автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Изучение состояния и возможности извлечения негерметичных ТВЭЛОВ из ремонтопригодных ТВС ВВЭР-1000

004615871

На правах рукописи

УДК 621.039.546

Перепелкин Сергей Олегович

ИЗУЧЕНИЕ СОСТОЯНИЯ И ВОЗМОЖНОСТИ ИЗВЛЕЧЕНИЯ НЕГЕРМЕТИЧНЫХ ТВЭЛОВ ИЗ РЕМОНТОПРИГОДНЫХ TBC ВВЭР-1000

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

- 9 ДЕК 2919

Димитровград 2010

004615871

Работа выполнена в открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Научный руководитель доктор технических наук

Алексей Владимирович Смирнов

Консультант

кандидат технических наук Дмитрий Владимирович Марков

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор

Владимир Валентинович Лиханский

Ведущая организация

кандидат технических наук Станислав Николаевич Антонов

Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара

Защита состоится «22» декабря 2010 г. в 10 часов 30 минут на заседании диссертационного совета Д 418.001.01 при ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» по адресу: Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Автореферат разослан «_»_2010 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью организации, просим направлять по адресу: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21, диссертационный совет ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (dissovet@grpress.podolsk.ru).

Ученый секретарь диссертации

совета Д 418.001.01, к.т.н.

А.Н.Чуркин

Общая характеристика работы

Актуальность

В федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года» запланированы достройка и строительство энергоблоков с ВВЭР-1000, строительство энергоблоков с ВВЭР нового типа, а также развитие стендовой базы для действующих и строящихся энергоблоков. Программа развития атомной энергетики России предусматривает преимущественное развитие АЭС с реакторами типа ВВЭР до 2025-2030 гг. Несмотря на успешное функционирование российской атомной энергетики в последние годы, имеются существенные резервы повышения ее эффективности. Одним из направлений увеличения эффективности является повторное использование TBC после извлечения из них негерметичных твэлов. Из сказанного следует, что послереакторные исследования ремонтопригодных TBC реакторов типа ВВЭР являются актуальными с точки зрения ближ-несрочной и длительной перспектив развития атомной энергетики.

Важнейшим требованием к TBC ядерных реакторов, в том числе ВВЭР-1000, является герметичность оболочек твэлов в качестве основного барьера, препятствующего выходу радионуклидов в теплоноситель и окружающую среду. Из-за разгерметизации оболочек твэлов возникают проблемы, связанные с безопасностью эксплуатации реактора, а также с заменой, хранением и транспортировкой дефектных TBC. Производители TBC стремятся исключить это явление.

Выяснение и устранение причин разгерметизации твэлов - важная составляющая повышения безопасности эксплуатации и надежности TBC. Однако исследования с целью выяснения причин разгерметизации твэлов были проведены для ограниченного количества TBC реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. За последние годы были внесены существенные изменения в конструкции TBC и созданы новые типы TBC (УТВС, ТВСА, ТВС-2). В связи с этим установление причин разгерметизации твэлов является актуальной проблемой и представляет несомненный интерес.

Другая важная составляющая повышения безопасности эксплуатации реакторов - прогнозирование поведения негерметичного твэла и вы-

хода из него радиоактивных продуктов деления (РПД). Разработаны расчетные коды (RELWWER, TIMS, РТОП-КГО CA), используемые для оценки количества негерметичных твэлов в реакторе. Для развития и верификации этих кодов необходимы экспериментальные данные о состоянии негерметичных твэлов реакторов типа ВВЭР.

С целью экономии топлива допускают эксплуатацию дефектных TBC, степень негерметичности твэлов в которых не достигла критерия отказа. Альтернативным способом экономии топлива может стать эксплуатация TBC после извлечения и замены негерметичного твэла. Дефектные TBC, которые отработали ресурс, после ремонта можно транспортировать в централизованное хранилище. Возможность извлечения твэла без повреждения сборки принципиально предусмотрена в TBC реактора ВВЭР-1000 современных конструкций (УТВС, ТВСА, ТВС-2). Успешность ремонта дефектной TBC во многом зависит от состояния оболочки негерметичного твэла. Из сказанного следует, что получение данных о состоянии негерметичных твэлов и оценка возможности их извлечения из TBC также являются актуальными задачами.

Цель работы и задачи исследований. Целью диссертационной работы являлось получение и обобщение данных о состоянии негерметачных твэлов ВВЭР-1000, включая данные о причинах разгерметизации, и оценка возможности их извлечения из ремонтопригодных TBC.

Для достижения указанной цели были решены следующие задачи:

- выполнены послереакторные исследования дефектных TBC и негерметичных твэлов ВВЭР-1000;

- установлены причины образования дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000;

- выявлены закономерности изменения состояния твэлов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации после разгерметизации;

- оценена возможность извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000.

Научная новизна. В результате послереакторных исследований дефектных TBC, отработавших до выгорания топлива 15-47 МВт-сут/кг'и:

1) установлены причины разгерметизации твэлов в TBC типа УТВС, ТВСА, ТВС-2 реакторов ВВЭР-1000;

2) выявлены особенности локализации первичных и вторичных дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся из-за фрет-тинг-коррозии при взаимодействии с дистанционирующими решетками (ДР) и посторонними предметами;

3) установлено, что локальное гидрирование и охрупчивание оболочки негерметичного твэла ВВЭР-1000, иногда с образованием сквозных трещин, происходит при эксплуатации в текущей кампании;

4) получены оценки усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичного твэла ВВЭР-1000 из ремонтопригодных TBC;

5) предложен способ повышения вероятности извлечения негерметичного твэла из TBC ВВЭР-1000; показана возможность извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодной TBC в защитной камере.

Практическая ценность результатов работы:

1. Информацию о причинах разгерметизации твэлов ВВЭР-1000 использовали при модернизации TBC с целью повышения их надежности.

2. Предложенный способ извлечения негерметичного твэла из TBC был применен в процессе послереакторных исследований и ремонта дефектных TBC ВВЭР-1000 в защитной камере.

3. Опыт извлечения негерметичных твэлов из TBC ВВЭР-1000 в защитной камере использовали при разработке стендов инспекции и ремонта в бассейнах выдержки АЭС.

4. Данные о размерах и локализации дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000 использованы при совершенствовании КГО на работающем и остановленном реакторе (в коде РТОП-КГО CA).

5. Данные о состоянии негерметичных твэлов ВВЭР-1000 используют для обоснования безопасности эксплуатации реакторов с негерметичными твэлами и для уточнения критериев отказа TBC.

Автор защищает:

1. Результаты послереакторных исследований и выводы о причинах разгерметизации твэлов семи TBC реакторов типа ВВЭР-1000.

2. Особенности образования вторичных дефектов в оболочках твэ-лов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся при эксплуатации из-за фрет-тинг-коррозии при взаимодействии с ДР и посторонними предметами.

3. Результаты оценок усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодных TBC реакторов типа ВВЭР-1000.

4. Способ повышения вероятности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000 за счет снижения растягивающей нагрузки и исключения хрупких участков оболочки из зоны ее действия.

Личный вклад автора. Автор при участии других сотрудников НИИАРа выполнил исследования семи дефектных TBC ВВЭР-1000, а также ремонт трех дефектных УТВС ВВЭР-1000. Вклад автора в получение результатов был существенным на всех этапах, включая разработку программ исследований, непосредственное участие в экспериментах и анализ результатов. Самостоятельно автор осуществил расчет поправок и погрешностей при оценке выхода цезия и топлива, оценку усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичных твэлов из TBC разных конструкций, а также проанализировал результаты, полученные в НИИАРе ранее.

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации,

подтверждается правильным выбором и применением аттестованных методик исследований, комплексным представлением результатов исследований, использованием результатов работы при модернизации конструкции TBC и разработке технологического регламента ремонта TBC реакторов типа ВВЭР-1000 в условиях защитной камеры.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа изложена на 126 страницах машинописного текста, содержит 64 рисунка, 18 таблиц, и состоит из введения, 6 глав, заключения и списка литературы из 155 наименований.

Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждались на многих семинарах и совещаниях:

- XV международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (Украина, Алушта, июнь 2002 г.);

- болгаро-российском семинаре по опыту эксплуатации и внедрения нового топлива ВВЭР (Болгария, Варна, сентябрь 2002 г.);

- российско-украинском семинаре по эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР (Россия, Электросталь, апрель 2002 г.)

- российско-Еенгерском семинаре «Ядерное топливо ВВЭР-440. Опыт эксплуатации и перспективы развития» (Венгрия, Пакш, июнь 2003 г.),

- Fifth International Conference WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support (Болгария, Албена, сентябрь-октябрь 2003 г.),

- седьмой конференции по реакторному материаловедению (Россия, Димитровград, сентябрь 2003 г.);

- девятой ежегодной молодежной научно-практической конференции «Реакторостроение и атомная энергетика: технологии будущего» (Россия, Нижний Новгород, сентябрь 2004 г.);

- 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (Япония, Киото, октябрь 2005 г.);

- российско-чехо-словацком семинаре по опыту изготовления, эксплуатации и перспективам совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с ВВЭР-440 (тип В-213) (Словакия, г. Смоленице, сентябрь 2006 г.);

- болгаро-российском научно-практическом семинаре по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР нового поколения (Болгария, г. Несебыр, октябрь 2006 г.);

- восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Россия, Димитровград, май 2007 г.);

- российско-венгеро-финском семинаре по опыту изготовления, эксплуатации и перспективам развития топлива и топливных циклов АЭС с ВВЭР-440 (тип 213) (Россия, Электросталь, июнь 2007 г.);

- шестой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» - МНТК-2008 (Россия, Москва, май 2008 г.);

- российско-украинском семинаре по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР нового поколения (Россия, Новосибирск, июль 2008 г.);

- болгаро-российском научно-техническом семинаре по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР-1000 нового поколения (Болгария, Слынчев бряг, сентябрь-октябрь 2008 г.);

- седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» - МНТК-2010 (Россия, Москва, май 2010 г.).

Публикации. Основные материалы диссертации отражены в 45 научных работах, в том числе, в 17 статьях в отечественных журналах, в 6 тезисах докладов и в 22 докладах на международных и всероссийских конференциях и семинарах. Одна из статей опубликована в журнале «Атомная энергия», рекомендованном ВАК.

Содержание работы

Первая глава посвящена обзору литературных данных по причинам разгерметизации твэлов реакторов PWR, BWR и ВВЭР, а также опыту обращения с дефектными TBC этих реакторов. Рассмотрена классификация причин разгерметизации твэлов водо-водяных реакторов и история изменения конструкции TBC реакторов типа ВВЭР.

Во второй главе описаны особенности конструкции и некоторые параметры эксплуатации дефектных TBC. Характеристики исследованных дефектных TBC приведены в табл. 1.

Таблица 1. Характеристики исследованных дефектных TBC

Номер TBC Тип TBC Изготовитель Год изготовления АЭС*, блок Годы эксплуатации Длительность эксплуатации, эфф.сут Среднее выгорание топлива. МВтхут/кгЬ'

1 Серийная нзхк 1993 ЮУ-2 1995-1997 444,2 22

2 Чехло-вая нзхк 1996 НВ-5 1996-2000 943,2 47

3 УТВС мсз 1998 Зап.-б 1998-1999 294,3 16

4 УТВС мсз 1998 Зап.-б 1998-1999 294,3 16

5 ТВСА мсз 1999 Клн-1 1999-2002 853 37

6 ТВСА мсз 2004 Клн-1 2004-2005 334,8 15

7 ТВС-2 нзхк 2003 Баг:.-1 2004-2005 ! 340,1 18

ЮУ - Южно-Украинская, HB - Нововоронежская, Зап. - Запорожская, Клн. - Калининская, Бал. - Балаковская.

В третьей главе описаны методы, применявшиеся при исследовании дефектных TBC в защитных камерах. Негерметичные твэлы в дефектных TBC были обнаружены визуально или ультразвуковым методом и извлечены из пучка. Для оценки состояния негерметичных и герметичных твэлов выполняли вихретоковую дефектоскопию, гамма-сканирование, металло-

графию, механические испытания кольцевых образцов оболочки, измеряли длину и диаметр, а также зазор между топливом и оболочкой, содержание водорода в образцах оболочки.

В четвертой главе приведены результаты исследований дефектных TBC ВВЭР-1000, направленных на установление причин разгерметизации твэлов.

В оболочке негерметичного твэла TBC №5 обнаружены только трещины, обусловленные повышенным гидрированием материала (рис.1). Сквозные дефекты, не связанные с гидрированием, в оболочке, заглушках и сварных соединениях негерметичного твэла отсутствовали. На основе результатов исследований установлено, что причина разгерметизации твэла - наличие влаги или другого водородсодержащего соединения под оболочкой до начала эксплуатации.

В двух УТВС обнаружена фретгинг-коррозия твэлов в нижних и дистанционирующих решетках. Дефектные сборки содержали по одному негерметичному твэлу. Сквозные дефекты в оболочках твэлов (рис.2,а) находились под первой от низа дистан-ционируюшей решеткой. Степень фреттинг-коррозии твэлов уменьшалась от низа к верху.

В остальных дефектных TBC твэлы разгерметизировались вследствие фреттинг-коррозии при взаимодействии с посторонними предметами (debris), попавшими в TBC с теплоносителем. Дефекты (см. рис.2,б) нахо-

Рис. 1. Внешний вид (а) и микроструктура (б) оболочки негерметичного твэла TBC №5 вблизи одного из дефектов

Рис. 2. Внешний вид дефектов твэлов ВВЭР-1000, вызванных фрептинг-коррозией при взаимодействии с ДР (а) и посторонними предметами (б)

лились в нижних частях твэлов около мест расположения решеток. Посторонний предмет (стальная стружка), вызвавший разгерметизацию твэла, обнаружен в одной TBC.

Рис.3. Причины разгерметизации твэлов ВВЭР-1000 ми решетками и посторон-по данным послереакторных исследований

' г иммм гтп^ пм**-гялл;л я т'Л г.-'J/р

данных причин была выявлена для нескольких TBC. Поэтому можно полагать, что указанные причины разгерметизации являлись основными в 19802000 гг. Причины разгерметизации твэлов в ТВСА и ТВС-2 не были связаны с особенностями конструкции сборок, что косвенно свидетельствует о работоспоспособности TBC этих типов. Конструкторы, технологи и другие специалисты заводов-изготовителей и АЭС приняли меры для предотвращения разгерметизации твэлов по выявленным причинам.

В пятой главе приведены результаты исследований состояния топлива и оболочек негерметичных твэлов ВВЭР-1000 после эксплуатации.

В твэлах, которые разгерметизиров&зись из-за фреттинг-коррозии, кроме дефектов, приведших к разгерметизации (первичные дефекты), обнаружены дефекты, обусловленные проникновением воды при эксплуатации (вторичные дефекты). Первичные дефекты находились в нижних частях твэлов. Вихретоковая диаграмма, характеризующая распределение по высоте дефектов в оболочке твэла, разгерметизировавшегося вследствие фреттинг-коррозии, а также вихретоковая диаграмма герметичного твэла из той же дефектной TBC показаны на рис.4.

Гидрирование

Обобщение результатов исследований дефектных TBC (рис.3) показано, что причинами разгерметизации твэлов ВВЭР-1000 являлись фреттинг-

коррозия при взаимодействии с дистанционирующи-

10 дефектных TBC

ними предметами, а также гидрирование. Каждая из

О 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 Координата, мм

Рис. 4. Зихретоховые диаграммы негерметичного (-) и герметичного (-)твэлов

В нижних частях твэлов вторичные дефекты были обусловлены окислением внутренней поверхности оболочки. Толщина неравномерной оксидной пленки на внутренней поверхности оболочки достигала 350 мкм. Массовая доля водорода в материале оболочки не более 0,01%, а размер и количество выделений гидридов {рис. 5,а) практически такие же, как и для герметичных твэлов. Механические свойства оболочек на этих участках находились на уровне, характерном для оболочек герметичных твэлов. Общее относительное удлинение и предел прочности не ниже 10% и 250 МПа соответственно.

Рис. 5 Микроструктура оболочки твэла вблизи первичного дефекта (а) и в зонах повышенного гидрирования (б, в)

Обнаруженные в верхних частях твэлов вторичные дефекты обусловлены повышенным локальным гидрированием оболочек. На этих участках оболочек выявлены скопления гидридов типа «sunburst» (см. рис. 5,6) и/или слои с повышенным содержанием гидридов (см. рис.5,в). Массовая доля водорода в материале оболочки достигала 0,04%. Гидрирование оболочек вызвало их охрупчивание и в некоторых случаях образование сквозных трещин и разрушение (рис. 6). Наиболее подвержены разрушению участки оболочек около верхних заглушек и фиксаторов топливного сердечника. Расстояние между первичными дефектами и участками локального гидрирования в оболочках твэлов ВВЭР-1000 составляло более 2150 мм.

Такое расположение вторичных дефектов обусловлено неравномерным распределением содержания пара и водорода внутри негерметичного твэла при эксплуатации, Локальность гидрирования можно объяснить повреждением оксидной пленки на внутренней поверхности оболочки при смешениях фиксаторов и фрагментов таблеток.

Для оценки возможности извлечения негерметичного твэла из TBC важен прогноз о наличии или об отсутствии хрупких участков оболочки на основе данных по условиям эксплуатации и результатов КТО.

Анализ влияния условий эксплуатации на степень вторичного повреждения оболочки негерметичного твэла затруднен из-за неопределенности момента разгерметизации для конкретного (исследованного) твэла. Тем не менее, полученные данные (рис. 7) позволяют сделать вывод, что разгерметизация и последующее охрупчивание оболочки происходят в течение одной топливной кампании. Время от разгерметизации до образования хрупких участков оболочки составляет менее 230 сут при линейной мощности твэла около 200 Вт/см.

а б

Рис. 6. Внешний вид сквозных вторичных дефектов оболочек негерметичных твэлов: а - трещина; б - разрушение

<о ь 1200

1000

я g > s с о.

5-

ш

800

600

400

200

еж®

0

1

100 120 140 160 180 200 Средняя линейная мощность твэла, Вт/см

220

Рис. 7, Зависимость степени вторичного повреждения оболочки негерметичного твэла от линейной мощности и длительности эксплуатации: твэл ВВЭР1000 со сквозными

вторичными дефектами (В) и хрупкими участками (о); твэл ВВЭР-440 со сквозными

дефектами (в), с хрупкими участками (о) и без хрупких участков (-)

По визуальным и металлографическим оценкам, размеры сквозных дефектов оболочек твэлов достигали нескольких миллиметров и допускали контакт топлива с теплоносителем. В результате анализа влияния размеров сквозных дефектов в оболочках на активность воды в пенале при КГО на АЭС однозначной зависимости не выявлено (рис. 8). Влияния наличия сквозных вторичных дефектов на активность также не установлено. Поэтому данные по активности воды в пенале при КТО не могут быть использованы для предварительной оценки возможности извлечения негерметичного твэла из TBC.

Деформация оболочек негерметичных твэлов топливными таблетками с образованием «гофр» зарегистрирована даже при выгорании топлива около ¡5 МВт-сут/кги, что не характерно для герметичных твэлов до выгорания примерно 40 МВт-сут/кги. При выгорании топлива около 22 МВт-сут/кги и более обнаружено увеличение диаметра негерметичных твэлов на протяженных участках. В негерметичном твэле с выгоранием топлива около 47 МВт-сут/кги положительная (с увеличением диаметра) тангенциальная деформация оболочки топливными таблетками достигала

0,9... 1,6%. Эта особенность негерметичных твэлов обусловлена существенным сокращением диаметрального зазора между топливными таблетками и оболочкой из-за окисления внутренней поверхности оболочки, а таюке из-за термического расширения и распухания топлива.

ю-2 ;--------------- " "

II

х _г

I -С С

о «

>

10" ю-4

1С-5

Критерий отказа TBC i И

20

40 60 SO

Площадь дефектов, мм2

100

120

Рис. 8. Связь результатов КГО с размерами дефектов оболочек твэлов: начичие сквозных вторичных дефектов (Ш).; без сквозных вторичных дефектов (■»): дефекты не разделены на первичные и вторичные ( );'ГВС с герметичными твэлами (о)

3 зонах повышенного гидрирования оболочек зарегистрировано локальное увеличение диаметра до 9,36 мм, обусловленное разностью молярных объемов гидридов и циркония и в некоторых случаях раскрытием трещин. Независимо от причины возникновения увеличение диаметра негерметичного твэла может привести к увеличению усилия, необходимого для его извлечения из TBC, и следовательно, к увеличению вероятности разрушения.

В результате металлографических исследований негерметичных твэлов показано, что в зонах сквозных дефектов оболочки таблетки фрагмен-тировакы в большей степени, чем ва остальной части сердечника, а. также в герметичных твэлах. Повышенная фрагментация способствует эрозии и выпадению мелких фрагментов таблетох из твэла, В некоторых сечениях негерметичных твэлов обнаружено уменьшение диаметра центрального отверстия таблетки из-за распухания UCK. В некоторых твэлах обнаружена эрозия топлива вблизи сквозных дефектов оболочек и вблизи центрального отверстия таблетки (рис.9).

Выход U02 из негерметичных твэлов регистрировали и оценивали металлографическим и гамма-спеюгрометрическим (по интенсивности гамма-

106п \

излучения Ru) методами. В расчетную формулу оценки выхода U02 по интенсивности гамма-излучения l06Ru введена поправка на неопределенность формы таблетки и взаимного расположения ее дефектного участка и детектора, а также определен вклад в погрешность, связанный с этим фактором. Оценки показали, что существенный выход топлива происходил в зонах крупных дефектов при эксплуатации в течение 0,6 года и более. Максимальный выход топлива в сечении сквозного дефекта оболочки негерметичного твэла составил 17%.

Изучение микроструктуры топливных таблеток негерметичных твэлов показало, что при линейной мощности более 150 Вт/см в центральной зоне сечения таблеток происходит рекристаллизация U02 с образованием укрупненных равноосных и неравноосных зерен (рис.10). Отмечена также повышенная пористость топлива по сравнению с герметичными твэлами. Установлено, что с увеличением линейной мощности негерметичного твэла доля топлива, подвергшегося рекристаллизации, резко возрастает. При линейной мощности менее 150 Вт/см рекристаллизации топлива не происходит (размер зерен по всему сечению таблетки близок к исходному).

Рис. 10. Микроструктура топлива негерметичного твэла

а б

Рис. 9. Макроструктуры топлива негерметичных

твэлов

Изменение размеров зерен и увеличение пористости и02 свидетельствуют о существенном (выше 1200ЭС) повышении температуры в центральной зоне сечения таблеток негерметичных твзлов и о выходе газообразных и летучих продуктов деления из таблеток. Повышение температуры обусловлено заполнением зазора между таблетками и оболочкой паром и снижением теплопроводности и02 вследствие увеличения кислородного коэффициента о/и.

Выход шСэ из таблеток и негерметичных твэлов был определен по результатам гамма-спектрометрических измерений (рис.! 1). При обработке результатов гамма-сканирования в расчетные формулы введены поправки на неопределенность формы распределения '"Сб по радиусу таблетки негер.метичного твэла и определен вклад этого фактора в погрешность оценки. Кроме того, была оценена доля Ь'С5, вышедшего из топливных таблеток, а также доля цезия, адсорбированного на поверхности центрального отверстия и на стыках таблеток.

О --;--j--\-;-;--;--1.

О 500 1000 1500 2000 2500 ЗООО 3500 4000 Координата, мм

Рис. 11. Распределение интенсивности гамма-линии i37Cs по длине герметичного (—) и негерметичного (—)твэлов

1

Получена зависимость выхода n7Cs из топливных таблеток негерме- L тичного твэла от линейной мощности (рис.12). Установлено, что выход цезия из топливных таблеток незначителен при линейной мощности до 150 Вт/см и возрастает с ее увеличением. Пороговые значения линейной мощности негерметичного твэла для выхода 137Cs из таблеток и рекристаллизации UO2 близки. В негерметичном твэле адсорбируется менее 20% цезия, вышедшего из таблеток. Полученные результаты показывают, что

снижение выхода радиоактивных продуктов деления из негерметичного тзэла в процессе эксплуатации может быть достигнуто снижением его мощности.

ш

100 110 120 130 140 150 160 170 180 190 200 210 220 230 240 250 Линейная мощность, Вт/см

Рис. 12. Зависимость от линейной мощности выхода b7Cs из топливных таблеток негерметичных твэлов: TBC Jv"°6 (T) и №7 (х)

В шестой главе приведены результаты экспериментов по извлечению негерметичных твэлов, а также оценки усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000.

В УТВС, ТВС-2 и ТВ С А используют разъемное крепление твэлов в нижней решетке (рис. 13), что позволяет извлекать '¡вэлы без повреждения сборки. Штатная технология извлечения твэла из разборных TBC предполагает его захват за верхнюю заглушку и перемещение вверх до полного извлечения. В начале перемещения твэл подвергается максимальной растягивающей нагрузке (рис. 14), что связано с выходом заглушки из нижней решетки. При перемещении в дистанциони-рующих решетках нагрузка на твэл существенно меньше. При разборке тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000 в защитных

пг4

1 1

1; iv ¡i

иШ и

tí-t

Рис. 13. Схемы крепления в нижней решетке TBC твэлов: с «гладкими» лепестками (а); с буртами на лепестках (б): с цангой (в)

камерах был получен существенный массив данных по усилиям извлечения герметичных твэлов с разными типами крепления в нижней решетке.

50 и 40

U.

о" 30

1 20 и

^ 10

о

О 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 Перемещение, мм

Рис. 14. Диаграмма усилия извлечения твэла из разборной TBC ВВЭР-1000

При наличии хрупких участков оболочки негерметичный твэл при извлечении из TBC может разрушиться. Для повышения вероятности извлечения негерметичного твэла предложено снизить растягивающую нагрузку на твэл за счет предварительного извлечения нижней заглушки из нижней решетки. Для этого необходимо захватить твэл за нижнюю (прочную) часть и сместить его вверх. После этого появляется возможность захватить твэл за оболочку ниже верхней заглушки и, таким образом, исключить некоторые хрупкие участки из зоны действия растягивающей нагрузки при последующем вытягивании. Предварительное смещение применяли при извлечении негерметичных твэлов, расположенных на периферии пучка. Данные, приведенные в табл. 2, показывают, что предварительное смещение негерметичного твэла снижает риск разрушения при последующем вытягивании из пучка. Эта операция была включена в технологический регламент ремонта TBC в защитной камере.

Таблица 2. Результаты извлечения негерметичных твэлов ВВЭР-1000 из TBC

Номер TBC П ред ва рител ьное смешение Координата приложения силы, мм Максимальна! нагрузка, кгс Разрушение

- Нет 3820 20 Да

- Нет 3820 52 Да

5 Нет 3820 58 Нет

6 Нет 3820 43 Нет

1 Да 3450 <71 Да

2 Да 3450 27 Нет

3 Да 3470 9 Нет

4 Да 3470 14 Нет

7 Да 3820 21 Нет

>41 Ц^ММЖ«**,

Опыт извлечения негерметичных твэлов показывает, что усилие разрушения - случайная величина, значения которой могут находиться в широком диапазоне. Математическое ожидание и среднеквадратическое отклонение усилия разрушения негерметичного твэла были оценены из функции распределения вероятности (рис. 15). Эта функция была получена на основе данных по твэлам, которые извлекали за верхнюю заглушку, поскольку именно так предполагается извлекать негерметичные твэлы из TBC на стендах инспекции и ремонта. Вероятность разрушения оценена как доля твэлов, разрушившихся при растягивающей нагрузке меньше заданной. Для аппроксимации зависимости вероятности разрушения от приложенной нагрузки использована функция распределения Гаусса. По результатам выполненных оценок математическое ожидание усилия разрушения негерметичного твэла составило 47 кгс при среднеквадратическом отклонении 29 кгс.

1,0

0,9 -

5 0,8 -

Л X 0,7 -

О о 0,6 -

к

к X и.ь

а ш 3 0.4 -

а о. 0,3 -

<ч 0.2 -

0,1

0,0 1

1

I ... т

в

0,020 0,016 0,016 0 0,014 * 0,012 л" 0,010 о 0,008 £ 0,006 q 0,004 С 0,002 0,000

0 20 40 60 80 100

Растягивающая нагрузка, кгс

Рис, 15. Функция и плотность функции распределения вероятности разрушения негерметичного твэла ВВЭР-1000:

вероятность разрушения (экспериментальные данные) (И); аппроксимирующая функция распределения вероятности (-); плотность функции распределения (...............)

Вероятность извлечения негерметичного твэла определяется двумя величинами: нагрузкой, необходимой для извлечения, и нагрузкой, при которой происходит разрушение. Обе эти величины случайны и описываются функциями распределения вероятности. Негерметичный твэл может быть извлечен из TBC, если усилие разрушения превышает максимальную нагрузку при извлечении. Усилие разрушения и усилие извлечения незави-

симы друг от друга, поэтому вероятность извлечения негерметичного твэ-ла была определена по формуле

Г,„ЛП = J ¡P.,AF')-pf„v(F")dF'dFl:

где fum(F) - функция распределения вероятности извлечения твэла; Р„,ЛП н Рр,„Р(П - плотность функции распределения вероятности извлечения и разрушения твэла соответственно; F - прикладываемая к твэлу нагрузка.

С использованием статистических данных по усилиям страгивания, перемещения в дистанционирующих решетках и оценки усилия разрушения были получены зависимости вероятности извлечения негерметичных твэлов из TBC с разными типами крепления твэлов в нижней решетке от прилагаемой нагрузки. На рис. 16 показана зависимость вероятности извлечения твэлов, закрепленных развальцовкой лепестков нижних заглушек, и не закрепленных в нижней решетке, от нагрузки. В отсутствие ограничения нагрузки вероятность извлечения негерметичного твэла с цанговым креплением составляет около 60%, с загибом лепестков нижней заглушки примерно 40%. При наличии буртов на лепестках нижней заглушки вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC практически равна нулю. За счет предварительного смещения негерметичного твэла вверх вероятность его извлечения может быть увеличена до 90%.

20 40 60 80 100 120 Нагрузка, кгс

О 20 30 40 Нагрузка, кгс

Рис. 16. Функции распределения вероятности извлечения из TBC ВВЭР-100С негерметичных твэлов: с «гладкими» лепестками нижней заглушки (а); не закрепленных в нижней решетке (смещенных) (б)

Основные результаты работы и выводы

!. Проведены послереакторные исследования семи дефектных тепловыделяющих сборок ВВЭР-ЮОО, отработавших до выгорания топлива 15-47 МВт-сут/кги. Установлено, что причинами разгерметизации твэлов исследованных TBC являлись фреттинг-коррозия в дистанционирующих решетках, фреттинг-коррозия посторонними твердыми частицами, засоряющими теплоноситель, и гидрирование оболочки.

2. Установлено, что в процессе эксплуатации твэлов ВВЭР-ЮОО, разгерметизировавшихся из-за фреттннг-коррозии, повышенное локальное гидрирование и охрупчивание оболочек происходит на расстоянии более 2150 мм от первичного дефекта в течение одной кампании. При этом в некоторых случаях образуются сквозные вторичные дефекты вплоть до разрушения оболочки. Вблизи первичного дефекта и на расстоянии до 2150 мм от него прочностные и пластические свойства материала оболочки сохраняются на уровне, характерном для герметичных твэлов.

3. Определены размеры сквозных дефектов оболочек твэлов ВВЭР-ЮОО, разгерметизировавшихся в процессе эксплуатации. Влияния размеров сквозных дефектов оболочек негерметичных твэлов в диапазоне 1-100 мм2 на удельную активность воды в пенале при КГО твэлов на АЭС не выявлено.

4. Растягивающая нагрузка, при которой происходит разрушение не-герметичнсго твэла ВВЭР-ЮОО. является случайной величиной с математическим ожиданием 47 кгс и среднеквадратическим отклонением 29 кгс. Вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC зависит от типа его крепления в нижней решетке и составляет 60% для цангового крепления и 40% для крепления загибом лепестков нижней заглушки. При наличии буртов на лепестках нижней заглушки вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC практически равна нулю.

5. Предложен способ извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-ЮОО. Показано, что снижение усилия, необходимого для извлечения твэла, и исключение хрупких участков твэла из зоны действия растягивающей нагрузки за счет предварительного смещения

вверх снижают риск разрушения твэла. Экспериментально подтверждена возможность извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000 в условиях защитной камеры.

6. Установлено, что выход цезия из топливных таблеток негерметичного твзла ВВЭР-1000 при линейной мощности до 150 Вт/см незначителен. Увеличение выхода цезия из таблеток при большей линейной мощности связано с рекристаллизацией UO2. Более 80% цезия, вышедшего из таблеток, оказывается за пределами оболочки при эксплуатации и хранении в бассейне выдержки, остальная часть адсорбирована внутри твэла.

7. По результатам гамма-сканирования и металлографии обнаружен выход топлива из негерметичных твэлов ВВЭР-1000 в зонах дефектов оболочек. Факторами, способствующими выходу топлива, являются повышенная фрагментация топливных таблеток в зоне дефекта, их эрозия и истирание дистанционирующей решеткой или посторонним предметом, размер дефекта и длительность эксплуатации негерметичного твэла.

Список опубликованных работ по теме диссертации

1. Марков Д.В., Перелелкин С.О., Поленок B.C. и др. Причины разгерметизации и послереакторное состояние негерметичных твэлов ВВЭР и РБМК // Атомная энергия, 2005. Т.99, вып.5. С.376-379.

2. Мохов В.А., Васильченко И.П., Кобелев С.Н., Перепелкин С.О. и др. О точности определения основных физических характеристик, влияющих на радиационную стойкость элементов ВВЭР Н Вопросы атомной науки и техники. Серия: «Обеспечение безопасности АЭС». Реакторные установки с ВВЭР, 2008. Вып. 23. С. 26-32.

3. Markov D., Smirnov V., Smirnov A., Perepelkin S., et al. Integration of postirradiation examination results of failed WWER fuel rods // Proc. of the Fifth International Conference WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support 29 September - 3 October 2003, Albena, Bulgaria. P.273-278.

4. Smirnov A.V., Markov D.V., Smirnov V.P., S.O. Perepelkin et al. Results of Post-irradiation examinations of WWER-1000 fuel rods and uranium-gadolinium fuel rods in justification of 4 and 5-year fuel cycles // Ibid. P.267-272.

5. Smirnov V., Markov D., Smirnov A., Perepelkin S. el al. VVER Fuel: Results of Post Irradiation Examination // Proc. of a 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 2-6, 2005, Kyoto, Japan: - AESJ, 2005. P. 217-226.

6. Марков Д.В., Сухих А.В., Перепёлкин С.О. и др. Повреждение оболочек твэлов ВВЭР и РБМК при нормальных условиях эксплуатации // Сборник докл. седьмой российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.: В 3-х томах. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2004. Т.2, ч.1. С. 145-155.

7. Марков Д.В., Поленок B.C., Перепёлкин С.О. и др. Оценка выхода цезия и топлива из негерметичных твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 // Российско-украинский научно-технический семинар по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР. Новосибирск. 2008.

8. Марков Д.В., Поленок B.C., Звир Е.А., Перепелкин С.О. и др. Основные результаты послереакторных исследований ТВСА и ТВС-2 ВВЭР-1000 // Болгаро-российский научно-технический семинар по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР-1000. Болгария, Слынчев бряг, 2008.

9. Марков Д. В., Поленок B.C., Смирнов А.В., Перепелкин С.О. и др. Фрет-тинг-коррозия оболочек твэлов ВВЭР /У XV Международная конференция по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. Алушта, 2002.

10. Поленок B.C., Марков Д.В., Смирнов В.П., Перепёлкин С.О. Результаты ог-'работки элементов ремонта ТВС ВВЭР-1000 в условиях защитной камеры ГНЦ РФ НИИАР // Болгаро-российский паучно-практический семинар по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР нового поколения. Несе-быр, Болгария, 2006.

11. Перепелкин С.О., Марков Д.В., Поленок B.C. и др. Результаты послереакторных исследований негерметичных твэлов ВВЭР II Сборник тез. докл. восьмой российской конференции по реакторному материаловедению. -Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2007. С. 19-16.

12. Поленок B.C., Смирнов В.П., Смирнов А.В., Перепелкин С.О. и др. Основные результаты исследований реперных ТВС ВВЭР-1000 // Международный ядерный форум «30 лет ядерной энергетике Болгарии - Развитие и перспективы». Болгария, Варна, 2004.

13. Polenok V.S., Markov D.V., Zhitelev V.A., Perepelkin S.O. ct al State and parameters of VVER fuel rods with a burn up achieving 73MW-day/kgU // Proc. of

а 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 19-23, 2008, Renaissance Seoul Hotel, Seoul, Korea.

14. Смирнов A.B., Цыкаиов B.A., Смирнов В.П., Перепёлкин С.О. и др. Исследования негерметичных ТВС ВВЭР-440 // Российско-венгерский семинар «Ядерное топливо ВВЭР-440. Опыт эксплуатации и перспективы развития». Венгрия, Пакш, 2003.

15. Перепёлкин С.О., Марков Д.В., Смирнов А.В. и др. Повреждение оболочек твэлов ВВЭР при нормальных условиях эксплуатации // IX Ежегодная Молодежная научно-практическая конференция «Реакторостроение и атомная энергетика: технологии будущего». Нижний Новгород, 2004.

16. Марков Д.В., Поленок B.C., Смирнов А.В., Перепёлкин С.О. и др. Послере-акторные исследования ТВСА в обоснование 4-х годичного топливного цикла 8ВЭР-1000 //Научно-технический семинар по опыту эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР. Болгария, Бургас, 2004.

17. Марков Д.В., Поленок B.C., Смирнов А.В., Перепёлкин С.О. и др. Послере-акторные исследования ТВСА, отработавшей 4 топливных цикла на блоке №1 Калининской АЭС // Украино-Российский научно-практический семинар по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР нового поколения. Украина, Нетешин, 2005.

18. Смирнов А.В., Марков Д.В., Смирнов В.П., Перепелкин С.О. и др. Результаты послереакторных исследований элементов конструкции ТВС ВВЭР из сплавов Э110 и Э635 // Международная молодежная научно-практическая конференция «Атомная отрасль: время новых возможностей». Обнинск, 2005.

19. Марков Д.В., Смирнов А.В., Смирнов В.П., Перепелкин С.О. и др. Результаты послереакторных исследований РК ВВЭР-440 в обоснование 5-6 годичного топливного цикла // Семинар «Опыт изготовления, эксплуатации и перспективы совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с ВВЭР-440». Финляндия, Хельсинки, 2004.

Список сокращений и условных обозначений.

Введение.

Глава 1. Основные результаты исследований процессов разгерметизации твэлов и способы обращения с дефектными TBC отечественных и зарубежных АЭС (литературный обзор).

1.1. Классификация причин разгерметизации твэлов водо-водяных реакторов.

1.2. История модернизации конструкции TBC реакторов типа ВВЭР.

1.3. Статистика по разгерметизации твэлов реакторов типа ВВЭР.

1.4. Причины разгерметизации твэлов реакторов типа ВВЭР.

1.5. Опыт эксплуатации негерметичных твэлов.

1.6. Опыт обращения с дефектными TBC.

1.7. Выводы к главе 1.

Глава 2. Конструкция и условия эксплуатации исследованных TBC и твэлов.

Глава 3. Методы исследований.

Глава 4. Причины разгерметизации исследованных твэлов.

4.1. Первичное гидрирование оболочки.

4.2. Фреттинг-коррозия в дистанционирующих решетках.

4.3. Фреттинг-коррозия посторонними предметами.

4.4. Анализ данных по причинам разгерметизации твэлов.

Глава 5. Состояние негерметичных твэлов после эксплуатации.

5.1. Характеристики дефектов и коррозионное состояние оболочек.

5.2. Механические свойства оболочек.

5.3. Геометрические параметры твэлов.

5.4. Структура топливных таблеток.

5.5. Выход топлива.

5.6. Выход цезия.

5.7. Анализ данных о состоянии негерметичных твэлов.

Глава 6. Оценка возможности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодной TBC.

6.1. Способы извлечения негерметичного твэла из TBC.

6.2. Усилие разрушения и вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC.

Актуальность

В федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года» запланированы достройка и строительство энергоблоков с ВВЭР-1000, строительство энергоблоков с ВВЭР нового типа, а также развитие стендовой базы для действующих и строящихся энергоблоков. Программа развития атомной энергетики России предусматривает преимущественное развитие АЭС с реакторами типа ВВЭР до 2025-2030 гг. Несмотря на успешное функционирование российской атомной энергетики в последние годы, имеются существенные резервы повышения ее эффективности. Одним из направлений увеличения эффективности является повторное использование TBC после извлечения из них негерметичных твэлов. Из сказанного следует, что послере-акторные исследования ремонтопригодных TBC реакторов типа ВВЭР являются актуальными с точки зрения ближнесрочной и длительной перспектив развития атомной энергетики.

Важнейшим требованием к TBC ядерных реакторов, в том числе ВВЭР-1000, является герметичность оболочек твэлов в качестве основного барьера, препятствующего выходу радионуклидов в теплоноситель и окружающую среду. Из-за разгерметизации оболочек твэлов возникают проблемы, связанные с безопасностью эксплуатации реактора, а также с заменой, хранением и транспортировкой дефектных TBC. Производители TBC стремятся исключить это явление.

Выяснение и устранение причин разгерметизации твэлов — важная составляющая повышения безопасности эксплуатации и надежности TBC. Однако исследования с целью выяснения причин разгерметизации твэлов были проведены для ограниченного количества TBC реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. За последние годы были внесены существенные изменения в конструкции TBC и созданы новые типы TBC (УТВС, ТВСА, ТВС-2). В связи с этим установление причин разгерметизации твэлов является актуальной проблемой и представляет несомненный интерес.

Другая важная составляющая повышения безопасности эксплуатации реакторов — прогнозирование поведения негерметичного твэла и выхода из него радиоактивных продуктов деления (РПД). Разработаны расчетные коды (RELWWER, TIMS, РТОП-КГО CA), используемые для оценки количества негерметичных твэлов в реакторе. Для развития и верификации этих кодов необходимы экспериментальные данные о состоянии негерметичных твэлов реакторов типа ВВЭР.

С целью экономии топлива допускают эксплуатацию дефектных TBC, степень негерметичности твэлов в которых не достигла критерия отказа. Альтернативным способом экономии топлива может стать эксплуатация TBC после извлечения и замены негерметичного твэла. Дефектные TBC, которые отработали ресурс, после ремонта можно транспортировать в централизованное хранилище. Возможность извлечения твэла без повреждения сборки принципиально предусмотрена в TBC реактора ВВЭР-1000 современных конструкций (УТВС, ТВСА, ТВС-2). Успешность ремонта дефектной TBC во многом зависит от состояния оболочки негерметичного твэла. Из сказанного следует, что получение данных о состоянии негерметичных твэлов и оценка возможности их извлечения из TBC также являются актуальными задачами.

Цель работы и задачи исследований. Целью диссертационной работы являлось получение и обобщение данных о состоянии негерметичных твэлов ВВЭР-1000, включая данные о причинах разгерметизации, и оценка возможности их извлечения из ремонтопригодных TBC.

Для достижения указанной цели были решены следующие задачи: - выполнены послереакторные исследования дефектных TBC и негерметичных твэлов ВВЭР-1000;

- установлены причины образования дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000;

- выявлены закономерности изменения состояния твэлов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации после разгерметизации;

- оценена возможность извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000.

Научная новизна. В результате послереакторных исследований дефектных TBC, отработавших до выгорания топлива 15-47 МВт-сут/кг11:

1) установлены причины разгерметизации твэлов в TBC типа У ТВ С, ТВ CA, ТВС-2 реакторов ВВЭР-1000;

2) выявлены особенности локализации первичных и вторичных дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся из-за фреттинг-коррозии при взаимодействии с дистанционирующими решетками (ДР) и посторонними предметами;

3) установлено, что локальное гидрирование и охрупчивание оболочки негерметичного твэла ВВЭР-1000, иногда с образованием сквозных трещин, происходит при эксплуатации в текущей кампании;

4) получены оценки усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичного твэла ВВЭР-1000 из ремонтопригодных TBC;

5) предложен способ повышения вероятности извлечения негерметичного твэла из TBC ВВЭР-1000; показана возможность извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодной TBC в защитной камере.

Практическая ценность результатов работы:

1. Информацию о причинах разгерметизации твэлов ВВЭР-1000 использовали при модернизации TBC с целью повышения их надежности.

2. Предложенный способ извлечения негерметичного твэла из TBC был применен в процессе послереакторных исследований и ремонта дефектных TBC ВВЭР-1000 в защитной камере.

3. Опыт извлечения негерметичных твэлов из TBC ВВЭР-1000 в защитной камере использовали при разработке стендов инспекции и ремонта в бассейнах выдержки АЭС.

4. Данные о размерах и локализации дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000 использованы при совершенствовании КГО на работающем и остановленном реакторе (в коде РТОП-КГО CA).

5. Данные о состоянии негерметичных твэлов ВВЭР-1000 используют для обоснования безопасности эксплуатации реакторов с негерметичными твэлами и для уточнения критериев отказа TBC.

Автор защищает:

1. Результаты послереакторных исследований и выводы о причинах разгерметизации твэлов семи TBC реакторов типа ВВЭР-1000.

2. Особенности образования вторичных дефектов в оболочках твэлов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся при эксплуатации из-за фреттинг-коррозии при взаимодействии с ДР и посторонними предметами.

3. Результаты оценок усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодных TBC реакторов типа ВВЭР-1000.

4. Способ повышения вероятности извлечения негерметичного твэла из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000 за счет снижения растягивающей нагрузки и исключения хрупких участков оболочки из зоны ее действия.

Личный вклад автора. Автор при участии других сотрудников НИИ-АРа выполнил исследования семи дефектных TBC ВВЭР-1000, а также ремонт трех дефектных УТВС ВВЭР-1000. Вклад автора в получение результатов был существенным на всех этапах, включая разработку программ исследований, непосредственное участие в экспериментах и анализ результатов. Самостоятельно автор осуществил расчет поправок и погрешностей при оценке выхода цезия и топлива, оценку усилия разрушения и вероятности извлечения негерметичных твэлов из TBC разных конструкций, а также проанализировал результаты, полученные в НИИАРе ранее.

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации, подтверждается правильным выбором и применением аттестованных методик исследований, комплексным представлением результатов исследований, использованием результатов работы при модернизации конструкции TBC и разработке технологического регламента ремонта TBC реакторов типа ВВЭР-1000 в условиях защитной камеры.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа изложена на 126 страницах машинописного текста, содержит 64 рисунка, 18 таблиц, и состоит из введения, 6 глав, заключения и списка литературы из 155 наименований.

1.7. Выводы к главе 1

С целью улучшения эксплуатационных характеристик с 1990-х годов в конструкции TBC реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 вносили существенные изменения. В кассетах реакторов ВВЭР-440 стали использовать ДР из циркониевого сплава, уменьшили толщину чехла, разработали кассеты виброустойчивой конструкции, разборные кассеты, кассеты второго и третьего поколений. В середине 1990-х годов специалисты ОКБ ГП и ОКБМ разработали TBC ВВЭР-1000 новых типов: ТВС-М, УТВС, ТВСА, ТВС-2. Опытно-промышленную эксплуатацию УТВС и ТВСА производили с 1998 г., ТВС-2 - с 2003 г. В настоящее время опытную эксплуатацию проходят модификации ТВСА и ТВС-2.

Однако некоторые изменения, внесенные в конструкции TBC, могут вызвать разгерметизацию твэлов. Поэтому для достижения цели бездефектной эксплуатации топлива необходимо установить и устранить причины разгерметизации твэлов. Особенно важно определить причины разгерметизации твэлов в модернизированных TBC.

Первый опыт разборки УТВС реакторов ВВЭР-1000 в защитной камере подтвердил возможность съема головки и извлечения герметичных твэлов, однако при извлечении негерметичного твэла произошло его разрушение. Для проверки ремонтопригодности TBC необходимо оценить состояние негерметичных твэлов после эксплуатации и возможность их извлечения из TBC без разрушения. Поэтому для подтверждения принципа разборности модифицированных TBC необходима апробация в защитных камерах технологических приемов и разработка соответствующих рекомендаций для персонала АЭС, обслуживающего стенды инспекции и ремонта TBC.

ГЛАВА 2. КОНСТРУКЦИЯ И УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕ ДОВАННЫХ TBC И ТВЭЛОВ

Твэл реактора типа ВВЭР-1000 состоит из таблеток, изготовленных из спеченного диоксида урана; оболочки, верхней и нижней заглушек, изготовленных из сплава Э110; фиксатора топливного сердечника. Топливные таблетки имеют центральное отверстие и внешние фаски по торцам. Свободный объем твэла заполнен гелием с избыточным давлением. Твэл герметизирован электронно-лучевой или контактно-стыковой сваркой (КСС-2). Эскизы твэлов реакторов ВВЭР-1000 показаны на рис.2.1.

Исследованные TBC относились к разным типам и отработали на энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000 АЭС России и Украины с 1995 по 2005 г. в течение одной-четырех топливных кампаний (табл. 2.1).

06 L щ

5з

И % га

09.1

07.73

01.4

07.57

06 щ ж

0772

09.1

02.35 я7 57

05

Рис. 2.1. Эскизы твэлов разборной (а) и неразборной (б) TBC ВВЭР-1000

Номер ТВС Тип ТВС Изготовитель Заводской номер Год изготовления АЭС, блок Период эксплуатации, год Длительность эксплуатации, эфф.сут Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кги Активность пробы воды при КГО, Ки/кг

13^ шСз 137Сз

1 ТВС нзхк Е6549 1993 ЮУ-2 1995-1997 444,2 22 5,00-10"5 -

2 Чехловая нзхк ЕД1352 1996 НВ-5 1996-2000 943,2 47 1,60-Ю"6 6,90-10"7 8,90-10'7

3 УТВС МСЗ 33900022 1998 Зап.-б 1998-1999 294,3 16 4,70-Ю-5 7,80-10'6 8,90-Ю"6

4 УТВС мсз 33900034 1998 Зап.-6 1998-1999 294,3 16 4,30-10'6 1,20-10'6 1,70-10"6

5 ТВСА МСЗ ВБ0017 19 99 Клн.-1 1999-2002 853 37 4,06-10"6 -

6 ТВ С А мсз ЕД0710 2004 Клн.-1 2004-2005 334,8 15 2,08-10"4 1,54- Ю-5 1,97-10"5

7 ТВС-2 нзхк 390900407 2003 Бал.-1 2004-2005 340,1 18 2,26-10"5 2,56-Ю-6 2,89-10'6

Примечание. Здесь и далее: ЮУ - Южно-Украинская, Зап. - Запорожская, Клн. - Калининская, Бал. - Балаковская.

ГЛАВА 3. МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

Начиная с момента пуска в эксплуатацию корпуса первичных исследований полномасштабных TBC, методы их исследования постоянно совершенствовались, проходили необходимые процедуры согласования с заводами-изготовителями, с конструкторско-технологическими организациями и с другими заинтересованными предприятиями и ведомствами. В дальнейшем эти методы были включены в стандартный Реестр методов и методик нераз-рушающих исследований (одна из главных ролей в создании и реализации этого Реестра принадлежит научному руководителю данной диссертации A.B. Смирнову).

В процессе исследований дефектных TBC негерметичные твэлы обнаруживали в результате КТО ультразвуковым методом или визуально и извлекали из пучка. Состояние отдельных твэлов изучали с применением нераз-рушающих и разрушающих методов. В ряде случаев для установления причин разгерметизации измеряли геометрические параметры TBC и определяли химический состав материалов.

Контроль герметичности оболочек твэлов производили ультразвуковым методом, основанным на регистрации воды под оболочкой твэла. Вода может проникнуть в твэл через дефект либо при расхолаживании реактора, либо при охлаждении внутритвэльных газов при помещении TBC, разогревшейся на воздухе, в бассейн выдержки. При контроле TBC (без головки) помещали в пенал с водой. Для повышения надежности результатов в пенале временно создавали избыточное давление. Контроль производили после сброса давления и разуплотнения пенала. Ультразвуковые волны вводились через верхнюю заглушку твэла с помощью датчика, распространялись вдоль оболочки, отражались от нижней заглушки и принимались этим же датчиком. Для визуализации прямого и отраженного сигналов, а также для измерения их амплитуд применяли осциллограф. При наличии воды под оболочкой твэла происходило дополнительное рассеяние ультразвуковых волн, и амплитуда отраженного сигнала значительно уменьшалась. Ультразвуковым методом были обнаружены все имевшиеся в сборках негерметичные твэлы. Это подтверждено для некоторых TBC в результате 100%-ного вихретокового контроля и осмотра оболочек твэлов (в процессе и после их извлечения). В отдельных случаях для проверки герметичности осуществляли прокол оболочки твэла, одновременно определяя давление и состав газов.

Визуальная инспекция. Для осмотра твэлов использовали перископ с увеличением до 5 раз и вертикальную протяжку. Разрешающая способность смотровой системы 20 линий/мм. Визуальная инспекция позволила обнаружить дефекты, оценить их размеры и в большинстве случаев определить их происхождение.

Вихретоковая дефектоскопия оболочек проводилась методом импульсного возбуждения вихревых токов. Для измерений применяли дифференциальный проходной датчик трансформаторного типа с внутренним диаметром 9,8 мм. Амплитудно-частотные характеристики вихретоковых сигналов от исследуемых участков твэлов сравнивали с характеристиками наружных, сквозных и внутренних дефектов, нанесенных на контрольный образец. Вихретоковая дефектоскопия оболочек позволила выявить дефекты, определить их тип (наружные, сквозные и внутренние) и координаты.

Измерение геометрических параметров твэлов проводили для оценки остаточной деформации оболочки под действием топливного сердечника и теплоносителя. Измеряли следующие геометрические параметры твэлов: длину, диаметр, зазор между топливом и оболочкой, длину топливного сердечника.

Длину твэлов измеряли методом сравнения с длиной образца-эталона. Измеряемый твэл и образец-эталон поочередно помещали в пенал, заполненный водой для выравнивания температуры. Разность длины образца-эталона и твэла измеряли индикатором часового типа.

Длину топливного сердечника определяли расчетным путем по результатам измерения длины твэла и рентгеновской радиографии или гамма-сканирования. В первом случае определяли длину компенсационного объема твэла, во втором - координату верха топливного сердечника.

Диаметр твэлов измеряли контактным методом с использованием первичных преобразователей малых перемещений типа «магнитная линейка». Измерения проводили в режиме дискретных перемещений твэла.

Диаметральный зазор между топливом и оболочкой в твэлах измеряли компрессионным методом по диаграммам «усилие-деформация».

Рентгеновская радиография твэлов была использована для выявления зазоров между таблетками, разрушенных таблеток и для оценки состояния фиксатора. Кроме того, по результатам рентгеновской радиографии определяли длину компенсационного объема.

Металлографию твэлов применяли для выявления дефектов в оболочках, сварных швах, концевых деталях; для определения происхождения и размеров дефектов. В результате металлографии твэлов получена следующая информация о состоянии оболочек и топливных таблеток:

- толщина оксидных пленок на внутренней и наружной поверхностях оболочек;

- размеры и ориентация гидридов в оболочках;

- зазор между топливом и оболочкой;

- наличие трещин в таблетках;

- форма таблеток;

- диаметр центрального отверстия;

- структура таблеток (размер зерна и пористость).

Металлографические исследования твэлов были выполнены в поперечных сечениях. Вырезанные образцы заливали в металлографические обоймы сплавом Вуда. После шлифовки и полировки полученные шлифы просматривали и фотографировали с применением оптического микроскопа с пятикратным увеличением. Для изучения микроструктуры использовали оптический микроскоп с увеличением до 400. Для выявления гидридов в оболочках и зерен в топливных таблетках применяли травление.

Определение содержания водорода в оболочке проводили методом спектрально-изотопного уравновешивания. Данный метод определения содержания водорода в сплавах заключается в следующем: предварительно в замкнутом объеме при определенной температуре производят изотопное уравновешивание между водородом, содержащимся в образце определенной массы, и известным количеством дейтерия. Полученную после уравновешивания газовую смесь анализируют спектральным методом: измеряют интенсивность спектральных линий водорода и дейтерия в возбужденном спектре газовой смеси. На основании этих данных рассчитывают массовую долю водорода в образце.

Механические испытания кольцевых образцов оболочки. По результатам испытаний на растяжение кольцевых образцов оценивались прочность и пластичность оболочки. Испытания проводили при скорости движения активного захвата 1 мм/мин. По диаграммам «нагрузка-удлинение» определяли кратковременные механические характеристики: предел прочности, условный предел текучести, общее и равномерное относительное удлинение.

Гамма-сканирование твэлов осуществляли на установке, оснащенной вертикальной протяжкой, коллимационной системой, Ое(1л)-детектором и анализатором импульсов. В результате гамма-сканирования негерметичных твэлов получали распределение продуктов деления. Для количественных оценок выхода топлива и цезия из негерметичных твэлов разработаны соответствующие методики обработки результатов гамма-спектрометрических измерений.

ГЛАВА 4. ПРИЧИНЫ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ИССЛЕДОВАННЫХ ТВЭЛОВ

4.1. Первичное гидрирование оболочки

В ТВСА №5, отработавшей на первом энергоблоке Калининской АЭС, был обнаружен один негерметичный твэл [108, 109]. В оболочке негерметичного твэла обнаружены участки, характеризующиеся повышенным гидрированием материала. На некоторых участках повышенного гидрирования имелись сквозные трещины. Внешний вид и микроструктура оболочки в зоне одного из сквозных дефектов показаны на рис. 4.1. Массовая доля водорода в материале оболочки в зоне дефекта достигала 0,094%. Сквозные дефекты, не связанные с гидрированием, в оболочке и сварных соединениях этого твэла не выявлены. Внешний вид и макроструктура сварных швов негерметичного твэла показаны на рис. 4.2 и 4.3.

Рис.4.1. Внешний вид (а) и микроструктура (б) оболочки вблизи одного из дефектов негерметичного твэла ТВСА №5

Рис.4.2. Внешний вид (а) и макроструктура (б) верхнего сварного шва негерметичного твэла ТВСА №5

Рис.4.3. Внешний вид (а) и макроструктура (б) нижнего сварного шва негерметичного твэла ТВСА №5

Очевидно, что трещины в оболочке негерметичного твэла ТВСА №5 образовались вследствие повышенного локального гидрирования и охрупчи-вания материала. Известно, что причинами гидрирования материала оболочек являются либо окисление, либо наличие воды или другого водородсо-держащего вещества внутри твэла (повышенная влажность таблеток, загрязнение, проникновение воды в твэл через сквозной дефект).

Толщина оксидной пленки на наружной поверхности негерметичного и герметичных твэлов ТВСА №5 не превышала 12 мкм, что является типичным для отработавших твэлов ВВЭР-1000 и не вызывает значительного увеличения содержания водорода в оболочке и ее охрупчивания. Сквозные дефекты, не связанные с гидрированием, в оболочке негерметичного твэла не были обнаружены. Поэтому единственной причиной повышенного локального гидрирования и разгерметизации оболочки твэла ТВСА №5 могло быть только наличие воды либо другого водородсодержащего вещества внутри твэла до начала эксплуатации. После разгерметизации твэла могло произойти дополнительное гидрирование из-за проникновения воды под оболочку.

Для исключения случаев разгерметизации твэлов по этой причине сотрудники завода-изготовителя внесли соответствующие изменения в технологию изготовления твэлов. В частности, в технологической цепочке исключены все «мокрые» операции с оболочками до контроля герметичности твэла. Контролировать содержание водорода в таблетках стали непосредственно перед загрузкой в оболочку (в цехе сборки твэлов).

4.2. Фреттинг-коррозия в дистанционирующих решетках

В результате исследований двух УТВС ВВЭР-1000 с шестого энергоблока Запорожской АЭС обнаружены по одному негерметичному твэлу в каждой из них [110-112]. Негерметичные твэлы находились в периферийных рядах. Нижние части негерметичных твэлов (между нижней решеткой и ДР1), в том числе их нижние заглушки, отсутствовали (рис.4.4; 4.5). В УТВС №3 отсутствовал фрагмент обода ДР1. б б

Рис.4.4. Вид повреждений УТВС №3 Рис.4.5. Вид повреждений УТВС №4 в районе ДР1 (а) и нижней решетки (б) в районе ДР1 (а) и нижней решетки (б)

На оболочках негерметичных твэлов в местах контакта с нижними ДР обнаружены следы фреттинг-коррозии, причем в местах контакта с ДР1 -сквозные (рис.4.6; 4.7). Ширина следов фреттинг-коррозии оболочек негерметичных твэлов уменьшалась в зависимости от высоты (номера ДР). а б в г д е

Рис.4.6. Следы фреттинг-коррозии оболочки негерметичного твэла УТВС №3: в ДР1 (а); в ДР2 (б); в ДРЗ (в); в ДР4 (г); в ДР5 (д); в ДР6 (е) в

Рис.4.7. Следы фреттинг-коррозии оболочки негерметичного твэла УТВС №4: в ДР1 (а); в ДР2 (б); в ДРЗ (в); в ДР4 (г); в ДР7 (д)

На оболочках герметичных твэлов, располагавшихся рядом с негерметичными, обнаружены следы фреттинг-коррозии от взаимодействия с негерметичными твэлами и их фрагментами вблизи нижней решетки и ДР1 (рис.4.8; 4.9). Некоторые твэлы, расположенные рядом с негерметичными, имели значительные следы фреттинг-коррозии в нижней решетке и в ДР (рис. 4.8,б,в; 4.10; 4.11). Ширина следов фреттинг-коррозии оболочек этих твэлов в ДР уменьшалась в зависимости от высоты (номера ДР). Некоторые твэлы со следами контакта с негерметичными имели незначительные следы фреттинг-коррозии в нижней решетке и в ДР (см. рис.4.8,а). а б

Рис.4.9. Следы контакта оболочек герметичных твэлов УТВС №3 (а) и №4 (б) с негерметичными ниже ДР1

Рис.4.8. Следы контакта оболочек герметичных твэлов УТВС №3 (а, б) и №4 (в) с негерметичными вблизи нижней решетки

Рис.4.10. Следы фреттинг-коррозии оболочки твэла, располагавшегося рядом с негерметичным в УТВС №4: в ДР1 (а) и в ДР2 (б)

Кроме того, следы фреттинг-коррозии обнаружены на нижних заглушках твэлов, не являющихся соседними с негерметичными. Эти твэлы находились в периферийных (рис. 4.11,а-г), а также в третьем от периферийного рядах (см. рис. 4.11,д). а б в г д

Рис.4.11. Следы фреттинг-коррозии нижних заглушек твэлов: УТВС №3 (а-в) и УТВС №4 (г-д)

Во всех случаях глубина истирания нижней заглушки неравномерна. Вид поверхностей следов износа нижних заглушек и оболочек указывает на то, что смещения твэла вверх не происходило, нижние концы твэлов вибрировали в горизонтальной плоскости. Наличие в УТВС твэлов с разной степенью износа дает основание полагать, что фреттинг-коррозия оболочек твэлов в ДР была вызвана износом их нижних заглушек в нижней решетке. Таким образом, причина разгерметизации твэлов УТВС, отработавших на шестом энергоблоке Запорожской АЭС, - фреттинг-коррозия твэлов в нижней и дис-танционирующих решетках.

В результате анализа результатов послереакторных исследований, рабочей конструкторской и технологической документации на УТВС, данных по изготовлению и эксплуатации УТВС установлено, что причинами фреттинг-коррозии твэлов и нарушения механической целостности УТВС на шестом энергоблоке Запорожской АЭС явились недостатки конструкции узла пучок твэлов - нижняя решетка - хвостовик» [113]: недостаточные жесткость и сопротивление вибрации, возможность зацепления периферийных твэлов, выступающих за нижнюю решетку, в процессе транспортно-технологических операций. Причина отрыва обода ДР - зацепление при проведении транспортно-технологических операций в штанге перегрузочной машины или в пенале СОДС.

Для исключения повторения подобных случаев фреттинг-коррозии и разгерметизации твэлов в конструкцию УТВС и ТВС-М (с аналогичным узлом «пучок твэлов - нижняя решетка - хвостовик») были внесены изменения [113]. В частности, для увеличения жесткости этого узла была увеличена толщина нижней решетки с 13 до 18 мм, нижнюю решетку к хвостовику стали крепить по всему периметру шестигранника с помощью шести уголков вместо двух пластин с двух сторон. Для увеличения усилия извлечения (стра-гивания) твэла из нижней решетки изменена конструкция нижней заглушки твэла в части лепестка и введена дополнительная фаска. Кроме того, был установлен 100%-ный контроль раскрытия лепестков нижней заглушки твэла (описанного диаметра) [113].

4.3. Фреттинг-коррозия посторонними предметами

Сквозные дефекты, образовавшиеся вследствие фреттинг-коррозии посторонними предметами, обнаружены в оболочках твэлов TBC №№1,2,6,7 разных конструкций [112, 114-126]. Тепловыделяющие сборки содержали по одному негерметичному твэлу. На оболочках твэлов, располагавшихся в пучках рядом с негерметичными твэлами, часто наблюдали несквозные повреждения посторонними предметами. Посторонний предмет, вызвавший разгерметизацию твэла, обнаружен только в ТВС-2 №7. В других исследованных дефектных TBC посторонние предметы не обнаружены; они могли выпасть при эксплуатации TBC вследствие коррозии и истирания, при переходе к еетественной циркуляции теплоносителя после остановки реактора, а также при транспортно-технологических операциях с TBC.

В серийной TBC №1 негерметичный твэл находился в периферийном ряду пучка в угловой позиции [111, 114]. Сквозной дефект находился вблизи сварного шва нижней заглушки с оболочкой РисА12. Внешний вид повреждения рис. 4.12). Поверхность сварного шва оболочки твэла TBC №1 посторонним предметом (повреждение выделено, около дефекта сильно окислена. па нижней заглушке нанесена риска)

В чехловой TBC №2 негерметичный твэл находился в периферийном ряду пучка [115, 116]. Сквозное повреждение твэла (рис.4.13,а) посторонним предметом произошло ниже первой ДР (отсчет снизу). На одном из твэлов около негерметичного обнаружено несквозное повреждение (см. рис. 4.13,6) на том же уровне. а б

Рис.4.13. Внешний вид повреждений оболочек твэлов TBC №2 посторонним предметом: негерметичный (а) и герметичный (б) твэлы

В ТВСА №6 негерметичный твэл находился в центральной зоне пучка [117, 118]. Сквозное повреждение твэла посторонним предметом произошло вблизи нижней заглушки (рис.4.14,а). На одном из твэлов около негерметичного обнаружено несквозное повреждение на том же уровне (см. рис. 4.14,6). а б

Рис.4.14. Внешний вид повреждений оболочек твэлов ТВСА №6 посторонним предметом: негерметичный (а) и герметичный (б) твэлы

В ТВС-2 №7 негерметичный твэл находился в периферийном ряду пучка [119]. Повреждение этого твэла произошло в результате взаимодействия с посторонним предметом, который был задержан первой ДР (рис.4.15). Посторонний предмет - стружка из нержавеющей стали. Длина стружки составляла примерно 7 мм, ширина около 1 мм.

Рис.4.15. Внешний вид постороннего предмета в ТВС-2 №7 (а) и повреждения твэла посторонним предметом (б)

Разгерметизация твэлов вследствие фреттинг-коррозии посторонними предметами была обнаружена также в рабочих кассетах ВВЭР-440 [127-134]. Уменьшение количества случаев разгерметизации твэлов вследствие фреттинг-коррозии посторонними предметами может быть достигнуто в результате:

- очистки первого контура АЭС от посторонних предметов и предотвращения его повторного засорения;

- установки в хвостовики TBC фильтров, задерживающих посторонние предметы.

В настоящее время разработаны и внедряются на АЭС с ВВЭР-1000 модификации ТВСА, оснащенные антивибрационными решетками и анти-дебрисными фильтрами (рис. 4.16) [44, 49-51,60-62], и ТВС-2, в которых предусмотрена установка антидебрисных фильтров по требованию потребителя [47, 67]. Кассеты ВВЭР-440 также оснащают антидебрисными фильтрами [48, 50].

Рис. 4.16. Узел ТВСА с антивибрационной решеткой (а) и хвостовик ТВСА с антивибрационной решеткой и антидебрисным фильтром (б)

4.4. Анализ данных по причинам разгерметизации твэлов

К настоящему времени в защитных камерах НИИАРа исследованы 12 дефектных TBC разных типов, отработавших на разных энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000. В трех TBC, отбракованных по результатам КТО в пенале СОДС, негерметичные твэлы в результате исследований не обнаружены [88, 110, 111]. Причины разгерметизации твэлов остальных 10 TBC приведены в табл. 4.1.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертационная работа посвящена изучению состояния и возможности извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC реакторов

ВВЭР-1000.

1. Проведены послереакторные исследования семи дефектных тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, отработавших до выгорания топлива 15-47 МВт-сут/krU. Установлено, что причинами разгерметизации твэлов исследованных TBC являлись фреттинг-коррозия в дистанциони-рующих решетках, фреттинг-коррозия посторонними твердыми частицами, засоряющими теплоноситель, и гидрирование оболочки.

2. Установлено, что в процессе эксплуатации твэлов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся из-за фреттинг-коррозии, повышенное локальное гидрирование и охрупчивание оболочек происходит на расстоянии более 2150 мм от первичного дефекта в течение одной кампании. При этом в некоторых случаях образуются сквозные вторичные дефекты вплоть до разрушения оболочки. Вблизи первичного дефекта и на расстоянии до 2150 мм от него прочностные и пластические свойства материала оболочки сохраняются на уровне, характерном для герметичных твэлов.

3. Определены размеры сквозных дефектов оболочек твэлов ВВЭР-1000, разгерметизировавшихся в процессе эксплуатации. Влияния размеров сквозных дефектов оболочек негерметичных твэлов в диапазоне 1-100 мм2 на удельную активность воды в пенале при КТО твэлов на АЭС не выявлено.

4. Растягивающая нагрузка, при которой происходит разрушение негерметичного твэла ВВЭР-1000, является случайной величиной с математическим ожиданием 47 кгс и среднеквадратическим отклонением 29 кгс. Вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC зависит от типа его крепления в нижней решетке и составляет 60% для цангового крепления и 40% для крепления загибом лепестков нижней заглушки. При наличии буртов на лепестках нижней заглушки вероятность извлечения негерметичного твэла из TBC практически равна нулю.

5. Предложен способ извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000. Показано, что снижение усилия, необходимого для извлечения твэла, и исключение хрупких участков твэла из зоны действия растягивающей нагрузки за счет предварительного смещения вверх снижают риск разрушения твэла. Экспериментально подтверждена возможность извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных TBC ВВЭР-1000 в условиях защитной камеры.

6. Установлено, что выход цезия из топливных таблеток негерметичного твэла ВВЭР-1000 при линейной мощности до 150 Вт/см незначителен. Увеличение выхода цезия из таблеток при большей линейной мощности связано с рекристаллизацией UO2. Более 80% цезия, вышедшего из таблеток, оказывается за пределами оболочки при эксплуатации и хранении в бассейне выдержки, остальная часть адсорбирована внутри твэла.

7. По результатам гамма-сканирования и металлографии обнаружен выход топлива из негерметичных твэлов ВВЭР-1000 в зонах дефектов оболочек. Факторами, способствующими выходу топлива, являются повышенная фрагментация топливных таблеток в зоне дефекта, их эрозия и истирание дистанционирующей решеткой или посторонним предметом, размер дефекта и длительность эксплуатации негерметичного твэла.

1. Андреева А.Б., Белокопытов B.C., Вотинов С.Н. и др. Исследование твэлов кассеты, проработавшей 17 тыс.часов в активной зоне реактора ВК-50 // Там же. С.287.

2. Смирнов В.П. Отдел исследования ядерного топлива // Сборник докладов к 50-летию НИИАРа. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006.

3. Dumont A. FRAGEMA fuel reliability: from detection of fuel failures to the feedback on design and fabrication // Ibid. P.46-50.

4. Von Jan R. Siemens KWU experience with LWR fuel: failure evaluation, mechanisms and remedies // Ibid. P.50-57.

5. Lundholm L., Grapengiesser В., Schrire D., Hallstadius L. ABB Atom fuel failure An overview // Ibid. P.57-63.

6. Yang R., Ozer O., Rosenbaum H.S. Current challenges and expectations of high performance fuel for the millennium // Proceedings of the 2000 International Topical Meeting On LWR Fuel Performance Park City, Utah April 10-13, 2000.

7. Conde Lopez J.M., Garcia Leiva M. Spanish experience with LWR fuel: General overview // Ibid. P.30-40.

8. Andersson T. Fuel failure mitigation at the Ringhals plant // Ibid. P. 123-133.

9. Yang R., Cheng В., Deshon J. et al. Fuel R & D to Improve Fuel Reliability // Proc. of a 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 2-6, 2005, Kyoto, Japan: AESJ, 2005. P.8-14.

10. Garzarolli F., Von Jan R., Stehle H. The main causes of fuel element failure in water-cooled power reactors // Atomic energy review, 1979. Nol7. V.l. P.31-127.

11. Clayton I.C. Internal Hydriding in Irradiated Defected Zircaloy Fuel Rods: Review Rep. WAPD-TM-1604, 1987.

12. Pickman P.O. Internal Cladding Corrosion Effects // J. Nucl. Eng. Design, 1975. V.33. P.141.

13. Lewis B.J., Macdonald K.D., Ivanoff N.V et. al. A review of fuel performance and fission product release studies for defected fuel elements // Ibid. P.79-99.

14. Shimada S., Matuura T., Nagai M. Stress Corrosion Cracking of Zircaloy-2 by Metal Iodides. // J. Nucl. Sci. Techn., 1983. V.20, N.7. P.593.

15. Cox B.J. Pellet-clad interaction (PCI) failures of zirconium alloy fuel cladding. A Review // J. Nucl. Mater., 1990. V.172. P.249.

16. Roberts J.T.A. et al A stress corrosion cracking model for pellet-cladding interaction failures in light-water fuel rods, ASTM STP-681. 1979.

17. Reynolds R.S., Willse J. T Recent Framatome ANP Fuel Experience // 2004 International ANS Meeting on LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

18. Schardt. J. Recent GNF BWR Fuel Experience. Successes and challenges // Ibid.

19. Powers C., Dewes-Erlangen P., Billaux M., et al. Hot Cell Examination Results of Non-Classical PCI Failures at La Salle // Proc. of a 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 2-6, 2005, Kyoto. Japan: AESJ, 2005. P.227-237.

20. Kenosha K., Amex M. Evaluation of iodine pressure in oxide fuel pins under irradiation // J. Nucl. Sci. Techn. 1992., V.29. N.l.

21. Howl D.A., Palmer I.D., Topliss I.R. Niobia-Doped Fuel as a PCI Remedy.- Proceedings of Int. Topical Mtg. West Point Beach, Florida, 1994, American Nuclear Society, La Grande Park, Illinois, 1994. P.694.

22. Kubo T. at al. Fission gas behavior in advanced UO2 with controlled microstructure// Proc. Int. Topical Mtg. "Light water reactor fuel performance" West Palm Beach, Florida, 1994, ANS, La Grande Park, Illinois, 1994. P.650.33