Содержание к диссертации
Введение
1. Аварии с потерей теплоносителя на ВВЭР. Цель и задачи исследований 20
1.1. Безопасность активной зоны 20
1.2. Предметная область исследований 21
1.3.Поведение топлива PWR и ВВЭР в авариях LOCA 24
1.4.0бщие выводы 67
2. Методики испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в реакторе МИР в режиме LOCA 72
2.1. Принципы моделирования и их реализация в экспериментах на реакторе МИР72
2.2. Методики реакторных испытаний топлива ВВЭР 87
2.3.Расчетное сопровождение испытаний 126
2.4. Общие выводы по материалам главы 2 142
3. Программа и основные результаты испытаний 146
3.1. Программа испытаний 146
3.2. Условия проведения и результаты испытаний 149
3.3. Основные выводы по главе 3 214
4. Анализ результатов испытаний и рекомендации 216
4.1. Анализ режимов испытаний 216
4.2. Анализ состояния ТВС 237
4.3. Радиационные последствия 245 4.4.0 критериях безопасности 245
5. Заключение 248
6.Благодарности 252
Список литературы 253
Приложения
- Предметная область исследований
- Методики реакторных испытаний топлива ВВЭР
- Условия проведения и результаты испытаний
- Анализ состояния ТВС
Введение к работе
Актуальность работы.
Успешно функционирующая энергетика - одно из главных условий устойчивого развития общества. Поэтому после аварий на TMI-2 (1979г.) и на ЧАЭС (1986г.) основным требованием, предъявляемым к ядерной энергетике, является создание социально приемлемой энергетики, что предполагает прежде всего повышение требований по безопасности АЭС, а также к их конкурентоспособности в сравнении с другими источниками энергии. Выполнение требований по безопасности АЭС возможно только на основе знаний об основных процессах, происходящих в активной зоне и в первом контуре и помещениях АЭС как при условиях нормальной эксплуатации, так и при нарушениях и в авариях. Условие о конкурентоспособности АЭС выполнимо при разумном консерватизме на этапах проектирования и эксплуатации АЭС, что основывается также на знаниях.
Для обеспечения безопасности при проектировании принят принцип глубоко эшелонированной защиты с системой барьеров, которые должны удерживать радионуклиды в пределах твэла, первого контура и защитной оболочки. Необходимы знания о работоспособности барьеров: топливной композиции, оболочек твэлов, первого контура и защитной оболочки АЭС в различных условиях ее эксплуатации. МАГАТЭ в своих Руководствах по безопасности выделяет Руководство «Безопасность активной зоны реактора в проектах атомных электростанций», в котором были сформулированы требования, предъявляемые к активной зоне АЭС, а именно: к топливным сборкам, замедлителю, теплоносителю около ТВС, опорным конструкциям, средствам регулирования реактивности и остановки и другим внутренним элементам для контроля состояния активной зоны.
Из перечисленных элементов практическое значение имеет изучение поведения ТВС (топлива), как потенциального источника радиоактивности. Поэтому иногда в научно-технической литературе комплексная проблема «Безопасность активной зоны» формулируется в более узкой предметной области, а именно - как безопасность топлива, под которой понимается безопасность твэлов и ТВС.
Анализ научно-технической информации показывает, что к середине 80-х годов имело место в отставании отечественных исследований по безопасности топлива ВВЭР. Отставание в экспериментах по безопасности ВВЭР заключалось в качестве и полноте расчетно-экспериментальных исследований. За рубежом были в основном завершены
программы разнообразных стендовых и реакторных испытаний топлива PWR в режимах проектных аварий (DBA) и начаты испытания в условиях тяжелых аварий (SFD). Было изучено поведение в условиях аварии с потерей теплоносителя (LOCA) как свежего, так и выгоревшего топлива (выгорание до 35 МВт-сут/кг U). Определен выход радионуклидов из топлива в газовую полость твэлов и при их разгерметизации в контур. Существенное развитие получили расчетные методы анализа аварий и были созданы коды улучшенной оценки. Результаты испытаний твэлов и расчетных исследований позволили установить критерии безопасности топлива для реакторов PWR и BWR и обосновать безопасность этих установок.
Отсутствие специализированной экспериментальной базы в СССР существенно ограничило объем и качество аналогичных исследований по безопасности отечественного топлива проведением только стендовых испытаний (эксперименты ОКБ «Гидропресс» по деформированию 19-элементных пучков имитаторов твэлов, ВНИИНМ по изучению окисления в паре , деформирования оболочек твэлов и др.). В 80-е годы для ликвидации указанного отставания были начаты работы по созданию специализированной водяной петлевой установки на реакторе МАРИЯ (Польша) и реакторной установки ПРИМА -аналога действовавшего реактора PBF (США). Однако эти планы не были выполнены по экономическим причинам. В стране не было средств для строительства реактора ПРИМА и для проведения испытаний на созданной петлевой установке на реакторе МАРИЯ. В конце 80-х годов, в начале 90-х годов были сформулированы следующие положения (работа отраслевых групп по анализу состояния экспериментальной базы и потребностей в знаниях):
- актуальны представительные испытания отечественного топлива в режимах
проектных аварий как для подтверждения безопасности проектов ВВЭР, так и для
конкурентоспособности топлива в условиях внедряемой рыночной экономики и
вхождения России в мировую экономику;
для выполнения этих испытаний имеется единственный вариант - использование
находящейся в эксплуатации экспериментальной базы (при необходимости ее
дооснащение или реконструкция).
С учетом изложенной концепции "социально приемлемой экономики" и состояния исследований по обоснованию надежности и безопасности топлива ВВЭР были разработаны федеральная Программа "Топливо и энергия" (подпрограммы "Экологически чистая энергетика" и "Безопасность АЭС"), отраслевые программы "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года", "Твэлы и ТВС ядерных энергетических установок АЭС". На разных этапах выполнения
/
программ по безопасности оценивались возможности экспериментальной базы (отраслевые комиссии под председательством В.А. Цыканова в 1989-1990г. - по использованию экспериментальной базы НИИАР для выполнения НИР по безопасности ВВЭР, О.Б.Самойлова и П.Л.Кириллова - в целом по использованию отраслевой базы и др.). В результате анализа потребностей в знаниях и возможностей экспериментальной базы отрасли установлена целесообразность подготовки и проведения на действующей установке ПВП-2 реактора МИР (НИИАР, Димитровград) интегральных реакторных испытаний топлива в режимах, моделирующих проектные и некоторые из запроектных аварий в ВВЭР с потерей теплоносителя (эксперименты LOCA), что нашло отражение в отраслевой программе. По своей сути эти реакторные эксперименты должны были подтвердить или уточнить основные представления о поведении твэлов ВВЭР в авариях, которые были разработаны на основе анализа многочисленных экспериментальных исследований "свежего"- топлива (ВНИИНМ, ВИАМ, ОКБ "ГИДРОПРЕСС" и других организаций), а также оценить поведение практически неизученного высоко выгоревшего топлива (выгорание 55... 60 МВт.сут/кг U), что необходимо для внедрения 4-х и 5-ти годичных экономичных топливных циклов. Также крайне важно было получить данные для верификации кодов, а именно - проверить корректность некоторых принятых замыкающих соотношений в алгоритмах кодов по безопасности (решение задач теплообмена: в твэле - "внутренняя задача" и его охлаждения теплоносителем - "внешняя задача"). Таким образом, по актуальной комплексной проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР» было необходимо в сжатые сроки разработать и внедрить комплекс научно-обоснованных технических решений, а именно: создать и внедрить методики исследований поведения топлива в наиболее опасной аварии с потерей теплоносителя (LOCA), выполнить представительные реакторные испытания фрагментов ТВС ВВЭР в режиме LOCA и получить надежные результаты, убедительно демонстрирующие безопасность отечественного топлива с различным выгоранием или позволяющие выявить особое поведение топлива в режимах LOCA. Создание методологии испытаний представляет самостоятельную научную проблему в указанной комплексной проблеме. Актуальность решения вышеперечисленных вопросов по безопасности отечественного топлива предопределила цель диссертационной работы- разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР.М1 для представительных исследований по безопасности топлива ВВЭР в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя и получение данных о поведении топлива с различным выгоранием
(до 60 МВт»сут/кг U) в этих условиях.
Указанная цель достигалась решением следующих задач:
- созданием методов реакторных испытаний LB LOCA («Большая течь» или «МГЛА ВВЭР») и SB LOCA («малая течь») и их внедрением на реакторе МИР.М1 (SB LOCA);
- разработкой и проверкой комплекса технических средств для реализации методов;
разработкой и внедрением технологии подготовки и проведения сложных реакторных испытаний со свежим и высоко выгоревшим топливом ВВЭР;
выбором и апробацией программных средств для расчетного сопровождения испытаний, оценкой качества используемых кодов и рекомендациями по их совершенствованию;
обоснованием безопасности испытаний и обращения с топливом после испытаний;
проведением серии испытаний в широком интервале режимных параметров со штатным топливом ВВЭР различного выгорания (0 и 60 МВт> сут/кг U) и впервые получением данных реакторных имитационных испытаний по поведению твэлов ВВЭР в режимах LOCA;
анализом результатов реакторных испытаний и посттестовых исследований и разработкой рекомендаций по их применению.
Научная новизна.
Впервые в отечественной практике получены результаты реакторных
испытаний ТВС с твэлами ВВЭР (необлученными и с выгоранием 56...60 МВт-сут/кг U) в режимах аварии с потерей теплоносителя и частичным осушением твэлов с температурой оболочек 540...1250С, и получены сведения о состоянии ТВС (твэлов и дистанционирующих решеток), выходе радионуклидов из топливной композиции под оболочку твэлов и в теплоноситель в режимах, приближенных к условиям аварий.
В сравнительных испытаниях необлученных (свежих) и высоковыгоревших твэлов с выгоранием 55...60 МВт-сут/кг U экспериментальным путем показано, что основное отличие результатов проявляется только в выходе газообразных продуктов деления из топлива с высоким выгоранием и в воздействии газового давления на оболочку. Окисление и механические свойства оболочек свежих и высоковыгоревших твэлов практически не отличаются. В режиме LOCA выход РБГ из топлива с выгоранием 56 МВт;сут/кг U под оболочку твэлов при температуре периферийной части сердечника 850... 1050 С составляет 7-9 %.
Получены сведения о теплофизических характеристиках твэлов ВВЭР в режиме с их частичным осушением и в последующем QUENCH-режиме (закалка при повторном смачивании), а именно: данные по минимальной температуре оболочки при переходе от
устойчивого пленочного кипения на поверхности оболочек в дисперсном режиме течения к переходному пузырьковому кипению. В режиме с частичным осушением ТВС установлено значительное влияние тепло-массообмена между «горячими» и «холодными» ячейками, приводящего к выравниванию температуры оболочек в зоне осушения. На натурных изделиях подтверждено влияние паро-капельного охлаждения в дисперсном режиме течения теплоносителя вблизи границы раздела фаз на состояние ТВС (охлаждение решеток и, соответственно, локальное охлаждение оболочек твэлов в области решеток).
Впервые получены данные о состоянии фрагментов ТВС ВВЭР с натурными дистанционирующими решетками как из нержавеющей стали, так и из сплава циркония. Путем анализа состояния решеток и твэлов, а также литературных данных об особенностях дисперсного режима течения теплоносителя в режимах с частичным осушением активной зоны и на стадии «Повторный залив» в максимальной проектной аварии установлено более интенсивное охлаждение паро-капельным потоком дистанционирующих решеток в сравнении с твэлами, что положительно влияет на сохранение работоспособности решеток и ТВС в целом как единого изделия.
Научная новизна и значимость настоящей работы заключаются также в решении научной проблемы - создании методологии исследований, позволяющей реализовать целенаправленный, комплексный подход к изучению поведения твэлов и ТВС в проектных авариях с потерей теплоносителя, включающий обоснование проведения испытаний с фрагментом ТВС, воспроизведение в ограниченном экспериментальном объеме канала исследовательского реактора основных стадий аварии и установление влияния таких принципиально важных особенностей как высокое выгорание твэлов на поведение этих твэлов при аварии. Предложенные технические решения защищены 8 авторскими свидетельствами. На защиту выносятся:
методики реакторных испытаний фрагмента ТВС ВВЭР в условиях, максимально приближенных к режимам аварии с потерей теплоносителя и осушением твэлов (авария LOCA);
результаты реакторных испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в условиях аварии LOCA (испытания необлученных (свежих) и выгоревших до выгорания 60 МВт-'сут/кг U твэлов в интервале температуры оболочки от 540 до 1250 С при различном давлении и массовой скорости теплоносителя);
- результаты анализа поведения твэлов ВВЭР в режимах LOCA (по данным
/о
реакторных и стендовых испытаний, а также посттестовых исследований) и заключения по безопасности активной зоны ВВЭР;
- разработанные на основе анализа результатов реакторных испытаний и посттестовых расчетно-экспериментальных исследований практические выводы по применимости кодов RELAP, MELCOR, КАНАЛ (из комплекса ТРАП) и КОРСАР и оценке их консервативности применительно к изучаемым режимам и рекомендации по совершенствованию теплогидравлических кодов.
Практическая значимость выполненных работ.
Полученные в работе результаты представляют практический интерес и востребованы разработчиками твэлов и ТВС (ВНИИНМ, ОКБ «Гидропресс», ОКБМ), изготовителями твэлов и ТВС (АОЗТ «МСЗ») и зарубежными пользователями российского топлива (АЭС Ловииза). Созданные методики испытаний позволили не только получить имеющие практическое значение результаты (безопасность топлива во внедряемом 4-х годичном цикле), но и применимы в дальнейшем для новых технических решений по совершенствованию топливного цикла и повышению безопасности активных зон водоохлаждаемых реакторов. Среди практических рекомендаций, заключений и выводов, сделанных на основании выполненной работы, наиболее важными являются следующие.
На основе анализа потребностей в знаниях о поведении твэлов в авариях определена предметная область реакторных исследований (на реакторе МИР) по проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР». Установление области исследований целесообразно для перспективного отраслевого планирования работ по безопасности ВВЭР.
Для решения проблемы «Безопасность активных зон ВВЭР» разработан и внедрен комплекс научно-технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР.М1; созданы методики испытаний, выполнены работы по модернизации установки; проведены стендовые испытания оборудования и реакторные испытания с отечественным топливом. Разработана технология подготовки и проведения сложных реакторных экспериментов, в том числе с высоковыгоревшим штатным топливом ВВЭР, предусмотрено оснащение устройств датчиками и обеспечены условия обращения с топливом до и после испытаний. На Техническом Комитете МАГАТЭ 9-13 октября 1995г. по проблеме «Поведение элементов (материалов) активной зоны LWR в условиях аварий» результаты первого методического испытания были оценены как значительное продвижение для решения вопросов по верификации кодов и для оценки разбираемости активной зоны после аварии (IAEA-TEXDOC-921, стр. 10).
3.Разработаны методики испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в режиме аварий МАЛАЯ ТЕЧЬ с частичным осушением активной зоны (методика SB LOCA) и в режиме
{(
максимальной проектной аварии (методика LB LOCA или методика МПА ВВЭР).
Поскольку проблема «Безопасность АЭС» не может быть решена полностью и «закрыта»
(совершенствуется топливный цикл, разрабатываются новые проекты реакторных
установок, снижается степень консервативности), полученные результаты по методологии
и технологии испытаний крайне важны для реакторной проверки разрабатываемых новых
технических решений и поэтому являются основополагающими по своей сути. Поэтому
исходя из вышеизложенного подхода к проблеме «Безопасность АЭС» методическая часть
квалификационной работы выделена как самостоятельная научная проблема, которая
решена и представлена в большем объеме, чем использовано в выполненных реакторных
испытаниях. Модернизация имеющейся экспериментальной базы (вместо
запланированных дорогостоящих установок ВПУ МАРИЯ и реактора ПРИМА) обусловила экономический эффект от внедрения методик.
4. По проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР» проведены испытания
фрагментов ТВС ВВЭР при пониженном и повышенном давлении теплоносителя и
сравнительные испытания необлученных (свежих) твэлов и твэлов с выгоранием топлива
до 60 МВтсут/кг U. Уровень выгорания 55... 60 МВтсут/кг U соответствует внедряемому
перспективному четырехгодичному топливному циклу ВВЭР и PWR. Результаты
сравнительных испытаний свежих и высоковыгоревших твэлов использованы при
лицензировании топлива для отечественных и зарубежных (Ловииза) АЭС с ВВЭР.
Сформировано расчетное сопровождение испытаний, которое необходимо как для прогнозирования режимов испытаний, так и для оценки качества используемых кодов -основного инструмента расчетного анализа безопасности активных зон ВВЭР, то есть по решаемой проблеме. Подтверждена консервативность кодов RELAP, КОРСАР и КАНАЛ (из аттестованного комплекса ТРАП). Опыт применения программ и рекомендации по их совершенствованию изложены в докладах на специализированных семинарах и конференциях по динамике и безопасности реакторов, т. е. доступны широкому кругу специалистов-расчетчиков.
Значительное количество проектных аварийных режимов может происходить при температуре оболочек твэлов 350...750 С (LOCA при разрыве Ду 100 НВ АЭС, вторая стадия МПА для большинства твэлов ВВЭР-1000 и PWR, LOF с мгновенным заклиниванием одного ГЦЭН из четырех и др.). Полученные положительные результаты испытаний в этом диапазоне температуры оболочек твэлов (твэлы герметичны, формоизменения незначительны) важны как демонстрационные испытания фрагмента ТВС для обоснования безопасности активных зон ВВЭР.
Результаты испытаний послужили основанием для согласования технического решения ТР 179-ТП «Обоснование работоспособности (живучести) твэлов в аварийном режиме МПА ВВЭР-440 первого поколения, описываемом в ОУОБ 3 блока НВАЭС», а также использованы при обосновании безопасности реактора ВК-50.
В области температуры свыше 750 С (до 1250 С) получены сведения о состоянии твэлов и дистанционирующих решеток из нержавеющей стали и сплава циркония, о формоизменении оболочек, о разгерметизации оболочек и выходе радионуклидов из топлива и в теплоноситель. Результаты важны как для проверки расчетных моделей и представлений о поведении топлива, так и для прогнозирования состояния ТВС в целом ряде аварий.
На стадии повторного залива в «жестких» испытаниях при предельной температуре оболочек для проектных аварий установлен импульсный рост активности теплоносителя в результате разгерметизации и разрушения оболочек при замене дисперсного режима течения на однофазный, жидкостный режим (смачивание оболочки с термошоком ). Для практических приложений получена амплитуда термошока в широком интервале давления, изучен выход радионуклидов под оболочку твэлов и в теплоноситель.
Испытания проведены при условиях, подобных или более жестких, чем режимы проектных и некоторых запроектных LOCA на ВВЭР ( «Малая течь» с несрабатыванием аварийной защиты, увеличенная длительность второй стадии LB LOCA). Для большинства проектных аварий получены результаты, демонстрирующие приемлемые характеристики твэлов. Проблемными являются вопросы поведения твэлов в авариях с температурой оболочки около верхней границы (1200 С) и при последующем заливе. Вместе с тем, как правило, техническими решениями и доказанной консервативностью кодов обеспечивается запас по температуре до указанного предельного значения.
10. В рамках концепции разумного консерватизма подготовлено предложение о
введении дополнительного критерия по обращению с топливом после аварии,
основанного не только на степени локального окисления оболочки (современный
критерий), а в большей степени на состоянии ТВС в целом как изделия.
Создание методик реакторных испытаний топлива в режиме LOCA, а также проведение испытаний со свежим и высоко выгоревшим топливом ВВЭР в широком интервале температуры твэлов от 540 до 1250 С при различных условиях нагружения оболочек, анализ результатов и разработка заключений и рекомендаций по результатам испытаний и посттестовых исследований можно квалифицировать как существенный вклад в решение актуальной комплексной проблемы обоснования безопасности активных зон ВВЭР в аварийных режимах.
/з
Специальность, которой соответствует диссертация, - 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Основное содержание диссертационной работы изложено в следующих публикациях: Основное содержание диссертационной работы изложено в следующих публикациях:
Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований. Часть 1. Исследования тяжелых аварий на энергетических реакторах: Обзор.- Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, ISBN 5-85165-309-4. 1996..-38с. Часть 2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор.- Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. ISBN 5-85165-315-9, 1997.-108с.
Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. и Шулимов В.Н. Интегральные реакторные эксперименты по испытанию многоэлементных фрагментов ТВС ВВОР-440 и ВВЭР-1000 при параметрах аварии с потерей теплоносителя. Обобщение результатов по циклу экспериментов «Малая течь»»// Сб. тр. ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР».Вып. 3. Димитровград. 2003.С.З-11,атакже«Изв. вузов.Ядерная энергетика», №3, 2004.С.5-11.
Головченко Ю.М., Махин В.М., Неверов В.А., Самсонов Б.В. и др. О длине аккомодации гелия в зазоре между топливом и оболочкой, Ат. энергия, т.53, вып.5, 1982. С.330-331.
Куприенко В.А., Маркина Н.В., Махин В.М., Цыканов В.А Методическое и метрологическое обеспечение внутриреакторных теплофизических исследований//Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловеденме-1984.-Вып.2(20). С.36-41.
Голушко В.В., Кусиков В.Г., Махин В.М. и др. Автоматизированная система сбора и обработки данных внутриреакторного теплофизического эксперимента //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1984.- Вып.2(20). С.54-56.
Махин В.М., Мельдер P.P. Устройство для облучения материалов в ядерном реакторе, А.с.№ 611510, 1978, БИ, №29,1981.С.286.
Махин В.М.. Самигуллин Б.А., Третьяков К.А. Нагревательное устройство, А.с. №784720, 1980. БИ, №19, 1981.С.292.
Рогозянов А.Я., Махин В.М., Исаев Ю.Н., Самигуллин Б.А., Салимов З.Б. Устройство для измерения поперечной деформации образца», А.с. №832313, БИ, №19, 1981.
Грачев А.Ф., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Фрей А.К. Устройство для испытания твэлов в канале ядерного реактора, А.с.№1012713, 1982, БИ,№ 24, 2002. С.415.
*
Горбатов В.К., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Рогозянов А.Я., Самсонов Б.В. Образец для испытаний на растяжение, А.с. №1065725,1983, БИ, №1, 1984.
Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Самсонов Б.В., Махин В.М. и др. Способ изготовления тепловыделяющего элемента, А.с. №655236, 1978.
Горбатов В.К., Махин В.М. Приспособление для определения механических свойств материалов в канале ядерного реактора, А.с. №1276069, 1986.
Ваганов И.В., Горячев А.В., Махин В.М. Способ определения температуры сердечника тепловыделяющего элемента, А.с.№ 1335000,1987.
Махин В.М.. Сюзев В.Н., Топоров Ю.Г., Мамелин А.В. Тепловыделяющий элемент для накопления ТУЭ, А.с. №1083817, 1983, БИПМ, №3, 2003. С.717.
Махин В.М., Сарксян В.В., Гнеушева В.И. Установка для изучения теплопроводности порошковых материалов методом монотонного нагрева //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1988.- Вып.5(30). С.46-49.
Махин В.М., Сарксян В.В., Топоров Ю.Г., Адаев В.А. Методика и результаты внутриреакторных исследований теплофизических параметров мишеней для накопления трансплутониевых элементов в канале №1 реактора СМ //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1986.- Вып.3(23). С.42-45.
Махин В.М., Сюзев В.Н., Топоров Ю.Г. и др. Сравнительный анализ теплофизических характеристик твэлов -накопителей трансплутониевых элементов//Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1987.-Вып.1(24).С.ЗЗ-36.
Бендерская О.С., Махин В.М., Абанькин А.К., Зотов Э.А. Гаю-химический мониторинг в петлевых экспериментах по обоснованию безопасности реакторов типа ВВЭР//С6. докл. Четвертой межотр. конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. С.210-220.
Кобылянский Г.П., Махин В.М., Шулимов В.Н и др. Состояние экспериментальных ТВС типа ВВЭР после реакторных испытаний в режимах, моделирующих аварии с потерей теплоносителя // там же. С.148-164.
20. Смирнов В.П., Дворецкий В.Г., Цыканов В.А., Махин В.М. и др. Эксперименты по
изучению поведения топлива ВВЭР в аварийных условиях// там же. С.5-40.
21. Цыканов В.А., Голованов В.Н., Дворецкий В.Г., Махин В.М. и др. Состояние и перспективы развития работ в обеспечение методик и технических средств для проведения исследований по реакторному материаловедению// там же. С. 89-105. 22. Смирнов В.П., Смирнов А.В., Цыканов В.А., Махин В.М. и др. Экспериментальные исследования поведения топлива ВВЭР в условиях проектных аварий//. Сб. докл. пятой
/ST
межотр.конф. по реакторному материаловедению, т.1, часть 1, Димитровград. 1998.С.204-236.
Горячев А.В., Махин В.М., Смирнов В.П. Шулимов В.П. и др. Результаты исследования поведения высоко выгоревших и "свежих" твэлов ВВЭР-440 в условиях аварии с осушением активной зоны//Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С. 247-269.
Махин В.М., Смирнов А.В., Смирнов В.П., Алексеев А.В. Геплофизическис характеристики твэлов ВВЭР//Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С. 104-111.
Махин В.М., Шулимов В.Н. Опыт проведения реакторных испытаний твэлов ВВЭР в режиме аварии с потерей теплоносителя (эксперименты "малая течь" на реакторе МИР)// Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С237-246.
Горячев А.В., Махин В.М., Шулимов В.Н. и др. Основные результаты испытаний на реакторе МИР-MI фрагментов ТВС ВВЭР в режиме аварий с потерей теплоносителя// Сб. докл. шестой российской конференции по реакторному материаловедению. Т.2. 4.1. Димитровград. 2001.С.251-264.
Goryachev A., Makhin V., SmirnovV. et al. Study of VVER-440 Fuel Rod Behavior Under SBLOCA Conditions. Report on Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, December 2-4, 1997.
Smirnov V., Smirnov A., Tzikanov V., Ovchinnikov V., Makhin V., et al " Zr-l%Nb (VVER) high burnup fuel tests under transient and accident conditions", NUREG/CP-0165. October, 26-28, 1998, Maryland, p.l 13.
Джусов Ю.П., Махин B.M., Шулимов В.Н. Использование метла электрозондирования в реакторных экспериментах с осушением активной зоны ВВЭР в режиме "Малая течь" // Тр. междунар. конф.'Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-95, т.1, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1995. С. 127-132 .
Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. , Смирнов В.П., Шулимов В.Н. (НИИАР), Аксенов П.М., Бек Е.Г., Цибуля В.А. (ОАО МСЗ), Терасвирта P. (1VO) Результаты исследования поведения высоко выгоревших и "свежих" твэлов ВВЭР-440 в условиях аварии с осушением активной зоны// Тр. международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.1, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 1998. С.338-345.
Махин В.М., Шулимов В.Н. Экспериментальное изучение поведения многоэлементных ТВС и твэлов ВВЭР в аварийных режимах эксплуатации с потерей
/$
теплоносителя. II Тр. междунар. конф.'Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С. 27-36.
Спассков В.П., Шумский A.M., Махин В.М. и др. Реакторные исследования аварийного поведения активной зоны ВВЭР на петлевой установке ПВП-2 реактора МИР// Тр. междунар. конф. "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Теплофизика-98. т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С.42-51.
Алексеев А.В., Махин В.М. Применение кода MELCOR для расчетного анализа параметров испытаний 19-элементного фрагмента ТВС ВВЭР в канале исследовательского реактора МИР (эксперимент МАЛАЯ ТЕЧЬ-2) // Тр. междунар. конф.'Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР",Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С. 199-207.
Семидоцкий И.И., Махин В.М. Применение теплогидравлического кода RELAP5.MOD3 для анализа режима петлевых испытаний в исследовательском реакторе МИР твэлов ВВЭР при параметрах аварии "Малая течь" // Тр. междунар. конф. "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск.1998. С. 208-217.
Алексеев И.Н., Василевич Т.И., Малышев A.M., Махин В.М. и др. Высокотемпературный теплогидравлический стенд для исследований и испытания элементов реакторных установок// Сб. тр. НИИАР, вып. 2, Димитровград, 1999, С.111-122.
Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВП-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции. Сб. тр. НИИАР, вып. 4, Димитровград, 1997. С.74-85.
Кузнецов Ю.Н., Смирнов В.П., Третьяков И.Т., Махин В.М. и др. Экспериментальная установка для внутриреакторных исследований проектных, запроектных и тяжелых аварий на энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами// Сб.тр. междунар. научно-техн. конф. Исследовательские реакюры: наука и высокие технологии, Димитровград, 2001, с. 79-80.
Куприенко В.А., Махин В.М., Шулимов В.Н. (НИИАР), Самойлов О.Б., Кууль B.C., Фальков А.А., Лепехин А.Н. (ОКБМ), Морозов А.В. (ВНИИНМ) Реакторные испытания сборки твэлов с интерметаллидным топливом в режиме "Малая течь" на петле ПВП-2 реактора МИР. // Тр. междунар. конф.'Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Теплофизика-98.Т.1. ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск. 1998. С.7-13.
Алексеев А.В., Махин В.М., Шулимов В.Н. Применение кода MELCOR для расчетного анализа параметров испытаний 19-элементного фрагмента ТВС ВВЭР в канале
і?
исследовательского реактора ММИР (эксперимент « Малая течь-2»)// Сб. тр. ФГУП «ПІЦ РФ НИИАР». Вып. 4. Димитровград. 2000. с.49-60.
40. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. , Шулимов В.Н.
Основные результаты испытаний в канале реактора МИР.М1 фрагментов ТВС ВВЭР-440
и ВВЭР-1000 в режиме LOCA. Тезисы доклада на 2-ю Всероссийскую научно-
техническую конференцию. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Подольск.
2001.С.31.
41. Махин В.М., Шулимов В.Н. Опыт проведения реакторных испытаний твэлов водо-
водяных энергетических реакторов в режиме аварии с потерей теплоносителя
(эксперименты "Малая течь" на реакторе МИР). Сборник трудов НИИАР, вып. 4, ISBN 5-
85165-359-0, Димитровград, 1997. С.35-50.
Представляемая диссертация является развитием работ по созданию методологии
реакторных испытаний. Диссертантом в 1986 г. успешно защищена л
специализированном совете при МИФИ диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, в которой приведены внутриреакторные методики и результаты исследований теплофизических свойств материалов и характеристик изделий ЯЭУ.
Личное участие автора в получении научных результатов. С активным, творческим участием автора разрабатывалась идеология экспериментов, создавались технические средства для реализации требуемых режимов, автором на основе теории приближенного или частичного подобия была показана необходимость проведения испытаний фрагмента штатной ТВС и возможность реализации в ограниченном объеме испытательною канала требуемых условий испытаний, разрабатывались программы исследований, которые выполнялись специализированными подразделениями НИИАР. В представленной диссертационной работе личный вклад автора является определяющим в части разработки методологии испытаний. Автор непосредственно участвовал в подготовке и проведении экспериментов, в составлении программ посттестовых исследований, им выполнены анализ полученных результатов и разработка на основе анализа рекомендаций по применимости результатов.
Апробация работы..Материалы работы докладывались Technical Comittee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. Dimitrovgrad, Russia, October 9-13,1995;
на 2-й Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19-23 ноября 2001г., Подольск;
/f
Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, December 2-4, 1997;
Japan-Russian seminar, September, 6-12,1998;
на международных теплофизических конференциях :
"Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-95. ФЭИ. Обнинск. 1995 .
"Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, ФЭИ, Обнинск. 1998:
на отраслевой конференции "Гидродинамика и безопасность АЭС", Тсплофизика-99.
ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 28-30 сентября 1999г.;
на семинарах секции №4 НТС №1 МАЭ РФ "Экспериментальное обоснование
безопасности ЯЭУ и верификация расчетных кодов: экспериментальная база, системы
измерений, программы исследований, основные результаты", Димитровград, май. 1993г.,
"Динамика энергоблоков атомных станций нового поколения", г. Сосновый Бор, 30 мая -3
июня 1994г., НИТИ, 1994,
"Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок.
проблемы верификации", Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996;
на заседании секции №4 НТС №1 МАЭ РФ 23 декабря 1998г., специально
посвященном рассмотрению программы и результатов экспериментов на реакторе МИР-М1 по безопасности ВВЭР;
на 4-й и 5-й межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 15-19 мая 1995г.;
на 6-й Российской конференции по реакторному материаловедению, 11-15 мая 2000 г.. Димитровград.
Содержание работы.
Диссертационная работа на соискание ученой степени доктора технических наук состоит из Введения, четырех глав и Заключения. Кроме того, отдельные вопросы рассмотрены в 4-х Приложениях.
В первой главе рассмотрены основные результаты исследований по безопасности топлива водоохлаждаемых реакторов и сформулированы цель и задачи исследования. показаны методические подходы, принятые в зарубежных испытаниях по безопасности PWR. Основные положения данной главы основываются на опубликованной обзорной работе «Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований» (в 2-х частях, Алексеев А.В. и Махин В.М.) и зарубежных обзорах (Карб Е.Г., Гофман П., Эрбахер Ф. и др.).
Во второй главе (методической) рассмотрены принципы моделирования, показана возможность реализации частичного или приближенного подобия, приведены основные положения двух методик испытания LB LOCA и SB LOCA, которые позволяют
/9
исследовать поведение топлива во всех проектных авариях с потерей теплоносителя, а также приведены наиболее результаты, важные для создания в методик. Подготовлены два Приложения, в которых детально приведены конструкция петлевой установки и рассмотрены вопросы по ее реконструкции для решения проблемы, методики и погрешности определения основных параметров.
В третьей главе приведены принятая и выполненная полностью программа испытаний, результаты экспериментов в реакторе МИР.Ml и анализ полученных данных с привлечением результатов стендовых экспериментов. Для уточнения особенное гей испытаний в Приложениях 3 и 4 приведены полностью условия и результаты одного испытания с выходом радионуклидов из твэлов, а также результаты поддерживающих экспериментов.
В четвертой главе приведены результаты обобщенного анализа режимов стендовых и реакторных испытаний. Предложены рекомендации по их применению. В Заключении приведены результаты, которые автор защищает по решаемой проблеме (научные основы и технические решения по методикам реакторных испытаний LB и SB LOCA, данные реакторных и стендовых испытаний, результаты анализа данных, полученных в испытаниях и посттестовых исследованиях), обосновывается их новизна и практическая значимость. Сделан крайне важный вывод, подтверждающий безопасность отечественного топлива ВВЭР в режимах DBA с частичным осушением активной зоны (результаты демонстрационных интегральных реакторных экспериментов), приведены рекомендации по реализации концепции «разумного консерватизма» и по совершенствованию основного инструмента исследований по безопасности программных средств. Показано, что по комплексной научной проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР» решена научная проблема по методологии реакторных испытаний твэлов в режимах аварий с потерей теплоносителя и получены важные для практических приложений результаты.
J>
Предметная область исследований
Разнообразие аварийных режимов, сложность их моделирования приводят кнеобходимости классификации и выявления характерных для каждой из аварийсущественных явлений. Установление наиболее опасных явлений, присущих авариям,позволяет правильно определить методологию их изучения. На рис. 1.1 приведена схеманаиболее важных направлений исследований по безопасности ВВЭР. Выделена(заштрихована) область исследований, которая может быть изучена в экспериментах на реакторе МИР.Ml. Это аварии LOCA и LOF.
Исходя из сути аварии RIA- импульсное выделение энергии в твэлах за интервал времени, сравнимый или существенно меньший постоянной твэла ВВЭР, - ее изучают на импульсных реакторах [3]. В стационарных реакторах возможно изучение этих аварий путем проброса твэла через активную зону или применением экранов из материалов с различной степенью поглощения нейтронов во времени [2]. Кроме изучения поведения твэлов в этих авариях интерес представляет также выход и миграция радионуклидов. В крайне жестких режимах возможна фрагментация и даже распыление топлива и всплески давления теплоносителя [3].
Теплогидравлические условия протекания аварий LOCA и LOF изучают с применением специальных стендов и стационарных исследовательских реакторов. Стендовые испытания могут быть предпочтительными вследствие их безопасности и информативности, а в некоторых случаях и экономичности. Вместе с тем, исследование топлива в модельных режимах возможно только в реакторных условиях, так как в этих условиях воспроизводятся требуемые термомеханические напряжения в топливе и оболочке и возможно корректное определение последствий - выход радионуклидов в контур и за пределы контура.
Таким образом, стендовые и реакторные испытания не исключают друг друга, а каждый из этих видов испытаний имеет свою предметную область применения. Реакторные испытания по своей сути являются интегральными, так как возможно изучение совокупного воздействия факторов и явлений: теплогидравлики (температурные режимы), термомеханики (деформация и целостность оболочки), термохимии (выход водорода), выход и миграция продуктов деления, а также отработка приемов управления аварией.
Из всей совокупности явлений (указанных на рис. 1.1), которые могут изучаться на реакторе МИР.МІ в данной работе детально рассмотрены вопросы поведения топлива в авариях с потерей теплоносителя.SFD-тесты рассмотрены в обзоре [3] и сделан вывод о подобии поведения топлива ВВЭР и PWR в режимах SFD.
Из-за схожести конструкций ВВЭР и PWR и применения близких материалов практический интерес представляет изучение поведения твэлов PWR в авариях LOCA. Кроме того, на реакторах PWR были аварии LOCA, в том числе крайне тяжелая авария с расплавлением активной зоны (TMI-2). 1.3.1. Методология исследований В настоящее время общепринятой является следующая методология исследований LOCA [3-6]:- разработка расчетных методик, программных средств и проведение расчетных исследований режимов LOCA;- создание стендов для моделирования теплогидравлических условий аварий LOCA и проведение экспериментов;- расчетный анализ экспериментов и проверка, а при необходимости и совершенствование кодов (создание кодов улучшенной оценки);- проведение испытаний топлива в уточненных, модельных режимах LOCA (применительно к PWR имеется лицензионная зависимость изменения параметров твэлов в режиме LB LOCA);- разработка и принятие критериев безопасности.
К концу 80-х годов исследования проектных режимов LOCA PWR и поведения топлива в основном были завершены. В 80-е и в начале 90-х годов проведены испытания с тяжелым повреждением твэлов SFD. В настоящее время уточняются отдельные вопросы и в т.ч.:- поведение высоко выгоревшего топлива;- миграция радионуклидов в контуре и объеме защитной оболочки в условиях тяжелой аварии LOCA;а также анализируется опыт применения кодов улучшенной оценки для расчетов по безопасности различных водоохлаждаемых реакторов и специальных стендовых экспериментов и совершенствуются коды [8].
Детально методология и основные результаты рассмотрены в материалах международных конференций и технических комитетов МАГАТЭ:IAEA/OECD-NEA Joint Specialists Meeting on Safety Aspects of Fuel Behaviour in Off-Normal and Accident Conditions, Helsinki, September 1980 (OECD/NEA publication); Specialists Meeting on Water Reactor Fuel Safety and Fission Product Release in Off-Normal and Accident Conditions, Rise, Denmark, May 1983 (IWGFPT/16);
Методики реакторных испытаний топлива ВВЭР
Цель реакторных испытаний - изучение состояния фрагмента ТВС ВВЭР в заданных условиях LOCA; при разгерметизации твэлов определение выхода радионуклидов в теплоноситель и оценка выхода в теплоноситель водорода - продукта пароциркониевой реакции; получение данных для верификации кодов и сведений о состоянии материалов и их взаимодействии друг с другом и с теплоносителем и проверка действующих критериев по безопасности.
В соответствии с принятым порядком описания методик испытаний в данном разделе и в Приложениях 1 и 2 изложены: сущность методов испытаний, применяемые технические средства для реализации методов и принципиальные схемы регистрации параметров, технология проведения испытаний и алгоритм обработки результатов, вопросы по безопасности экспериментов; дезактивация контуров и оборудования, вопросы обращения с ТВС, каналом, отходами и оборудованием после испытаний. 2.2.1. Методы испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в режиме проектных аварий LOCA.
В данном разделе рассматривается сущность методов испытаний и реализация в нихпринципов моделирования (раздел 2.1). Требования к испытаниям изложены в таблице 2.2.1. Сучетом цели, требований к испытаниям и условий выполнения этих требований разработаныдва метода реализации условий LOCA в экспериментальной ТВС. Эти методы принципиально отличаются динамичностью режимов испытаний, безопасностью экспериментов и их управляемостью.
Метод с организованным (санкционированным) сбросом теплоносителя (методика МПА ВВЭР или LB LOCA).
Метод реализуется путем сброса теплоносителя в специальную емкость - барботер. С этойцелью петлевая установка оснащается системой имитации потери теплоносителя (СИПТ).
Аналогичные системы проверены при испытаниях на PBF и МАРИЯ (глава 1). Кдостоинствам метода следует отнести воспроизведение изучаемого процесса - создание в ТВС условий LOCA путем санкционированного сброса теплоносителя в специальную емкость. К особенностям метода следует отнести сложность испытаний, трудность корректировки режима в процессе эксперимента «МПА ВВЭР». В данной работе изложены только принципиальные проработки данного метода и результаты стендовых испытаний для подтверждения работоспособности метода в условиях реактора МИР [6g-76].
Метод реализован на реакторе МИР (испытания «МАЛАЯ ТЕЧЬ» и «БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ-2 стадия»). Аналогами метода являются испытания на реакторе FR- 2 (ФРГ) и в петлевой установке Griffon (Франция), рассмотренные в главе 1.
Путем изменения мощности ЭТВС и параметров теплоносителя (давления, массовой скорости, температуры) в герметичном контуре в объеме ТВС воспроизводятся условия LOCA, то есть требуемый режим реализуется без сброса теплоносителя.
Область применения данного метода - изучение отдельных стадий аварии с незначительным изменением теплогидравлических параметров (мощности твэлов, давления, массовой скорости и температуры теплоносителя). К достоинствам метода относятся управляемость процессов по показаниям датчиков, сравнительная простота расчетного прогнозирования режимов испытаний.
При проработке методик испытаний оба метода были детально изучены: первый - на стадии натурных испытаний на стендах, второй - в стендовых и реакторных условиях.Из многообразия аварий LOCA можно выделить области оптимального применения методов: первый целесообразно применять для изучения динамических аварий типа МПА ВВЭР (LB LOCA), второй - для изучения второй стадии МПА и так называемых «малых течей» (SB LOCA), а именно: квазистационарных стадий с медленным осушением активной зоны, что наблюдалось, например, на TMI-2.
Таким образом, области применения методов частично перекрываются (вторая стадия МПА), что важно для проверки корректности получаемых результатов. В совокупности методы позволяют проводить все исследования в области изучения поведения топлива в условиях проектных аварий LOCA. Разработанные методики согласуются с методиками стендовых испытаний [9, 19-21, 6 66].
В исходном состоянии давление - 16 МПа, тепловая нагрузка твэлов - 360 Вт/см (средняя по зоне), 450 Вт/см (максимальная), температура топлива - 1700"С (максимальная).В главе 1 приведены эксперименты по моделированию данной аварии на PWR. Поэтому целесообразно только отметить основные моменты. В сценарии реализованы следующие принципы моделирования:- объект испытаний - фрагмент штатной ТВС ВВЭР;- воспроизводится исходное состояние твэлов (по нагрузке и параметрам теплоносителя) и заданное изменение давления теплоносителя в канале (сбростеплоносителя из контура в приемную емкость) и заданное изменение температуры оболочки (регулировка путем задержки в срабатывании A3 ). Требуемый перепад давления на оболочке обеспечивается путем выбора давления газа заполнения твэлов, а также модельным изменением давления и температуры теплоносителя.
Конструкции ТВС, перечень основных контролируемых параметров и используемые средства измерений для проведения испытаний LB LOCA и SB LOCA подобны и рассмотрены в разделе 2.2.3
Расчетные исследования режимов испытаний выполнены для каналов реактора МАРИЯ[11], реактора ПРИМА [56] и реактора МИР (ПУ ПВП-2 и ПВП-3) [51, 57 ,61,69]. Основные результаты расчетного исследования условий «модельности» испытаний :- необходима задержка сброса стержней аварийной защиты после открытия сбросныхлиний, так как в контуре излишнее количество теплоносителя. Эта задержка равна 1,9 с;-полезно опережающее включение байпасной линии канала (0,1...0,5 с). Это обеспечивает снижение расхода теплоносителя в канале на стадии переворачивания циркуляции теплоносителя и при последующем режиме;- линии сброса теплоносителя в барботер должны иметь различное сопротивление. При t l 0 с сброс должен быть по одной линии - с выхода из канала;- для охлаждения ТВС после t 5 с необходим перегретый пар;- в контуре целесообразно иметь газопаровой компенсатор давления (ГПКД) с «горячим» теплоносителем. Его целесообразно отключать после t 3 с и использовать в дальнейшем для подачи пара в канал.
Условия проведения и результаты испытаний
Описание каждого из экспериментов подробно изложено в отчетах ГНЦ НИИАР и вряд ли их целесообразно излагать подробно в данной работе. Поэтому описаны особенности испытаний и результаты, имеющие практическое значение. Приведены ссылки на источники с подробным описанием данных.
В работе принята единая нумерация твэлов для всех сборок- от углового твэла наружного ряда по часовой стрелке (№1-12), далее твэлы среднего ряда (№13-18), в центре размещен твэл №19 (см. главу 2). Твэлы №1,13,19,16 и 7 расположены на одной диагонали. Испытание МТ-1 - это методический эксперимент, результаты которого имеют и практическое значение.
Применен 19-элементный фрагмент ТВС ВВЭР-1000 трехгодичной компании высотой 0,85 м, в центре которого был имитатор пэла - полая трубка из нержавеющей стали диаметром 10.4 мм и с толщиной стенки 0.2 мм. Это единственное испытание с имитатором пэла. Длина компенсационного объема (газосборника) равна 116...122 мм. Плотность топлива - 10,5...10,7 г/см3. Диаметральный зазор - 0,20 мм. Твэлы заполнены гелием Р=2 МПа.
Результаты реакторных испытаний В процессе испытаний реализованы все три режима: номинальный, переходный и режим LOCA. В переходном режиме сделана попытка перейти в режим LOCA из номинального режима. Однако из-за эффектов «отравления» активной зоны реактора и малого оперативного запаса реактивности оказалось сложным удержать требуемый уровень мощности на этапе ступенчатого снижения. Поэтому в дальнейшем принято решение о выходе в режим LOCA после расхолаживания.
Условия испытаний твэлов в режиме LOCA отличались значительной неравномерностью температуры твэлов в верхней части (540...90 С) вследствие как различия энерговыделения штатных ТВС окружения в 1.7 раза (раздел 2.3), так и наличия центральной «холодной» ячейки. На рис. 3.1 приведен переходный режим и условия LOCA в области границы раздела фаз. Расход теплоносителя равен 40...45 г/с, давление - 11,4...11,5 МПа., объемное паросодержание: р=0% (z=120 мм), (р=91% (z=320 мм), Ф=100% (z=520 мм), температура на выходе из ЭТВС-520...600 С. Устойчивый режим зарегистрирован при температуре оболочки свыше 530 С. Ниже этой температуры установлены флуктуации до температуры насыщения, которые не привели к разгерметизации твэлов (см. режим в течение 72 мин. на рис.3.1). Различие в показаниях ТЭП по высоте твэлов №17 и 15 обусловлено ориентацией ТЭП. В «горячей» ячейке (твэл №15) устойчивый режим реализован на 140 мм ниже, чем в «холодной» ячейке (твэл №17). Таким образом, в данной ТВС, единственной из всех испытанных в рамках данной работы, установлено различие в уровне теплоносителя в «горячей» и в «холодной» ячейках. Расчетный анализ приведен в разделе 2.3. Результаты посттестовых исследований. Визуальным осмотром обнаружены кольцевой пояс окисной пленки в районе средней дистанционирующей решетки (ДР2); одна из шести граней ТВС с твэлами №5-7 отличалась от остальных наличием эффекта типа «антибамбук» - сжатие оболочки с ее продавливанием на стыках (см. твэл№5 нарис.3.2).
В пос?тестовых исследованиях внедрен метод оценки температуры по микроструктуре материала, что повысило информативность испытаний (приложение 4 , [100,101]).
Измерением размеров твэлов с шагом 2 мм в двух взаимно перпендикулярных направлениях с погрешностью ±0,01 мм установлено уменьшение диаметра оболочки в области газосборника 0,15...0 23 мм. У твэла №5 оболочка обжата до 8.87...8.,98 мм в области газосборника и части сердечника с продавливанием в местах стыка таблеток (эффект «антибамбука»).
Измерение объема газа в твэлах. Объем вышедшего газа VH и свободный объем твэла VCB определяли манометрическим способом при проколе оболочки:для твэла №5 V„ -258 см3 и VCB =14,0 см 3, Р=2,0 МПа (Е=±7 %) идля твэла №7 VH =240 см3 и VCB =13,3 см 3, Р=1,9 МПа. Таким образом, давление в твэлах соответствовало паспортным данным (Р = 2,0 МПа).
Перепад давления на оболочке составил 6...7 МПа, что и обусловило при высокой температуре сжатие оболочки и ее продавливание в местах стыка таблеток.
Исследована микроструктура топлива и оболочки. Установлено изменение структуры оболочки твэла №5, начиная с отметки 0,325 м от края сердечника. В этом сечении крупнозернистая структура составляет 1/3 периметра, в сечении 0,475 м - зазора нет, величина зерна 50... 150 мкм, т.е. существенно больше исходной 5...7 мкм. В интервале 0,325...0,475 м находилась граница раздела фаз, что согласуется с измерением температуры соседнего твэла №15 (рис.3.16).
Крупнозернистая структура установлена и в сечениях 0,675 и 0,705 м. Температура оболочки неинструментованного твэла оценена в интервале 900...950 С [101]. Толщина оксидной пленки в этих трех сечениях от 6 до 10 мкм, что позволяет утверждать, что выдержка при указанной температуре была не продолжительной (до 2 мин.). Этот вывод сделан сравнением результатов по окислению ЭТВС МТ-1 и МТ-5П. Изменений микроструктуры топлива не установлено. Установлена фрагментарность таблеток (радиальные трещины от 5 до 10 штук).Кратковременные механические свойства. Из оболочек подготовлены кольцевые образцы. По диаграмме растяжения определяли прочность, предел текучести, общее и равномерное относительные удлинения. Установлено хрупкое разрушение при комнатной температуре и 350 С образца из оболочки твэла №5.
Содержание водорода в оболочке -массовая доля равна от 24 О 3 до 5?10"3 % в сечениях ОД9; 0.42; 0,49; 0.52м.
Основные выводы по результатам испытания1. Установлена неравномерность температуры твэлов, причинами которой были «холодная» центральная ячейка в ТВС и неравномерность энерговыделения в штатных ТВС окружения.. Эффект «холодной» ячейки крайне важен для оценки состояния штатной ТВС в аварии. Наличие в ТВС сравнительно «холодных» ячеек ( «холодных» твэлов около пэлов) может быть полезным для разбираемости активной зоны.2. Подтверждена необходимость испытаний пучка твэлов, так как по результатам исследования только одного твэла №5 может быть сделан ошибочный вывод о неразбираемости зоны и нетранспортабельности ТВС. Несмотря на наличие твэла с охрупченной оболочкой, пучок, подвергнутый целому ряду технологических операций, сохранил целостность. Нет изменений внешнего вида дистанционирующих решеток.Установлено также, что только испытания и материаловедческие исследования единичных образцов из оболочек могут привести к ошибочным и крайне консервативным результатам (из оболочки твэла №5 вырезан образец, на основании результатов исследования которого сделан вывод о «хрупкости» оболочки).3. Был сделан вывод об опасности как стадии выдержки при температуре свыше900 С при повышенном давлении («эффект антибамбука» и охрупчивание материалаоболочки), так и стадии повторного залива из-за скачкообразного изменения температурыпри повторном смачивании (термошок, QUENCH-режим ) и особых условий нагруженияоболочки, посаженной на сердечник и имеющей форму «антибамбука» (1993г.). Вместе стем, несмотря на этот жесткий режим (900...950 С в течение 1-2 минут при сжимающемоболочку перепаде давления 6...7 МПа) оболочка герметична. Результат важен дляанализа состояния твэлов при сжимающих усилиях в аварии «Малая течь» с осушениемтвэлов типа TMI-2 и в первой стадии МПА ВВЭР.
Анализ состояния ТВС
Системой контроля радиационной безопасности зарегистрирована разгерметизация твэлов. Первый импульс ближним к каналу датчиком МЭД зарегистрирован в 17:33-17:36 (максимум в 17:36). Согласно расчету время доставки перегретым паром радионуклидов до ближайшего датчика составляет примерно 1 мин. Поэтому рост МЭД соответствует выходу радионуклидов из твэлов на стадии с достижением максимума температуры оболочки (точка 3 на рис.3.19 б) или на стадии QUENCH-режима. Посттестовыми исследованиями установлено значительное окисление внутренней поверхности РФТ, поэтому вероятна его разгерметизация при достижении первого максимума температуры. Очевидно, что системой КРБ был зарегистрирован выход радионуклидов из предварительно уже разгерметизировавшегося твэла. Наиболее вероятной причиной является нагрев топлива и выход радионуклидов в теплоноситель через имеющийся разрыв оболочки (анализ проб также подтверждает этот вывод - в теплоносителе присутствует цезий, источник которого РФТ). Следует отметить, что выход радионуклидов при образовании разрыва не был зарегистрирован системой КРБ. С учетом времени опроса датчиков - 1 мин. и уставок на превышение (200 мкР/с), после которого срабатывает автоматическая запись, можно сделать вывод о незначительности импульса при разгерметизации РФТ (разрыв оболочки). Последующее увеличение расхода и рост температуры теплоносителя в контуре (см. рис.3.19 б 18:10 ...18:20), обусловленный подачей в ЭТВС нагретой в подогревателе воды, привел к существенному росту МЭД и резкому снижению МЭД в дальнейшем при снижении температуры теплоносителя. Таким образом, подтвержден факт миграции радионуклидов из канала вследствие измененияусловий течения нагретого теплоносителя. Уменьшение температуры теплоносителяпривело к резкому снижению МЭД.
В результате анализа данных гамма-спектрометрических измерений пробтеплоносителя установлено:активность теплоносителя на момент массовой разгерметизации (повторное смачивание) в 3 раза меньше, чем при испытании МТ-2. С учетом количества твэлов (в МТ-2 - 19 твэлов) и вклада изотопов цезия от РФТ можно сделать вывод о примерно одинаковом единичном вкладе свежего твэла в активность теплоносителя на момент массовой разгерметизации в испытаниях МТ-2 и МТ-5;также как и в МТ-2 основной вклад составляют РБГ (инертная фракция).Вместе с тем, вклад изотопов йода (галогенная фракция) в МТ-5 сравним с вкладом в активность бария, цезия и молибдена (металлические фракции);в сравнении с МТ-2 в общей активности теплоносителя в МТ-5 существенен вклад изотопов цезия (40 МБк/л или 10% от общей активности). Основным из изотопов цезия является изотоп Cs-134 (вклад 30%, период полураспада - 2,06 года), выход которого наиболее вероятен из РФТ ;выход радионуклидов (РБГ) в теплоноситель оценен значением R/B= 0.5..1%. Примерно такое же значение получено и для выхода изотопов Cs.
В контуре возросло содержание водорода с 1 до 50 нем /кг теплоносителя. С использованием ранее полученной корреляции «содержание водорода в теплоносителе -окисление оболочек» определена толщина оксидного слоя , образовавшегося в результате пароциркониевой реакции - 70...110 мкм, что было подтверждено посттестовыми исследованиями. Состояние твэлов и ТВС после испытаний
Для извлечения твэлов чехол ТВС был разрезан по периметру на уровне 1250 мм от верхней плоскости опорной дистанционирующей решетки. После удаления верхней части чехла пучок твэлов был извлечен захватом, крепившимся к обечайке, расположенной выше пучка твэлов. Осевое усилие при извлечении пучка было приложено к дистанционирующим стержням из нержавеющей стали, скрепляющим опорную и дистанционирующие решетки. Фотографии внешнего вида ТВС приведены на рис.3.20.а Твэлы внешнего ряда и дистанционирующие стержни искривлены. Дистанционирующие решетки окислены. Третья дистанционирующая решетка (1050 мм) разрушена. В нижней части ТВС оболочки твэлов внешнего ряда утратили металлический блеск. В центральной и верхней частях пучка оболочки твэлов окислены с образованием на их поверхности отслаивающихся пленок окислов. Выше первой дистанционирующей решетки оболочки твэлов обжаты давлением теплоносителя по топливному сердечнику с образованием кольцевых углублений по торцам топливных таблеток. В верхней части твэлов в области компенсационных объемов оболочки твэлов сплющены, что привело к их значительному искривлению. Компенсационный объем одного из свежих твэлов (№6) отломился на уровне верхней топливной таблетки при извлечении пучка твэлов из чехла. При осмотре пучка обнаружен обрыв всех ТЭП, установленных на оболочках твэлов.
Для разборки пучка нижние концевики твэлов были подрезаны алмазным кругом на уровне верхней плоскости опорной дистанционирующей решетки. Далее твэлы были извлечены из пучка по одному в вертикальном направлении. Захват твэлов при извлечении их из пучка осуществлялся за оболочку в верхней части активной зоны и гермоввод ТЭП (твэл 4). Все твэлы выдержали осевую нагрузку при их извлечении из пучка. Впоследствии при попытке их транспортировки в горизонтальном положении твэлы разрушались по местам углублений на стыках топливных таблеток при приложении незначительных нагрузок, направленных под углом к оси твэлов. Вследствие разрушения твэлов при транспортировке их герметичность после испытаний не определена. В результате детального осмотра поверхности неинструментованных "свежих" твэлов не выявлено дефектов (за исключением изломов, образовавшихся при транспортировке), которые могли бы свидетельствовать об их разгерметизации в процессе испытаний. Однако состояние поверхности твэлов (сильное окисление в верхней части) не позволяет по результатам осмотра с уверенностью утверждать об отсутствии тонких сквозных трещин в оболочках. По крайней мере, в сечении 890 мм они не обнаружены (рис.3.21).
