Введение к работе
Актуальность работы
В настоящее время на атомных электрических станциях (АЭС) России, Украины, Армении, стран Восточной Европы и Финляндии эксплуатируются водоохлаждаемые реакторы. Среди них основными являются ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.
В соответствии с Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» и подпрограммой «Безопасность и развитие атомной энергетики» проводимые в настоящее время исследования направлены, в первую очередь, на дальнейшее повышение эксплуатационной надежности, безопасности и экономической эффективности действующих реакторных установок.
Основные требования по обеспечению безопасности реакторной установки (РУ) состоят в том, чтобы на любом проектном этапе ее эксплуатации была возможна охлаждаемость и демонтируемость активной зоны. Необходимыми условиями для выполнения этих требований являются:
- ограничение на степень вздутия твэлов (пластическое деформирование и разгерметизация оболочки);
- непревышение проектного предела повреждаемости твэлов;
- отсутствие фрагментации (множественного разрушения) твэлов и плавления топлива.
Критериальные пределы повреждаемости определяются, прежде всего, механическими, теплофизическими и коррозионными свойствами материалов твэла (оболочки, топлива), а также их изменениями в условиях развития аварии.
Таким образом, одним из основных этапов обоснования безопасности энергетических реакторов ВВЭР является исследование свойств и поведения твэлов в проектных и запроектных авариях, что и обуславливает актуальность работы.
Одной из наиболее неблагоприятных по своим последствиям считается многостадийная авария с потерей теплоносителя в результате разрывов трубопроводов первого контура и, особенно, при аварии "большая течь" (БТ), вызываемой мгновенным гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра.
БТ характеризуется прекращением циркуляции теплоносителя и осушением активной зоны (а.з.), что, в свою очередь, ведёт к повышению температуры оболочек твэлов, их деформированию и, как следствие, разгерметизации. Вследствие этого проходное сечение тепловыделяющей сборки (ТВС) блокируется, что снижает эффективность залива сборки водой.
Запроектная авария (ЗПА) с наихудшими последствиями по достижению предельно допустимых аварийных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду связана с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, который, соответствует следующим предельным параметрам:
температура оболочек твэлов достигает величины 1200о С;
локальная глубина окисления (ЛГО) оболочек твэлов равна 18% от первоначальной толщины стенки;
доля прореагировавшего циркония равна 1% его массы в оболочках твэлов.
Начальная стадия запроектной аварии с потерей теплоносителя характеризуется быстрым разогревом а.з. или ее части. Дальнейшая стадия развития аварии, из-за пароциркониевой реакции характеризуется неуправляемым развитием следующих процессов:
- подъемом температуры до плавления оболочек твэлов;
- большим выбросом водорода;
- физико-химическими взаимодействиями конструкционных, топливных и поглощающих элементов.
Научные исследования в данном направлении проводятся в различных странах с начала 70-х годов. В мировой практике наиболее распространенными являются испытания:
- коротких фрагментов оболочек твэлов в статических условиях;
- модельных сборок без учета деформационного поведения оболочек в процессе нагрева.
Однако методики исследований поведения оболочек в условиях аварии продолжают совершенствоваться, что объясняется как появлением новых требований к топливу, так и повышением уровня понимания проблемы. Одним из универсальных инструментов в этом направлении исследований является стендовый комплекс ПАРАМЕТР (ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»). Основными преимуществами экспериментов, проводимых на стенде, являются:
1) Материальный и структурный состав (топливо, оболочки твэлов и дистанционирующие решетки) соответствует штатному составу активной зоны реактора ВВЭР;
2) Режимы испытаний оболочек твэлов и модельных ТВС (температура и скорость ее изменения, состав среды, внутреннее давление оболочек и др.) соответствуют расчетным сценариям протекания аварий разработанным во ФГУП ОКБ «Гидропресс».
Для комплексного анализа поведения материалов оболочки и топлива в условиях аварии, обоснования максимального проектного предела повреждения твэла и разработки концепции демонтажа а.з. получаемые экспериментальные данные дополняются результатами посттестовых материаловедческих исследований, основными из которых являются:
- исследование параметров деформации и разгерметизации имитаторов твэлов (температура, давление, деформация и координаты мест разрыва) в условиях термомеханических напряжений при аварии с потерей теплоносителя;
определение блокировки проходного сечения и ее пространственного распределения по высоте сборки;
исследование деградации структурно-фазового состояния и механических свойств оболочек в условиях коррозии под напряжением;
анализ структуры и распределения продуктов взаимодействия конструкционных и топливных элементов после испытаний в условиях тяжелой аварии с частичным плавлением сборки.
Цель работы
Целью работы является исследование поведения имитаторов твэлов и модельных ТВС в условиях аварии с большой течью из первого контура РУ для обоснования безопасности реакторов ВВЭР.
Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем:
впервые исследовано поведение имитаторов твэлов ВВЭР с длиной нагреваемой части 600 мм в условиях первой стадии ПА БТ (Т/t ~ 80…100 С/с, Тмах ~ 950С, Р ~ 1…3 МПа). Определенны параметры деформации и разгерметизации оболочек твэлов;
основными процессами, влияющими на изменение структуры и свойств оболочек твэлов в процессе первой стадии ПА БТ, являются закалка, приводящая к увеличению размера зерна до 30…50 мкм, образованию мартенситной структуры и росту условного предела текучести на 30…40%, и деформация, увеличивающая поверхность окисления оболочек;
установлено, что предварительная закалка оболочек твэлов по режиму первой стадии (Тмах ~ 900С в течение 5 сек, скорость охлаждения ~ 100С/сек) приводит к уменьшению их деформации в условиях второй стадии ПА БТ;
установлены основные закономерности изменения структурно-фазовых характеристик и механических свойств оболочек твэлов после испытаний в условиях второй стадии ПА и ЗПА БТ (Тмах ~ 900…1400С), заключающиеся в монотонном нарастании толщин оксидного и подоксидного слоев, увеличении среднего размера зерна и содержания гидридной фазы и немонотонном изменении механических характеристик;
на основе результатов механических испытаний и структурных исследований деформированных и разгерметизированных твэлов выявлено, что наиболее поврежденной частью оболочки, отвечающей за остаточный ресурс твэла является зона разгерметизации;
впервые исследовано поведение модельной ТВС ВВЭР в условиях ЗПА БТ (Тмах ~ 2000С) с заливом сверху. Установлены основные процессы и масштабы деградации сборки (плавление конструкционных элементов, растворение топлива стекающим расплавом, скопление застывших масс и образование блокады).
Практическая ценность работы
Полученные в данной работе результаты исследований деформационного и коррозионного поведения оболочечных сплавов циркония, а также продуктов взаимодействия конструкционных и топливных элементов в условиях ПА и ЗПА БТ использованы для:
- пополнения банка данных по свойствам конструкционных материалов активной зоны реактора ВВЭР;
- развития физических моделей деформационного и коррозионного поведения оболочечных сплавов циркония;
- верификации кодов КОРСАР, РАПТА-5, РАТЕГ-СВЕЧА, СОКРАТ по анализу безопасности АЭС с ВВЭР, а также расчетных методик по моделированию поведения твэлов и тепловыделяющих сборок в условиях ПА и ЗПА БТ.
Данная работа внесла существенный вклад в развитие методической, экспериментальной и исследовательской базы стендового комплекса ПАРАМЕТР.
Личный вклад автора
- исследованы параметры деформации и разгерметизации имитаторов твэлов после испытаний в условиях 1 и 2 стадий ПА БТ;
- исследовано распределение блокировки проходного сечения по высоте модельных ТВС для обоснования охлаждаемости ТВС типа ВВЭР в условиях ПА и ЗПА БТ;
- исследования и анализ структурно-фазового состояния и механических свойств оболочек твэлов для обоснования критерия охрупчивания и разработки концепции демонтажа а.з.;
- исследованы структуры и состав продуктов взаимодействия конструкционных и топливных элементов модельной ТВС после испытаний в условиях ЗПА БТ с заливом сверху.
Положения, выносимые на защиту
1. Результаты исследований влияния первой стадии аварии на деформационное поведение оболочек твэлов, их структурно-фазовое состояние и механические свойства. Экспериментально изучено поведение имитаторов твэлов с оболочками из сплавов Э110 и Э635 в имитационных условиях первой стадии аварии БТ; определены параметры деформации и разгерметизации оболочек, закономерности их структурно-фазового изменения в зависимости от деформации и температуры.
2. Результаты исследований влияния структурно-фазовых изменений материала оболочек твэлов после первой стадии на их деформационное поведение во второй стадии ПА БТ. Установлено снижение степени деформации оболочек, закаленных по режиму первой стадии аварии.
3. Результаты исследований структурно-фазового состояния и механических свойств оболочек твэлов после их испытаний в составе модельных ТВС в условиях второй стадии аварии ПА и ЗПА БТ. Полученные результаты свидетельствуют о нарастании оксидного и подоксидного слоев, увеличении содержания кислорода, гидридной фазы, уровня микротвердости, размера зерна в сечении оболочки и немонотонном изменении механических свойств оболочек с ростом величины ЛГО.
4. Результаты исследований влияния деформации и разгерметизации оболочек твэлов на их коррозионное поведение. Установлено увеличение поверхности окисления деформированных оболочек твэлов за счет образования продольных разрывов в оксидной пленке; представленные результаты исследований свидетельствуют о том, что деформация и разгерметизация оболочек твэлов приводит к образованию наиболее уязвимых зон, отвечающих за остаточный ресурс твэлов.
5. Результаты исследований влияния залива водой сверху на состояние модельной ТВС ВВЭР-1000, перегретой свыше 2000С. Экспериментально изучены процессы охлаждения модельной сборки и генерации водорода при заливе сверху. Посттестовые исследования свидетельствуют о существенном оплавлении сборки, растворении топлива и образовании блокировки проходного сечения расплавом.
Апробация работы
Основные положения и результаты диссертации докладывались: на международных конференциях по повторному заливу QUENCH Workshop (Карлсруе, Германия 2005 и 2006 гг.; на международной конференции по вопросам поведения топлива энергетических реакторов «TopFuel 2006 International Meeteng on LVR Fuel Performance» Испания 2006 г. на 7-ой и 8-ой Российских конференциях по реакторному материаловедению (ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград) 2003 и 2007 гг.
Публикации
По теме диссертации опубликовано 8 научных работ.
Структура и объем диссертации
