автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование влияния эксплуатационных факторов на деформацию тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000 и разработка конструкции с улучшенной геометрической стабильностью

На правах рукописи

□03059650

ВАСИЛЬЧЕНКО Иван Никитович

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ НА ДЕФОРМАЦИЮ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ВВЭР-1000 И РАЗРАБОТКА КОНСТРУКЦИИ С УЛУЧШЕННОЙ ГЕОМЕТРИЧЕСКОЙ СТАБИЛЬНОСТЬЮ

Специальность 05 14 03- Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ - 2007

003059650

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс", г Подольск, Московской обл

Научный руководитель - доктор техн наук, член-корр РАН Драгунов Юрий Григорьевич

Официальные оппоненты

- доктор техн наук, профессор

- канд техн наук

Тутнов Александр Александрович Орлов Валерий Иванович

Ведущая организация ФГУП "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (Дмитровград, Ульяновская обл )

Защита диссертации состоится 24 апреля 2007 г в 16-00 на заседании диссертационного совета Д 212 229 04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу 195251, Санкт-Петербург, ул Политехническая, 29 в аудитории 507 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Автореферат разослан "23" марта 2007 г

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета Факс (812)5521630 E-mail kgl210@mail ru

Ученый секретарь

диссертационного совета

К А Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Атомные реакторы ВВЭР-1000 в настоящее время являются наиболее конкурентоспособными в атомной энергетике России Это обусловлено не только совокупностью прогрессивных исходных конструкторских решений, но и убедительным опытом эксплуатации

Технические и экономические показатели работы блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (так же как и с другими типами реакторов) значительно зависят от надежности и экономичности работы активных зон

Специфика и трудность проектирования активных зон заключается в учете большого количества эксплуатационных факторов, в чувствительности конструкции к воздействию этих факторов

С начала эксплуатации реакторов, когда использовалась нержавеющая сталь для конструкционных материалов тепловыделяющих сборок (TBC), принципиально не удавалось достичь хороших показателей топливоиспользо-вания

Последовавшая замена конструкционного материала на циркониевые сплавы в сочетании с увеличенными кампаниями выявила несколько серьезных проблем в эксплуатации активных зон, связанных с надежностью срабатывания аварийной защиты (A3) и образованием увеличенных зазоров между TBC вследствие их искривления

Устранению этих проблем и созданию конструкции активных зон, которые не лимитировали бы физические возможности уранового топлива разрешенного обогащения, и посвящена данная работа

Цель работы.

1 Исследование влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на работу активной зоны.

2 Разработка методов экспериментальных исследований и создание основ для разработки расчетных кодов, описывающих поведение отдельных TBC и активной зоны в целом

3 Разработка на основе выполненных исследований конструкторских решений и рекомендаций по проектированию активных зон ВВЭР на базе бесчех-ловых TBC с экспериментальной проверкой макетов и опытных образцов

Научная новизна

1 Установлены коренная и сопутствующие причины, вызывающие деформации TBC в активной зоне и замедление срабатывания аварийной защиты как для ВВЭР, так и для PWR

2 Выявлены и исследованы закономерности поведения конструкционных элементов в области параметров, определяющих стабильность конструкции в проектных пределах, таких как пружины, направляющие каналы (НК), дистан-ционирующие решетки (ДР) и ее элементы, пучок твэл и TBC в целом

3 Разработана и реализована методология дореакторных и реакторных экспериментов, всесторонне обосновывающих ресурс TBC

4 Обоснована безопасность и надежность активных зон с новыми TBC

Практическая ценность

1 Усовершенствован проект предшествующей модификации конструкции TBC и внедрен в эксплуатацию

2 Разработана конструкция усовершенствованной активной зоны на базе ТВС-2 Конструкция внедрена в производство и эксплуатацию на 5-ти блоках АЭС

Основные положения, выносимые на защиту

Результаты анализа влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс TBC

Результаты работ по обоснованию выполнения критериев проектирования активных зон в части обеспечения надежности аварийной защиты и охлаждения активной зоны при повышенных межкассетных зазорах

Результаты исследования закономерностей поведения конструкционных элементов

Результаты внедрения методологии проектирования на примере ТВС-2.

Степень обоснованности научных положений. Научные положения обоснованы комплексом поверочных стендовых испытаний в ОКБ «Гидропресс» и результатами проверки конструкции по программам опытно-промышленной эксплуатации в реакторах Балаковской АЭС

Личный вклад автора заключается в разработке базового проекта активной зоны ВВЭР-1000, руководстве работами по созданию дальнейших модификаций, включая ТВС-2 и ТВС-2М; разработке технических заданий на расчеты и эксперименты, в обсуждении программ и методик экспериментов, результатов расчетов и экспериментов, в принятии решений по внедрению этих результатов в конструкцию

Апробация работы. Результаты работы докладывались на научно-техническом совете № 4 Минатома России 09 07 2002 и заседании секции № 1 НТС № 4 Росатома России 31 08 2005, научно-технических конференциях ОАО «ТВЭЛ» (2002, 2003), научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (2003), на международных научно-технических конференциях по топливу в Албене, Болгария (2003, 2005), техническом комитете в Кадараше, Франция (2004)

Публикации. По теме диссертации опубликовано 6 патентов, 9 статей и докладов

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 73 наименований, содержит 105 страниц текста, в том числе 66 рисунка и 14 таблиц

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность и специфика решения поставленной задачи, цель, научная новизна и практическая ценность полученных результатов

В главе 1 приводятся характеристики активной зоны базового проекта реактора ВВЭР-1000 для двухгодичной кампании в нержавеющем варианте исполнения НК и ДР TBC Характерными являются низкий уровень выгорания топлива (28 МВтсут/кги) и, соответственно, высокий удельный расход природного урана (0,295 кг/МВт сут)

Особенности этого проекта, которые отличают его от зарубежных, в частности, заключаются в более компактном размещении поглотителей по пучку твэл, в повышенном усилии зажатия в реакторе, вызванном большой скоростью теплоносителя, в относительно небольшом весе регулирующего органа В варианте двухгодичной кампании эти особенности никак не проявляли себя, но уже при переходе на 3-х годичную кампанию, когда после перегрузки в реакторе присутствует 1/3 часть (а не 1/2) "свежих" кассет, проявились искривления TBC

Результаты эксплуатации 2-х и начала 3-х летнего топливного цикла демонстрировали низкую повреждаемость твэл Средняя активность теплоносителя по всем блокам существенно уменьшилась к 1991 году и не превышала 5 10 5 Ки/кг по йоду На основе этих результатов осуществлялся перевод на 3-х летнюю кампанию

После перевода активных зон на 3-х годичную кампанию, достижения выгорания более 30 Мвт сут/кги были отмечены случаи непроектного срабатывания A3 Они заключались в превышении проектного времени ввода регулирующих стержней, а в некоторых случаях наблюдался недоход стержней до конечного положения

Также были установлены случаи непроектного ввода стержней в активную зону на западных реакторах Таким образом проблема оказалась системной, связанной с увеличением срока эксплуатации TBC в реакторах

Анализ безопасности по обобщенным аномалиям, которые провели российские и зарубежные специалисты для определяющих аварий, показал наличие запасов безопасности реакторных установок с точки зрения обеспечения эффективности аварийной защиты, однако это не означало, что надо идти по пути использования этих запасов и встала задача по доведению режима A3 до проектного сценария

С этой целью были приняты первоочередные компенсирующие меры, направленные на исключение застревания органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) К ним относятся следующие

1 Снижение осевого усилия на кассеты за счет внедрения "мягкой" головки, а в дальнейшем и переход на циркониевые НК, обеспечивающие сниженные усилия за счет отличий температурного расширения стальных внутрикорпус-ных устройств (ВКУ) и циркониевых каналов кассеты

2 Доработка ВКУ реактора для уменьшения зажатия кассет Для этого на всех блоках проведены измерения уровней головок кассет и фактических размеров блока защитных труб (БЗТ) По результатам этих измерений было установлено, что усилия зажатия некоторых TBC превышали 2 тс Для доведения этой величины до проектной определялась величина корректировки положения БЗТ

3 Изменение регламента разогрева реактора

Принята измененная схема разогрева, которая показана на рис 1

Р ^--

.....L Др коне.

Зн Р хол

О а t (час)

Рис 1 Схема последовательности разогрева РУ Линия (1) отображает режим разогрева на 4-х ГЦН Линия (2) -уточненный режим разогрева на 3-х ГЦН Подключение 4-го ГЦН осуществляется в точке а) в момент достижения температуры теплоносителя 200 градусов Так снимается консерватизм Д Рконс

Таким образом, проведенная работа позволила устранить пережатие TBC при нерасчетном отклонении допусков ВКУ

Совокупность этих мероприятий, конструктивного и регламентного, позволила реализовать первую компенсирующую меру по обеспечению проектного срабатывания A3 - снижение осевой силы на TBC

Вторым компенсирующим мероприятием стало утяжеление ОР СУЗ Оно складывалось из двух составляющих. Первая заключалась в утяжелении поглощающих элементов (ПЭЛ), входящих в состав поглощающего стержня СУЗ (ПС СУЗ), путем установки утяжелителя во внутреннюю верхнюю часть ПЭЛ за счет частичного заполнения компенсационного объема Вторая - утяжеление штанги привода шагового электромагнитного (ШЭМ) По совокупности утяжелений ОР СУЗ утяжелен на 4 кг Динамика перемещения такого ОР СУЗ до утяжеления ПЭЛ и после показана, соответственно, на рис 2 и 3

Третьим компенсирующим мероприятием стало уменьшение поршневого эффекта в штанге привода ШЭМ за счет введения разгрузочных отверстий в нижней части полости штанги Смысл этого мероприятия заключается в том, что при перемещении штанги ОР СУЗ вниз и извлечении датчика положения линейного (ДПЛ) в полости штанги может образоваться разряжение, препятствующее движению штанги вниз Для уменьшения гидродинамического противодействия падению регулирующего органа также обосновано и реализовано уменьшение диаметров дросселирующих отверстий в НК TBC

Эта конструктивная мера стала четвертым компенсирующим мероприятием для обеспечения проектного срабатывания АЗ

К компенсирующим мерам можно отнести также установку под ОР СУЗ кассет только первого и второго года эксплуатации Эту меру широко применяли на АЭС при выборе загрузок

Рис 2 Зависимость пути Б и скорости V во времени, полученные при сбросе серийного ПС СУЗ с утяжеленной штангой и серийной кассетой при перепаде давления на кассете ДР = 1,45 кгс/см2

Рис 3 Зависимость пути 8 и скорости V

во времени, полученные при сбросе утяжеленного ОР СУЗ во время ресурсных испытаний привода с усовершенствованной кассетой при ДРкас =1,45 кгс/см2

Аналогичный подход применялся на АЭС Ringhals Там был установлен критерий по выгоранию под ОР СУЗ устанавливаются кассеты с выгоранием не более 30 МВт сут/кг U

Побочным, но важным эффектом искривления TBC явилось появление увеличенных полостей в активной зоне Повышенные зазоры приводят к локальным всплескам энерговыделения на периферийных твэлах Для измерения кривизны кассет непосредственно в реакторе разработаны специальные датчики гравитационного типа

Измерение кривизны кассет в реакторе явилось беспрецедентной практикой Ввиду ее сложности, зависимости результатов от большого количества параметров ее нельзя рекомендовать для единичных измерений, однако большое количество измерений дает статистический результат, подтверждающий состояние активной зоны, определенное по таким процедурам, как измерение времени падения стержней, усилия их перемещения, усилие загрузки-выгрузки кассет По полученным векторам кривизны и их направлениям определяется результирующая кривизна оси TBC - годограф Из геометрических сопоставлений вычисляются все зазоры, имеющие место в активной зоне

В общей сложности на блоках с ВВЭР-1000 выполнено более трех тысяч измерений кривизны НК По результатам измерений определены гистограммы межкассетных зазоров в активной зоне при работе реактора на мощности

Учет всплесков энерговыделения осуществляется по штатной методике путем введения увеличенного инженерного коэффициента

На основании анализа сложившейся ситуации на блоках и эффективности первоочередных мер в конструкцию TBC были внесены соответствующие изменения НК выполнены из сплава Э-635 (вместо Э-110) с увеличенным наружным диаметром с 12,6 мм до 13,0 мм, толщина стенки увеличена с 0,8 мм до 1,0 мм, уменьшены дроссельные отверстия, конструкция головки, включая новый материал пружин ХН77ТЮР, обеспечивает мягкую характеристику нагру-жения, в конструкцию ПЭЛ введен композитный поглотитель (в верхней части карбид бора, в нижней- титанат диспрозия), выполнены другие менее значительные изменения

В главе 2 приведен анализ влияния эксплуатационных факторов на деформацию TBC Эти факторы делятся на внутренние и внешние К внутренним факторам относится конструктивная схема TBC

В процессе эволюции конструкции TBC ВВЭР-1000 имели место три схемы взаимодействия элементов пучка твэл с точки зрения компенсации термомеханических изменений элементов TBC.

В первой схеме твэлы и каналы свободно проходят через ДР Фиксация решеток осуществляется только на центральной трубе В этой схеме предполагалось, что пучок твэл оказывает существенное подкрепляющее влияние на каналы через ДР

Вторая схема отличается от первой наличием упорных втулок на каналах, которые позволяют перемещаться пучку твэл вместе с решетками примерно первые два года, когда обеспечен натяг твэл в решетках В дальнейшем, при ослаблении натяга втулки препятствуют перемещению решеток

В третьей схеме решетки жестко крепятся к каналам кассеты В отличие от первых двух, где каналы свободно проходили через решетки, в этой схеме образован жесткий каркас Испытания показали, что такой каркас в состоянии противостоять коллективному воздействию твэл при температурных и радиационных изменениях

Таким образом, исходная жесткость кассет при переходе от нержавеющего исполнения конструктивных элементов к циркониевым уменьшилась, а при переходе к сварному каркасу увеличилась Однако жесткость в процессе эксплуатации для последнего варианта исполнения, несмотря на ослабление натяга твэл в решетках, изменяется незначительно из-за наличия постоянной составляющей-каркаса

Получена база данных по изгибной жесткости TBC различного исполнения, полученная при испытаниях и подтверждающая приведенный анализ

К внутренним факторам также можно отнести радиационный рост и радиационную ползучесть

Подавляющее большинство данных по количественным оценкам радиационного роста и радиационной ползучести относятся к оболочкам твэл

Характер и количественная зависимость радиационного роста от флюенса, а также радиационной ползучести, соответственно, от флюенса и напряжения для сплавов Э-110 и Э-635 хорошо изучены

Если рассчитать по этим данным радиационный рост твэл и НК, то получаются значения, которые для твэла являются заниженными, а для НК завышенными Это объясняется, соответственно, вкладом процесса взаимодействия топлива и оболочки в удлинение твэлов и тормозящим воздействием терморадиационной ползучести для НК

Из литературных данных для PWR следует, что измеренное значение удлинения TBC после 4-х циклов облучения около 0,3 %, что составляет примерно 15 мм для TBC сопоставимой длины с TBC ВВЭР, в то время как удлинение твэл составляет около 1 %, т е в 3 раза выше Сравнение графиков радиационного роста твэл ВВЭР и PWR показывает, что, несмотря на отличающийся характер зависимостей, имеется совпадение в области высоких выгораний

Из сопоставления указанных данных и данных по циркалою следуют важные для проектирования TBC выводы

Первый заключается в том, что сплав Э635, примененный для НК, обладает существенно большей стабильностью по отношению к другим сплавам (включая циркалой) как с точки зрения радиационного роста, так и с точки зрения радиационной ползучести в сопоставимых условиях эксплуатации

Второй вывод заключается в том, что, несмотря на относительно высокий темп радиационного роста сплава Э-110, радиационный рост твэлов ВВЭР меньше, чем в PWR с циркалоем По-видимому, это объясняется конструкцией твэл в целом (величина зазора топливо-оболочка для PWR меньше), а также режимами эксплуатации

Третий вывод заключается в том, что удлинение TBC ВВЭР существенно меньше, чем PWR По-видимому, это связано с более высоким усилием зажатия TBC в ВВЭР, в случае НК из Э-110 большей радиационной ползучестью (отрицательное удлинение), а в случае НК из Э-635 стабильностью сплава при облучении

Общая схема влияния радиационного роста твэл на термомеханику TBC заключается в том, что имеет место неравномерность его по сечению TBC Это подтверждается тем фактом, что наибольшие искривления кассеты имели место в 2-4 ряду от периферии активной зоны, где наряду с большими абсолютными значениями нейтронные потоки имеют большие градиенты, что предопределяет направление и величину прогибов (см рис 4)

Существенное влияние на формоизменение кассет оказывают ползучесть оболочек твэл от внешнего воздействия теплоносителя, а также исходное усилие снаряжения пучка (натяг твэл в ДР) Эти два фактора объединены, т к увеличение выгорания сопровождается ослаблением натяга твэл в ячейке Этот фактор действует намного эффективнее, чем изменение свойств материалов в процессе облучения

зазор мм

О

Рис 4 Распределение максимальных межкассетных зазоров по радиусу активной зоны

На основе данных, полученных в процессе эксплуатации, анализе результатов по сдвижке ДР в УТВС, которые имели место при эксплуатации, установлена граница по выгоранию 27-30 МВт сут/кги, до которой суммарное трение твэлов в ДР удерживает ДР в исходном положении В дальнейшем сопротивляемость TBC падает

В общем виде можно перечислить следующие факторы, влияющие на результаты усилие снаряжения пучка TBC, материал ДР и НК, схема работы пучка (наличие жесткого каркаса или его отсутствие), расположение ДР, геометрия ДР; конструкция соединения пучка с головкой

Из совокупности данных по изгибной жесткости кассет можно выбрать некоторые группы, которые дадут качественные параметрические зависимости изгибной жесткости Например, выберем результаты для трех групп кассет, отличающиеся указанным конструктивным исполнением

На рис 5 все результаты соответствуют одинаковым условиям испытаний при 20°С, без предварительного поджатая, поперечное усилие прикладывается к 8-ой ДР

EJ, кН м2

ф Точки, относящиеся к нержавеющим TBC

* Точки, относящиеся к ТВС-2

0 Точки, относящиеся к УТВС

кгс

10 20 30 40 50 Рис 5 Зависимость изгибной жесткости кассет от усилия снаряжения пучка

400 300 200 100

Из рисунка видно, что, во-первых, повышение усилия снаряжения приводит к увеличению исходной изгибной жесткости, во-вторых, при равных усилиях снаряжения у нержавеющих TBC и ТВС-2 изгибная жесткость выше

Если проэкстраполировать значения изгибной жесткости до нулевых усилий снаряжения, получим величину порядка 60-70 кН м2 Это примерно соответствует значению изгибной жесткости, полученному прямым измерением на макете УТВС, в котором искусственно были раздорнованы ячейки до получения люфтов твэл Этот результат также подтверждается измерениями изгибной жесткости УТВС, отработавшей 3 года в реакторе, проведенными в горячей камере ГНЦ НИИАР

Таким образом, можно сказать, что испытания макетов собранных по штатной технологии являются далеко не консервативными Для моделирования состояния кассеты при повышенных выгораниях необходимо исключать натяг твэл в ячейках При этом, конкретное значение люфтов от нуля и более, по-видимому, мало сказывается и не уменьшает изгибную жесткость ниже предельной, указанной выше

Большая осевая сила является коренной причиной искривления кассет В случае жесткого соприкосновения витков пружин происходит быстрая потеря устойчивости при установке БЗТ на активную зону и при уплотнении реактора от дополнительного зажатия БЗТ При наличии запаса хода пружин перенагрузка вызывает постепенное формоизменение TBC

Прямое измерение критической силы для кассет сопряжено с опасностью существенного повреждения Поэтому, как правило, они не доводятся до такого состояния с целью обеспечения возможности получения максимального объема информации с одной TBC Однако три кассеты типа УТВС доведены до потери устойчивости при осевой силе более 35 кН

Характерной картиной диаграммы поперечного нагружения TBC является гистерезис, из которого, в частности, виден невозврат кассеты при снятии прямой и обратной поперечной нагрузки, приложенной к ДР вследствие проскальзывания твэл в ДР При этом, чем выше нагрузка, тем шире петля гистерезиса Из результатов эксплуатации следует, что при осевой силе в 1 тс (номинальная проектная и фактическая нагрузка) обеспечивается проектный ресурс для 4-х годичного цикла эксплуатации в базовом режиме В случае осевой критической нагрузки имеет место катастрофическое изменение формы TBC

Ограничение пространства для деформирования кассеты дает большее значение критической силы

При проведении испытаний двух макетов с первоначальным изгибом, соответствующим зазору 2 и 9 мм получено соответствующее уменьшение критической силы в 1,25 раз

Влияние плотности упаковки активной зоны на возможности формоизменения можно оценить также компьютерным моделированием геометрии активной зоны Увеличение размера «под ключ» на 1 мм, как было принято в даль-

нейшем, уже само по себе дает существенное снижение максимального межкассетного зазора

По результатам данных анализов размер «под ключ» кассет увеличен на 1 мм Эффективность мер по снижению осевой нагрузки и увеличению размера «под ключ» продемонстрировал положительный опыт эксплуатации 1-го блока Волгодонской АЭС, где успешно эксплуатируются УТВС в пределах выгорания 50 Мвт сут/кг урана

Одним из важнейших факторов, влияющих на формоизменение ТВС, также являются циклические нагружения, связанные с изменением температуры элементов TBC, которая, в свою очередь, зависит от изменений мощности Причем процессы изменений мощности реализуются двух типов медленные изменения, связанные с выгоранием топлива и относительно быстрые изменения, связанные с набором мощности, регулированием и ксенонными процессами

Результаты испытаний различных кассет на циклические температурные нагрузки показывают, что кассета, содержащая жесткий каркас за счет приварки ДР к НК, существенно более устойчива к воздействию этих нагрузок

Максимальный накопленный прогиб за 15 циклов серии испытаний составил 0,77 мм, с дальнейшим снижением темпа деформации То есть, имеет место "насыщение" прогиба, что важно для маневренного режима работы активной зоны

С самого начала проектирования реакторов ВВЭР и активных зон была принята и реализована конструкция узла установки кассет в шахту типа «шар по конусу»

Проверка на первом блоке Волгодонской АЭС показала наличие большого количества неправильно ориентированных стаканов, которые были доработаны для обеспечения возможности строго вертикальной ориентации кассеты Это мероприятие в совокупности с другими, такими как более плотная упаковка активной зоны, оптимизированное усилие зажатия, дало положительные результаты, и кассеты типа УТВС отработали 5 топливных циклов без замечаний и активная зона вошла в режим стационарных перегрузок

Существенное влияние на обеспечение геометрической стабильности кассет оказывает количество решеток и их размеры

Начиная от конструкции первой кассеты для реактора 5 блока НВАЭС, пучок твэл кассеты ВВЭР-1000 содержал 15 ДР Это количество было выбрано на основании опыта эксплуатации топлива ВВЭР-440 с учетом данных по кризису теплообмена (формула для определения критических тепловых потоков работает в области теплогидравлических и геометрических параметров, среди которых есть и диапазон изменения шага решеток в пучке)

На стадии выбора основных параметров новой конструкции тщательному и всестороннему анализу и обсуждению был подвергнут вопрос о влиянии количества и параметров ДР на жесткость TBC Для выбора этих параметров были проведены следующие основные работы в ОАО НЗХК, ГНЦ ФЭИ и ОКБ "Гидропресс"

1 Исследования, связанные со смещениями ДР на УТВС

2 Исследования по влиянию увеличенного шага расположения ДР на кризис теплообмена

3 Расчетные параметрические исследования влияния количества и параметров ДР на прогиб кассет,

4 Экспериментальные исследования влияния параметров ДР на жесткость и работоспособность TBC в целом

(Результаты работ по п п 1 и 2 не приводятся, т к они имеют самостоятельное значение и не оказали влияния на вопрос выбора количества и размеров ДР ТВС-2 Результаты работ по п 4 будут приведены далее)

Результаты расчетов по п 3, проведенные в ФЭИ, содержат прямые рекомендации для конструирования новой TBC и позволили ограничить количество вариантов для дальнейшего рассмотрения и проведения серии экспериментов Для ТВС-2 выбрано 12 ДР

В главе 3 приводятся результаты экспериментального и расчетного подтверждения выбранных основных конструктивных параметров ТВС-2

Если жесткость нержавеющей кассеты проверялась практически одним видом нагружения - осевой силой, то по мере совершенствования конструкции расширялась и программа экспериментального обоснования Кроме поверочных экспериментов на полномасштабных образцах, при разработке проекта ТВС-2 проведены следующие эксперименты на отдельных фрагментах TBC

- определение усилий протягивания твэл в ячейках ДР в воздухе и в воде (с целью получения исходных данных в термомеханических расчетах),

- определение усилий продавливания НК (отрыва) через ДР (для использования в расчетах прочности),

- определение характеристики поворота имитатора НК в ДР, заполненной имитаторами твэл (используется в программе термомеханического расчета),

-определение характеристики поворота имитатора твэла в ДР, заполненной имитаторами твэл (используется в программе термомеханического расчета),

- определение изгибной жесткости укороченного макета каркаса и пучка твэл (два пролета) в поперечном направлении (для тестирования программы),

- проталкивание пучка имитаторов твэла через ДР в укороченном макете TBC с имитацией изгиба пучка (с целью доказательства незакусывания твэл в ДР),

- продавливание 18 НК через ДР (для изучения процесса депланации ДР),

- механические испытания на сжатие ДР (для получения исходных данных в сейсмических расчетах)

Консервативный эксперимент по проталкиванию пучка твэл через ДР, вошел в практику проектирования других типов TBC Положительный результат этого эксперимента заключается в том, что при проталкивании пучка должна отсутствовать депланация ДР

Проведены статические испытания каркаса и двух полномасштабных макетов ТВС-2 Макеты отличались между собой натягами в узлах «ячейка ЦДР -твэл» (прослабленные - у макета № 1, штатные - у макета № 2) Макет № 1

имитирует выгоревшее состояние ТВС-2 с прослабленными натягами твэлов в ЦДР

На рис 6 наложены диаграммы поперечного перемещения сечения в районе ДР 8 каркаса макета № 1 и макета № 2 в сопоставимых условиях (без поджатая, при температуре 20 °С), а также макета УТВС

Этот рисунок показывает, насколько более упруго деформируется ТВС-2 по сравнению с УТВС (Петля гистерезиса намного уже)

Для размаха перемещений ДР7 ±10 мм выполнены расчетно-экспериментальные оценки изгибной жесткости каркаса и макетов при 20 °С

у/мм

Рис б Зависимость поперечного перемещения сечений каркаса (1) и макетов ТВС-2(2,3), а также макета УТВС (4)

Установлено, что

- преобладающим механизмом деформирования макетов ТВС-2 при поперечном изгибе является упругое деформирование,

- факторами, влияющими на механические характеристики макетов и каркаса, являются продольное поджатие и температура При продольном поджатии происходит увеличение изгибной жесткости каркаса и макетов на величину от 2,5 до 18 % При температуре 320 °С происходит снижение жесткости каркаса и макета № 2 на величину от 15 до 24 %,

- сварной каркас ТВС-2 вносит существенный вклад в характеристики сопротивления поперечному изгибу,

- величина натяга в узлах «ячейка ЦДР - твэл» оказывает заметное влияние на характеристики сопротивления изгибу Изгибная жесткость макета № 2, имеющего штатные натяги, выше изгибной жесткости макета № 1, прослабленного по твэлам, на 64 % без поджатая и на 61 % при поджатии 9 мм,

На базе полученных данных по механическим испытаниям кассет и их фрагментов, результатов измерений в реакторах разработаны и верифицированы расчетные коды для обоснования термомеханической стабильности активных зон с ТВС-2 К ним относятся РАНДЕВУ, ТЕРЕМОК (ГНЦ РФ ФЭИ), УЗОР (РНЦ КИ), TM TBC (ОКБ "Гидропресс")

Для ТВС-2 выполнено расчетное обоснование термомеханического поведения в составе активной зоны в установившемся 4-х годичном топливном цикле (подпитка 42 ТВС-2 в год)

Основной результат термомеханического обоснования заключается в том, что на всех этапах эксплуатации прогнозируются межкассетные зазоры, не более указанных в табл 1

Таблица 1 - Значения межкассетных зазоров в загрузках ТВС-2

Тип топливной загрузки Межкассетный зазор, мм

0<NTBC.2S54 9,0

54<Ы-шс.2< 135 7,0

Ntbc-2> 135 5,5

Прогнозируемый прогиб в 5,5 мм соответствует проектному состоянию активной зоны, при котором можно отменить консервативную "обобщенную" методику обоснования безопасности и вернуться к уменьшенным инженерным коэффициентам неравномерности энерговыделения Это, в свою очередь, позволяет отменить наложение дополнительных ограничений на физические коэффициенты неравномерности формирования активной зоны Более того, с учетом возможности снятия других консервативных предпосылок в теплогидрав-лических обоснованиях перейти к новым проектным ограничениям, позволяющим более экономичное формирование топливных загрузок (т-опО

В главе 4 приводятся основные результаты опытно-промышленной эксплуатации (ОПЭ) ТВС-2

Внедрение в эксплуатацию связано с решением многочисленных вопросов нейтронно-физической, гидравлической и термомеханической совместимости для переходных загрузок

Проведенные расчеты для каждой загрузки, а также выполненные измерения показали хорошее совпадение для результатов активной зоны 1-го блока Балаковской АЭС в конце 12-й загрузки, предшествующей первой загрузке ТВС-2, а также в начале 13-й кампании на той же высоте активной зоны Сравнение дало качественное представление о положительном эффекте уже первой загрузки «жестких» кассет

На рис 7 и 8 показан пример совпадения расчетных и измеренных данных для конца 14-й кампании первого блока Балаковской АЭС

В качестве базового блока для опытной эксплуатации ТВС-2 выбран 1 блок Балаковской АЭС Опытная эксплуатация на 1 блоке Балаковской АЭС осуществляется по программе, основные разделы которой определяют

физическую идентичность TBC с точки зрения н ейтр о н н о-ф и з и ч ее к их характеристик;

соответствие теплогидравлических параметров; механическую надежность конструкции.

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Прогиб, мм.

Рис. 7. Расчетные значения прогибов кассет

2003 2004 ППР

2006

Рис. 8. Измеренное среднее значение прогибов кассет

Блок 1 БалАЭС работает в базовом режиме с наложением диспетчерских ограничений в пределах разрешенных техническими условиями на топливо.

Специфика многоблочной станции заключается в том, что для блоков таких АЭС решающим показателем является КИУМ, поэтому востребованными являются топливные никлы С большой продолжительностью между перегрузками.

Продолжительность кампании....................................~ 350 эфф, сут.

Количество загружаемых TBC....................................54 / 55 шт.

Среднее обогащение загружаемого топлива ............4,12 %

Достигаемое выгорание топлива

- среднее........................................................................- 44,5 МВтсут/кг U

-максимальное.............................................................-47,5 МВт-сут/кги

Опытно-промышленная эксплуатация ТВС-2 на Балаковской АЭС началась в 2003 году с загрузки в активную зону реактора опытной партии в количестве 54 шт. и эксплуатации в течение 13 топливной кампании.

Динамика внедрения ТВС-2 на 1 блоке Балаковской АЭС такова: В ППР-2003- 1 партия (54 шт.) ТВС-2 с 15 ДР; В ППР-2004- 2 партия (54 шт.) ТВС-2 с 12 ДР; В ППР-2005- 3 партия (55 шт.) ТВС-2 с 12 ДР.

В процессе ОПЭ проводились, в частности, следующие проверки и измерения;

- проверка времени падения ОР СУЗ Регламентное значение времени падения ОР СУЗ составляет 1,2-4 с Результаты измерений показывают, что время падения ОР СУЗ не превышает 2,1 мм,

- измерение усилий протяжки ОР СУЗ Изменение усилий протяжки ОР СУЗ с уплотненного верхнего блока в начале топливной кампании по регламенту не должно превышать ±10 кгс Установка двух партий ТВС-2 позволила войти в этот диапазон усилий не только после перегрузки активной зоны, но и до перегрузки,

- измерения прямолинейности ТВС-2 На рис 9 приводятся результаты измерения среднего значения прогиба TBC в активной зоне 1 блока Балаковской АЭС после перегрузки Из приведенных данных следует, что к 2005 году активная зона пришла практически к исходному состоянию с точки зрения прямолинейности Это подтверждают также данные по времени срабатывая и усилия протяжки ОР СУЗ,

Высота от низа TBC, мм

Годы -е- 2002 —■—2003 -«- 2004 —'— 2005 Рис 9 - Изменение среднего значения прогиба оси ТВС-2

- транспортно-технологические операции (ТТО) при перегрузке Параметры, установленные для ТТО при перегрузке TBC, не отражают непосредственно состояние безопасности РУ, однако они определяют удобство и скорость перегрузки топлива, что, в конечном счете, влияет на КИУМ Деформация TBC приводила не только к превышению установленных критериев перегрузки (усилие трения TBC - 75 кгс, ПС СУЗ - 13 кгс), но и к проблемам с установкой TBC или ПС СУЗ в заданную ячейку Для каждого такого случая требовалось принимать нестандартное решение или по увеличению уставки, или по изменению обстановки вокруг устанавливаемой TBC Более 50 % случаев установки или извлечения проходили не штатно В процессе эксплуатации активных зон на базе ТВС-2 от перегрузки к перегрузке происходило улучшение условий и выполнение установленных параметров Об этом говорит положительная статистика, проведенная по результатам ППР-2005 на 1 блоке Балаковской АЭС

Таким образом, созданы условия для увеличения скорости вертикального перемещения,

- анализ состояния пружин и НК ТВС-2 Учет величины релаксации пружин и радиационного роста НК является важным для невсплываемости TBC и исключения их пережатия В конструкции ТВС-2 применены пружины из сплава ХН77ТЮР, которые по результатам дореакторных и реакторных испытаний в составе УТВС показали стабильность силовых характеристик В поведении же НК из Э110 и Э635 установлены существенные отличия

По результатам послереакторных исследований установлено, что в пределах выгораний 50 МВт сут/кги, НК из сплава Э-110 не только не имеют радиационного роста, но под действием осевых сил укорачиваются в среднем на 4 мм, в то время как центральная трубка без нагрузки удлиняется на ~ 4 мм Аналогичные измерения для НК из сплава Э-635 показывают, что они сохраняют свою первоначальную длину, а точнее «вырастают» на 0,7 мм Схематично это показано на рис 10

Этот факт позволяет сделать несколько важных для TBC выводов Первый заключается в том, что в пределах выгораний 50 МВт сут /кги при расчете пружин можно не учитывать радиационный рост НК из сплава Э-635

4 37 0 7

37 4-"— _-!"-

Рис 10 Схема изменения размеров НК и ЦТ

Можно предположить, что два противоположных процесса радиационный рост и радиационно-термическая ползучесть под напряжением, взаимно уравновешивают друг друга и дают этот важный для конструирования результат Можно также предположить, что и за пределами таких выгораний, по крайней мере до 70 МВт сут/кги, на основе данных по радиационному росту не следует ожидать ощутимого увеличения длины каналов, так как это будет сопровождаться увеличением осевой нагрузки и, соответственно, большим напряжением, сдерживающим радиационный рост

Следующий вывод вытекает из изучения данных по положению БЗТ на активной зоне до и после перегрузки Конструкция реактора такова, что БЗТ устанавливается на головки кассет, которые при доказанном условии сохранения исходных характеристик пружин имеют суммарное усилие предварительного поджатая около 87 т В реальности кассеты имеют разновысотность, поэтому головки некоторых кассет поджимаются выше предварительного поджатая В

результате устанавливается состояние равновесия, при котором БЗТ занимает определенное положение, которое по регламенту контролируется как выступайте платиков БЗТ относительно фланца корпуса реактора.

На рис. 11 показано изменение положения БЗТ, установленного на кассетах реактора для двух вариантов кассет: УТВС (Волгодонская АЭС) и ТВС-2 (Балаковская АЭС).

Реактор ВВЭР-1000

......ИИ-^»'""®'

.....&...ЛШ.........

- '00 зсю [ 200] .:: 2005 200й

ППР

Волгодонская АЭС

2001 2002 2003 2001 2005 2(106 2007

ППР

Балаковская АЭС

Рис. 11. Изменение положения БЗТ в процессе эксплуатации

Из рисунка следует, что для реактора с УТВС за счёт уменьшения длины каналов за цикл эксплуатации положение БЗТ меняется в сторону снижения уровня. После подгрузки партии свежих кассет осуществляется подъем до прежнего уровня. Таким образом реализуется неравномерная нагрузка на кассеты. Свежие кассеты несут большую нагрузку, кассеты 2-4 годов меньшую.

Для реактора с ТВС-2 диаграмма размеров подтверждает свойства НК сохранять свою длину за время эксплуатации. До загрузки ТВС-2 в цикле 20022003 года положение БЗТ менялось аналогично 1 блоку Волгодонской АЭС.

Активная

После загрузки первой партии ТВС-2 в 2003 году снижение уровня БЗТ уже была не столь значительным. После загрузки партии ТВС-2 в 2004 году тенденция снижения уровня вообще переломлена и происходит его незначительный подъём на величину роста каналов. Далее следует прогнозировать обратное по сравнению с УТВС поведение уровня БЗТ. После догрузки новых кассет он должен снижаться, а после отработки цикла кампании подниматься на ту же величину.

В результате этого все кассеты будут примерно одинаково нагружены. Это создаёт предпосылку для дальнейшего снижения осевой нагрузки на TBC. Из этих данных следует интегральное доказательство стабильности ТВС-2 без ограничения ресурса и необходимости ограничения ресурса УТВС.

Из сказанного просматривается также диагностическая функция БЗТ в реакторе ВВЭР-1000. Свободная установка на активную зону, измерение его положения и, при необходимости, корректировка этого положения создает благоприятные условия для работы TBC в реакторе.

В главе 5 приведена дальнейшая информация о модернизации конструкции ТВС-2

На рис, 11 показаны все типы бесчехловых кассет, которые бьши разработаны для реактора ВВЭР-1000, включая последнюю модификацию ТВС-2М, разработанную в 2005 году.

ШВС УТВС ТВС-2 ТВС-2М

Рис. 11 - Модификации бесчехловых кассет ВВЭР-1000

После решения вопроса геометрической стабильности конструкции активной зоны ограничения на время и эффективность работы могут накладывать два параметра загрузка кассет двуокисью урана и исходное обогащение двуокиси урана

В связи с тем, что исходное обогащение для ВВЭР и PWR ограничено пятью процентами U235, дальнейшая возможность продления кампании связана с увеличением загрузки

В этом случае топливные циклы реализуются с большей продолжительностью (18 месяцев и более) и, соответственно, увеличением КИУМ

Для циклов с годичной продолжительностью увеличивается кратность перегрузки и уменьшается удельный расход урана Снижение количества поставляемых кассет снижает затраты на их производство, относительную металлоемкость

Учитывая также складывающуюся конкуренцию на рынке топлива, следует ожидать, что все запасы, имеющиеся в конструкции, будут уменьшаться до разумного предела

С точки зрения влияния на термомеханику TBC и активной зоны первый этап, связанный с удлинением топливного столба на 150 мм, практически не вносит изменений в обеспечение ресурса ТВС-2М Реализация этого этапа позволяет обеспечить указанные более экономичные топливные циклы

Заключение

1 Выполнен анализ влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс TBC К ним относятся схема взаимодействия элементов TBC (твэлов, ДР, НК), усилие зажатия TBC в реакторе, длительность эксплуатации и, соответственно, выгорание, исходные технологические натяги твэл в ДР, плотность формирования активной зоны, режимы эксплуатации, неравномерность температур, состояние опорных поверхностей в реакторе

2 Установлено, что модернизированная конструкция УТВС может работать в 4-х годичном топливном цикле до выгорания ~ 50 МВт сут/кги при условии, что номинальное рабочее осевое усилие зажатия будет составлять ~ 1000 тс, а исходный зазор между кассетами будет составлять ~ 1 мм

В то же время конструкция ТВС-2 мало зависит от внешних факторов и может работать в 5-ти годичном топливном цикле до выгорания 70 МВт сут/кги, т е обеспечить ресурс, обусловленный физическими возможностями ядерного топлива разрешенного 5 %-ного обогащения

3 В процессе эксплуатации пружины, выполненные из стали ХН77ТЮР сохраняют свою характеристику, НК из сплава Э-635 практически сохраняют свою первоначальную длину, ДР и их шаг расположения обеспечивают отсутствие фреттинг-износа оболочек твэл в течение всего срока эксплуатации

4 На базе новой конструкции с жестким каркасом успешно могут быть созданы новые конструкции с удлиненным топливным столбом, одна из кото-

рых ТВС-2М успешно работает на 1 блоке БалАЭС, а новая создается для РУ АЭС-2006

Список работ по теме диссертации

1 Пат 2209475 России Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ В В Рожков, И Г.Чапаев, И Н Васильченко и др 2003 Бюл № 7

2 Пат 2101788 России Регулирующий стержень корпусного водоохлаж-даемого ядерного реактора / В М Чернышов, В И Ряховских, И Н Васильченко и др 1998 MIMOSA RFD

3 Пат 2079171 России Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ ИН Васильченко и др 1997 Бюл №13

4 Пат. 2221289 России Съемная головка тепловыделяющей сборки/ И Н Васильченко и др 2004 Бюл № 1.

5 Пат. 2223557 России Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ В В Рожков, И Г. Чапаев, И Н Васильченко и др 2004 Бюл № 2

6 Пат. 2254624 России Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ ИН Васильченко и др 2005 Бюл №17

7 Конструкция TBC как итог модернизации и база для перспективных ВВЭР / ЮГ Драгунов, ИН Васильченко и др // Конференция «ВВЭР -Технические инновации в следующем столетии» Чехия, Прага 17-20 апреля 2000

8 Результаты исследований механических свойств необлученных кассет ВВЭР-1000 / В В Макаров, И Н Васильченко и др // Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века» г Электросталь, 8-10 июня 2000

9 Экспериментальные и расчетные исследования жесткости и формоизменения необлученных TBC ВВЭР-1000 / Ю Г Драгунов, AB Селезнев, ИН Васильченко и др //ВАНТ, 2005 Вып 5 С 65-74

10 Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000 / С Б Рыжов, Г Л Пономаренко, И Н Васильченко и др // 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 26-30 мая 2003 С 223-245

11 Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных TBC ВВЭР-1000 / В В Макаров, А В Афанасьев, И Н Васильченко и др // 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС ВВЭР» Подольск, 26-30 мая 2003 С 142-154

12 New Requirements for the WWER Fuel and Theire Consideration in Designing the Fuel Assemblies /I Vasilchenko, Yu Ananyev //Proceedings of the Forth International Conference 29 September - 3 October 2003 Albena Congress Center, Bulgaria, p 153-163

13 Design measures for providing geometrical stability of WWER reactor cores /1N Vasilchenko, and others // Technical meeting held in Cadarache, France, November 2004

14 Trial operation of TVS-2 at Balakovo NPP Analyzis of results and further modernization /IN Vasilchenko, S В Ryzhov, U G Dragunov, and others // 6th International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support 19-23 September 2005, Congress Center Albena, Bulgaria, p 98-106

15 R&D Results for a New Generation of the TVS-2 Fuel Assemblies for a WWER-1000/V Troyanov, A Enin, I Vasilchenko and others // Proceedings of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Perfomans September 19-22, 2004, Orlando, Florida

16 Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / ВД Шмелев, Ю Г Драгунов, В П Денисов, И Н Васильченко М ИКЦ "Академкнига", 2004

Отпечатано ФГУП ОКБ «Гидропресс» 21 03 2007 г, 100 экз 142103, Московская обл , г Подольск, ул Орджоникидзе, 21

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ИСХОДНЫЕ ПРЕДПОСЫЛКИ РАЗРАБОТКИ.

1.1 Конструкция активной зоны базового проекта ВВЭР-1000.

1.2 Перевод на 3-х годичную кампанию.

1.3 Проблемы обеспечения надежности аварийной защиты.

1.4 Первоочередные компенсирующие меры

1.5 Надежность охлаждения твэл при повышенных межкассетных зазорах.

1.6 Первоочередные конструкторские меры обеспечения надежности аварийной защиты.

1.7 Разработка и внедрение обобщенной методики обеспечения надежности охлаждения твэл в условиях деформации ТВС.

1.8 Дополнительная программа регламентных проверок.

1.9 Разработка и сравнение критериев безопасности топлива

ВВЭР и PWR.

Актуальность темы

Атомные реакторы ВВЭР-1000 в настоящее время являются наиболее конкурентноспособными в атомной энергетике России. Это обусловлено не только совокупностью прогрессивных исходных конструкторских решений, но и убедительным опытом эксплуатации.

Технические и экономические показатели работы блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (так же как и с другими типами реакторов) значительно зависят от надежности и экономичности работы активных зон.

По совокупности этих проектных показателей ядерное топливо, формирующее активные зоны реакторов, до двухтысячных годов уступало ведущим зарубежным фирмам. С одной стороны это определялось экстенсивностью подхода к использованию топлива, с другой - отсутствием теоретических, технических и практических предпосылок для существенного улучшения проектов.

Специфика и трудность проектирования активных зон заключается в учете большого количества эксплуатационных факторов, в чувствительности конструкции к воздействию этих факторов.

Чрезмерный консерватизм в применении материалов, как это было с начала эксплуатации реакторов, когда использовалась нержавеющая сталь для конструкционных материалов, принципиально не позволял достичь хороших показателей топливоиспользования.

Последовавшая замена конструкционного материала на циркониевый сплав в сочетании с увеличенными кампаниями выявила несколько серьезных проблем в эксплуатации активных зон, связанных с надежностью срабатывания аварийной защиты и образованием увеличенных зазоров между кассетами вследствие искривления ТВС.

Устранению этих проблем и созданию конструкции активных зон, которые не лимитировала бы физические возможности уранового топлива разрешенного обогащения, и посвящена работа, результаты которой изложены в данной диссертации.

Цель работы

1. Исследование влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на работу активной зоны.

2. Разработка методов экспериментальных исследований и создание основ для разработки расчетных кодов, описывающих поведение отдельных тепловыделяющих сборок и активной зоны в целом.

3. Разработка на основе выполненных исследований конструкторских решений и рекомендаций по проектированию активных зон ВВЭР на базе бесчехловых кассет с экспериментальной проверкой макетов и опытных образцов.

Научная новизна

1. Установлены коренная и сопутствующие причины, вызывающие деформации ТВС в активной зоне и замедление срабатывания A3 как для PWR, так и для ВВЭР.

2. Выявлены и исследованы закономерности поведения конструкционных элементов в области параметров, определяющих стабильность конструкции в проектных пределах, таких как пружины, направляющие каналы, дистанционирующие решетки и ее элементы, пучок твэл и ТВС в целом.

3. Разработана и реализована программа дореакторных и реакторных экспериментов, всесторонне обосновывающих ресурс ТВС.

4. Обоснована безопасность и надежность активных зон с использованием новых расчетных программ.

Практическая ценность

1. Усовершенствован проект предшествующей модификации конструкции топливных сборок и внедрен в эксплуатацию.

2. Разработана усовершенствованная активная зона на базе ТВС-2. Конструкция внедрена в производство и эксплуатируется на 4-х блоках АЭС.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Результаты анализа влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс ТВС.

2. Результаты НИОКР по обоснованию выполнения критериев проектирования активных зон.

3. Результаты исследования закономерностей поведения конструкционных элементов.

4. Результаты внедрения методологии проектирования на примере ТВС-2.

Степень обоснованности научных положений

Научные положения обоснованы комплексом поверочных стендовых испытаний в ОКБ «Гидропресс» и результатами проверки конструкции по программам опытно-промышленной эксплуатации в течении 4 лет для УТВС и 3-х лет для ТВС-2.

Личный вклад автора

1. Автор непосредственно разрабатывал базовый проект активной зоны ВВЭР-1000.

2. Руководил работами по созданию дальнейших модификаций, включая ТВС-2 и ТВС-2М. Личный вклад заключался в разработке технических заданий на расчеты и эксперименты, в обсуждении программ и методик экспериментов, результатов расчетов и экспериментов, в принятии решений по внедрению этих результатов в конструкцию. 3. Работа автора отмечена премией Правительства РФ за 2002 год в области науки и техники.

Апробация работы

Результаты работы докладывались на научно-техническом совете №4 Минатома России 09.07.2002 и заседании секции №1 НТС №4 Росатома России 31.08.2005; научно-технических конференциях ОАО «ТВЭЛ» в 2002 и в 2003 гг; научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» в 2003г; на международных научно-технических конференциях по топливу в Албене /Болгария/ в 2003 и 2005 гг; техническом комитете в Кадараше /Франция/- в 2004 г.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

1. Пат. 2209475 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ В.В.Рожков, И.Г.Чапаев, И.Н.Васильченко и др. 2003 Бюл. №7.

2. Пат. 2101788 России. Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора / В.М.Чернышов, В.И.Ряховских, И.Н.Васильченко и др. 1998. MIMOSA RFD.

3. Пат. 2079171 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора/ И.Н.Васильченко и др. 1997. Бюл.№13.

4 Пат. 2221289 России. Съемная головка тепловыделяющей сборки/ И.Н.Васильченко и др. 2004. Бюл.№1.

5. Пат. 2223557 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора / В.В.Рожков, И.Г.Чапаев, И.Н.Васильченко и др. 2004. Бюл.№2.

6. Пат. 2254624 России. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора / И.Н.Васильченко и др. 2005.Бюл. №17.

7. Конструкция ТВС как итог модернизации и база для перспективных ВВЭР / Ю.Г.Драгунов, И.Н.Васильченко и др.// Конференция « ВВЭР-Технические инновации в следующем столетии». Чехия, г.Прага. 17-20 апреля 2000 г.

8. Результаты исследований механических свойств необлученных кассет ВВЭР-1000 / В.В.Макаров , И.Н.Васильченко и др. // Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века».г. Электросталь, 8-10 июня 2000.

9. Экспериментальные и расчётные исследования жёсткости и формоизменения необлучённых ТВС ВВЭР-1000 / Ю.Г. Драгунов, А.В. Селезнёв, И.Н. Васильченко и др. //ВАНТ, 2005. Выпуск 5, стр. 65-74.

10. Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000. / С.Б.Рыжов , Г.Л.Пономаренко , И.Н.Васильченко и др. // 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 26-30 мая 2003г.,стр. 223-245.

11. Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных ТВС ВВЭР-1000./ В.В.Макаров, А.В.Афанасьев, И.Н.Васильченко и др.// 3-я научно-техническая конференция « Обеспечение безопасности АЭС ВВЭР» , Подольск, 26-30 мая 2003г.,стр. 142-154.

12. New Requirements for the WWER Fuel and Theire Consideration in Designing the Fuel Assemblies./I. Vasilchenko, Yu. Ananyev. //Proceedings of the Forth International Conference. 29 September- 3 October 2003. Albena Congress Center, Bulgaria, p. 153-163.

13. Design measures for providing geometrical stability of WWER reactor cores / I.N.Vasilchenko, and others // Technical meeting held in Cadarache, France, November 2004.

14. Trial operation of TVS-2 at Balakovo NPP. Analyzis of results and further modernization / I.N. Vasilchenko, S.B. Ryzhov, U.G. Dragunov, and others. // 6th International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support. 19-23 September 2005, Congress Center Albena, Bulgaria,p. 98-106.

15. R&D Results for a New Generation of the TVS-2 Fuel Assembliees for a WWER-1000./V. Troyanov, A. Enin, I. Vasilchenko and others.// Proceedings of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Perfomans. September 19-22, 2004, Orlando, Florida.

16. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / В.Д. Шмелев, Ю.Г. Драгунов, В.П. Денисов, И.Н. Васильченко. М.: ИКЦ "Академкнига", 2004.

Решение проблемы обеспечения геометрической стабильности активной зоны и разработка конструкции активной зоны на базе бесчехловой тепловыделяющей сборки второго поколения - ТВС-2 явилось результатом творческих действий большого коллектива людей не только в ОКБ "Гидропресс", но и в ОАО ТВЭЛ, ФГУ РНЦ КИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ФГУП НИИАР, ФГУП ВНИИНМ, ОАО НЗХК.

Автор благодарит их как за творческое сотрудничество при решении проблемы, так и за поддержку и помощь в подготовке данной диссертации.

Особую благодарность автор приносит ОАО ТВЭЛ за разрешение использовать материалы, полученные по финансируемым заказам ОАО ТВЭЛ.

Результаты исследования термомеханического поведения ТВС 375 и макета УТВС Н5852 показывают, что кассеты обладают различной чувствительностью к перекосам температур. Разность температур между гранями Tj и Тз для макета УТВС значительно больше, чем для ТВС. Но при этом перемещения УТВС значительно меньше по сравнению с ТВС.

Ориентировочно, отклик кассет на воздействие перекосов температур можно оценить по условному коэффициенту, представляющему собой отношение перемещения кассеты на уровне ДР8 к разности температур в этом же сечении.

По полученным данным средний коэффициент чувствительности к разности температур в сечении ДР8 ТВС составляет ^=0,19 мм/°С, а макета

019

УТВС - А^р=0,064 мм/°С, то есть ТВС примерно в т|=—-—=3 раза более чувствительна к перекосам температур по сравнению с макетом. Наиболее вероятной причиной такого поведения ТВС является разность коэффициентов линейного расширения между нержавеющими НК и ДР и пучком твэл, изготовленным из циркониевого сплава. В макете УТВС эти элементы (НК и ДР) изготовлены из одного материала - циркониевого сплава Э110.

Испытания макета кассеты ТВС-2 показали, что деформация макета прекращается после двух циклов. Максимальный накопленный прогиб за 15 циклов первой серии испытаний составил 0,77 мм, за 5 циклов второй серии- не превышал 0,34 мм.

2.7 Влияние геометрии опорных поверхностей

С самого начала проектирование реакторов ВВЭР и активных зон была принята и реализована конструкция узла установки кассет в шахту типа «шар по конусу».

Преимуществом узла «шар по конусу» является меньшая зависимость правильной ориентации кассеты от прогиба днища шахты. Конструкция днища шахты ВВЭР имеет овальную форму. Само это обстоятельство наряду с гидродинамическими достоинствами обеспечивает меньшее искажение общей опорной плоскости днища шахты. В дополнение к этому соединение «шар по конусу» практически исключает зависимость от прогиба днища шахты. Однако, как указано ранее, независимо от точности изготовления и сборки требуется проверка правильности ориентации опорных стаканов.

Недостатком этой конструкции является неточность позиционирования кассеты по высоте, составляющая величину до 2,6 мм в зависимости от сочетания различных допусков. При недостаточном рабочем ходе пружин это может вызвать большую разницу в осевом нагружении кассет.

Особенность этой конструкции является возможность необходимой ориентации кассет по вертикали. Однако это может реализоваться в случае, если в посадочном узле имеется необходимая «свобода». В неблагоприятном случае конус, который описывает осевая линия кассеты при покачивании, может отклоняться от вертикали. В этом случае последующее зажатие кассеты создает изначальную кривизну со всеми вытекающими последствиями, описанными ранее.

На рис. 2.20 показана картограмма доработки опорных стаканов на первом блоке Волгодонской АЭС перед сборкой активной зоны. Дополнительная проверка, показала наличие большого количества неправильно ориентированных стаканов, которые были доработаны для обеспечения возможности строго вертикальной ориентации кассеты по схеме, указанной на рис. 2.21. Дорабатывались стаканы с начальным отклонением плоскости калибра от горизонтали на базе 200 мм более 0,4 мм. Это мероприятие в совокупности с другими, такими как более плотная упаковка активной зоны, оптимизированное усилие зажатия, дало положительные результаты, и кассеты типа УТВС отработали 4 года без замечаний и активная зона вошла в режим стационарных перегрузок.

Реализован топливный цикл, в котором часть кассет работает 3 года, часть - 4 года. При этом выгорание максимально выгоревших кассет не превышает 50 МВт-сут/кги

2.8 Результаты работ по повышению устойчивости УТВС на примере 1 блока Волгодонской АЭС.

Первая топливная загрузка активной зоны 1 блока Волгодонской АЭС комплектовалась из 163 УТВС, в состав которых входили 61 ПС СУЗ и 42 пучка СВП. Последующие топливные загрузки комплектовались УТВС с интегрированным в топливо оксидом гадолиния вместо СВП.

16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42

17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41

Рис. 2.20 - Доработка стояков на Волгодонской АЭС

Измерения специально разработанным калибром, имитирующим опорные поверхности хвостовика ТВС, показали необходимость доработки 97 опор ШВК из 163. Расчетная схема определения отклонения ТВС в опоре ШВК от вертикального положения приведена на рис. 2.21.

Рис 2.21 Расчетная схема определения отклонения ТВС в опоре ШВК от вертикального положения

В качестве приемочных, при проведении данной доработки, были приняты следующие критерии: максимальное отклонение имитатора ТВС, свободно установленного в опору ШВК, от вертикали должно обеспечить сцепление с захватом перегрузочной машины и возможность установки соседних ТВС; имитатор ТВС должен иметь возможность устанавливаться в вертикальное положение; должно быть обеспечено прилегание сферической поверхности хвостовика имитатора ТВС к конической поверхности опоры ШВК, исключающее образование момента на поворот хвостовика в опоре ШВК. а

Сведения об эксплуатации УТВС на Волгодонской АЭС представлены в таблице 2.4. Проектная величина среднего по УТВС выгорания топлива составляет 41,3 МВт-сут/кги, а максимального по УТВС - 43,4 МВт-сут/кги. Согласно указанной таблице УТВС после четырех лет эксплуатации достигли своего максимального проектного выгорания с учетом погрешности проведения нейтронно-физических расчетов и определения и восстановления поля энерговыделения в активной зоне.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнен анализ количественного и качественного влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на ресурс ТВС. К этим факторам относятся: схема взаимодействия элементов ТВС (твэлы, ДР, НК); усилие зажатия ТВС в реакторе; длительность эксплуатации и, соответственно, выгорание; исходные технологические натяги твэл в ДР; плотность формирования активной зоны; режимы эксплуатации, неравномерность температур; состояние опорных поверхностей в реакторе.

2. Установлено, что активная зона на базе УТВС может работать в 4-х годичном топливном цикле до выгорания ~ 50 МВт-сут/кги при условии, что номинальное рабочее осевое усилие зажатия не будет превышать ~ 1 ООО тс, а исходный зазор между кассетами будет составлять ~ 1 мм.

В то время как вновь разработанная конструкция ТВС-2 мало зависит от внешних факторов и может работать в 5-ти годичном топливном цикле до выгорания 70 МВтсут/кги, т.е. обеспечить ресурс, обусловленный физическими возможностями ядерного топлива разрешенного 5 %-ного обогащения.

3. В процессе всего срока эксплуатации пружины, выполненные из стали ХН77ТЮР сохраняют свою характеристику в допустимых пределах, НК из сплава Э-635 практически сохраняют свою первоначальную длину, ДР и их шаг расположения обеспечивают отсутствие фреттинг-износа оболочек твэл в течение всего срока эксплуатации.

4. На базе новой конструкции с жестким каркасом успешно могут быть созданы новые конструкции с удлиненным топливным столбом, одна из которых - ТВС-2М успешно работает на 1 блоке БалАЭС, а новая создается для РУ АЭС-2006.

Высокий технический уровень разработок подтверждается тем, что в конструкции УТВС и ТВС-2 использовались технические решения, защищенные патентами /59/-/63/, /72/, /73/.

1. 302.01.O6.OO.OOOBO. Кассета. Чертеж общего вида. ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 1978.2. 302-0-005. Исследование прочности и устойчивости бесчехловых кассет реактора ВВЭР-1000 при статических и динамических нагрузках. 1978. ОКБ «Гидропресс».

2. I. Vasilchenko, Е. Demin. Operational Indices of WER-1000 Fuel Assemblies and their improvements. Proceedings of international seminar. Varna, Bulgaria, on 7 -11 November 1994.

3. Yu. Bibilashvily, K. Dubrovin, I. Vasilchenko, A. Yenin, A. Kushmanov, V. Smirnov. Main examination results of WWER fuel after it's irradiation in power reactors. Proceedings of international seminar.Varna, Bulgaria, on 7 -11 November 1994.

4. JAEA. Report. Core control and protection strategy of WWER Reactors. 1994- 11-22.

5. Control rod insertion reliability for WWER-1000 nuclear power plants. 20-24 February 1995, Viena, Austria.

6. С. Якобсон, Э. Франсиллон, Швеция- Франция. Неполное введение контрольных стержней из-за повышенного изгиба топливных стержней.

7. JAEA, 20 24 February, 1995: Rod Cluster Control Assemblies. Rcca's stuck: EDF Experience.

8. Staffan Forsberg. Swedish Nuclear Power Ynspectorate Control rod not fully inserted after scram at Ringhals 4. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20-24 February 1995.

9. T. Andersson, J. Almberger, L. Bjornkvist. A Decade of assembly bow management at Ringhals. Cadarach, 2004.

10. L. Heins, W. Dambietr and H.-P. Fuchg. Design of Siemens control assemblies for pressurired water reactors and operational experiense. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20-24 February 1995.

11. I.N.Vasilchenko EDO Gidropress, Podolsk, Russia. WER-1000 Safety analysis considering increased drop time and/or partial insertion of control rods upon scram. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20-24 February 1995.

12. S. Langenbuch, G. Hoppner, Safrty Analysis of WER-1000 for Specific Transients considering Drop-Time of Failure of scram. IAEA Consultants Meeting on Control Rod Insertion Reliability. Vienna, 20-24 February 1995.

13. Выбор величины поджатая ТВС блоком защитных труб в реакторе 2-ого блока Балаковской АЭС 320-Пр-186, ОКБ "Гидропресс" 1993.

14. Анализ результатов эксплуатации ТВС ВВЭР-1000 с повышенным выгоранием. И.Васильченко, С.Кобелев, А.Енин. Российско-французский семинар, 22 -26.03.1999г.

15. Обоснование безопасной эксплуатации реактора блока 1 Балаковской АЭС в 7-ю топливную кампанию с учетом влияния деформации ТВС. 320.00.РР. 1 -185-Блк-1,1995г. ОКБ «Гидропресс».

16. Методика определения значений коэффициентов неравномерности объемного энерговыделения при эксплуатации конкретной топливной загрузки с учетом влияния отклонений межкассетных зазоров. 320.06.00.00.000 ДЗ.

17. Методика определения допустимых значений коэффициентов неравномерности объемного энерговыделения при эксплуатации топливных загрузок при переходе на ТВС-2 и ТВСА 320-Пр-568, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 2004 г.

18. АЭС с ВВЭР-1000. Установка реакторная В-320. Привод СУЗ шаговый электромагнитный. Программа методика испытаний по проверке проходимости ПС СУЗ. 320-Пр-155 ОКБ «Гидропресс», 1993.

19. JEAN-LUE Provost-Michel Debes. EDF fuel's operation experience and High burn-up strategy. Orlando, Florida, September 19-22 2004.

20. Ю.Г. Драгунов, А.В. Селезнёв, И.Н. Васильченко, С.Н. Кобелев,

21. B.П. Семишкин, В.В. Макаров, А.В. Афанасьев, Д.П. Пузанов. Экспериментальные и расчётные исследования жёсткости и формоизменения необлучённых ТВС ВВЭР-1000. ВАНТ, выпуск 5,2004.

22. Рыжов С.Б., Пономаренко Г.Л., Васильченко И.Н., Кобелев

23. C.Н., Левин Е.И., Вьялицын В.В., Иванов А.С. Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000. Третья МНТК 2003. ФГУП ОКБ "Гидропресс". Подольск.

24. Макаров В.В., Афанасьев А.В., Селезнев А.В., Васильченко И.Н., Кобелев С.Н. Экспериментальные исследования жесткости и формоизменения необлученных ТВС ВВЭР-1000. Третья МНТК 2003 ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск.

25. V. Troyanov, A. Enin, I. Vasilchenko, V. Molchanov. R&D Results for a New Generation of the TVS-2 Fuel Assemblies for a WWER-1000. Proceedings of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance. September 19-22, 2004, Orlando, Florida.

26. Отчет о научно-исследовательской работе. Статические испытания макетов ТВС-2. (Заключительный 464-0-011). МАЭ, ОКБ Гидропресс, 2001г.

27. Г.П. Кобылянский, А.Е. Новосёлов. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Димитровград 1996.

28. Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1995.

29. Отчет о НИР. Разработка обосновывающих материалов для 14-й топливной кампании блока №1 БаАЭС с ТВС-2 в части термомеханического поведения кассет в активной зоне. Обнинск, 2003. Инв. 6972.

30. Отчет о научно-исследовательской работе «Расчет прочности термомеханики элементов одиночной ТВС в стационарных режимах эксплуатации в базовом топливном цикле», инв. №60-24-174/05.

31. Holzer. Present status and future perspectives of siemens design fuel rods and assemblies for LWR. Russian/German seminar on LWR-FA-technology 20.01.92 through 24.01.92.

32. P.Melin, B. Gautier, P.Combette Behaviour of Fragema fuel in power reactors international topical meeting on LWR fuel performance Avignon (France) -April 21-2.1991.

33. Тематический отчет. Обоснование работоспособности твэлов ВВЭР-1000 4-х годичной кампании в стационарных условиях эксплуатации. 428-Пр-466.

34. Н. Weidinger. Western and WWER Materials Investigations- Past Lessons, Present Achievements and Future Trends for fuel Rod Cladding and fuel Assembly Structure. 1-5 October 2001, Albena, Bulgaria.

35. Послереакторные исследования реперной УТВС №ЕД5846, отработавшей на 1 блоке БаАЭС до выгорания 42,9 МВт-сут/кги, ГНЦ НИИАР. 0-5149,2001г.

36. Послереакторные исследования УТВС ВВЭР-1000 № СДР9610У с уран-гадолиниевым топливом, отработавшей на третьем блоке БаАЭС до выгорания 47,9 МВтхсут/кги, ГНЦ НИИАР. 0-5633.

37. Отчёт «Исследования рабочих кассет №13634250», Нововоронежская АЭС, 1997г.

38. Отчет о научно-исследовательской работе. Расчетный анализ термомеханичесого поведения модернизированной ТВС при выбранных вариантах конструктивных решений и допусках (промежуточный). Инв. №10464. ГНЦ РФ ФЭИ, 2000 (инв. ОКБ "Гидропресс" №217410).

39. Отчет по программе эксплуатации и и расчетные исследования т/м характеристик элементов, узлов и макетов ТВС с жестким каркасом в обоснование т/мех. стабильности ТВС в условиях эксплуатации. Заключительный отчет № 53-06/202 от 04.2001 ОАО НЗХК, 2001.

40. Акт. Результаты механического испытания на сжатие ЦЦР. Цех 39. исх. 39-43-01/67. НЗХК, 2000.

41. Техническое сообщение. Исследование качества сварного соединения НК из сплава Э-635 с дистанционирующей решеткой из сплава Э-110. №39-43-01/802 от 25.12.2001. ОАО НЗХК.

42. Акт № 53-06/206 от 14.03.2003 об испытаниях дистанционирующих решеток ТВС-2 на сжатие.52. 464-0-014 Отчет о НИР. Результаты термомеханических и термоциклических испытаний макета ТВС-2. 464-0-014. ОКБ "Гидропресс", 2002.

43. Отчет о научно-исследовательской работе. Расчетное обоснование термомеханического поведения ТВС-2 с жестким каркасом в составе активных зон в установившемся 4-х годичном топливном цикле (промежуточный). ГНЦРФ ФЭИ, 2001 (инв. ОКБ "Гидропресс" № 217854).

44. Отчет. "Расчетное обоснование термомеханического поведения ТВС-2 с жестким каркасом в составе активных зон в четырехгодичном топливном цикле в процессе выхода от 1-й загрузки в стационарный режим выгорания". ГНЦ РФ ФЭИ. Инв.№ 10942, 2001.

45. Отчет. "Рассмотрение поведения зоны ВВЭР-1000 с ТВС-2 при авариях с потерей теплоносителя и при сейсмических воздействиях". ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10953,2001 (инв. ОКБ «Гидропресс» № 217986).

46. Отчет. "Рассмотрение поведения зоны ВВЭР-1000 с ТВС-2 при авариях с потерей теплоносителя и при сейсмических воздействиях". ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № Ю953, 2001 (инв. ОКБ «Гидропресс» № 217986).

47. Отчет. "Расчет на прочность узлов соединения хвостовиков твэлов и направляющих каналов с опорой нижней решеткой бесчехловых кассет ВВЭР-1000". ГНЦ РФ ФЭИ. Инв. № 10946, Обнинск, 2001.

48. Отчет (заключительный). "Расчетно-экспериментальные исследование в обоснование создания модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 с жестким каркасом". ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10954, 2002

49. Рожков В.В., Чапаев И.Г., Бычихин Н.А., Батуев В.И., Чиннов А.В., Зарубин М.Г., Бачурин В.Д., Кушманов А.И., Никишов О.А., Васильченко И.Н. «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора», Патент РФ № 2209475, ОАО «НЗХК».

50. Агишев В.В., Бычихин Н.А., Васильченко И.Н., Енин А.А., Никишов О.А., Синников Ю.Г., Шустов М.А. «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора», Полезная модель № 29800, ОАО «НЗХК», 2003.

51. Васильченко И.Н., Кобелев С.Н., Ионов В.Б., Кушманов А.И., Синников Ю.Г., Петров В.М. «Съемная головка тепловыделяющей сборки», Патент РФ № 2221289, ОКБ «Гидропресс», ОАО «НЗХК», 10.01.04.

52. Васильченко И.Н., Демин Е.Д., Кобелев С.Н., Бабаев В.А., Енин

53. A.А., Кушманов А.И., Синников Ю.Г., Петров В.М. «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора», Патент РФ №2079171, ОКБ «Гидропресс», АООТ «НЗХК», 10.05.97.

54. Чернышов В.М., Ряховских В.И., Пославский А.О., Пономаренко

55. B.Б., Маковский В.Д., Осадчий А.И., Лунин Г.Л., Васильченко И.Н. «Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора», Патент РФ № 2101788, ГП МЗП, 1998.

56. Отчет о НИР. "Расчетное прогнозирование термомеханического поведения ТВС в составе активной зоны блока № 1 Балаковской АЭС в 13-й топливной кампании в обоснование опытной эксплуатации ТВС-2". Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, Инв. № 11013, Обнинск, 2002.

57. Отчет о НИР. "Разработка обосновывающих материалов для 14-й топливной кампании блока №1 Ба АЭС с ТВС-2 в части термомеханического поведения кассет в активной зоне". Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв. 6972, Обнинск2003.

58. Отчет о НИР. "Расчетное обоснование термомеханики активной зоны 1-ого блока БаАЭС с ТВС-2 в 15-18 топливных кампаниях". Отчет ГНЦ ФЭИ, инв. 7041. Обнинск 2004.

59. Установка реакторная В-320. Опытно-промышленная эксплуатация в реакторе блока №1 Балаковской АЭС в течение 13-16 топливных кампаний ТВС-2. Программа испытаний, 320-Пр-440. ОКБ "Гидропресс", 2002.

60. I. Vasilchenko, Yu. Ananyev. New Requirements for the WWER Fuel and their consideration in Designing the fuel assemblies. Proceedings of the Forth International Conference. 29 September- 3 October 2003. Albena, Bulgaria. ~

61. I.N. Vasilchenko, A.A. Enin, V.M. Troyanov, V.L. Molchanov. Design measures for providing geometrical stability of WWER reactor cores. Proceedings of a technical meeting held in Cadarache, France, 22- 26 November2004.

62. Отчет о Научно Исследовательской Работе «Испытания пружин ТВС ВВЭР-1000 на релаксацию (заключительный). 404-0-021.», ОКБ Гидропресс, 1997.

63. Рожков В.В., Чапаев И.Г., Батуев В.И., Чиннов А.В., Зарубин М.Г., Бычихин Н.А., Кушманов А.И., Васильченко И.Н., Енин А.А. «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора», Патент РФ № 2223557, ОАО «НЗХК»,2004.

64. Васильченко И.Н., Молчанов В.Л., Кобелев С.Н., Орлов Г.Д., Енин А.А., Синников Ю.Г., Бычихин И.А. «Тепловыделяющая сборка ядерного реактора», Патент РФ №2254624, ОАО «НЗХК», ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2005.