Экспериментальное исследование поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с большой течью из первого контура РУ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Игнатьев, Дмитрий Николаевич

• Игнатьев, Дмитрий Николаевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Игнатьев, Дмитрий Николаевич

Введение

Глава-1. Основные физические процессы, происходящие с оболочками 10 твэлов при аварии с потерей теплоносителя РУ с ВВЭР

1.1. Общие сведения о процессах при аварии с потерей 10 теплоносителя

1.2. Основные характеристики оболочечных сплавов циркония

1.3. Деформационное поведение оболочек твэлов в условиях 20 аварии с потерей теплоносителя

1.4. Термостойкость оболочечных сплавов циркония

1.5. Влияние окисления и наводороживания на охрупчивание 28 оболочек

1.6. Поведение модельных ТВС в. условиях запроектной и 28 тяжелойаварии

1.7. Постановка задачи-

Глава 2. Экспериментальные исследования поведения одиночных 35 имитаторов твэлов в*условиях первой стадии проектной аварии БТ

2.1. Методика и результаты испытаний одиночных имитаторов 35 твэлов в условиях первой стадии проектной аварии БТ

2.2. Деформация и разгерметизация оболочек твэлов в условиях 42 первой стадии проектной аварии БТ

2.3. Влияние закалки и температурно-силового воздействия 50 первой стадии аварии на структурно-фазовое состояние оболочек твэлов

2.4. Влияние температурно-силового режима первой стадии 71 аварии на поведение оболочек твэлов во второй стадии аварии.

Глава 3; Экспериментальные исследования поведения модельных ТВС в 74 условиях второй стадии проектной аварии БТ

3.1. Методика и результаты испытаний модельных ТВС в условиях 74 второй стадии проектной аварии БТ

3.2. Деформация оболочек твэлов и блокировка проходного сече- 77 ния модельных ТВС

3.3. Влияние высокотемпературного окисления на структурнофазовое состояние оболочек

3.4. Взаимосвязь структурно-фазового состояния и механических 111 свойств оболочек

3.5. Влияние деформации и разгерметизации на коррозионное 114 поведение оболочек

Глава 4. Экспериментальные исследования поведения модельной ТВС в 119 условиях тяжелой аварии

4.1. Методика и результаты испытаний

4.2. Анализ степени окисления и структурно-фазового состояния 123 компонент сборки

4.3. Определение степени растворения топлива по высоте сборки, 134 распределения расплава и блокировки проходного сечения

Выводы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экспериментальное исследование поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с большой течью из первого контура РУ»

В настоящее время на 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 охла-ждаемость и демонтируемость активной зоны. Необходимыми условиями для выполнения этих требований являются:

- ограничение на степень вздутия оболочки (пластическое деформирование и разгерметизация);

- 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 является исследование свойств и поведения оболочечных сплавов циркония 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 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 1200° С; локальная глубина окисления (ЛГО) оболочек твэлов равна 18% от первоначальной толщины стенки; доля прореагировавшего циркония равна 1% его массы в оболочках твэлов.

В последние годы при проведении работ по изучению процессов, протекающих при аварии с потерей теплоносителя (LOCA), обычной практикой является проведение интегральных экспериментальных реакторных и внереакторных стендовых исследований на модельных тепловыделяющих сборках (ТВС), имитирующих фрагменты активной зоны реактора. Одним из универсальных инструментов в этом направлении исследований является стендовый комплекс ПАРАМЕТР (ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»), оснащение которого позволяет проводить испытания твэлов и модельных ТВС по реалистичным сценариям, разработанным во ФГУП ОКБ «Гидропресс».

Однако для комплексного анализа поведения материалов оболочки и топлива в условиях аварии и обоснования максимального проектного предела повреждения твэ-ла получаемые экспериментальные данные необходимо дополнять 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 (AT/t ~ 80. 100 °С/с, ТМах ~ 950°С, ДР ~ 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 ~ 900°С в течение 5 сек, скорость охлаждения ~ 100°С/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 - 900.1400°С), 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 ~ 2000°С) 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 таюке 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 исследовательскойбазыстендового-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 составпродуктов;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, гидрид-ной 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 2000°С. 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.

Объем и структура работы

Работа состоит из введения, четырех глав, выводов и списка литературы из 51 наименования, изложена на 144 страницах машинописного текста и содержит 94 рисунка и 15 таблиц.

Благодарность

Работа была выполнена при организационной поддержке и консультации научного руководителя ФГУП НИИ НПО «ЛУЧ», члена корреспондента РАН, д.т.н., профессора И.И. Федика. Большую помощь в организационных вопросах, а также в научной консультации при выполнении работы автору оказали к.т.н. В.И. Наливаев, д.т.н. В.П. Семишкин, д. ф-м. н. А.Е. Киселев, Т.А. Юдина. Испытания модельных сборок и имитаторов твэлов, разделка и посттестовые материаловедческие исследования проводились сотрудниками лаборатории 92 под руководством B.C. Константинова.

Необходимо отметить большую помощь в проведении материаловедческих исследований и анализе и обсуждении полученных результатов к.т.н., с.н.с. В.Н. Турчина, к.т.н., с.н.с. В.И Князева, В.М. Репникова, к.т.н, с.н.с. А.Д. Сенчукова и к.т.н., с.н.с. В.М.Костина

Автор выражает всем искреннюю благодарность за помощь и участие в работе.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Игнатьев, Дмитрий Николаевич

ВЫВОДЫ

1. В результате проведенных интегральных экспериментов исследовано поведение твэлов ВВЭР в условиях аварии с большой течью из первого контура РУ. Полученная экспериментальная база данных по деформационному поведению, структуре и свойствам оболочек твэлов, а также продуктов взаимодействия конструкционных и топливных элементов позволяет провести адаптацию расчетных кодов применительно к поведению ТВС ВВЭР в условиях ПА и ЗПА БТ.

2. Впервые проведены однотвэльные экспериментальные исследования имитаторов твэлов в условиях первой стадии ПА БТ (максимальная температура оболочки твэла ~ 880.950 °С, перепад давления на оболочке ~ 1.3 МПа, скорость охлаждения ~ 150°С/сек). Определенны параметры деформации и разгерметизация оболочек твэлов, а также закономерности изменения их структуры и свойств.

3. Установлено влияние первой стадии аварии на деформационное поведение и окисление имитаторов твэлов в условиях второй стадии ПА БТ. Оно заключается в уменьшении деформации оболочек твэлов за счет упрочнения материала (закалка) и снижения скорости ползучести (увеличение размера зерна) и увеличении степени окисления.

4. В результате посттестовых материаловедческих исследований имитаторов твэлов, испытанных в составе 19 и 37-твэльных модельных ТВС в условиях ПА и ЗПА БТ (ТЫах от 900 до 1400°С) установлены закономерности изменения структурных параметров оболочек (толщин оксидного и подоксидного слоев, содержания кислорода, гидридной фазы и среднего размера зерна) и их прочностных характеристик, необходимых для разработки концепции демонтажа а.з.

5. Впервые исследовано поведение модельной ТВС ВВЭР в условиях ЗПА БТ (Тмах ~ 2000°С) с заливом сверху. Установлены основные процессы и масштабы деградации сборки (плавление конструкционных элементов, растворение топлива стекающим расплавом, скопление застывших масс и образование блокады).

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Игнатьев, Дмитрий Николаевич, 2009 год

1. Ф.Я. Овчинников, Л.И. Голубев, В.Д. Добрынин, В.И. Клочков, В.В. Семенов, В.М. Цыбенко Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов, М. «Атомиздат», 1977г, с. 280

2. Н.В. Шарый, В.П. Семишкин, В.А. Пименов, Ю.Г. Драгунов. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР, М. «Из-дАт», 2004, с. 496

3. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. Введены в действие с 01.09.90.

4. И.И. Федик, Н.Н. Пономарев-Степной, Ю.Г. Драгунов и др. Стендовое моделирование различных стадий проектной аварии с потерей теплоносителя реакторной установки с ВВЭР. Атомная энергия 2003 г.

5. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Алексеев А.В., Махин В.М. Обзор. Димитровград ГНЦ РФ НИИАР, 1997. -108 с.

6. В.А. Цыканов. Тепловыделяющие элементы для исследовательских реакторов. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2001, 249 с.

7. Ю.К. Бибилашвили и др. Исследование высокотемпературных механических свойств сплава Zr 1%Nb. Цирконий и его сплавы / Под ред. B.C. Емельянова и А.И. Евстюхина. М.: Энергоатомиздат, 1982 г. С. 38 -46.

8. J.Freska, G.Konczos, L.Maroti, L.Matus, Oxidation and Hydriding of Zr1%Nb Alloys by Steam, Report KFKI-1995-17/G, 1995.

9. V.Vrtilkova, M. Valach, M.Molin, Oxidation and Hydriding Properties of ZrlNb cladding Materials in comparison with Zircaloys, Technical Committee Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour, 4-8 October, 1993.

10. И.А. Кунгурцев, В.В. Чесанов, И.В. Кузьмин, И.В. Лебедюк, Исспедование окиспения образцов оболочки отработавшего твэла ВВЭР-1000 и необлучен-ной оболочки из сплава Э-110 при температуре 1200°С, Отчет ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.

11. R.E. Pawel, J.V.Cathcart, R.A.McKee, J. Electrochem. Soc., 126 (1979), p. 1105.

12. Leistikow S., Schanz G., H.v.Berg Kinetics of isothermal steam oxidation of Zrcaloy-4 at 700-1300°C. KfK 2587, March 1978.

13. В.Г. Асмолов, Л.А. Егорова, К.В. Лютов, Е.П. Каплар и др. Определение порога охрупчивания окисленных оболочек твэлов ВВЭР в условиях аварий с потерей теплоносителя, Промежуточный отчет (РНЦ КИ, ГНЦ РФ НИИАР), 2002 год.

14. Chung Н.М. and Kassner T.F. "Embrittlement Criteria for Zircaloy Fuel Cladding Applicable to Accident Situations in Light-Water-Reactors", NUREG/CR-I344, January 1980.

15. Uetsuka H, et.al. "Failure-Bearing Capability of Oxidized Zircaloy-4 Cladding under Simulated Loss-of-Coolant Conditions", J. Nucl. Sci. Tech. 20 (1983).

16. Uetsuka H. et.al. "Embrittlement of Zircaloy-4 due to Oxidation in Environment of Stagnant Steam", J, Nucl. Sci. Tech. 19(1982).

17. Sawatzky A. "Proposed Criterion for the Oxygen Embrittlement of Zircaloy-4 Fuel Cladding", Proc. /' Symp. On "Zirconium in the Nuclear Industry", Statford-on-Avon, UK, 27-29 June, 1978.

18. Haggag F.M. "Zircaloy-Cladding-Embrittlement Criteria: Comparison of In-pile and Out-of-pile Results", NUREG/CR-2757, July I9S2.

19. S. Hagen, P. Hofman, V. Noack, L. Sepold, G. at al. «Comparison of the Quench Experiments CORA 12, CORA - 13, CORA - 17», FZKA 5679, Forschungszen-trum Karlsruhe (1996)

20. L. Sepold, A. Miassoedov, J. Stuckert, at al.«Cooling characteristics of PWR-type fuel element simulators tested in the QUENCH experiments», NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-9, 2003/

21. A.C. Займовский, A.B. Никулина, Ф.Г. Решетников. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М. «Энергоиздат», 1981, 232 с.

22. Г.П. Кобылянский, А.Е. Новоселов. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. Димитровград 1996.

23. J1.J1. Артюхина, Ю.А. Перлович, М.И. Исаенкова. Сверхпластичность циркониевого сплава Н 1. ВАНТ, Материаловедческие вопросы атомной техники. М., Энергоатомиздат, 1991 г., с. 5-6.

24. Е.Н. Пирогов, Л.Л. Артюхина, М.И. Алымов и др. Механизм сверхпластичности циркониевого сплава Н 1. Атомная энергия, т.63, 1987, вып.2, с.142 -144.

25. П. Кофстад. Высокотемпературное окисление металлов. Издательство «МИР» 1969 г. 392 с.

26. LOCA Integral Test Results for High-Burnup BWR Fuel. M.C. Billone, Y. Yan and T. Burtseva. Argonne National Laboratory. Nuclear Safety Research Conference Washington, DC October 25-27, 2004.