автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности

Алексеев Александр Вениаминович

ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В РЕЖИМЕ АВАРИИ С ВВОДОМ ПОЛОЖИТЕЛЬНОЙ РЕАКТИВНОСТИ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени ^ ^ И ЮЛ 2011

кандидата технических наук

- 7 ИЮ/К2011

Димитровград - 2011 г.

4851501

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

Научный руководитель

доктор технических наук, Калыгин Владимир Валентинович Официальные оппоненты

доктор технических наук, профессор Смирнов Валерий Павлович

кандидат технических наук, Кочнов Олег Юрьевич

Ведущая организация: ОАО НИКИЭТ

Защита состоится 27 сентября 2011 года на заседании диссертационного совета Д520 009.06 при Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт» по адресу: г.Москва, пл. академика Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомшъся в библиотеке Национального Исследовательского Центра «Курчатовский Институт»

Автореферат разослан «_»_2011 г.

Учёный секретарь Доктор технических наук,

профессор Мадеев Виктор Георгиевич

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство новых. При этом АЭС нового поколения (АЭС-2006) характеризуются повышенными параметрами теплоносителя, высоким выгоранием и возможностями по маневрированию мощностью блока. Для обоснования новых проектов необходимы дополнительные исследования топлива, в том числе, при высоком выгорании.

В связи с широким международным сотрудничеством и экспортной поставкой ВВЭР при обосновании проектов анализируется выполнение требований, как отечественных нормативных документов, так и международных. Для легководных энергетических реакторов рассматривается выполнение критериев EUR (European Utility Requirements), согласно которым инциденты с несанкционированным введением положительной реактивности отнесены к проектным режимам 3 и 4 категории. В настоящее время определены требования к данным режимам, соблюдение которых позволяет существенно ограничить радиационные последствия инцидентов.

Результаты экспериментов в реакторах ИГР и БИГР, учет зарубежного опыта позволили сформулировать и обосновать условия эксплуатации твэлов, исключающие их разрушение (фрагментацию). Вместе с тем, требования, предотвращающие разгерметизацию, еще предстоит разрабатывать.

В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до 80 МВтсут/кги для определения критериев безопасности - параметров, связанных с фрагментацией топливного сердечника и разгерметизацией твэлов. Большинство экспериментов проведено в импульсных реакторах. Причем в основном теплосъем с экспериментальных твэлов осуществлялся в режиме естественной конвекции теплоносителя. Для создания реальных условий охлаждения твэлов необходимо проводить испытания в исследовательских реакторах, оснащенных соответствующими петлевыми установками.

Существующие данные, полученные на импульсных реакторах, не могут в полной мере ответить на вопрос о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях ряда сценариев проектной аварии с вводом положительной реактивности (в дальнейшем RIA) по трём причинам. Во-первых, из-за существенного отличия режима свободно-конвективного охлаждения от режима ВВЭР. Во-вторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из «холодного» состояния. В-третьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для

проектной аварии на ВВЭР. Это может приводить к существенным отличиям характеристик состояния твэла при реальной аварии и в эксперименте. Кроме того, не было испытаний твэ-лов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВт'сут/кг11 при рабочих параметрах теплоносителя в первом контуре ВВЭР.

Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров RIA на ВВЭР при реальных эксплуатационных условиях.

Цель работы - разработка и практическая реализация технических средств, обеспечивающих проведение в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы испытаний фрагментов твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ.

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

1. Анализ методов испытаний твэлов водоохлажцаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, выполненных ранее.

2. Разработка метода получения импульса мощности, расчетно-эксперименталыюе подтверждение возможности его реализации в реакторе МИР при работе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации.

3. Разработка инженерно-технических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности.

4. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных.

5. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в условиях RIA.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

1. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности.

2. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях RIA.

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторных экспериментов. Все нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты условий испытаний проведены по аттестованным или верифицированным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной TBC (ЭТВС) и подтверждена данными после-реакторных материаловедческих исследований.

Практическая значимость работы;

1. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях RIA при требуемых параметрах охлаждения.

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

3. Разработанные технические решения позволяют выполнять программы по изучению поведения существующих и перспективных типов твэлов ВВЭР с различным выгоранием топлива в условиях импульсного возрастания мощности и заданных параметрах охлаждения.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен анализ методов и результатов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, проведенных ранее;

- разработаны и запатентованы технические решения, обеспечивающие испытания твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности (патент РФ №2243605);

- выполнены все нейтронно-физические и теплофизические расчеты, обосновывающие возможность реализации и безопасность проведения эксперимента;

- разработан проект экспериментального устройства, выбрана номенклатура средств измерения;

- проведены испытания гидравлического привода экранирующего устройства на лабораторном стенде и в реакторе;

- разработаны программы и проведены реакторные эксперименты, 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, обосновании безопасности и проведении реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, В.А. Овчинников, А.П. Малков, C.B. Романовский, В.А.Свистунов; посттестовых исследований - А.В.Горячев. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, ОА.Нечаева (ВНИИНМ).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Способ и устройство для испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в режиме проектной реактивностной аварии в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы, оснащенном петлевыми установками с параметрами первого контура ВВЭР.

2. Результаты нейтронно-физических и теплофизических расчетов в обоснование выбора компоновки экспериментального устройства и активной зоны реактора.

3. Экспериментальные данные, полученные при испытании TBC, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, при условиях охлаждения, соответствующих эксплуатационным.

4. Метод и результаты обработки данных первичных измерений параметров экспериментов.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитров-град, 8-12 сентября 2003 г.);

- четвертой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск 23-27 мая 2005 г);

- международной конференции «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Япония, Kyoto, 2-6 Oct. 2005);

- научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (г. Димитровград, 5-8 декабря 2006г);

- научно-технической конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008);

- шестой международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009);

- научно-технической конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развитая». (Москва, ВНИИНМ,19-21 ноября 2010).

Публикации.

По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 14 работ, в том числе, 3 - в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях, получен патент на изобретение.

Структура и объем паботы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах текста, включая 61 рисунок, 23 таблицы. Список литературы содержит 70 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность диссертационной работы, формулируется цель, научная и практическая значимость исследований.

В главе 1 проводится аналитический обзор реакторных испытаний твэлов в режиме RIA, которые, в основном, направлены на определение критериев безопасности - разгерметизации оболочки и фрагментации топлива.

Цель обзора настоящей работы - обобщение опыта и результатов испытаний твэлов в условиях аварии с вводом положительной реактивности для использования при разработке методики испытаний твэлов ВВЭР в реакторе МИР при параметрах RIA. Проанализированы публикации о работах, выполненных в США, Японии, Франции, России. В первую очередь, обращалось внимание на экспериментальные исследования твэлов легководных энергетических реакторов с выгоранием топлива выше 30 МВтсут/кги.

Рассмотрены: конструкция устройств и их основные особенности - количество твэлов, длина топливного столба, выгорание, оснащение средствами измерений, а также основные условия проведения испытаний - энтальпия топлива, организация циркуляции теплоносителя, его температура и давление. Основные параметры проведенных испытаний приведены в таблице 1. Из представленных данных видно, что, несмотря на различия в технических характеристиках установок, где выполняли эксперименты, количество одновременно исследуемых твэлов не превышало четырех. Причем все они укороченные. Цель большинства испытаний состояла в получении значения энтальпии, при которой происходит фрагментация твэла или его разгерметизация.

В большинстве экспериментов измеряли температуру оболочки твэла и теплоносителя. В отдельных испытаниях устанавливали термоэлектрический преобразователь (ТЭП) в центр топливного сердечника, использовали датчики формоизменения твэла.

Основная часть испытаний твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива выполнена в ампуяьных устройствах импульсных реакторов при холодном теплоносителе и давлении 0,1

МПа (см. табл. 2). Кроме того, форма импульса, реализуемого при таких испытаниях, не соответствовала прогнозируемой для проектной аварии на ВВЭР.

Таблица 1. Параметры и результаты испытаний.

Реактор (страна) CDC (США) PBF (США) NSRR (Япония) CABR1 (Франция) ИГР (Казахстан) Гидра (РНЦ КИ) БИГР (ВНИИЭФ) СМ (НИИАР)

Тип твэла PWR, BWR PWR, BWR PWR, BWR PWR ВВЭР ВВЭР ВВЭР ВВЭР

Число твэлов 1 1-4 1-4 1 1 1 1 1

Длина топливного сердечника, мм 1700 1000 135pwr 106bwr 4401000 150 150 150 190

Давление в твэле, МПа ОД 0,1-2,4 <5 0,2-0,4 <2,5 0,12,5 2 2

Выгорание, МВтсут/кги до 32 до 5 до 79 28-77 до 49 до 61 0,43,52

Параметры теплоносителя перед импульсом

Давление, МПа 0,1 6,5 0,1 натрий 0,2 0,1-16 0,1 0,1 14,5 5 12,5

Температура, К 298 538 298 553-628 298 298 293 323, 518

циркуляция1 е п е п е е е п

Полуширина импульса, мс 40 2080 102000 9-75 логово 2-6 3-10, 600700 1000

Максимальная энтальпия, Дж/г 8372721 ДО 2721 209-1626PWr 272-607bwr 420-879 до 1047 251-1298 прирос т 504

Фрагментация твэлов да да да нет да нет нет нет

Разгерметизация оболочки твзла да да да да да нет да нет

п - принудительная, е — естественная;

2 для облученных твэлов.

Таблица 2. Основные параметры испытаний твэлов ВВЭР в реакторах ИГР и БИГР.

Параметр ИГР БИГР

Тип твэла ВВЭР-1000 ВВЭР-440 ВВЭР-1000

Материалы оболочки Zr+l%Nb Zr+l%Nb, Э635

Выгорание, МВт сут/кги 48-51 47-61

Общая длина твэлов, мм 300 300

Длина топливного столба, мм 150 150

Начальное давление гелия в твэле, МПа 1,7 До 2,1

Максимальная энтальпия, Дж/гиОг до 1047 480-790

Полуширина импульса мощности, мс 600 - 900 3-8

Начальные параметры теплоносителя: температура 20°С, давление 0,1 МПа

Два испытания были проведены в петлевой установке реактора СМ с параметрами теплоносителя ВВЭР. Испытывали твэлы с выгоранием топлива 42,6 и 51,6 МВтсут/KrU. Импульс обеспечивали пробросом одиночного твэла через «окно» между двумя расположенными друг над другом поглощающими экранами. Поскольку твэлы в эксперименте перемещались, оснащение их какими-либо детекторами не предусматривали. Приращение среднеради-альной энтальпии топлива в экспериментах превышало 500 Дж/г. Оба твэла сохранили герметичность.

Проектная RIA на ВВЭР-1000 связывается, в основном, с выбросом из активной зоны реактора регулирующего органа без нарушения охлаждения твэлов и без нарушения в работе системы аварийной защиты реактора. При этом происходит увеличение мощности твэлов в 2-3 раза примерно за одну секунду. Температура топливного сердечника не достигает температуры плавления диоксида урана. Кризис теплообмена на поверхности оболочки твэла не достигается. Прогнозируемые импульсы мощности в проектных RIA на ВВЭР-1000 имеют полуширину до 1 с, энтальпию до 420 Дж/г, линейную мощность до 840 Вт/см.

Исходя из сказанного, для моделирования перечисленных условий в реакторе МИР сформулированы следующие требования к проведению экспериментов:

- испытания необходимо проводить в канале петлевой установки с параметрами теплоносителя ВВЭР-1000;

- количество твэлов и их размеры определяются конструкцией канала и особенностями экспериментального устройства;

- для обеспечения информативности эксперимента необходимо оснастить твэлы датчиками внутриреакторного контроля, поэтому перемещение твэлов не допускается;

- требуется исключить влияние эксперимента на активную зону, поэтому импульс должен быть реализован в объеме петлевого канала;

- с целью обеспечения ядерной безопасности не допускается ввод положительной реактивности;

- не требуется применять специальных мер д ля обеспечения радиационной безопасности эксперимента, поскольку при планируемом импульсе мощности разгерметизация твэлов не предполагается.

В главе 2 описан метод получения импульса мощности требуемых параметров на экспериментальных твэлах. Рассматривается моделирование импульса на основе нейтронно-физических и теплофизических расчетов параметров испытания твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 50 МВтсут/кги в петлевом канале реахтора МИР.

Автором предложено выполнять импульсное увеличение мощности путём быстрого подъёма кольцевого поглощающего экрана, который в исходном состоянии окружает экспериментальную сборку твэлов и максимально приближен к ней. Для обеспечения минимального по абсолютной величине эффекта реактивности, одновременно с перемещением экрана в активную зону вводится жестко связанный с ним компенсатор реактивности. Окончание импульса достигается за счет срабатывания аварийной защиты реактора. Регулирующим параметром, с помощью которого при необходимости увеличивают энтальпию топлива в эксперименте, является время выдержки на максимальной мощности, которое реально можно изменять в пределах 0,5 - Зс. Таким образом, импульс мощности может быть треугольной или трапецеидальной формы.

Предложенный метод предполагает размещение сборки укороченных твэлов и экрана в верхней части активной зоны, а компенсатора реактивности - в нижней. Принципиальная схема активной части экспериментального устройства представлена на рисунке 1.

Нейтронно-физические характеристики устройства для получения импульса мощности с необходимыми характеристиками определены с использованием программы MCU-RR. Расчетная модель включала всю активную зону реактора, отражатель, все органы регулирования в реальном их положении по высоте. Предварительные расчеты показали, что в петлевом канале реактора МИР для твэлов с выгоранием топлива 50-60 МВт сут/кги в импульсе можно получить линейную мощность до 1200 Вт/см. Это значение ограничено допустимой мощностью 4 МВт каждой из рабочих TBC (РТВС).

В результате нейтронно-физических расчетов выбраны положение сборки твэлов, размеры и размещение экрана и компенсатора реактивности, при которых обеспечиваются требуемый импульс мощности и знак вводимой реактивности. На рисунке 2 представлено распределение энерговыделения по высоте экспериментального твэла в зависимости от положения поглощающего экрана.

Рисунок 1. Принципиальная схема активной части

экспериментального устройства: ' 1 тъэлы, 2 - направляющие трубы, 3 - труба с экранами, 4 -в разделитель потока, 5 I поглощающий экран, б компенсатор реактивности, 7 -корпус канала, 8 - вытеснитель теплоносителя, 9 - детектор прямого заряда

| | | I ]Время

Ос \1\ мг ЪМ\ г

Рисунок 2. Изменение объемного энерговыделения в топливе (относительные единицы) при различных положениях экрана: 1- твэл, 2- экран, 3- диаграмма

Параметры, определяющие термомеханическое состояние твэлов, могут быть получены путем математической обработки результатов измерений, зафиксированных в процессе эксперимента. Для проведения расчетного анализа автором использован код МУЗА, который позволяет рассчитывать температуру с учетом реального распределения энерговыделения в топливном сердечнике, теплообмена между топливным сердечником и чехлом ТЭП, топливом и оболочкой, оболочкой и теплоносителем. Результаты расчетов представлены на рисунках 3 и 4.

900 800 700 600 500 400 300 200 100 0

" г......

/ 3

:: /

:Г Г _ 2

Л

| !

___

-1-1-1- —Н—1-1—1— —1—1—1—1-1—1—1-1—1— —1—1—1-1—

4 6

Время, с

ю

Рисунок 3. Сравнение результатов расчета изменения ЛМ в ВВЭР-1 ООО для Хмельницкой АЭС (ХАЭС) и в эксперименте в реакторе МИР: 1 - ХАЭС при выгорании 50 МВт сут/ кг!1,2 - ХАЭС для «свежих» твэлов, 3 - МИР

Рисунок 4. Сравнение результатов расчета изменения среднерадиальной энтальпии топлива при выгорании 50 МВт.сут/кги: 1,2 - в эксперименте при выдержке на постоянной мощности: 1 - 0,8 с, 2 - 1,3 с, 3 - в ВВЭР

Из приведенных данных следует, что при существенном отличии динамики мощности в импульсах, реализуемых в ВВЭР-1000 и в реакторе МИР, можно получить удовлетворительное согласие максимальной среднерадиальной энтальпии топлива.

В главе 3 описаны инженерно-технические решения, обеспечивающие реализацию метода получения импульса, характеристики и особенпости эксплуатации эксперименталь-

ного устройства, нейтронно-физические параметры импульса и эффекты реактивности с учетом характеристик основных элементов экспериментального устройства и твэлов.

Экспериментальное устройство содержит сборку из трех твэлов - двух выгоревших рефабрикованных и одного «свежего». Обогащение топлива по U235 в последнем для выравнивания энерговьщеления уменьшено до 2,5%. Длина топливного сердечника - 200 мм. Поглощающий экран и компенсатор реактивности выполнены в виде цилиндров из гафниевьк пластин.

Схема экспериментального канала, для которой проводили нейтронно-физические расчеты, приведена на рисунке 5. В расчетах определяли эффекты реактивности от перемещения экранов, амплитуду импульса, мощность РТВС окружения и мощность реактора (исходная линейная мощность рефабрикованных твэлов 250 Вт/см). Под амплитудой понимают отношение JIM к JIM на уровне 75 мм перед импульсом. Результаты расчетов приведены в таблице 3.

Рисунок 5. Схема устройства: 1 - рефабри-кованные твэлы, 2 свежий твэл, 3 - ТЭП на оболочке, 4 - ТЭП в центре топливного столба, 5 -корзина с твэлами, 6 - экран, 7- компенсатор реактивности, 8 - корпус подвески, 9 - привод, 10 -ТЭП в теплоносителе, 11 -труба.

Таблица 3. Результаты расчетов параметров экспериментального устройства.

Вариант Др, Рэф Амплитуда ЛМ средпяя по длине/ максим. Мощность РТВС окружения, МВт Мощность реактора, МВт

Выгорание 50 МВт сут/кги

Экраны посередине -0,120+0,047 4,0/4,3 2,7 46

Экраны вверху -0,090+0,047

Выгорание 60 МВт.сут/кги

Экраны посередине -0,07+0,047 4,0/4,3 2,9 49

Экраны вверху -0,05+0,047

На рисунке 6 представлена гидравлическая схема экспериментального устройства.

Рисунок 6. Схема стенда управления экспериментом с линией слива среды: I -канал, 2 - поршень привода,

3 - промежуточная емкость,

4 - вентиль, 5 - датчик давления, 6 - дроссель, 7 - емкость для сбора теплоносителя.

Канал выполнен по типу «Фильда», он охлаждается теплоносителем петлевой установки реактора МИР. Усилие гидравлического привода, перемещающего экран и компенсатор реактивности, создается за счет разности давлений ниже и выше поршня привода (2 на рисунке 6). Запуск привода в работу осуществляется путем соединения полости над поршнем с атмосферой при открытии вентиля (4) на линии слива среды в емкость, находящуюся под атмосферным давлением. Для обеспечения требуемого времени перемещения экранирующего устройства линия слива снабжена дросселем (6) с заданным гидравлическим сопротивлением. Промежуточная емкость (3) служит для того, чтобы через дроссель протекала холодная среда без вскипания. Коэффициент гидравлического сопротивления дросселя, обеспечивающий требуемую скорость движения экранирующего устройства (около 200 мм/с), опре-

делен расчйтно-экспериментальным путем с использованием лабораторного гидравлического стенда и петлевой установки реактора МИР.

Количество и номенклатуру виутриреакториых датчиков выбирали в соответствии с разработанной методикой обработки результатов измерений, исходя из технических возможностей конструкции канала. Предусмотрены следующие средства измерений параметров эксперимента:

- ТЭП типа ВР5/20 в центре топливного сердечника каждого из трех твэлов;

- ТЭП для измерения температуры теплоносителя на входе в ЭТВС, на выходе из нее и на уровне рабочего спая топливной ТЭП;

- датчик давления газа под оболочкой одного РФТ в эксперименте №4,

- один или два детектора прямого заряда (ДПЗ) в экспериментальной сборке для измерения плотности потока тепловых нейтронов;

- штатная ионизационная камера (ИК), расположенная около границы активной зоны;

- штатные датчики петлевой установки реактора, измеряющие давление, температуру и расход теплоносителя.

В главе 4 описаны результаты проведенных в реакторе экспериментов.

Сценарий проведения эксперимента в реакторе предусматривает следующие этапы:

- предреакторная подготовка с уточнением параметров гидравлического привода в канале петлевой установки на остановленном реакторе;

- вывод реактора на мощность, равную 10-20% от номинальной и выполнение предварительного импульса мощности;

- подъем мощности реактора до достижения на экспериментальных рефабрикованных твэлах требуемой JIM (230-250 Вт/см при выгорании топлива 50 МВтсуг/кги);

- выполнение импульса мощности.

Задача испытания привода в канале реактора на нулевой мощности состоит в уточнении коэффициента сопротивления дросселя в условиях реальной конструкции экспериментального устройства. Выполнение импульса на малой мощности необходимо для проверки работоспособности устройства.

Характеристики испытываемых твэлов:

- эксперимент №1 - методический эксперимент на малой мощности (выгорание см. эксперимент №2);

- эксперимент №2 - выгорание РФТ №1 среднее 58,3 (максимальное 60,8), РФТ №2 среднее 58,9 (максимальное 61,3) МВт'сут/KrU;

- эксперимент №3 - выгорание РФТ №1 среднее 48,3 (максимальное 48,9), РФТ №2 среднее 48,3 (максимальное 49,1) МВтсут/KrU;

- эксперимент №4 - выгорание РФТ №1 среднее 59,1 (максимальное 59,4), РФТ №2 среднее 58,9 (максимальное 59,4) МВтсут/кги.

Параметры перед импульсом разных экспериментов представлены в таблице 4.

Таблица 4. Исходные параметры экспериментов

Параметр Номер эксперимента

№1 №2 №3 №4

Давление, МПа 14,0 15,5 15,2 14,6

Температура теплоносителя на входе в 71 298 289 279

ЭТВС,°С

Расход через ЭТВС, кг/с 0,94 1,06 1,25 1,53

Массовая скорость, кг/м2с 1711 1930 2270 2225

Показания ТЭП в центре топливного

сердечника, °С

- «свежего» твэла 174 880 1118 938

-РФТ№1 133 838 985 1039

-РФТ №2 136 819 1022 -

Мощность РТВС окружения, кВт 451 2283 2663 2660

В проведенных экспериментах для получения требуемого значения введенной энтальпии время задержки срабатывания аварийной защиты задавалось равным 1 - 3,5 с.

Основные результаты измерений первичных параметров в процессе проведения экспериментов представлены на рисунках 7 - 9.

Зафиксированное уменьшение показаний ионизационной камеры (стрелка на рисунке 7) подтверждает введение небольшой отрицательной реактивности при перемещении экрана и компенсатора.

В главе 5 приводится методика обработки результатов первичных измерений.

Основная задача обработки первичных результатов эксперимента состоит в определении параметров твэлов, влияющих на их термомеханическое состояние - пространственно-временного распределения линейной мощности и энтальпии топлива.

Для определения количества делений в топливе экспериментальных твэлов после испытания в импульсных реакторах, кроме расчета, использовали послойный анализ топлива с применением масс-спектрометрических методов. В данном случае такой подход не применим, поскольку предварительное облучение не позволяет определить количество накопившегося нуклида (бария) в импульсе. Поэтому необходимо было использовать другие методы.

Время, с

Рисунок 7. Эксперимент №1. Зависимость от времени: 1- давления в линии слива среды; 2- показаний ДПЗ; 3- показаний ИК (стрелка - снижение показаний). Временные отсечки: 4 - начало движения экранирующего устройства (1=0,1с), 5 - момент совмещения нижнего торца экрана (НТЭ) с нижним торцом топлива (1=0,39с), 6 - момент совмещения НТЭ с нижним торцом эмиттера ДПЗ (1=0,55с), 7 - момент полного открытия эмиттера ДПЗ (1=0,96с), 8 - момент полного открытия топлива (1=1,34с), 9 - момент остановки экранирующего устройства (1=2,03с).

Рисунок 8. Эксперимент №2. Зависимости от времени: показаний ТЭП в центре топливного сердечника: 1 - «свежего» твэла, 2 и 3 - рефабрикованных твэлов №1 и №2, соответственно;

4- давления в линии слива

1400

1200

О 1000 о

я

? 800 п а о

| 600 400 200 0

0 2 4 6 8 10

Время, с

Рисунок 9. Эксперимент №4. Зависимости от времени: 1 - показаний топливного ТЭП «свежего» твэла, 2 - показаний топливного ТЭП РФТ, 3 - давления в линии слива среды, 4 и 5 -показаний ДПЗ (4 - верхняя, 5 - нижняя половина топливного сердечника)

Автором было предложено определять указанные параметры с использованием первичных результатов измерений:

- по подогреву теплоносителя в канале с использованием показаний датчиков контроля температуры и расхода теплоносителя, установленных в первом контуре ПУ (метод теплового баланса, погрешность 14%, метод 1);

- по результатам теплофизического расчета твэлов при стационарном режиме работы канала с использованием показаний топливной ТЭП (погрешность 2,8 - 5,9%, метод 2).

Полученные результаты для состояния, предшествующего импульсу мощности, приведены в таблице 5. Они удовлетворительно совпадают с данными нейтронно-физических расчетов, которые нормированы на зафиксированные в эксперименте значения мощности РТВС.

Для определения по измеренной температуре ТЭП динамики изменения ЛМ в сечении ЭТВС, в котором установлены ТЭП, использовали итерационные расчеты до получения малого отличия результатов расчета от измеренной температуры.

Таблица 5. Результаты определения мощностных параметров перед импульсом

Параметр Эксперимент/метод

1/1 1/2 2/1 2/2 3/1 3/2 4/1 4/2

Мощность ЭТВС, кВт 1,68 1,52 11,1 9,76 14,6 14,9 13,0 12,3

Мощность твэлов, кВт «свежий» 0,64 0,6 3,88 3,52 5,1 5,5 4,55 4,2

№1 0,52 0,46 3,6 3,16 4,55 4,4 4,22 4,04

№2 0,52 0,46 3,6 3,05 4,92 4,6 4,22 4,04

ЛМ, Вт/см «свежий» 32 30 194±27 176+10 255+36 273±8 205±6 210±30"

№1 26 23 180±25 157+9 228+32 220±6 212+6 217+30"

№2 26 23 180+25 152+9 246+34 228±7 212+6 217±30

*, ** в RIA-4 уровень ТЭП в «свежем» твэле 75 мм, в РФТ - 25 мм

Скорость нарастания импульса мощности определяли по времени перемещения экранирующего устройства, которое измеряли непосредственно в канале реактора в рабочих условиях. Индикатором нижнего и верхнего положений поглощающих элементов были скачки давления в линии слива после вентиля при начале и окончании движения. Момент начала движения поглощающих элементов определяли по возмущению показаний ИК или ДПЗ.

Значение энтальпии получено расчетным путем в двумерной RZ геометрии в сечении с максимальной по длине твэла температурой топлива (7-13 мм от низа топливного сердечника). Примеры результатов расчета пространственно-временных параметров приведены на рисунках 10 - 14. Полученные данные не противоречат результатам посттестовых материа-ловедческих исследований твэлов. Таким образом, использование предложенных решений позволило реализовать возможность проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР-1000 при условиях, соответствующих проектной RIA (см. таблицу 6).

Таблица 6. Выполняемые на реакторе МИР параметры испытаний твэлов с выгоранием топлива 48-59 МВт сут/кги

Параметр Заданные значения

Режим охлаждения Параметры ВВЭР

Линейная мощность, Вт/см До 880

Среднерадиальная энтальпия топлива, Дж/г До 384

Длительность переднего фронта импульса, с 0,5-1

Рисунок 10. Эксперимент №2. Зависимости от времени для РФТ №1:1 - измеренной температуры топливного ТЭП, 2 - рассчитанной температуры топливного ТЭП, 3 - рассчитанной температуры центра топливного сердечника, 4 - JIM на уровне ТЭП 75 мм

т 80000

70000

:: 60000

;; 50000 s

:: 40000 £

2

:: 30000 u

i: 20000

f 10000

Рисунок 11. Эксперимент №4. Зависимость от времени температуры РФТ №1: 1 - измеренной ТЭП, 1 - рассчитанной ТЭП, 3 - центра топливного сердечника, 4 - JIM на уровне ТЭП 25 мм

1.5 2 2.5 Время, с

Рисунок 12. Зависимость от времени JIM РФТ в сечении с максимальной JIM по длине в экспериментах (в скобках амплитуда): 1 - №2 (3,75), 2 - №4 (3,85), 3 - №3 (3,87)

4.0Е+5

3.5Е+5

й З.ОЕ+5

I 2.5Е+5 л

t

« 2.0Е+5

1.0Е+5

V /Л -----

Г

/1 " ¡4 1 к

7 lili

... 1 1 1 1 X

I -tnilnn 1 1 1 1 1 II 1 i 1 ! i 1 1 II 1 1 i 1 II 1 1 1

0123456789 10

Время, с

Рисунок 13. Зависимость максимальной среднерадиальной энтальпии топлива от времени в экспериментах: 1 - №2,2 - №4,3 - №3

__Время, с

Рисунок 14. Эксперимент №2. Зависимость JIM РФТ №1 от времени на разном уровне от низа топливного сердечника (мм): 1-5,2-25,3-50,4-75,5-100,6-125,7-150,8-175,9-200

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Выполнен анализ методик испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, большинство из которых проведено в импульсных реакторах. В результате анализа сформулированы основные технические требования к условиям проведения экспериментов в реакторе МИР.

2. Предложен метод получения импульса мощности, моделирующего выброс регулирующего органа ВВЭР, в стационарно работающем исследовательском реакторе и экспериментальное оборудование для его реализации.

3. Разработанные технические решения адаптированы к реактору МИР. Изучены основные нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики экспериментального канала, показана возможность моделирования значимых термомеханических изменений твэлов. Предложен управляющий параметр для моделирования переходного процесса. Подтверждены ядерная безопасность экспериментов и надежность работы экспериментального оборудования.

4. Проведены расчетные исследования параметров работы оборудования и экспериментальных твэлов, в результате которых определены характеристики устройства при выбранной компоновке активной зоны реактора МИР, обеспечивающие введение малой отрицательной реактивности.

5. В ходе реакторных экспериментов в петлевом канале с параметрами теплоносителя

ВВЭР-1000 для рефабрикованных твэлов с выгоранием 50 - 60 МВт-сут/кг при начальной линейной мощности до 250 Вт/см получены импульсы с требуемым значением максимальной энтальпии, амплитудой до 4, временем нарастания мощности около 1 с.

6. Для используемых в эксперименте средств контроля параметров разработан и реализован алгоритм обработки первичных результатов измерений. В итоге достигнуто хорошее согласие результатов расчетов и экспериментов. Это доказывает пригодность моделей ней-тронно-физических и теплофизических расчетов.

7. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена существенная задача: впервые в исследовательском реакторе, работающем на стационарной мощности, выполнены испытания твэлов ВВЭР-1000 при параметрах проектной RIA с целью получения экспериментальных данных для оценки работоспособности твэлов, а также для усовершенствования и верификации расчетных программ.

Основные положения диссертационной работы изложены в следующих публикациях:

1. А.В.Алексеев, В.Н.Шулимов. Способ и устройство для испытания твэлов в режиме ре-активностной аварии в стационарно работающем исследовательском ядерном реакторе. Патент № 2243605 Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2004, №36.

2. А.В.Алексеев, В.А.Овчинников, И.В.Киселева и др. Результаты испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.// Атомная энергия, 2006, т.101,вып.6, с. 427-431.

3. Алексеев A.B., 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.

4. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности./Мтомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 - 284.

5. А.В.Алексеев, И.В.Киселева, А.П.Малков и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Методика и технология внутриреак-торного эксперимента.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006, вып. 1, с. 23-32.

6. В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, А.В.Алексеев. 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.//Сборник докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г. CD.

7. А.В.Алексеев, В.Н.Шулимов, И.В.Киселева. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. // Сборник трудов 4-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-26 мая 2005г., г. Подольск. Секция 4. CD.

8. P.V.Fedotov, A.A.Goncharov, A.V.Kumachev, A.V.Alekseev 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.

9. А.В.Алексеев, И.В.Киселева, В.Н.Шулимов. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.//Сборник тезисов докладов научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАР «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». 5-7 дек. 2006, г. Димитровград.

10. И.В.Киселева, В.Н.Шулимов. Методика и некоторые результаты испытания твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в реакторе МИР при параметрах проектной RIA. Программа конференции и тезисы докладов конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». Москва, 19-21.11.2008. ВНИИНМ, 2008, с.41.

11. Алексеев A.B., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты посттестовой обработки данных, полученных при испытании в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 2008, вьш.4., с.66 -70.

12. Алексеев A.B., Шулимов В.Н. Анализ влияния условий испытаний твэлов в режиме ре-активностной аварии на их состояние. Обзор. Издание ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 2009 г. 80 стр.

13. Алексеев A.B., АЛ.Ижутов, С.А.Ильенко, В.В.Калыгин, Л.В.Киреева, И.В.Киселева, В.А.Овчинников, В.Н.Шулимов, А.В.Горячев. Методическое обеспечение и экспериментальное изучение поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA в реакторе МИР. Программа конференции и тезисы докладов конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». Москва, 19-21.11.2010. ВНИИНМ, 2010, с.42.

14. Шулимов В.Н., Алексеев A.B., Горячев A.B., Киселева И.В., Нечаева O.A. Методика и результаты измерения газовыделения под оболочку опытных твэлов ВВЭР-1000 в эксперименте RIA в канале реактора МИР. 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 26-29.05.2009, ОАО «ОКБ «Гидропресс», г. Подольск. Сборник тезисов, 2009 г., стр.80-81, CD Секция 3.

Формат 60x90 1/16. Печ. л. 1,0. Печать офсетная. Тираж 65 экз. Зак. № 598.

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

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР МЕТОДИК И РЕЗУЛЬТАТОВ ИССЛЕДОВАНИЙ ТВЭЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ С ВОДЯНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В РЕЖИМЕ РЕАКТИВНОСТНОЙ АВАРИИ.I'.

1.1. Общие сведения об авариях.

1.2. Экспериментальные исследования твэлов-.13'

1.4. Обобщённые экспериментальные данные:.

1.5. Выводы по главе 1.

2. МЕТОД ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ТРЕБУЕМЫХ

ПАРАМЕТРОВ НА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТВЭЛАХ.

2.1. Постановка задачи. Основные принципы реализацииметода.

2:2. Расчетное моделирование импульса мощности.

2.5. Выводы по главе 2.

3. ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДА ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА, ХАРАКТЕРИСТИКИ И ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА.

3.1. Конструктивные особенности экспериментального устройства.

3.2. Нейтронно-физические параметры.импульса и эффекты реактивности.

3.3. Гидравлические характеристики и работа ЭУ с приводом.

3.4. Экспериментальная TBC и твэлы.;.

3.5. Средства измерений.'.

3.6. Конструкция TBC для разогрева теплоносителя петлевой установки.

3.7. Выводы по главе 3.

4: ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР.

4.1. Подготовительные испытания. Испытание гидропривода в канале реактора.

4.2. Результаты первичных измерений параметров.

4.3. Выводы по главе 4.

5. МЕТОД ОБРАБОТКИ РЕЗУЛЬТАТОВ ПЕРВИЧНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ.

5.1. Скорость нарастания импульса мощности.

5.2. Линейная мощность твэлов.

5.3: Расчет кинетики-реактора.

5.4. Основные результаты материаловедческих исследований твэлов.

5.5. Выводы по главе 5.

6. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

Актуальность темы

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство новых. При этом АЭС нового поколения (АЭС-2006) характеризуются повышенными параметрами теплоносителя, высоким выгоранием и возможностями по маневрированию мощностью блока. Для обоснования новых проектов необходимы дополнительные исследования топлива, в том числе, при высоком выгорании.

В связи с широким международным сотрудничеством и экспортной поставкой ВВЭР при обосновании проектов анализируется выполнение требований, как отечественных нормативных документов, так и международных. Для легководных энергетических реакторов рассматривается выполнение критериев EUR (European Utility Requirements), согласно которым инциденты с несанкционированным введением положительной реактивности отнесены к проектным режимам 3 и 4 категории. В настоящее время определены требования к данным режимам, соблюдение которых позволяет существенно ограничить радиационные последствия инцидентов.

Результаты экспериментов в реакторах ИГР и БИГР, учет зарубежного опыта позволили сформулировать и обосновать условия эксплуатации твэлов, исключающие их разрушение (фрагментацию). Вместе с тем, требования, предотвращающие разгерметизацию, еще предстоит разрабатывать.

В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до 80 МВтсут/кги для определения критериев безопасности - параметров, связанных с фрагментацией топливного сердечника и разгерметизацией твэлов. Большинство экспериментов проведено в импульсных реакторах. Причем в основном теплосъем с экспериментальных твэлов осуществлялся в режиме естественной конвекции теплоносителя. Для создания реальных условий охлаждения твэлов необходимо проводить испытания в исследовательских реакторах, оснащенных соответствующими петлевыми установками.

Существующие данные, полученные на импульсных реакторах, не могут в полной мере ответить на вопрос о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях ряда сценариев проектной аварии с вводом положительной реактивности (в дальнейшем RIA) по трём причинам. Во-первых, из-за существенного отличия режима свободно-конвективного охлаждения от режима ВВЭР. Во-вторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из «холодного» состояния. В-третьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для проектной аварии на ВВЭР. Это может приводить к существенным отличиям характеристик состояния твэла при реальной аварии и в эксперименте. Кроме того, не было испытаний твэ-лов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВтсут/кги при рабочих параметрах теплоносителя в первом контуре ВВЭР.

Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров RIA на ВВЭР при реальных эксплуатационных условиях.

Цель работы - разработка и практическая реализация технических средств, обеспечивающих проведение в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы испытаний фрагментов твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ.

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

1. Анализ методов »испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, выполненных ранее.

2. Разработка метода получения импульса мощности, расчетно-экспериментальное подтверждение возможности его реализации, в реакторе МИР при работе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации.

3. Разработка инженерно-технических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности:

4. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных.

5. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в условиях RIA.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем: •

1. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности.

2. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях RIA.

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторных экспериментов. Все нейтронно-физические и теплогидравлические 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 экспериментальной TBC (ЭТВС) и подтверждена данными послереакторных материаловед-ческих исследований.

Практическая значимость работы:

1. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях RIA при требуемых условиях охлаждения.

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.

3. Разработанные технические решения позволяют выполнять программы по изучению поведения существующих и перспективных типов твэлов ВВЭР с различным выгоранием топлива в условиях импульсного возрастания мощности и заданных параметрах охлаждения.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен анализ методов и результатов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, проведенных ранее;

- разработаны и запатентованы технические решения, обеспечивающие испытания твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности (патент РФ №2243605);

- выполнены все нейтронно-физические и теплофизические расчеты, обосновывающие возможность реализации и безопасность проведения эксперимента;

- разработан проект экспериментального устройства, выбрана номенклатура средств измерения;

- проведены испытания гидравлического привода экранирующего устройства на лабораторном стенде и в реакторе;

- разработаны программы и проведены реакторные эксперименты, 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, обосновании безопасности и проведении реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, В.А. Овчинников, А.П. Малков, C.B. Романовский, В.А.Свистунов; посттестовых исследований - А.В.Горячев. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Способ и устройство для испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в режиме проектной реактивностной аварии в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы, оснащенном петлевыми установками с параметрами первого контура ВВЭР.

2. Результаты нейтронно-физических и теплофизических расчетов в обоснование выбора компоновки экспериментального устройства и активной зоны реактора.

3. Экспериментальные данные, полученные при испытании TBC, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000'c высоким выгоранием топлива, при условиях охлаждения, соответствующих эксплуатационным.

4. Метод и результаты обработки данных первичных измерений параметров экспериментов.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитров-град, 8-12 сентября 2003 г.);

- четвертой международной научно-технической конференции-«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск 23-27 мая 2005 г);

- международной конференции «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Япония, Kyoto, 2-6 Oct. 2005);

- научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (г. Димитровград, 5-8 декабря 2006г);

- научно-технической конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008);

- шестой международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009);

- научно-технической конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2010).

Публикации.

По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 14 работ, в том числе, 3 - в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях, получен патент на изобретение.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах текста, включая 61 рисунок, 23 таблицы. Список литературы содержит 70 наименований. Результаты работы изложены в работах [1 -14].

6. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Выполнен анализ методик испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, большинство из которых проведено в импульсных реакторах. В результате анализа сформулированы основные технические требования к условиям проведения экспериментов в реакторе МИР.

2. Предложен метод получения, импульса мощности, моделирующего выброс регулирующего органа ВВЭР, в стационарно работающем исследовательском реакторе и экспериментальное оборудование для его реализации.

3. Разработанные технические: решения-адаптированы к реактору МИР; Изучены основные нейтронно-физические и теплогидравлические: характеристики экспериментального канала, показана возможность моделирования значимых термомеханических изменений твэлов. Предложен управляющий параметр для; моделирования переходного процесса. Подтверждены ядерная безопасность экспериментов и надежность работы экспериментального оборудования. . 4. Проведены расчетные; исследования; параметров; работы-оборудования и экспериментальных твэлов, в результате которых определены характеристики устройства при выбранной компоновке активной зоны реактора МИР, обеспечивающие введение малой отри-цательнойфеактивности.

5. В ходе.реакторных экспериментов в петлевом канале с параметрами;теплоносителя ВВЭР-1000 для- рефабрикованных твэлов с выгоранием' 50 - 60 МВт-сут/кг при начальной линейной мощности до 250 Вт/см получены импульсы с требуемым значениемшаксималь-ной энтальпищ амплитудой до 4, временем нарастания мощности около Тс.

6. Для, используемых в эксперименте средств контроля параметров?разработан и реализован алгоритм! обработки первичных результатов измерений: В итоге достигнуто ! хорошее согласие результатов расчетов и экспериментов. Это доказывает пригодность моделей ней-тронно-физических и теплофизических расчетов.

7. Таким образом, в рамках выполнёния диссертационной работы решена существенная задача: впервые в исследовательском реакторе, работающем на стационарной мощности, выполнены испытания-твэлов ВВЭР-ЮОО при параметрах проектной RIA с целью получения экспериментальных данных, для,оценки работоспособности твэлов,1 а также для^усовершенствования и верификации расчетных программ.

1. А.В.Алексеев, В.А.Овчинников, И.В.Киселева и др. Результаты испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6, с. 427-431.

2. Алексеев A.B., 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.

3. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности. //Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 284.

4. А.В.Алексеев, И.В.Киселева, А.П.Малков и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Методика и технология внутриреактор-ного эксперимента.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006, вып. 1, с. 23 -32.

5. Алексеев A.B., Шулимов В.Н. Анализ влияния условий испытаний твэлов в режиме реак-тивностной аварии на их состояние. Обзор. Издание ГНЦ НИИАР; г. Димитровград, 2009 г. 80 стр.

6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97). М. Энергоатомиздат, 1990 г. http://ru.wikisource.org/wiki

7. Ю.К.Бибилашвили и др. Приемочные критерии для лицензирования тепловыделяющих элементов ВВЭР. ГНЦ ВНИИНМ, инв.№9228, 1999.

8. Расчетный анализ поведения твэлов и твэгов в проектных авариях. ФГУП ВНИИНМ, инв. 10465 ,2003 г.

9. Анализ поведения твэлов и твэгов ВВЭР-1000 первоначальной топливной загрузки блока №3 Калининской АЭС в условиях проектных аварий. ФГУП ВНИИНМ, инв. 10043, 2002г.

10. Анализ поведения твэлов и твэгов ВВЭР-1000 1 этапа внедрения 4-годичного топливного цикла в условиях проектных аварий. ГП ВНИИНМ, инв. 9413, 2000г.

11. Yu.K.Bibilashvili, O.K.Nechaeva et.al. Experimental Study of VVER High Burnup Fuel Rods at the BIGR Reactor under Narrow Pulse Conditions. Int. Top. Meet, on L.W.R. Fuel Performance. Park City, Utah, April 10-13, 2000. PP.306-314.

12. T.Nakamura, M.Yoshinaga. Boiling Water Reactor Fuel Behavior Under Reactivity-Initiated-Accident Conditions at Burnup of 41 to 45 GWd/tonne U. Nuclear Technology, 2000, V.129, N.2. P.141-150.

13. T.Nakamura, K.Kusagaya, T.Fuketa, H.Uetsuka. High Burnup Fuel BWR Fuel Behavior Under Simulated Reactivity-Initiated-Accident Conditions. Nuclear Technology, 2002, V.138, N.3. P.246-259.

14. P.E.MacDonald, S.L.Saiffert, Z.R.Martinson, R.K.McCardell, D.E.Owen, S.K.Fukuda. Assessment of Light-Water-Reactor Fuel Damage During a Reactivity-Initiated Accident. Nuclear Safety, 1980, vol.21, N 5, p.581.

15. M.S.El-Genk, R.L.Moore. Transient Debris Freezing and Potential Wall Melting During a Severe Reactivity Initiated Accident Experiment. Nuclear Technology, 1981, V.53. P.354.

16. C.Nam, Y.H.Jeong, J.Ho-Jung. A statistical approach to predict the failure enthalpy and realibil-ity of irradiataed PWR fuel rods during reactivity initiated accidents. Nuclear Technology, 2001, V.136, №2, P.158-167.

17. T.Fuketa, H.Sasajima, T.Sujiyama. Behavior of high burnup PWR fuel with low tip zircaloy-4 cladding under reactivity-initiated-accident conditions. Nuclear Technology, 2001, V.133, №1, P.50-62.

18. T.Fuketa, H.Sasajima, Y.Mori, K.Ishijima. Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions. Journal'of Nuclear Materials, 1997,248,249-256.

19. Sh.Katanishi., K.Ishijima. Experimental study on the Fuel Behavior during Reactivity Accident at Power Operation Condition. Journal of Nuclear Science and Technology. 32(11), November 1995. PP.1098-1107.

20. Сугияма Т., Фукета Т. Генерация механической энергии при повреждении топлива с высоким выгоранием в условиях реактивностной аварии. Атомная техника за рубежом. 2001г., №8, с. 16.

21. F.Schmitz, J.Papin. High burnup effects on fuel behaviour under accident conditions: tests CABRI REP-Na. Journal of Nuclear Materials, 1999, 270, 55-64.

22. F.Lemoine. High burnup fuel behavior related to fission gas effects under reactivity initiated accidents (RIA) conditions. Journal of Nuclear Materials, 1997, 248, P.238-248.

23. B.Cazalis, J.Papin, F.Lemoine. The MOX Fuel Tests In The CABRI REP-Na Programme: Analysis And Main Outcomes. International topical meeting "Light Water Reactor Fuel Performance". Park City, Utah, USA. April 10-13,2000. Oral Session. P.315.

24. J-P.Mardon, et.al. Recent data on M5™ Alloy under RIA and LOCA conditions (as compared to Zircaloy-4 behavior). ANS International Meeting on LWR Fuel Performance, September 1922, 2004, Orlando.

25. O.Nechaeva, A.Medvedev, V. Novikov, A.Salatov "Researches of VVER Fuel Rods Behaviour Under RIA Accident Conditions", International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, Albena, Bulgaria, 29 Sept 3 Oct., 2003.

26. Изучение поведения топлива при авариях с неконтролируемым ростом реактивности. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1993г. НИИАР, Димит-ровград, 1994г. С.78-81.

27. Исследование аварий с повышением реактивности реактора. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1992г. НИИАР, Димитровград, 1993г. С.50-52.

28. А.А.Гончаров, А.В.Кумачев, А.В.Медведев, О.А.Нечаева, В.В.Новиков, А.В.Онуфриев, А.В.Салатов, П.В.Федотов. Оценка разгерметизации твэлов ВВЭР в проектных авариях.

29. Чешско-словацко-российский семинар «Опыт эксплуатации и перспективы развития топлива и топливных циклов ВВЭР-440». Гротовице, Чехия, 15-16 ноября 2004.

30. Yu.K.Bibilashvili, A.Goryachev et.al. Study of High Burnup VVER Fuel Rods Behaviour, at the BIGR Reactor under RIA Conditions: Experimental Results. OECD RIA Topical Meeting, CABRI Seminar (opened part), Aix en France, May 13,2002.

31. С.Н.Бобров, А.П.Малков, В.М.Махин, С.П.Кошкина, И.И.Семидоцкий, Ю.Г.Спиридонов. Методика и результаты импульсных испытаний твэлов в реакторе СМ. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 2004, вып. 2. С.

32. Импульсные испытания твэла ВВЭР. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1990-1991 гг. НИИАР, Димитровград, 1992г. С.41-42. с

33. Устройство для импульсных испытаний выгоревших твэлов реакторов ВВЭР. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1995г. НИИАР, Димитровград, 1996г. С.32-35.

34. L.O Jernkvist, et.al. Assessment of burnup-dependent fuel rod failure threshold under reactivity-initiated accidents in light water reactors. ANS International Meeting on LWR Fuel Performance, September 19-22,2004, Orlando.

35. A.Smirnov, B.Kanashov, et. al. "Results of post-irradiation examination to validate VVER-440 and VVER-1000 fuel efficiency at high burnups". International conference On WWER Fuel

36. Performance, Modeling And ExperimentalSupport" 1-5 October 2001, Knpp Resthouse in Kranevo near Varna, Bulgaria. (CD-ROM)

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

38. А.В.Алексеев. Разработка программы «МУЗА» для теплогидравлических расчетов экспериментальных устройств исследовательских ядерных реакторов. Статья в сборник трудов ГНЦ РФ НИИ АР, 2004, вып.З.

39. W.Wiesenack. Assessment of UO2 conductivity degradation based on in-pile temperature data. International Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance. Portland, Oregon, March 2-6, 1997. Portland, 1997.

40. Б.Ли, Я.Коо, Д.Сон. Влияние характеристик краевой зоны на теплопроводность UO2-топлива при высоком выгорании. Атомная техника за рубежом. 2001, №10. С.29-35.

41. Теплогидравлический расчетный код КОРСАР. НИТИ, 2001г. Инв. № Т-791.006.

42. Отчет обоснования безопасности реакторной установки МИР.М1 , 1999г.