения топлива легководных реакторов в аварийных условиях // Сборникдокладов 7-ой Российской конференции по реакторному материаловедению, 2003 г., г.Димитровград, т.2, часть 3,с. 3-22.

15. O.A. Nechaeva, A.V. Salatov, I.V Kiseleva et al. Estimation of Water-Water Energy Reactor Fuel Rod Failure in Design Basic Accidents. «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», Kyoto, Japan, 2-6 oct. 2005. Paper Nol083, Track No 5. CD.

16. Андреева-Андриевская Л.Н., Нечаева O.A., Салатов A.B., Соколов Н.Б. РАПТА-5: программа расчетного моделирования поведения твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в проектных аварийных режимах. // ФНР ЯРБ, паспорт аттестации ПС №60 от 17.10.96.

17. Семишкин В.П., Драгунов Ю.Г. Термомеханическое поведение твэлов и TBC в аварии «большая течь» и обоснование безопасности РУ с ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечениебезопасности АЭС. 2004. - Вып. 7. - С.19-38.

18. Алексеев A.B., Горячев A.B., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента TBC ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии.// Ж. Атомная энергия : 2007(нояб), т.ЮЗ, вып.5., стр.286-291

19. Ижутов A.JL, Калыгин В.В., Киселева И.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007(нояб), т.ЮЗ, вып.5., стр.286-291.

20. Протокол совещания по рассмотрению сценария эксперимента, утв. Вице-президентом ОАО ТВЭЛ Лавренюком П.И 25.10.01г.

21. Гомин Е.А., Гуревич М.И. Майоров JT.B., Марин С.В. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИАЭ-5837/5, 1994.

22. Программное средство «ТЕЧЬ-97». Аттестационный паспорт №112, 02.09.99г., рег.№ ЦЭП 436.

23. W.Wiesenack. Assessment of U02 conductivity degradation based on in-pile temperature data. International Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance. Portland, Oregon, March 2-6,1997. Portland, 1997.

24. Ли Б., Koo Я., Сон Д. Влияние характеристик краевой зоны на теплопроводность и02-топлива при высоком выгорании. //Атомная техника за рубежом. 2001, №10. С.29-35.

25. Алексеев A.B. Разработка программы "МУЗА" для теплогидравлических расчетов экспериментальных устройств исследовательских ядерных реакторов.// Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР,. 2004г. Вып.З.

26. Сулаберидзе В.Ш., Валиуллин Ф.Х., Котов Н.П., Чернобровкин Ю.В. Средства измерения давления в экспериментах на исследовательских реакторах. /Шрепринт.НИИАР-6(861).Димитровград, 1997. 37с.

27. Шулимов В.Н., Киселева И.В., Алексеев A.B. Испытание фрагмента TBC реактора ВВЭР-1000 во второй стадии максимальной проектной аварии. Эксперимент БТ-2.// Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2001 году. Димитровград, 2002, с.67-68.

28. Калыгин В.В., Киселева И.В., Шулимов В.H. и др. Испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».// «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 4,2009, с. 132-136.

29. Горячев А.В., Косвинцев Ю.Ю., Чесанов В.В. Метод определения локальной глубины окисления облученной оболочки.// Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2002году. Димитровград, 2003г., с.74-76.

30. Звир Е.А., Жителев В.А., Смирнов В.П. Измерение параметров формоизменений твэлов по результатам количественной обработки изображений их поперечных сечений. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 1999, вып.З, с.74 83.

31. Nijsing. "Temperature and heat flux distribution in nuclear fuel element rods". Nuclear engineering and design 4 (1966). 1-20.

32. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов.-М.: Энергоатомиздат, 1989.

33. Baker L., Just L., Studies of metal-water reactions at high temperatures. Ill Experimental and theoretical studies of the zirconium-waterreaction // ANL-6548-196.