Введение к работе
АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ. Одной из проблем эксплуатации АЭС является преждевременный выход из строя тепловыделяющих сборок (ТВС), от надежности которых в значительной степени зависят работоспособность реактора, многие технико-экономические характеристики всей АЭС, а также поведение реактора в аварийных условиях.
Наиболее сильное влияние на вероятность нарушения герметичности циркониевых оболочек твэлов оказывает следующая группа факторов:
воздействие теплоносителя (общая и локальная коррозия оболочки твэла);
процессы, происходящие внутри твэла (взаимодействие оболочки твэла с топливом и продуктами деления);
потеря механической прочности за счет наводороживания материала оболочки твэла;
дефекты изготовления;
механическое повреждение сборок.
В целом надежность эксплуатации ТВС определяется исходными механическими свойствами материала оболочки твэлов, физическими параметрами эксплуатации и химическим фактором - составом теплоносителя.
С увеличением длительности кампании роль химического фактора становится ведущей в определении индивидуального для каждого блока количества разгерметизированных ТВС сверх некоего минимума, обусловленного одинаковым для всех блоков числом дефектов конструкционного материала и изготовления. При этом усиливается равномерная и появляется нодулярная коррозия, особенно в месте контакта с дистанционирующими решетками. Величина нодулей достигает в отдельных случаях 290 мкм. (По правилам ядерной безопасности глубина локальной коррозии не должна превышать 18% от исходной толщины оболочки - 162 мкм).
Выгруженное с такими повреждениями отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) поступает на хранение в пристанционное хранилище (ХОЯТ), где по проекту должно храниться до 10 лет. В связи с этим в пеналах хранения не предусмотрены системы поддержания качества теплоносителя. Из-за остаточного энерговыделения в воде пеналов продолжают протекать процессы коррозии, приводящие к существенному ухудшению пластических свойств оболочек и к разгерметизации твэлов.
Все эти и другие факторы должны учитываться при формировании требований к химии воды реактора и сред хранения для конкретных условий работы твэла. Важно правильно понять механизм процессов, происходящих на поверхности оболочки твэла, чтобы принять меры, в максимальной степени ослабляющие отрицательное воздействие химических и физических факторов на коррозионную стойкость оболочки твэлов.
Данная работа посвящена теоретическому и экспериментальному изучению влияния физических и химических факторов на коррозионное поведение циркониевых
сплавов в условиях эксплуатации реакторов РБМК-1000, созданию феноменологической модели, позволяющей прогнозировать коррозию циркониевых оболочек твэлов в условиях легководных реакторов и разработке способов регулирования качества теплоносителя и водных сред хранения с целью снижения коррозии циркониевых оболочек твэлов и повышения надежности ТВС при их работе в активной зоне и при длительном безопасном хранении ОЯТ в водных бассейнах.
В современных условиях в свете решений 5-ой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (г.Димитровград, 8-12 сентября 1997г.), которая в целях повышения радиационной безопасности и снижения радиоэкологического риска рекомендует интенсифицировать работы по экспериментальному и теоретическому изучению поведения конструкционных материалов реакторов типа РБМК и ВВЭР в условиях отклонения качества ВХР от нормы (особенно при высоких выгораниях), по проблемам безопасного длительного водного хранения отработавшего ядерного топлива, по созданию теоретических моделей поведения конструкционных материалов с целью прогнозирования ресурса элементов активных зон и при существующей тенденции роста степени обогащения и выгорания топлива, возврата его на дожигание, повышения требований к надежности и безопасности эксплуатации ТВС, увеличения сроков "мокрого" хранения до 50 и более лет предлагаемая работа является чрезвычайно актуальной.
1. Экспериментальное и теоретическое исследование влияния состава
теплоносителя (продуктов радиолиза и примесей) на коррозионное поведение
циркониевого сплава Zr+l%Nb в условиях облучения.
-
Разработка модели коррозионного поведения циркониевого сплава Zr+l%Nb в зависимости от влияния физических и химических параметров в условиях эксплуатации легководных реакторов, выявление связи надежности ТВС с параметрами среды охлаждения.
-
Разработка способов снижения коррозии (на основе применения ингибиторов) циркониевого оболочечного сплава в условиях работы ТВС в активной зоне РБМК-1000 и при хранении ОЯТ в водных бассейнах.
Впервые предложена модель коррозионного поведения оболочек твэлов в условиях АЭС, учитывающая одновременно и физические, и химические параметры среды при эксплуатации ТВС в активной зоне и хранении ОЯТ в водных бассейнах.
Установлено, что ускорение коррозии сплавов циркония под действие* облучения обусловлено взаимодействием двуокиси циркония с радиолитической Н2О2 с образованием на поверхности термически нестойких соединений &Оз пЩО:
Zr02 + 2Н2О2 -> Zr03 H2O+I/2O2. Эта неизвестная ранее закономерность зарегистрирована РАЕН как научное открытие (Диплом № 67).
По результатам теоретических и экспериментальных исследований разработаны способы снижения коррозии циркониевого сплава и повышения надежности ТВС РБМК-1000 при их эксплуатации в активной зоне и длительном хранении ОЯТ в водных бассейнах, основанные на применении ингибиторов и подтвержденные патентами и авторскими свидетельствами. Достоверность полученных результатов подтверждается применением совокупности современных методов исследования (электрохимических, коррозионных, термодинамических и математических), соответствием теоретических выводов и экспериментальных результатов, опытом эксплуатации.
1. Разработанные способы снижения коррозии оболочечного сплава Zr+l%Nb
позволяют повысить надежность эксплуатации ТВС РБМК-1000 в условиях роста
степени обогащения и выгорания топлива.
2. На основе предложенного нами способа регулирования качества
теплоносителя введением продуктов коррозии меди в КМПЦ РБМК-1000 разработана
программа крупномасштабного внедрения на ЛАЭС.
3. Разработанный способ снижения коррозии циркониевого сплава при хранении
ОЯТ в водных бассейнах на основе ингибитора СаО+СаСОз внедряется в ХОЯТ. Сроки
безопасного хранения ОТВС в водных бассейнах, осуществляемого по разработанной
технологии, могут быть увеличены до 50-100 лет (против проектных 10 лет).
- физико-химическое обоснование механизма коррозии, трактовка влияния
состава теплоносителя (примесей и продуктов радиолиза) на коррозионное поведение
оболочечного циркониевого сплава в модельных растворах и теплоносителях АЭС;
феноменологическая модель коррозии оболочек твэл в условиях эксплуатации легководных реакторов;
способы снижения коррозии циркониевых оболочек твэл при их работе в активной зоне реактора и при хранении ОЯТ в водных бассейнах выдержки, заключающиеся в использовании соответствующих ингибиторов коррозии.
ЛИЧНЫЙ ВКЛАД АВТОРА заключается:
-
В проведении анализа совместного влияния физических и химических параметров теплоносителя на механизм коррозии циркониевых сплавов и определении основных факторов, влияющих на коррозию циркониевых оболочек при их эксплуатации в активной зоне реактора и при хранении ОЯТ в водных бассейнах.
-
В осуществлении предварительной оценки влияния этих параметров на коррозию Zr и определении структуры и формы уравнений математической модели.
3. В проведении комплекса лабораторных электрохимических, гравиметрических
и микроскопических исследований по:
- влиянию перекиси водорода на усиление коррозии циркониевых сплавов в
условиях эксплуатации ТВС и хранения ОЯТ РБМК-1000;
- подбору ингибиторов коррозии циркониевых сплавов в условиях активной зоны РБМК и в условиях хранения в бассейнах выдержки.
-
В определении целей и задач промышленных испытаний.
-
В обработке эксплутационных данных о влиянии состава теплоносителя на надежность ТВС.
АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ. Результаты работы докладывались на международном совещании МАГАТЭ по влиянию ВХР на поведение оболочек твэл (Чешская республика) в 1993г., на IV и V межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград) в 1995 г. и 1997 г., на научных конференциях в Германии, США и Японии в 1997-1998 гг. Результаты работы вошли в отчеты ВНИПИЭТ, опубликованы в материалах МАГАТЭ, сборниках докладов ряда конференций, в журнале "Теплоэнергетика" (№7, 1998 г.). Разработанная модель под названием "Russian models" вошла в IAEA-TECDOC-996.
СТРУКТУРА И ОБЪЕМ ДИССЕРТАЦИИ. Диссертация содержит теоретическую (разработка модели) и экспериментальную часть и состоит из введения, четырех глав, выводов и приложений. Работа содержит 147 стр. машинописного текста и 52 рисунка. Список литературы содержит 119 наименований.
