автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Изменение характеристик топлива ВВЭР и PWR при совместных испытаниях в реакторе HBWR

На правах рукописи

ВОЛКОВ Борис Юрьевич

ИЗМЕНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВА ВВЭР И Р\У11 ПРИ СОВМЕСТНЫХ ИСПЫТАНИЯХ В РЕАКТОРЕ НВ\¥11

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

11 АПР 2013

005051696

Москва — 2012

005051696

Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт» в рамках международной кооперации с исследовательским центром Халденский Реакторный Проект (Halden Reactor Project) при финансовой поддержке ОАО «ТВЭЛ» и научном руководстве Института Материалов и Реакторных Технологий НИЦ «Курчатовский Институт» при содействии ОАО «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Калыгин Владимир Валентинович ОАО «ГНЦ НИИАР»

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Грачев Алексей Фролович

доктор технических наук, профессор Красноселов Василий Аркадьевич

Димитровградский инженерно-технологический институт (филиал НИЯУ «МИФИ»)

Ведущая организация: Открытое акционерное общество

«Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика A.A. Бочвара», г. Москва.

Защита состоится «_»_2013 на заседании диссертационного совета

Д 520.009.06 при Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Национального Исследовательского Центра «Курчатовский институт». Автореферат разослан «_»_2013

Ученый секретарь диссертационного совета

Общая характеристика работы

Актуальность работы.

Главные энергетические мощности современной мировой атомной энергетики базируются на реакторах корпусного типа, охлаждаемых водой под давлением, ВВЭР в России и PWR в западных странах. В результате политических и экономических реформ в России появились возможности более тесного сотрудничества между Востоком и Западом в освоении ядерных технологий в целях совместного повышения безопасности использования ядерной энергии в мирных целях. Аварии на ядерных энергоблоках в США (Three Mile Island, PWR) и России (Чернобыль, РБМК) также привели к пониманию того, что нельзя построить безопасную атомную энергетику в отдельно взятой стране, и не существует государственных границ для последствий таких аварий. Последние события в Японии на АЭС Фукусима-1 в 2011 году еще раз подтвердили тот факт, что любые инциденты и аварии на АЭС в одной стране могут существенно повлиять на развитие атомной энергетики во всем мире. Одним из направлений, повышающих эффективность, надежность и безопасность эксплуатации, является взаимопроникновение технологий, направленное на производство качественного топлива для ядерных энергетических реакторов, что, несомненно, способствует дальнейшему развитию мировой ядерной энергетики. Экономические реформы в России, наряду с развитием ядерной энергетики, создали более благоприятные условия для выхода на мировой рынок ядерных технологий, в частности, на рынок ядерного топлива, где конкуренция заставляет топливные компании, с одной стороны, повышать эффективность использования ядерного топлива для АЭС, а с другой стороны, обеспечивать надежность и высокий уровень безопасности.

Стратегия развития ядерных технологий в России на период до 2020 года обусловлена распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г № 1234-р, в котором предусмотрено «...увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России и продвижение продукции российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки, также переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации». В рамках этой стратегии топливная компания Росатома "ТВЭЛ", занимающая к 2012 году более 17% мирового рынка поставок топлива для 76 энергетических реакторов в России и 15 государствах Европы и Азии, разрабатывает перспективные планы по созданию топлива для реакторов PWR, что позволит расширить экспортный потенциал компании.

Реализация стратегии и планов выхода на мировой рынок основывается на уверенности, что ядерные технологии, разработанные в России для реакторов ВВЭР, не

уступают аналогичным технологиям, принятым для реакторов PWR. Основой для такой уверенности являются многочисленные расчетно-экспериментальные работы, проводимые с целью исследования поведения ядерного топлива в обоснование его надежности в различных режимах эксплуатации.

Интенсивное исследование поведения материалов топлива и оболочек твэлов энергетических реакторов с целью повышения надежности и работоспособности твэлов до глубоких выгораний началось в 70-80 годы прошлого столетия. Экстенсивный путь исследований на первом этапе был связан с длительными ресурсными испытаниями, которые за счет своей низкой, как экономической, так и научно-технической эффективности стали постепенно вытесняться более совершенными внутриреакторными методами исследования. Одними из первых в России, такие работы начали проводить в НИЦ «Курчатовский Институт», на реакторе МР, которые получили развитие при выполнении программы СОФИТ, проводимой совместно с финской компанией Imatran Voima Oy (IVO). Эксперименты были направлены на исследование параметров твэлов ВВЭР-440 под облучением с использованием внутриреакторных твэльных детекторов. К сожалению, работы были прерваны в связи с решением о полной остановке реактора МР в начале 90-х годов.

Анализ современного состояния экспериментальных работ по исследованию изменения базовых характеристик уран-оксидного топлива под облучением показал необходимость проведения внутриреакторных экспериментов в обоснование работоспособности и надежности твэлов энергетических реакторов, с целью повышения выгорания топлива. В то же время, отсутствие систематизированных внутриреакторных исследований топлива ВВЭР заставляло российских производителей ориентироваться на результаты, полученные для топлива PWR, которое имеет обширную базу данных, полученную на основании многочисленных внутриреакторных исследований. Поэтому, прямое сравнение базовых характеристик типовых видов топлива ВВЭР и PWR под облучением при проведении совместных внутриреакторных экспериментов представляется достаточно актуальной и заслуживающей внимания задачей. В дополнение к этому, прямое участие в международных исследовательских программах и использование технологических и экспериментальных возможностей зарубежных исследовательских центров позволяет не только значительно расширить базу данных исследований топлива ВВЭР, но и выйти на другой качественный уровень получаемых данных.

Одним из таких центров, в международных программах которого участвуют российские организации, является Халденский Реакторный Проект (Норвегия), где на высоком технологическом уровне проводится практически весь комплекс исследований топлива и материалов энергетических реакторов PWR и BWR. Проект был создан в 1958 году Организацией Экономического Сотрудничества и Развития (ОЭСР) для проведения

исследований, направленных на эффективное и безопасное использование атомной энергии в мирных целях. В 1990-х гг. к Проекту присоединились некоторые страны восточной Европы (Чехия, Словакия, Венгрия), которые эксплуатируют российские АЭС с ВВЭР, а в 1995 году -Россия (в лице НИЦ «Курчатовский институт») также стала ассоциированным членом Проекта. Таким образом, российские организации не только получили доступ к базе данных по исследованию топлива РШЯ, но и не упустили время и возможность продолжения собственных исследований, начатых в НИЦ «Курчатовский институт» на реакторе МР, в реакторе НВ\¥Я (г. Халден) на качественно новом уровне. Кроме этого, участие в Проекте дало возможность проводить экспериментальные работы, направленные на усовершенствование топлива ВВЭР с элементами независимой международной экспертизы российских разработок топливных и оболочечных материалов.

По соглашению между всеми членами Проекта в исследовательском реакторе НВ\¥К был запланирован ряд экспериментов по исследованию внутриреакторных характеристик топлива ВВЭР (изготовленного в ОАО «МСЗ» г. Электросталь) в прямом сравнении с типовым топливом Р\\Т1 (изготовленным по типовой спецификации). Эксперименты должны были ответить на главный вопрос, насколько топливо энергетических реакторов ВВЭР соответствует эксплуатационным нормам безопасности для топлива, принятым для реакторов

Первый эксперимент предлагалось провести со стандартным топливом ВВЭР-440 в прямом сравнении с топливом Р\УИ, используя хорошо и надежно инструментированные твэлы. Это позволило бы получить представительные данные о поведении стандартного топлива ВВЭР в процессе длительного облучения в сравнении с типичным топливом Р\УЯ.

На основании результатов первого эксперимента, во втором эксперименте предлагалось исследовать влияние структурно-технологических параметров топлива ВВЭР на терморадиационную стабильность топливной матрицы. В результате предполагалось исследовать внутриреакторные характеристики модифицированных видов топлива ВВЭР и определить топливо с наиболее стабильной микроструктурой в сравнении с топливом Р\У11.

В процессе проведения работы предполагалось провести дополнительные микроструктурные исследования опытных видов топлива и выдать рекомендации по оптимизации структурно-технологических параметров производства топлива ВВЭР в целях повышения его радиационной стабильности.

Цель работы заключается в экспериментальном исследовании влияния исходных структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность и изменение характеристик опытных видов топлива ВВЭР и Р\\Т1 при одновременных совместных испытаниях в реакторе НВ\\Т1.

Для достижения цели автор решал следующие задачи: разработка матрицы экспериментов и программы испытаний для получения наиболее полных характеристик опытных видов топлива под облучением;

освоение и усовершенствование методов обработки внутриреакторных измерений при проведении экспериментов на реакторе НВ\¥Я;

исследование исходной микроструктуры опытных видов топлива, в частности, распределения объемной пористости по размерам пор и сопоставление полученных результатов с внутриреакторными данными.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

впервые проведены совместные прямые экспериментальные исследования характеристик топлива ВВЭР и типового топлива Р\\Т1;

впервые получены надежные значения, базовых характеристик топлива ВВЭР в процессе длительного (в течение нескольких лет) облучения и проведен детальный сравнительный анализ особенностей поведения различных видов топлива ВВЭР и Р\¥Я в одинаковых условиях облучения.

получены прямые количественные оценки влияния структурно-технологических параметров нескольких видов топлива ВВЭР и типового топлива Р\У11 на их терморадиационную стабильность под облучением, основанные на данных внутриреакторных экспериментов и микроструктурных исследований.

Практическая значимость работы:

Существенно расширена база данных характеристик топлива ВВЭР под облучением для верификации термомеханических компьютерных расчетных кодов, используемых для обоснования работоспособности твэлов.

Получены количественные соотношения объемного распределения пор по размерам для различных видов топлива ВВЭР в сопоставлении с внутриреакторными данными испытаний опытных видов топлива под облучением;

Выработаны практические рекомендации по улучшению микроструктуры топлива ВВЭР с целью повышения его терморадиационной стабильности.

В результате выполненной работы показано, что модернизированное уран-оксидное топливо ВВЭР по своим основным термомеханическим характеристикам не уступает топливу Р\\ГК, что может быть использовано в качестве базы для обоснования экспортных возможностей топлива российского производства для реакторов Р\\Т1.

•Достоверность полученных результатов.

Достоверность и надежность полученных результатов подтверждена многочисленными сопоставимыми испытаниями, выполненными в реакторе HBWR многими исследовательскими организациями, участвующими в Халденском Проекте, а также данными до- и после-реакторных исследований с использованием современных достижений в области экспериментального изучения параметров твэлов энергетических реакторов под облучением.

«Апробация работы.

Основные положения и результаты работы представлялись и обсуждались на следующих международных конференциях: Халденского Проекта (Enlarge Halden Program Group meetings, 1999-2006), «International Topical Meeting on LWR Fuel Performance» (Park City, Utah, April 1013, 2000), и «WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support» (Bulgaria, 1999, 2001, 2003, 2005), а также на техническом комитете МАГАТЭ «IAEA Technical Committee on Nuclear Fuel Behaviour Modelling at High Burnup» (19-23 June 2000, LakeWindermere, UK).

Личный вклад автора.

Лично автором и при его непосредственном участии:

• разработана матрица экспериментов и программа сравнительных испытаний опытных

видов модифицированного топлива ВВЭР и типового топлива PWR в реакторе HBWR;

• обеспечены условия проведения экспериментальных исследований, необходимые для

исследования наиболее полных характеристик внутриреакторного поведения топлива ВВЭР;

• разработаны усовершенствованные методы анализа стандартных внутриреакторных

измерений параметров таблеточного топлива под облучением;

• проведен детальный анализ результатов внутриреакторных измерений,

характеризующих влияние выгорания топлива и тепловой нагрузки на твэлы, а также формы опытного таблеточного топлива (с центральным отверстием ВВЭР и без центрального отверстия (типа PWR)) на поведение под облучением;

• инициировано проведение микроструктурных исследований и выполнен анализ

распределения объемной пористости по размерам пор для опытных видов топлива ВВЭР и PWR с использованием методов микроструктурной стереологии;

• выполнено сопоставление микрострукгурных исследований, внутриреакторных и

послереакторных данных, а также корреляционный анализ влияния исходной микроструктуры (пористости) топлива на терморадиационную стабильность исследованных видов топлива ВВЭР и PWR.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Результаты анализа прямых внутриреакторных исследований характеристик топлива

ВВЭР и Р\\И и их изменения от выгорания и тепловой нагрузки в условиях

продолжительного стационарного эксперимента.

2. Усовершенствование методов анализа внутриреакторных данных, основанных на

стандартных измерениях параметров опытных твэлов под облучением.

3. Количественный анализ исходной пористости нескольких опытных видов топлива ВВЭР в

сравнении с типовым топливом Р\¥Я.

4. Корреляционный анализ данных микроструктурных исследований опытных видов топлива

ВВЭР и Р\¥Я с данными внутриреакторных измерений.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 20 печатных работ, в том числе 3 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях.

Объем и структура диссертации.

Работа состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 102 наименований, изложена на Шстраницах, содержит 76 рисунков и 25 таблиц.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы цели, показана важность полученных результатов, которая обусловлена стремлением российских поставщиков производить ядерное топливо, не уступающее по своим характеристикам западным аналогам, и связанной с этим стратегией продвижения российских технологий на мировые рынки. Приведен краткий обзор состояния работ по внутриреакторному исследованию топлива ВВЭР в сравнении с аналогичными исследованиями топлива РШИ..

В первой главе приведена краткая характеристика реактора НВ\\Т1, где проводились исследования опытных видов топлива ВВЭР, его экспериментальных возможностей, а также обзор экспериментальных устройств, детекторов, систем и методов по исследованию топлива и материалов в реакторе НВ\\Т1 в рамках Халдейского Реакторного Проекта.

Реактор является кипящим, корпусного типа, с естественной циркуляцией тяжеловодного теплоносителя (он же замедлитель) при рабочем давлении 3,0 -3,4 МПа и температуре насыщения 230-240 °С. Основные характеристики реактора приведены в Таб. 1. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволило увеличить размеры активной зоны при установленной проектной мощности реактора и дало возможность одновременно использовать

порядка 30 ячеек для экспериментов, проводимых как в самом реакторе, так и в каналах петлевых установок.

Таблица 1. Основные характеристики реактора НВ\\ГО

Мощность -20 МВт

Полное число ячеек 300

Число экспериментальных ячеек 30

Высота топлива рабочих кассет 0,8 м

Обогащение топлива 6%

Топливо ио2

Диаметр таблеток топлива 10,5 мм

Материал оболочек твэлов Циркониевые сплавы

Средний поток тепловых нейтронов 3-5 І013п/см2сек

Средний поток быстрых нейтронов 5-7 І0"п/см2 сск

Экспериментальные каналы реактора также охлаждаются за счет естественной циркуляции теплоносителя, но при необходимости может быть использована система принудительной конвекции дополнительного циркуляционного контура. Приведено краткое описание экспериментальных систем, датчиков внутриреакторного контроля и методов исследования твэлов и материалов в реакторе НВ\¥Я. Отмечается надежность датчиков, позволяющих проводить измерения параметров твэлов под облучением в течение длительного времени (нескольких лет), что важно для проведения экспериментов с топливом ВВЭР с целью изучения базовых характеристик топлива при облучении.

Во второй главе приведены данные освидетельствования опытных видов топлива ВВЭР и Р\\Щ, описание конструкции экспериментального канала реактора, использованного для испытаний, описаны условия проведения экспериментов, а также подробная характеристика опытных твэлов перед облучением. Обсуждается формирование матриц экспериментов, которое сопряжено с оснащением твэлов датчиками внутриреакторного контроля в опытных сборках 1РА-503.1 и ГРА-503.2. Обосновывается программа проведения совместных испытаний топлива ВВЭР и Р\¥11 для получения наиболее полных радиационных характеристик поведения топлива под облучением, а также приведен расчет мощности опытных твэлов в различных термогидравлических режимах испытаний.

Освидетельствование опытных видов топлива. Все опытные виды топлива ВВЭР были изготовлены ОАО «МСЗ» (г. Электросталь) с некоторым варьированием структурно-технологических параметров. Аттестация экспериментальных таблеток ВВЭР была проведена

ОАО «МСЗ» в соответствии с требованиями к изготовителю топлива. Таблетки топлива PWR были изготовлены в Институте Энерготехнологий (ГБЕ, Норвегия) по типовой спецификации для этого вида топлива.

Все виды топлива характеризуются средней величиной зерна, плотностью таблеток, стехиометрией, а также такими технологическими параметрами, как температура и время спекания спрессованных таблеток. Кроме этого, для различных видов топлива ВВЭР приведены данные теста на доспекание, которые определяют качество изготовления таблеток и его радиационную стабильность (Таблица 2).

ТАБЛИЦА 2. Характеристики опытных видов топлива

Параметр [ ВВЭР І Р\¥11-1 ВВЭР-1 ВВЭР-2 ВВЭР-0 Р\¥1*-2

Средний размер зерна, цм 7 10 11 10 7 9

Плотность топлива, % ТД 97.1 95.3 96.1 96.1 96.4 95.1

Температура и время спекания, °С / час 1650/1 1700/3 1700/3 1700/3 1650/1 1700/3

о/и 2.004 2.0 2.004 2.002 2.001 I 2.00 1

Тест на доспекание, ДЛ/О, %

минимум 1 -0.38 средний | -0.48 максимум I -0.60 - -0.12 -0.19 0.21 -0.20 -027 -0.33 -0.21 -0.28 -0.34 -

Все таблетки топлива имели обогащение 4,4 %.

В дополнение к указанным стандартным характеристикам топлива были проведены микроструктурные исследования, представленные в отдельной главе в сопоставлении с данными внутриреакторных измерений.

Конструкция экспериментального канала и условия проведения экспериментов. Конструкция экспериментального канала, используемого для экспериментов в реакторе НВ\У11, достаточно гибкая и позволяет перезагружать опытные твэлы. Это позволило провести два эксперимента с различными твэлами ВВЭР и РШ (№А-503.1 и 1РА-503.2), размещенными по высоте в двух кластерах (пучках), в каждом из которых находилось по 6 твэлов.

Несмотря на то, что облучение твэлов в канале осуществляется в термогидравлических условиях реактора НВХУЯ, параметры которого отличаются от реальных ВВЭР и Р\\Т1, такие экспериментальные условия достаточно эффективны для изучения базовых характеристик собственно топливной матрицы и, особенно, для проведения сравнительных экспериментов с различными видами топлива. Это связано с тем, что создаются стабильные экспериментальные

граничные условия, определяемые температурой насыщения теплоносителя по длине твэла при низком давлении (< 3,4 МПа), что в совокупности с аналогичным давлением газа-наполнителя в твэле приводит к незначительному перепаду давления на оболочке. Последнее дает возможность пренебречь влиянием деформации оболочки твэла и создает более благоприятные условия для исследования характеристик топливных композиций.

Для изучения параметров топлива под облучением, опытные твэлы в общей сложности были оснащены 14 термометрами расширения (ЕТ) для измерения средней температуры в центре топливного сердечника, 10 датчиками удлинения топливного столба (ЕР) и 9 датчиками газового давления (РБ). Высокая чувствительность и надежность датчиков, изготавливаемых в Институте Энерготехнологий (Норвегия), позволили провести два длительных эксперимента с контролем соответствующих параметров.

Формирование матрицы экспериментов и конструкции опытных твэлов. В первую экспериментальную сборку (1РА-503.1) были загружены 6 опытных твэлов со стандартным топливом ВВЭР, изготовленным в ОАО «МСЗ» и 6 твэлов с топливом PWR, изготовленным в соответствии со спецификацией в лаборатории Института Энерготехнологий. Во вторую экспериментальную сборку (1РА-503.2) были загружены 10 твэлов с тремя видами модифицированного топлива ВВЭР и два твэла с топливом Р\¥Л. Все опытные твэлы были оснащены датчиками и распределены между кластерами сборок, как показано на Рис.1.

ЕТ ЕР 6Т & 61 ЁТ

1113 11

1 1 л а 1

Щ Щ т. »И I I I

• 111

(а) (б)

Рис. 1 Расположение твэлов в экспериментальных сборках 1РА-503.1 (а): 1,2,5,7,8,11 топливо ВВЭР, 3,4,6,9,10,12 топливо РШ-1; и 1РА-503.2 (б): 13,14 .топливо Р№И-2; 15,16 - ВВЭР-2; 17,18,19,20,21,22 - ВВЭР-; 23,24- ВВЭРО; N01 -N04 ДПЗ;

ЕР-датчик удлинения; ЕТ - термометр расширения; РР - датчик давления. В первом эксперименте, где испытывалось два вида топлива, расположение опытных твэлов в обоих кластерах по типу топлива и оснащение датчиками было симметричным с

элементами дублирования и не вызывало затруднений в формировании сборки и оснащении опытных твэлов датчиками для получения полного набора характеристик. В процессе подготовки второго эксперимента пришлось решать задачу оптимизации матрицы эксперимента для исследования четырех видов топлива. Целью эксперимента было, с одной стороны, исследовать и сравнить все основные характеристики модифицированных видов топлива ВВЭР, а с другой стороны, подробно изучить один вид модифицированного, наиболее перспективного топлива в сравнении с топливом Р\\Щ. Для достижения поставленной цели было решено испытать наиболее перспективное модифицированное топливо ВВЭР-1 в твэлах с двумя калиброванными зазорами между топливом и оболочкой (0,21 и 0,27 мм) и разместить их в одном кластере. Твэлы с этим видом топлива и одинаковым зазором были также размещены в обоих кластерах, что позволило исследовать влияние температуры и нагрузки (плотности делений) на терморадиационную стабильность этого вида топлива. Особенность экспериментов заключалась в том, что оболочки опытных твэлов были изготовлены из стандартных для ВВЭР трубок (сплав Э110), поэтому диаметр топливных таблеток Р\¥11 соответствовал диаметру таблеток топлива ВВЭР. Кроме этого, таблетки топлива РХУЯ в твэлах, оснащенных термометрами расширения, были изготовлены с центральным отверстием, подобно твэлам ВВЭР (1,8 мм), а твэлы, оснащенные датчиками удлинения топливного столба и датчиками давления, были загружены сплошными таблетками топлива РХУЯ без лунок. Такая конструкция твэлов давала возможность сравнить термомеханические характеристики матриц топлива в зависимости от выгорания, тепловой нагрузки, и температуры. В то же время, отсутствие лунок в таблетках топлива Р\УЯ позволяло исследовать изменение характеристик матрицы топлива в центральной, горячей зоне таблеток в сравнении со стандартной формой таблеток топлива ВВЭР-440.

Была разработана программа облучения, которая позволяла максимально исследовать радиационные процессы в топливе. В первом эксперименте было запланировано изучение газовыделения в топливе при выгорании ~ 20 МВт.сут/кг и. Для этого в начале эксперимента необходимо было обеспечить нагрузку опытных твэлов, которая не позволяла бы превысить температурный порог газовыделения. Кроме этого, при разработке программы облучения было учтено, что термическая составляющая терморадиационного уплотнения топлива играет роль при температурах топлива, превышающих 1000 °С, что также ограничивало верхний предел нагрузки твэлов на ранней стадии облучения.

В третьей главе приведены основные результаты следующих внутриреакторных измерений параметров твэлов с различными видами топлива ВВЭР и Р\\Т1 под облучением:

• удлинения топливного столба;

• внутреннего газового давления в твэлах;

• средней температуры топливного сердечника.

Анализ результатов этих измерений дал возможность исследовать и оценить изменение следующих ключевых параметров опытных видов топлива ВВЭР и Р\\Щ под облучением:

• теплового состояния опытных твэлов в зависимости от нагрузки для топлива с различной формой таблеток;

• деградации теплопроводности топлива в зависимости от выгорания;

• терморадиационной стабильности (уплотнения и распухания) в зависимости от выгорания;

• давления в опытных твэлах в зависимости от нагрузки, выгорания и формы таблеток;

• выход газообразных продуктов деления с определением температурного порога газовыделения.

Для более детального анализа были предложены усовершенствованные методы, которые позволили:

• оценить количество гелия (газа-наполнителя), который, возможно, абсорбируется в топливной матрице уран-оксидного топлива на ранней стадии облучения. Для этого был проведен перекрестный анализ данных по уплотнению и распуханию топлива, полученных на основании двух типов измерений - изменения длины топливного сердечника и изменения давления в твэлах в процессе облучения;

• оценить осевую деформацию топливных таблеток за счет терморадиационной ползучести, которая может иметь место на первом этапе облучения топлива в центре топливного столба за счет осевых сил в месте контакта изначально плоских таблеток топлива. Такая оценка была сделана по данным измерения удлинения топливного столба в зависимости от нагрузки в первый период облучения и получены сравнительные характеристики релаксации напряжений в опытных таблетках топлива ВВЭР и Р\та.

Изменение теплового состояния топлива в зависимости от тепловой нагрузки и формы таблетки. Одной из важнейших характеристик, определяющей многие процессы в топливе и влияющей на пределы безопасности, является температура, которая позволяет оценить тепловое состояние топлива и его изменение в зависимости от нагрузки и выгорания. При анализе экспериментальных данных, использованы прямые измерения температуры топлива ВВЭР и Р\¥Я в зависимости от нагрузки в начале облучения. Измеренные температуры оказались близкими для обоих видов топлива и зависели практически только от величины зазора между топливом и оболочкой. Полученные данные дали возможность оценить влияние центрального отверстия и величины зазора между топливом и оболочкой на тепловое состояние опытных твэлов и использовать эти данные для более детального анализа, как теплового состояния, так и других характеристик опытных видов топлива и твэлов под облучением. Для

верификации измерений были использованы аналогичные данные из экспериментов на реакторе МР (НИЦ «Курчатовский институт) и МИР (НИИАР), которые вместе с экспериментами в реакторе НВШЯ составляют базу данных по исследованию теплового состояния твэлов ВВЭР. Результаты измерений в сопоставлении с расчетами по компьютерным кодам для топлива ВВЭР (с центральным отверстием) и Р\\Т1 (сплошные таблетки) также послужили доказательной базой достоверности не только внутриреакторных измерений, но и правильного распределения энерговыделения в сборках.

Особенности изменения газового давления в твэлах с различной геометрией

топливных таблеток. Как известно, газовое давление оказывает существенное влияние на термомеханическое поведение твэлов в процессе облучения. В связи с этим большой интерес вызывает анализ результатов измерения газового давления в твэлах в зависимости от тепловой нагрузки и от выгорания, в особенности, для изучения кинетики выделения газовых продуктов деления. Результаты измерения давления при первом выходе на мощность и выгорании 20 МВт.сут/кг (рис. 2) показали, что при нулевой нагрузке давление в твэлах с топливом ВВЭР несколько ниже по сравнению с твэлами PWR. Однако, с ростом 1 и 2- начало облучения; 3 и 4-при выгорании натружщ давление в твэлах ВВЭР росло

20 МВт.сут/кг. быстрее, чем в твэлах Р\У11 за счет более

быстрого роста средней температуры газа, находящегося в зоне центрального отверстия. Это доказывает, что конструкция таблеток топлива и его формоизменение с выгоранием также могут оказывать существенное влияние на изменение газового давления в зависимости от тепловой нагрузки. Анализ экспериментальных результатов показал, что уменьшение свободного объёма опытных твэлов с топливом Р\У11 (без центрального отверстия) оказывает менее существенное влияние на изменение давления под оболочками твэлов с ростом мощности, чем температура газа в центральном отверстии таблеток твэлов с топливом ВВЭР. Особенности удлинения топливного сердечника в твэлах с различной геометрией топливных таблеток. Анализ относительного удлинения топливных сердечников со сплошными таблетками (типа Р\\Т1) и таблетками с центральным отверстием (ВВЭР) показал,

ql, кВт/м

Рис. 2. Зависимость газового давления под оболочками твэлов от линейной тепловой нагрузки: 1 и 3 - топливо ВВЭР (твэл 5); 2 и 4- топливо PWR (твэл 3);

что отсутствие лунок в таблетках Р\УЛ приводит практически к одинаковому относительному удлинению топливного сердечника в зависимости от нагрузки при первом выходе на мощность.

Однако, в процессе дальнейшего облучения, удлинение топлива со сплошными таблетками (типа Р\¥11, но без лунок), отклоняется от первоначальной зависимости несколько сильнее, чем в случае топлива ВВЭР (рис.3). Более детально этот процесс был исследован с использованием перекрестного анализа удлинения и температуры в центре топливных сердечников, измеренных для твэлов с аналогичными видами таблеточного топлива. Относительное удлинение топливного сердечника отклоняется от теоретического термического расширения топлива, рассчитанного по измеренной температуре в центре топливного столба, более значительно для сплошных таблеток Р\У11 (без лунок), чем для таблеток ВВЭР с центральным отверстием. Это отклонение свидетельствует о дополнительной осевой деформации в зоне контакта торцов таблеток, площадь которой изменяется в начале испытаний за счет контактной терморадиационной ползучести топлива изначально плоских торцов таблеток, но при нагрузке принимающих выпуклую форму за счет радиального распределения температуры. Осевые напряжения в топливе могут создаваться, как за счет пружины поджатая, так и за счет механического взаимодействия между топливом и оболочкой по механизму «храповика» в период аккомодации таблеток в твэлах в первый период облучения. Эти напряжения достаточно быстро релаксируют за счет ползучести топлива в центральной зоне таблеток, что приводит к образованию так называемых «реакторных лунок». Специально проведенный анализ показал, что величина напряжений и их релаксация более интенсивно проходит в твэлах со сплошными таблетками (типа Р\\Щ), чем для таблеток с центральным отверстием (типа ВВЭР). Вероятно, деформация в результате такой контактной ползучести может приводить к изменению формы таблеток, которая при более высоких выгораниях может существенно повлиять на взаимодействие топлива и оболочки. По-видимому, форма стандартных таблеток (с лунками и фасками) была разработана не

д, кВт/м

Рис. 3 Удлинение топливного сердечника в зависимости от линейной нагрузки в топливе типа Р1¥К (2,3) и ВВЭР (1,4): 1 и 2 при первом выходе на мощность; 3 и 4- при выгорании ~ 4 МВт.сут/кг и

только, чтобы уменьшить осевое термическое расширение топливного столба твэла, но и уменьшить этот эффект.

Изменение температуры топливного сердечника с выгоранием и оценка деградации теплопроводности топлива ВВЭР в сравнении с топливом Р\\И. Измерения показали, что средняя температура топлива в твэлах с одинаковым начальным зазором незначительно отличается в начале облучения, что характеризует практически одинаковую теплопроводность и слабый эффект исходной плотности топлива. Незначительные отличия появились с выгоранием за счет большего уплотнения топлива ВВЭР, но и этот эффект оказался не столь значительным. Анализ измерений показал, что топливо ВВЭР-1 оказалось более термостабильным в начальной стадии облучения, чем стандартное топливо ВВЭР и топливо Р\¥11, где температура упала за счет растрескивания и релокации при первом выходе на мощность. На рост температуры в твэлах ВВЭР-1 несколько повлияло уплотнение топлива на ранней стадии облучения, что, возможно, компенсировало падение температуры за счет релокации и стабилизировало в дальнейшем температуру с повышением выгорания.

При дальнейшем облучении на тепловое состояние твэлов оказывали влияние такие радиационные процессы, как распухание и деградация теплопроводности, оценка которых является достаточно важной с точки зрения прогнозирования поведения твэлов до глубоких выгораний.

На основе анализа измерений температуры топлива, нормированной к одинаковой нагрузке (рис. 4), в опытных твэлах с разными исходными зазорами между топливом и оболочкой, а также учитывая одинаковое распухание топлива, отсутствие газовыделения и пренебрежимо малую деформацию оболочки в условиях эксперимента, было сделано предположение, что деградация эффективной теплопроводности топлива ВВЭР идентична топливу Р\¥11. Это означает, что зависимость теплопроводности от выгорания (полученная в Халдене на основе многочисленных экспериментов), может быть использована с определённой степенью достоверности и для топлива ВВЭР.

Рис. 4 Изменение температуры топлива нормализованной к линейной мощности 20 кВт/м в зависимости от выгорания топлива в твэлах РШ (а) и ВВЭР (б): 1 - зазор 0,27мм, 2 - зазор 0,21 мм, 3 - зазор 0,27 мм, 4-зазор 0,21 мм (-—) и (-■-■-) - расчетные температуры.

Удлинение, терморадиационное уплотнение и распухание топливного сердечника.

Результаты измерения удлинения топливного сердечника были использованы для анализа терморадиационного уплотнения и распухания топлива в целях оценки радиационной стабильности различных видов топлива ВВЭР и типичного топлива Р\\П от выгорания. Для определения изменения длины топливного сердечника были использованы данные при нулевой тепловой мощности и температуре теплоносителя 235 °С, а также данные измерения этих же параметров на мощности реактора, нормализованные к нулевой тепловой нагрузке и той же температуре теплоносителя. Остаточные осевые деформации, измеренные при нулевой нагрузке, дали возможность оценить кинетику радиационной составляющей уплотнения, а также радиационное распухание топлива, в зависимости от выгорания. Анализ этих конкурирующих процессов показал, что распухание опытных видов топлива в зависимости от выгорания почти одинаково, в то время, как уплотнение значительно отличается и зависит от вида топлива. Из данных, приведенных на рис.5, видно, что все виды топлива ВВЭР уплотняются несколько больше, чем топливо Р\¥К.. Однако модифицированное топливо ВВЭР-1 оказалось наиболее стабильным и ближе всего к топливу Р\¥Я. Дальнейший анализ показал, что распухание уран-оксидного топлива за счет накапливаемых в нем продуктов деления, является линейной функцией выгорания, что подтверждается многими экспериментами в Халдене. Распухание топлива ВВЭР и Р\УИ практически одинаковое и составляет (0.50±0.05)% /10 МВт.сут/кг 1Ю2.

Изменение давления под оболочкой твэлов. Измерения показали, что давление в процессе облучения во всех опытных твэлах достаточно стабильно. В основном, изменения были связаны с мощностью энерговыделения твэлов и, как показал дальнейший анализ, с изменением объема топлива вследствие уплотнения в начале облучения и последующего распухания с ростом выгорания. Отмечается, что оценка объемного уплотнения топлива по измерению газового давления в твэлах является достоверной только при неизменности массы газов в твэлах и незначительном влиянии на свободный объем твэлов таких процессов, как

В, МВт сут/ га-

Рис. 5 Уплотнение топлива Р\УК-1 (о) и стандартного топлива ВВЭР (А) в сборке ША-503.1 и топлива РШ-2 (А), ВВЭР-1 (•) и ВВЭР-2 (я) в сборке 1РА-503.2.

деформирование оболочки (ползучесть и радиационный рост) и увеличение открытой пористости вследствие растрескивания таблеток.

С учетом всех факторов, влияющих на оценку уплотнения топлива по изменению давления в твэле, было получено соотношение для определения изменения объема топлива. Анализ показал, что суммарная погрешность измерений составляет не более ± 3 % от величины свободного объема, а влияние деформирования оболочки и открытых пор достаточно мало и вместе составляет не более ± 0.3 % от общего изменения свободного объема. Оценка изменения объема топлива, выполненная по данным изменения давления (рис 6), также свидетельствует о повышенном уплотнении всех видов топлива ВВЭР, по сравнению с топливом что

подтверждает данные, полученные по изменению длины топливного столба.

Однако, очевидная разница в оценках уплотнения по удлинению и давлению в опытных твэлах может свидетельствовать об уменьшении количества газа (гелия) в твэле при условии изотропного характера процесса уплотнения. Послереакгорные исследования подтверждают дефицит гелия в свободном объеме твэла за счет диффузии в топливную матрицу на ранней стадии облучения. Для исследования процесса была разработана специальная методика, которая позволила изучить кинетику и оценить количество абсорбирующегося гелия в топливе. Было установлено, что абсорбция происходит в первые часы облучения и, возможно, связана с выравниванием концентраций и давления технологических газов, оставшихся в порах топлива и гелия - газа наполнителя твэлов. Механизм процесса и факторы, влияющие на величину абсорбирования, такие как давление газа, температура топлива, и концентрации газов, влияющие на диффузионные процессы, недостаточно изучены в связи с отсутствием достаточного количества экспериментальных данных.

Необходимо отметить, что распухание, оцененное по измерениям удлинения топливного столба и изменению давления в твэлах, оказалось практически одинаковым, что свидетельствовало о стабильном поведении газа после завершения процесса уплотнения и отсутствии газовыделения на первом этапе экспериментов.

Рис. 6 Уплотнение топлива ВВЭР и РЖИ, оцененное по данным измерения давления 1(о)- РШ-1 (503.1); 2(»)- ВВЭР-1; 3(ш)- ВВЭР-2; 4(А)-ВВЭР (503.1).

Оценка выделения газообразных продуктов деления в топливе ВВЭР и PWR.

При выгорании около 20 МВт.сут/кг была кратковременно увеличена нагрузка твэлов в сборке IFA-503.1, которая позволила наблюдать газовыделение из топлива ВВЭР и PWR. Анализ измерений давления в твэлах, с учетом изменения свободного объема за счет распухания показал, что газовыделение составило около 1% для обоих видов топлива. Послереакторные исследования одного из твэлов с топливом ВВЭР подтвердили это, что дало возможность оценить температурный порог газовыделения для твэлов ВВЭР при достигнутом выгорании (рис 7).

В четвертой главе приведены описание методики микроструктурных исследований образцов топлива, а также методов компьютерной обработки изображений плоских шлифов и определения объемной пористости по размерам пор для всех опытных видов топлива. Приведен количественный анализ полученной информации в сопоставлении с данными внутриреакторных измерений, характеризующих терморадиационную стабильность различных видов топлива ВВЭР под облучением в сравнении с топливом PWR.

Исследование и анализ микроструктуры топлива ВВЭР и PWR. Матрица для микроструктурных исследований была выбрана в соответствии с задачами внутриреакторных экспериментов по определению наиболее стабильного топлива ВВЭР. Наиболее стабильное (по данным внутриреакторных измерений) модифицированное топливо ВВЭР-I было исследовано в полном диапазоне размера пор (0.1 - 1 мкм, 0.5 -10 мкм и 5 -50 мкм) с использованием не только оптического (Light Optical Microscope - LOM), но и электронного микроскопа (Scanning Electron Microscope JSM-840 - SEM).

Полное распределение пористости по размерам пор для остальных видов топлива было получено посредством экстраполяции данных микроструктурных исследований в среднем диапазоне размера пор (0.5 - 5.0 мкм) на субмикронную область и в зону крупных пор, используя данные по исходной плотности топлива и нормально-логарифмическую функцию распределения. При определении фракционной пористости для всех видов топлива было сделано предположение, что все виды модифицированного топлива ВВЭР и типичное топливо PWR, аналогично топливу ВВЭР-1 (для которого было получено реальное распределение)

1 1 I 1

-Порог гаэоеыделения (Vitanza threshold) ■ 1 % Оригинальные данные Халдене • Другие данные • Данные Сименс (2 %) QI топливо ВВЭР (1FA-503.1) А топливо PWR(IFA-503.1) -

У1

if

■ 4J ^

0 10 20 30 40 50 6С

Выгорание, МВт.суг/кг UO,

Рис. 7 Температурный порог газовыделения уран-оксидного топлива.

имеет двухпиковое нормально-логарифмическое распределение пористости по логарифмическим интервалам.

В результате были получены сглаженные распределения

пористости по размерам пор для всех видов топлива (рис 8). Анализ показал, что принципиальным отличием распределений пористости топлива ВВЭР от топлива Р\\Щ является смещение первого пика в сторону субмикронной пористости.

Сопоставление данных микроструктурных исследований и внутриреакторных характеристик исследуемых видов топлива ВВЭР и Р\УК позволило провести анализ влияния структурно-технологических параметров и распределения пористости по размерам на терморадиационную стабильность уран-оксидного топлива ВВЭР и РХУЯ. На основании полученных данных (Таблица 3) был проведен корреляционный анализ между микроструктурными и внутриреакторными характеристиками опытных видов топлива, который подтвердил общепризнанную тенденцию к повышению радиационного уплотнения топлива с увеличением фракции субмикронной пористости (рис. 9). В то же время, анализ влияния среднего размера зерна, исследованных видов топлива, на внутриреакгорное уплотнение не выявил явной корреляции в этом диапазоне размеров зерен (7-11 мкм).

Сопоставление данных внутриреакторного уплотнения и результатов тестов на доспекаемость для опытных таблеток топлива ВВЭР показало достаточно хорошую корреляцию (рис. 10), которая подтверждает данные исследований для топлива Р\¥11. Сравнение кинетики уплотнения исследуемых видов топлива в зависимости от выгорания выявило влияние радиационной нагрузки (плотности делений), в то время как температура топлива не превышала в среднем 1000 °С. Для анализа были использованы данные измерений твэлов с одним видом топлива в разных кластерах (чтобы обеспечить разную нагрузку) и с различными зазорами в одном кластере (чтобы достичь разных температур).

Полученные внутриреакторные данные, в сопоставлении с микроструктурными исследованиями и исходными характеристиками, дали основания рекомендовать заводу-изготовителю усовершенствовать структурно-технологические параметры таким образом, чтобы сформировать пористую структуру топлива ВВЭР, подобно топливу Р\\ГЯ, с фракцией

Рис. 8 Распределение объемной пористости по размерам пор в опытных видах топлива

субмикронной пористости, не превышающей 20 %, что даст возможность повысить его терморадиационную стабильность.

Таблица 3. Сопоставление внутриреакторных и микроструктурных

характеристик опытных видов топлив.

Параметр ВВЭР ВВЭР-0 ВВЭР-2 ВВЭР-1 Р\У11-1

Исходная пористость, % 2,9 3,6 3,9 3,9 4,7 4,7

Средний размер зерна, мкм 7 7 10 11 10 9

Термическое доспекание при 1700 °С 24 часа, среднее, % ДУ/Уо 1,45 0,84 0,81 0,57

Внутриреакторное уплотнение, % ДУ/Уо 1.041,25 0,65 0,87 0,390,63 0,300,42 0,36

Изменение исходной пористости, % 35,841,4 18,1 22,3 10,016,2 6,48,9 7,7

Средняя плотность делений при уплотнении, дел/ см3/сек, X 10 13 0.85 1,15 1,30 1,70 1,151,80 0,75 1,05 1.70

Внутриреакторное распухание, % ДУ/Уо /10 МВт.сут/кг 1ГО2 0,50 -0,55 0,5 0,5 0,500,55 0,450,55 0,450,50

Объемная субмикронная пористость < 1 мкм, % 2,6 2,1 1,9 1,1 0,61 0,81

Фракция субмикронной пористости, %

Рис. 9 Корреляция между внутриреакторным уплотнением и фракцией субмикронной пористости.

) 0,4-і 0,2

Данные по топливу ВВЭР - корреляция_

0,0 0,2 0,4

0,в 0,8 1,0 1,2 1,4 1,6 1,8 2,0

Тест на доспекание. %ТП

Рис. 10 Корреляция между внутриреакторным уплотнением и термической доспекаемостью

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Разработана матрица экспериментов, программа испытаний и впервые получены результаты реакторных экспериментов по совместному облучению нескольких видов топлива ВВЭР и Р\¥11 в исследовательском реакторе НВ\\Т1.

2. Получена надежная база данных по внутриреакторным измерениям ключевых параметров опытных твэлов ВВЭР, в том числе с модифицированным топливом, в условиях длительного облучения, которая может быть использована для верификации компьютерных кодов, предназначенных для прогнозирования поведения твэлов при высоких выгораниях.

3. Усовершенствованные методы обработки экспериментальных данных, полученных с использованием внутриреакторных датчиков, позволили провести детальный анализ особенностей поведения опытных видов топлива с таблетками различной формы.

4. Анализ изменения температуры топлива в зависимости от выгорания показал, что деградация теплопроводности топлива ВВЭР и РХУЯ практически не отличается, что позволяет использовать модели изменения теплопроводности, разработанные для топлива Р\¥К.

5. На основании данных изменения давления в опытных твэлах с ростом нагрузки и измерений соответствующих температур в центре топливного сердечника была сделана оценка температурного порога газовыделения для топлива ВВЭР при выгорании -20 МВт.сут/кг и, что дает возможность рассчитать предельные нагрузки для твэлов ВВЭР-440, позволяющие избежать избыточного выделения газовых продуктов деления на этой стадии облучения.

6. Показано, что наряду с радиационным уплотнением, в центральной зоне топливных таблеток с плоскими торцами может иметь место радиационная ползучесть, приводящая к такому формоизменению таблеток, которое может оказать влияние на взаимодействие топлива и оболочки при более высоких выгораниях.

7. Исследована исходная микроструктура опытных видов топлива ВВЭР и в частности, получены оценки распределения объемной пористости по размерам пор и проведен анализ структуры пористости. Показано, что распределение пористости топлива ВВЭР смещено в сторону субмикронной пористости по сравнению с топливом Р\¥11, что и приводит к несколько повышенному радиационному уплотнению.

8. Сопоставление параметров топлива ВВЭР и Р\У11, полученных в эксперименте, и исходной микроструктуры позволило получить корреляцию между терморадиационным уплотнением опытных видов топлива ВВЭР и исходной фракцией субмикронных пор, а также результатами теста на термическое доспекание.

9. Показано, что радиационное распухание за счет накопления продуктов деления практически не зависит от исходной микроструктуры топлива, одинаково для всех опытных видов топлива ВВЭР и и составляет (0.50±0.05)% / 10 МВт.сут/кг 1ГО2.

10. Полученные данные позволили выдать практические рекомендации по совершенствованию структурно-технологических параметров и микроструктуры топлива ВВЭР при его производстве, которые направлены на повышение его терморадиационной стабильности. В частности, было рекомендовано формировать пористую структуру топлива ВВЭР, подобно топливу PWR, с фракцией субмикронной пористости, не превышающей 20 %.

11. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена важная задача, имеющая существенное значение: впервые получены экспериментальные данные по влиянию исходных структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность и изменение характеристик топлива ВВЭР и PWR при одновременном совместном облучении в реакторе HBWR. Показано, что модернизированное оксидное топливо ВВЭР по своим термомеханическим характеристикам не уступает топливу PWR, что может быть использовано в качестве базы для обоснования экспортных возможностей топлива российского производства для реакторов PWR.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

1. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В. и др. «Исследования поведения топлива ВВЭР и PWR, облученного в реакторе HBWR», Атомная Энергия, декабрь 2011, т. 111, вып. 6, с. 342-348.

2. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В. и др. «Исследования модифицированного топлива ВВЭР и типового PWR на реакторе HBWR (Норвегия)», Атомная Энергия, сентябрь 2012, т. 113, вып. 3, С.140- 145.

3. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., Калыгин В.В. и др. «Особенности внутриреакторного поведения урандиоксидного топлива ВВЭР и PWR с таблетками различной формы» Атомная Энергия, (в печати).

4. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., Калыгин В.В. и др. «Исследование влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR», Атомная Энергия, (в печати).

5. VolkovB., Ryazantzev Е., YakovlevV. «In-pile WWER fuel investigation in the Halden Reactor», paper 3.13 presented in Third International Seminar «WWER Reactor fuel performance, Modelling and experimental support», Bulgaria, Pamporovo, 4-8 October 1999, p. 158-164.

6. Volkov В., Strijhov P. "Integration of PIN and FRASM Codes Improved WWER Fuel Simulation under Operational and Accident Conditions", Third International Seminar "WWER Reactor Fuel Performance, Modeling and Experimental Support", Pamporovo, Bulgaria, October 1999.

7. Strizhov P., Volkov B. "Integral High Burnup Fuel Simulation Under Operational and Accident Conditions" ANS International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

8. Volkov B., Strizhov P., Ryazantzev E. "Modelling of PWR and WWER fuel behaviour in Halden comparative tests using the new code SPAN", IAEA Technical Committee, Windermere, 19-23 June, 2000, IAEA-TECDOC-1233, p. 305-321.

9. B. Volkov, T. Tverberg "Irradiation Performance of Modified WWER Fuel Compared with Typical PWR fuel in the Halden Reactor Test", International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, Kranevo, Varna, Bulgaria, 1-5 October 2001, p 186-196.

10. Volkov B., Kolstad E. "Review of WWER fuel and material tests in the Halden reactoT", 6th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 1923 September 2005, Albena, Bulgaria, p. 214-221.

11. Volkov B., Devoid H., Ryazantzev E., Yakovlev V. "Comparative analysis of WWER and PWR fuel behaviour to a burnup of 18 MWd/kgU02", HWR-541, December 1997.

12. Volkov B., Devoid H., Ryazantzev E.P. Yakovlev V.V. "In-pile Data Analysis of the Comparative WWER/PWR Test IFA-503.1. Final Report", EHPG meeting, Loen, Norway, 1999.

13. Volkov B.,Ryazantzev E., Yakovlev V. "Behaviour of Different Modified WWER Type Fuels during the Initial Stage of Irradiation", HWR-610, EHPG meeting, Loen, NorwayMay 1999.

14. Volkov B. Ryazantzev E., Yakovlev V. "The Thermal and Mechanical Behaviour of Modified WWER Fuel Compared with PWR Specification Fuel in IFA-503.2" HWR-637, December 2000.

15. Volkov B.,Ryazantzev E., Yakovlev V. "Irradiation Performance of WWER and PWR Fuel Tested in IFA-503.2 to a Burnup of 20 MWd/kgU02", HWR-708, EHPG meeting, Storegell, 2002.

16. Volkov B., Jensen H., Espeland M., Oberländer B. « Preliminary report on evaluation of volume pore-size distribution in different WWER and PWR fuel types from microstructural examinations» Report IFE/KR/F-2002/096, June, 2002.

17. Volkov B. LcstinenV. "Review of WWER Fuel Behaviour Compared with PWR Fuel in IFA-503", paper 5.1 (HWR-761), Proceedings of EHPG meeting, Sandefjord, Norway, 2004.

18. Volkov B. Lafchiev K. "Study of WWER Fuel Behaviour in IFA-503; An Up-Date", Paper 5.9 (HWR-818) Proceedings of EHPG meeting, Lillehammer, Norway, 2005.

19. Volkov B. "Integral approach to innovative fuel and material investigations in the Halden Reactor". 8th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 26 September - 04 October 2009, Burgas, Bulgaria.

20. B. Volkov, Y. Minagawa, T. Elisenberg, M. McGrath «Upgrading of the Halden Reactor Experimental Capabilities for Innovative Fuel and Material Testing" ENS, RRFM meeting, Rome March 2011.

Подписано в печать 25.01.2013. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 60. Заказ 14

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

00 о

к

ю со

см

со

со о

10 см

НАЦИОНАЛЬНЫМ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИМ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

I

I

л. Г

I I

(I

На правах рукописи

Волков Борис Юрьевич

ИЗМЕНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВА ВВЭР И Р\¥К ПРЕ

Н I

СОВМЕСТНЫХ ИСПЫТАНИЯХ В РЕАКТОРЕ НВ\УЫ

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

ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата технических наук

_4i.il

V

М

I

И

Таучный руководитель,

Доктор технических наук, профессор

В.В. Калыгин

Москва - 2012

ли

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................7

1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ РЕАКТОРА НВ\УЬ* ПО

ИССЛЕДОВАНИЮ ПОВЕДЕНИЯ ТОПЛИВА И МАТЕРИАЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ.....................................................26

1.1. Краткое описание реактора.......................................................................26

1.2. Экспериментальные устройства и системы.............................................28

1.3. Датчики внутриреакторного контроля.....................................................31

1.4. Методы исследований топлива в реакторе НВ\¥11.................................33

1.5. Заключение к первой главе.......................................................................35

2.ФОРМИРОВАНИЕ МАТРИЦЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ, ПРОГРАММЫ И УСЛОВИЙ СОВМЕСТНЫХ ИСПЫТАНИЙ ОПЫТНЫХ ВИДОВ ТОПЛИВА ВВЭР И Р\¥Я.........................................................36

2.1. Освидетельствование опытных видов топлива.......................................36

2.2. Матрица экспериментов и исходные параметры опытных твэлов.......39

2.3. Конструкция экспериментального канала, определение условий и программы испытаний опытных твэлов..................................................45

2.4. Заключение ко второй главе......................................................................59

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ И АНАЛИЗ ИЗМЕНЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВА ВВЭР И Р\¥Я ПОД ОБЛУЧЕНИЕМ.........................................................................................61

3.1. Результаты прямых внутриреакторных измерений................................61

3.2. Анализ изменения характеристик опытных видов топлива ВВЭР и

в зависимости от тепловой нагрузки..............................................68

3.2.1 Температура в центре топливного сердечника опытных твэлов ... 68

3.2.2 Изменение давления газов в твэлах с топливными таблетками различной геометрии..........................................................................70

3.2.3 Изменение удлинения топливного сердечника................................72

3.3. Анализ изменения характеристик опытных видов топлива ВВЭР и

PWR в зависимости от выгорания............................................................77

3.3.1 Изменение температуры в центре топливного сердечника и оценка деградации теплопроводности топлива............................................77

3.3.2 Удлинение, уплотнение и распухание топливного сердечника.....79

3.3.3 Изменение давления газов под оболочкой твэлов и выделение газовых продуктов деления................................................................82

3.4. Заключение к третьей главе......................................................................90

4.МИКРОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТОПЛИВА ВВЭР И PWR, СОПОСТАВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ С ДАННЫМИ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ.............................................92

4.1. Микроструктурные исследования опытных видов топлива..................92

4.2. Анализ распределения объемной пористости опытных видов топлива по данным микроструктурных исследований.........................................99

4.3. Сопоставление данных и корреляционный анализ влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR......................................................115

4.4. Заключение к четвертой главе................................................................118

ЗАКЛЮЧЕНИЕ...............................................................................................120

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ...................................123

Обозначения и сокращения

АДУ - аммоний-диуранат

A3 - активная зона;

АЭС - атомная электростанция;

В - выгорание

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

вгпд - выделение газовых продуктов деления

ВТО - взаимодействие топлива и оболочки

ГДСУ - гидравлическая система управления

гпд - газообразные продукты деления;

ГС - газовая система

дд - датчик давления газов под оболочкой твэла;

дпз - датчик прямого заряда;

лдтп - линейный дифференциально-трансформаторный преобразователь;

лтн - линейная тепловая нагрузка твэла;

н.у. - нормальные условия;

оп - оптический микроскоп

пд - продукты деления;

СРМ - система регулирования мощности (гелием -3)

СУВДГ - система ультравысокого давления газа

СЭМ - сканирующий электронный микроскоп

твэл - тепловыделяющий элемент;

твс - тепловыделяющая сборка;

тп -теоретическая плотность

цо - центральное отверстие в топливной таблетке;

ЯЭУ - ядерные энергетические установки;

BWR - Boiling Water Reactor (кипящий водяной реактор)

ЕТ - термометр расширения;

EF -датчик удлинения топливного сердечника (ДУ)

FGR - Fission Gas Release (выход газообразных продуктов деления);

IFA - Instrumented Fuel Assambly (Инструментированная Топливная Сборка (ИТС))

IFE - Institutte For Energiteknikk (Институт Энерготехнологий)

HRP - Halden Reactor Project (Халденский Реакторный Проект) 4

HWR - Heavy Water Reactor (Тяжеловодный реактор);

HBWR - Halden Boiling Water Reactor (Халденовский кипящий водяной реактор)

ND - neutron detector (датчик нейтронного потока)

PWR - Power Water Reactor (реактор, охлаждаемый водой под давлением);

LOCA - Loss-Of-Coolant Accident (авария с потерей теплоносителя);

PCMI - Pellet-Cladding Mechanical Interaction (взаимодействие топлива и оболочки- ВТО)

PF - датчик давления (ДД)

RAMP - увеличение мощности;

TFDB -Test Fuel Data Bank (База Данных Испытаний Топлива).

р - плотность (кг/м3);

гj - динамическая вязкость (кг/м /с);

d„ - гидравлический диаметр (м);

Re - число Рейнольдса

Рг - число Прандтля;

G - массовый расход теплоносителя через канал;

h - энтальпия теплоносителя,

h' - энтальпия жидкости на линии насыщения;

h0M - энтальпия на выходе;

hm - энтальпия на входе;

qi - средняя линейная тепловая нагрузка (JITH) твэлов в сборке (IFА);

Z - осевая координата;

Ынтвэл - число твэлов в верхнем (В) кластере сборки

NBme3n - число твэлов в нижнем (Н) кластере сборки

Qtoí- - полная мощность канала ;

Q]FA - мощность генерируемая опытными твэлами сборки;

Qy - мощность тепловыделения за счет гамма-нагрева элементов конструкции канала;

Qmod - мощность за счет теплообмена с замедлителем

S - площадь теплообмена;

AT - средний температурный напор между теплоносителем и замедлителем

di,, и dout . внутренний и наружный диаметр канала;

а и - коэффициенты теплоотдачи на внешней и внутренней поверхностях канала

Я - теплопроводность теплоносителя;

Xw - коэффициент теплопроводности материала канала

77^ - термопара установленная в центре топливного сердечника

Тм - температура теплоносителя реактора;

75 . температура насыщения;

Тц> - температура стенки °С;

- тепловой поток с поверхности (к\\^/т2); Р - давление.

г - скрытая теплота парообразования;

со" - поперечное сечение паровой фазы теплоносителя

(р - истинное объемное паросодержание;

Рг - критерий Фруда (н>о2/ф)

- скорость циркуляции,

% - гравитационная постоянная

Па, - пористость, определяемая из шлифов

Пу, .объемная пористость,

О а, .эквивалентный диаметр пор, определяемый из шлифов

Иу, - объемный эквивалентный диаметр пор в интервале «¡»

Иуэ - средне-объемный эквивалентный диаметр пор

Вср - средний диаметр пор

с!Ьтр - термическое расширение рассчитываемое по функции из библиотеки свойств

с1Ьу - осевая деформация за счет терморадиационного уплотнения.

сИпз - осевая деформация ползучести

N - осевая сила

АЬ/Ьо - относительное удлинение

о - напряжение

е - скорость деформации ползучести

( АУ} - относительное изменение объема

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы.

Главные энергетические мощности современной мировой атомной энергетики базируются на реакторах корпусного типа, охлаждающихся водой под давлением, ВВЭР в России и PWR в западных странах. В 90-х годах прошлого столетия, после политических и экономических реформ в России, встал вопрос о более тесном сотрудничестве между Востоком и Западом в освоении ядерных технологий в целях совместного повышения безопасного использования ядерной энергии в мирных целях. Ряд аварий на ядерных энергоблоках в США (Three Mile Island PWR) и России (Чернобыль, РБМК) в конце прошлого столетия также привели к пониманию того, что нельзя построить безопасную атомную энергетику в отдельно взятой стране и не существует государственных границ для последствий таких аварий. Последние события в Японии на АЭС Фукусима-1 в 2011 году еще раз подтвердили тот факт, что любые инциденты и аварии на АЭС в одной стране могут существенно повлиять на развитие атомной энергетики во всем мире. Одним из направлений, повышающих эффективность, надежность и безопасность эксплуатации АЭС в конце прошлого века и начале 2000-х годов являлось взаимопроникновение технологий при производстве качественного топлива и оболочек твэлов для ядерных энергетических реакторов, что, несомненно, предопределило дальнейшее развитие мировой ядерной энергетики. В тоже время, экономические реформы в современной России, наряду с развитием российских ядерных технологий, создали более благоприятные условия для выхода на мировой рынок ядерных технологий, в частности, на рынок ядерного топлива, где конкуренция заставляет энергетические и топливные компании, с одной стороны, повышать эффективность использования ядерного топлива для АЭС, а с другой стороны обеспечивать надежность и высокий уровень безопасности.

Стратегия развития ядерных технологий в России на период до 2020 года, обусловлена распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г № 1234-р, в котором предусмотрено «...увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России и продвижение продукции российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки, также переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации». В рамках этой стратегии топливная компания Росатома "ТВЭЛ", занимающая к 2011 году более 17% мирового рынка поставок топлива для атомных реакторов, разрабатывает перспективные планы по созданию топлива для реакторов PWR. Это

позволит ОАО ТВЭЛ стать альтернативным поставщиком ядерного топлива для реакторов западного дизайна и расширить экспортный потенциал компании.

Реализация стратегии и планов выхода на мировой рынок основывается на уверенности, что ядерные технологии, разработанные в России для реакторов ВВЭР, не уступают аналогичным технологиям, принятым для реакторов PWR. Основой для такой уверенности являются многочисленные расчетно-экспериментальные работы, проводимые с целью исследования поведения ядерного топлива в обоснование его надежности в различных режимах эксплуатации.

Интенсивное исследование поведения материалов топлива и оболочек твэлов энергетических реакторов с целью повышения надежности и работоспособности твэлов до глубоких выгораний началось в 70-80 годы прошлого столетия. Экстенсивный путь исследований на первом этапе был связан с длительными ресурсными испытаниями, которые за счет своей низкой, как экономической, так и научной технической эффективности стал постепенно вытесняться более совершенными внутриреакторными методами исследования топлива и материалов. В связи с этим возникла необходимость создания научно-инженерной базы, которая позволяла бы проводить прямые измерения ключевых параметров твэлов в процессе облучения и получать информацию в режиме « on-line». Одними из первых в России, эти работы начали проводить в НИЦ «Курчатовский Институт», где на реакторе MP начала создаваться научно-инженерная база для проведения экспериментов с твэлами, оборудованными датчиками внутриреакторного контроля. Развитие эти работы получили в процессе работ по программе СОФИТ, проводимой совместно с финской компанией Imatran Voima Oy (IVO) и направленной на исследование параметров твэлов ВВЭР-440 под облучением с использованием внутриреакторных детекторов [1-5]. Три этапа этой программы были реализованы на реакторе MP в НИЦ «Курчатовский институт» и были прерваны в связи с решением о полной остановке реактора в начале 90-х годов. Несмотря на все трудности, программа СОФИТ позволила создать первую международную базу данных по внутриреакторному исследованию твэлов ВВЭР, которая до настоящего времени занимает одно из почетных мест в международной системе NEA DATA BANK [4-5]. В первом эксперименте СОФИТ 1.1 были получены только данные измерения температуры в центре топливного сердечника в зависимости от нагрузки за время облучения, не превышающего 100 суток и до максимального выгорания 12 МВт сут/кг U, достигнутом в одном из 6 инструментированных твэлов (см. Рис.1).

1600 -Г

С)

1400 -

ш

т

ь. 1200 -

г

о

1- 1000-

<1>

п

1Т 800 -

(1)

3

ш 600 -

ш

и. ^ 400 -

га

о. (1) 200 -

с

>

(1)

1- 0

л

ВВЭРтвэл 3 СОФИТ 1.1 зазор 210 мкм

2 4 6 8 10

Выгорание, МВт сут./кг 110

Рис. 1 Температура топливного сердечника, измеренная в твэле 3 эксперимента СОФИТ1.1

0.0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 Выгорание, МВт.сут/кг 1)0

3,5 4,0

Рис. 2 Удлинение топливного столба, измеренное в эксперимент СОФИТ 1.3

Второй эксперимент СОФИТ 3.1 был запланирован для исследования твэлов, оборудованных не только топливными термопарами, но и датчиками удлинения топлива и оболочки, а также датчиками давления, которые, к сожалению, вышли из строя на первой стадии облучения. В одном из твэлов удалось провести измерения удлинения топливного столба до выгорания 4 МВт сут/кг и (см. Рис. 2) [4]. Измерения были прерваны на стадии уплотнения топлива, из-за нарушения работы датчиков и данные по распуханию топлива получить не удалось. Кроме этого, в реакторе МР были проведены первые внутриреакторные эксперименты по измерению давления газа в твэлах с диаметром таблеток 13,5 мм и с центральным отверстием 1,4 мм, которые дали возможность определить выход газообразных продуктов деления при нагрузках, превышающих 40 кВт/м, при выгорании около 20 МВт.сут/кг и [6].

Однако, по полученным данным не была сделана оценка уплотнения и распухания на первой стадии облучения, а отсутствие измерений температуры топлива не позволило оценить терморадиационный порог газовыделения для этого вида топлива.

Аналогичные работы начали развиваться в НИИАР в реакторе МИР. Исследования, в основном, были ориентированы на кратковременные эксперименты, как со свежими, так и облученными твэлами в переходных и аварийных режимах [7, 8, 9, 10]. Также проводились базовые стационарные эксперименты, но длительность таких экспериментов определялась ресурсом датчиков внутриреакторного контроля параметров твэлов в условиях высоких температур при жестком радиоактивном излучении. Один из таких экспериментов был проведен с опытными твэлами, характеристики которых приведены в Таблице 1 [11].

Таблица 1 Исходные характеристики опытных твэлов, облученных в

реакторе МИР [11]

№ твэла АЗТО Б6Т0 А10Д0 А11Д0

Оснащение датчиком TF TF PF PF

Плотность, кг/м3 10,6 10,6 10,6 10,6

Диаметр таблетки, мм 7,57 7,55 7,57 7,57

Зазор топливо-оболочка, мм 0,177 0,197 0,185 0,185

Диаметр центр, отверстия, мм / лунки 1,4/нет 1,4/нет 0/нет 0/да

Диаметр оболочки, мм 9,16 9,15 9,15 9,14

Свободный объем, см3 не определялся 11,5 11,5

Особенностью эксперимента было испытание твэлов с топливными таблетками с уменьшенным центральным отверстием (с 1,8 мм до 1,4 мм), где проводили измерение температуры, а также топлива без центрального отверстия. Причем один твэл был загружен таблетками с лунками подобно топливу а второй таблетками без лунок и без

центрального отверстия. Два последних твэла были оборудованы датчиками давления. На рис. 3 приведены данные измерений, полученные при первом выходе на мощность.

q|, кВт/м q|, кВт/м

Рис. 3 Зависимости температуры в центре топливных сердечников (а) и давления под

оболочкой твэлов (б) от линейной нагрузки, измеренных в реакторе МИР [11]:

1-твэл Б6ТО, 2- твэл АЗТО, 3- твэл All ДО, 4- твэл А10ДО

Измерения были проведены только на начальной стадии экспериментов, что позволило

получить некоторые данные по влиянию геометрии таблеток на температуру и давление газа в

твэле в зависимости от нагрузки. Как показано в работе [11], эти данные, дополненные

10

результатами экспериментов, проведенных в реакторе HBWR с топливом ВВЭР и PWR с таблетками различной формы, в совокупности могут быть использованы для обоснования работоспособности таблеточного топлива ВВЭР без центрального отверстия.

Для получения данных по изменению базовых характеристик топлива ВВЭР в процессе эксплуатации, в НИИАР были широко представлены послереакторные исследования твэлов, облученных на АЭС [12, 13, 14, 15]. В частности, таким образом были получены данные по распуханию топлива ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в полномасштабных твэлах в интервале

выгорания 20 - 70 МВт сут/кг11 (см. Рис.4) [15]. Отсутствие данных в начальный период облучения не позволяло оценить реакторное уплотнение топлива, а также кинетику процессов деформации топлива. Для получения таких данных требовались

внутриреакторньте эксперименты с топливом ВВЭР в условиях длительного стационарного

эксперимента.

Отсутствие систематизированных внутриреакторных исследований характеристик топлива ВВЭР заставляло ориентироваться на данные, полученные для аналогичного западного т�