Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Алексеев, Александр Вениаминович

• Алексеев, Александр Вениаминович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Алексеев, Александр Вениаминович

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР МЕТОДИК И РЕЗУЛЬТАТОВ ИССЛЕДОВАНИЙ ТВЭЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ С ВОДЯНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В РЕЖИМЕ РЕАКТИВНОСТНОЙ АВАРИИ.I'.

1.1. Общие сведения об авариях.

1.2. Экспериментальные исследования твэлов-.13'

1.4. Обобщённые экспериментальные данные:.

1.5. Выводы по главе 1.

2. МЕТОД ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ТРЕБУЕМЫХ

ПАРАМЕТРОВ НА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТВЭЛАХ.

2.1. Постановка задачи. Основные принципы реализацииметода.

2:2. Расчетное моделирование импульса мощности.

2.5. Выводы по главе 2.

3. ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДА ПОЛУЧЕНИЯ ИМПУЛЬСА, ХАРАКТЕРИСТИКИ И ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО УСТРОЙСТВА.

3.1. Конструктивные особенности экспериментального устройства.

3.2. Нейтронно-физические параметры.импульса и эффекты реактивности.

3.3. Гидравлические характеристики и работа ЭУ с приводом.

3.4. Экспериментальная TBC и твэлы.;.

3.5. Средства измерений.'.

3.6. Конструкция TBC для разогрева теплоносителя петлевой установки.

3.7. Выводы по главе 3.

4: ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР.

4.1. Подготовительные испытания. Испытание гидропривода в канале реактора.

4.2. Результаты первичных измерений параметров.

4.3. Выводы по главе 4.

5. МЕТОД ОБРАБОТКИ РЕЗУЛЬТАТОВ ПЕРВИЧНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ.

5.1. Скорость нарастания импульса мощности.

5.2. Линейная мощность твэлов.

5.3: Расчет кинетики-реактора.

5.4. Основные результаты материаловедческих исследований твэлов.

5.5. Выводы по главе 5.

6. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности»

Актуальность темы

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривается продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство новых. При этом АЭС нового поколения (АЭС-2006) характеризуются повышенными параметрами теплоносителя, высоким выгоранием и возможностями по маневрированию мощностью блока. Для обоснования новых проектов необходимы дополнительные исследования топлива, в том числе, при высоком выгорании.

В связи с широким международным сотрудничеством и экспортной поставкой ВВЭР при обосновании проектов анализируется выполнение требований, как отечественных нормативных документов, так и международных. Для легководных энергетических реакторов рассматривается выполнение критериев EUR (European Utility Requirements), согласно которым инциденты с несанкционированным введением положительной реактивности отнесены к проектным режимам 3 и 4 категории. В настоящее время определены требования к данным режимам, соблюдение которых позволяет существенно ограничить радиационные последствия инцидентов.

Результаты экспериментов в реакторах ИГР и БИГР, учет зарубежного опыта позволили сформулировать и обосновать условия эксплуатации твэлов, исключающие их разрушение (фрагментацию). Вместе с тем, требования, предотвращающие разгерметизацию, еще предстоит разрабатывать.

В мире проведены тысячи испытаний твэлов с выгоранием топлива до 80 МВтсут/кги для определения критериев безопасности - параметров, связанных с фрагментацией топливного сердечника и разгерметизацией твэлов. Большинство экспериментов проведено в импульсных реакторах. Причем в основном теплосъем с экспериментальных твэлов осуществлялся в режиме естественной конвекции теплоносителя. Для создания реальных условий охлаждения твэлов необходимо проводить испытания в исследовательских реакторах, оснащенных соответствующими петлевыми установками.

Существующие данные, полученные на импульсных реакторах, не могут в полной мере ответить на вопрос о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях ряда сценариев проектной аварии с вводом положительной реактивности (в дальнейшем RIA) по трём причинам. Во-первых, из-за существенного отличия режима свободно-конвективного охлаждения от режима ВВЭР. Во-вторых, в большинстве испытаний импульсное возрастание мощности твэлов реализовано из «холодного» состояния. В-третьих, характеристики импульса нейтронной мощности в значительной степени отличаются от прогнозируемых параметров для проектной аварии на ВВЭР. Это может приводить к существенным отличиям характеристик состояния твэла при реальной аварии и в эксперименте. Кроме того, не было испытаний твэ-лов ВВЭР с выгоранием выше 40 МВтсут/кги при рабочих параметрах теплоносителя в первом контуре ВВЭР.

Поэтому для снятия указанных ограничений весьма актуально проведение экспериментов с моделированием параметров RIA на ВВЭР при реальных эксплуатационных условиях.

Цель работы - разработка и практическая реализация технических средств, обеспечивающих проведение в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы испытаний фрагментов твэлов ВВЭР-1000 в условиях RIA при реальных эксплуатационных параметрах, для получения экспериментальных данных, необходимых при оценке работоспособности твэлов, а также при усовершенствовании и верификации расчетных программ.

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

1. Анализ методов »испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, выполненных ранее.

2. Разработка метода получения импульса мощности, расчетно-экспериментальное подтверждение возможности его реализации, в реакторе МИР при работе на постоянной мощности без нарушения условий безопасной эксплуатации.

3. Разработка инженерно-технических решений для реализации метода получения импульса, определение основных характеристик устройства и его элементов для обеспечения требуемых параметров импульса мощности:

4. Определение номенклатуры средств измерения, необходимой для получения экспериментальной информации, разработка метода обработки первичных данных.

5. Проверка предложенных решений в процессе испытаний в реакторе МИР, получение экспериментальных данных о поведении фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива в условиях RIA.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем: •

1. Разработаны, запатентованы и использованы в экспериментах оригинальные технические решения, обеспечивающие испытания фрагментов твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности.

2. Впервые проведены испытания фрагментов твэлов ВВЭР-1000 с большим выгоранием топлива при импульсном изменении мощности и реальных условиях охлаждения, получена информация о их поведении в условиях RIA.

Достоверность и обоснованность результатов работы

Обоснованность предложенных технических решений подтверждена успешным проведением реакторных экспериментов. Все нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты условий испытаний проведены по аттестованным кодам. Достоверность результатов измерений обеспечена применением датчиков внутризонного контроля параметров, прошедших индивидуальную градуировку на нереакторном стенде и в канале реактора в составе экспериментальной TBC (ЭТВС) и подтверждена данными послереакторных материаловед-ческих исследований.

Практическая значимость работы:

1. Созданы технические средства, позволяющие проводить реакторные испытания твэлов типа ВВЭР с высоким выгоранием топлива в условиях RIA при требуемых условиях охлаждения.

2. Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при'лицензировании топлива.

3. Разработанные технические решения позволяют выполнять программы по изучению поведения существующих и перспективных типов твэлов ВВЭР с различным выгоранием топлива в условиях импульсного возрастания мощности и заданных параметрах охлаждения.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен анализ методов и результатов испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, проведенных ранее;

- разработаны и запатентованы технические решения, обеспечивающие испытания твэлов ВВЭР в условиях RIA при требуемом режиме охлаждения в исследовательском ядерном реакторе, работающем на постоянной мощности (патент РФ №2243605);

- выполнены все нейтронно-физические и теплофизические расчеты, обосновывающие возможность реализации и безопасность проведения эксперимента;

- разработан проект экспериментального устройства, выбрана номенклатура средств измерения;

- проведены испытания гидравлического привода экранирующего устройства на лабораторном стенде и в реакторе;

- разработаны программы и проведены реакторные эксперименты, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов - труд коллективный.

Непосредственное творческое участие в подготовке, обосновании безопасности и проведении реакторных испытаний принимали сотрудники ГНЦ НИИАР В.Н.Шулимов, И.В.Киселева, В.А. Овчинников, А.П. Малков, C.B. Романовский, В.А.Свистунов; посттестовых исследований - А.В.Горячев. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Способ и устройство для испытаний фрагментов твэлов ВВЭР в режиме проектной реактивностной аварии в исследовательском реакторе со стационарным режимом работы, оснащенном петлевыми установками с параметрами первого контура ВВЭР.

2. Результаты нейтронно-физических и теплофизических расчетов в обоснование выбора компоновки экспериментального устройства и активной зоны реактора.

3. Экспериментальные данные, полученные при испытании TBC, укомплектованной рефабрикованными твэлами ВВЭР-1000'c высоким выгоранием топлива, при условиях охлаждения, соответствующих эксплуатационным.

4. Метод и результаты обработки данных первичных измерений параметров экспериментов.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитров-град, 8-12 сентября 2003 г.);

- четвертой международной научно-технической конференции-«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск 23-27 мая 2005 г);

- международной конференции «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Япония, Kyoto, 2-6 Oct. 2005);

- научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (г. Димитровград, 5-8 декабря 2006г);

- научно-технической конференции НТК-2008. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008);

- шестой международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009);

- научно-технической конференции НТК-2010. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». (Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2010).

Публикации.

По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 14 работ, в том числе, 3 - в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях, получен патент на изобретение.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах текста, включая 61 рисунок, 23 таблицы. Список литературы содержит 70 наименований. Результаты работы изложены в работах [1 -14].

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Алексеев, Александр Вениаминович

6. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Выполнен анализ методик испытаний твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в режиме реактивностной аварии, большинство из которых проведено в импульсных реакторах. В результате анализа сформулированы основные технические требования к условиям проведения экспериментов в реакторе МИР.

2. Предложен метод получения, импульса мощности, моделирующего выброс регулирующего органа ВВЭР, в стационарно работающем исследовательском реакторе и экспериментальное оборудование для его реализации.

3. Разработанные технические: решения-адаптированы к реактору МИР; Изучены основные нейтронно-физические и теплогидравлические: характеристики экспериментального канала, показана возможность моделирования значимых термомеханических изменений твэлов. Предложен управляющий параметр для; моделирования переходного процесса. Подтверждены ядерная безопасность экспериментов и надежность работы экспериментального оборудования. . 4. Проведены расчетные; исследования; параметров; работы-оборудования и экспериментальных твэлов, в результате которых определены характеристики устройства при выбранной компоновке активной зоны реактора МИР, обеспечивающие введение малой отри-цательнойфеактивности.

5. В ходе.реакторных экспериментов в петлевом канале с параметрами;теплоносителя ВВЭР-1000 для- рефабрикованных твэлов с выгоранием' 50 - 60 МВт-сут/кг при начальной линейной мощности до 250 Вт/см получены импульсы с требуемым значениемшаксималь-ной энтальпищ амплитудой до 4, временем нарастания мощности около Тс.

6. Для, используемых в эксперименте средств контроля параметров?разработан и реализован алгоритм! обработки первичных результатов измерений: В итоге достигнуто ! хорошее согласие результатов расчетов и экспериментов. Это доказывает пригодность моделей ней-тронно-физических и теплофизических расчетов.

7. Таким образом, в рамках выполнёния диссертационной работы решена существенная задача: впервые в исследовательском реакторе, работающем на стационарной мощности, выполнены испытания-твэлов ВВЭР-ЮОО при параметрах проектной RIA с целью получения экспериментальных данных, для,оценки работоспособности твэлов,1 а также для^усовершенствования и верификации расчетных программ.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Алексеев, Александр Вениаминович, 2011 год

1. А.В.Алексеев, В.А.Овчинников, И.В.Киселева и др. Результаты испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа.// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6, с. 427-431.

2. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Киселева И.В., и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//Известия высших учебных заведений. .Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с.83-91.

3. Алексеев A.B., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности. //Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 284.

4. А.В.Алексеев, И.В.Киселева, А.П.Малков и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Методика и технология внутриреактор-ного эксперимента.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2006, вып. 1, с. 23 -32.

5. Алексеев A.B., Шулимов В.Н. Анализ влияния условий испытаний твэлов в режиме реак-тивностной аварии на их состояние. Обзор. Издание ГНЦ НИИАР; г. Димитровград, 2009 г. 80 стр.

6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97). М. Энергоатомиздат, 1990 г. http://ru.wikisource.org/wiki

7. Ю.К.Бибилашвили и др. Приемочные критерии для лицензирования тепловыделяющих элементов ВВЭР. ГНЦ ВНИИНМ, инв.№9228, 1999.

8. Расчетный анализ поведения твэлов и твэгов в проектных авариях. ФГУП ВНИИНМ, инв. 10465 ,2003 г.

9. Анализ поведения твэлов и твэгов ВВЭР-1000 первоначальной топливной загрузки блока №3 Калининской АЭС в условиях проектных аварий. ФГУП ВНИИНМ, инв. 10043, 2002г.

10. Анализ поведения твэлов и твэгов ВВЭР-1000 1 этапа внедрения 4-годичного топливного цикла в условиях проектных аварий. ГП ВНИИНМ, инв. 9413, 2000г.

11. Yu.K.Bibilashvili, O.K.Nechaeva et.al. Experimental Study of VVER High Burnup Fuel Rods at the BIGR Reactor under Narrow Pulse Conditions. Int. Top. Meet, on L.W.R. Fuel Performance. Park City, Utah, April 10-13, 2000. PP.306-314.

12. T.Nakamura, M.Yoshinaga. Boiling Water Reactor Fuel Behavior Under Reactivity-Initiated-Accident Conditions at Burnup of 41 to 45 GWd/tonne U. Nuclear Technology, 2000, V.129, N.2. P.141-150.

13. T.Nakamura, K.Kusagaya, T.Fuketa, H.Uetsuka. High Burnup Fuel BWR Fuel Behavior Under Simulated Reactivity-Initiated-Accident Conditions. Nuclear Technology, 2002, V.138, N.3. P.246-259.

14. P.E.MacDonald, S.L.Saiffert, Z.R.Martinson, R.K.McCardell, D.E.Owen, S.K.Fukuda. Assessment of Light-Water-Reactor Fuel Damage During a Reactivity-Initiated Accident. Nuclear Safety, 1980, vol.21, N 5, p.581.

15. M.S.El-Genk, R.L.Moore. Transient Debris Freezing and Potential Wall Melting During a Severe Reactivity Initiated Accident Experiment. Nuclear Technology, 1981, V.53. P.354.

16. C.Nam, Y.H.Jeong, J.Ho-Jung. A statistical approach to predict the failure enthalpy and realibil-ity of irradiataed PWR fuel rods during reactivity initiated accidents. Nuclear Technology, 2001, V.136, №2, P.158-167.

17. T.Fuketa, H.Sasajima, T.Sujiyama. Behavior of high burnup PWR fuel with low tip zircaloy-4 cladding under reactivity-initiated-accident conditions. Nuclear Technology, 2001, V.133, №1, P.50-62.

18. T.Fuketa, H.Sasajima, Y.Mori, K.Ishijima. Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions. Journal'of Nuclear Materials, 1997,248,249-256.

19. Sh.Katanishi., K.Ishijima. Experimental study on the Fuel Behavior during Reactivity Accident at Power Operation Condition. Journal of Nuclear Science and Technology. 32(11), November 1995. PP.1098-1107.

20. Сугияма Т., Фукета Т. Генерация механической энергии при повреждении топлива с высоким выгоранием в условиях реактивностной аварии. Атомная техника за рубежом. 2001г., №8, с. 16.

21. F.Schmitz, J.Papin. High burnup effects on fuel behaviour under accident conditions: tests CABRI REP-Na. Journal of Nuclear Materials, 1999, 270, 55-64.

22. F.Lemoine. High burnup fuel behavior related to fission gas effects under reactivity initiated accidents (RIA) conditions. Journal of Nuclear Materials, 1997, 248, P.238-248.

23. B.Cazalis, J.Papin, F.Lemoine. The MOX Fuel Tests In The CABRI REP-Na Programme: Analysis And Main Outcomes. International topical meeting "Light Water Reactor Fuel Performance". Park City, Utah, USA. April 10-13,2000. Oral Session. P.315.

24. J-P.Mardon, et.al. Recent data on M5™ Alloy under RIA and LOCA conditions (as compared to Zircaloy-4 behavior). ANS International Meeting on LWR Fuel Performance, September 1922, 2004, Orlando.

25. O.Nechaeva, A.Medvedev, V. Novikov, A.Salatov "Researches of VVER Fuel Rods Behaviour Under RIA Accident Conditions", International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, Albena, Bulgaria, 29 Sept 3 Oct., 2003.

26. Изучение поведения топлива при авариях с неконтролируемым ростом реактивности. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1993г. НИИАР, Димит-ровград, 1994г. С.78-81.

27. Исследование аварий с повышением реактивности реактора. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1992г. НИИАР, Димитровград, 1993г. С.50-52.

28. А.А.Гончаров, А.В.Кумачев, А.В.Медведев, О.А.Нечаева, В.В.Новиков, А.В.Онуфриев, А.В.Салатов, П.В.Федотов. Оценка разгерметизации твэлов ВВЭР в проектных авариях.

29. Чешско-словацко-российский семинар «Опыт эксплуатации и перспективы развития топлива и топливных циклов ВВЭР-440». Гротовице, Чехия, 15-16 ноября 2004.

30. Yu.K.Bibilashvili, A.Goryachev et.al. Study of High Burnup VVER Fuel Rods Behaviour, at the BIGR Reactor under RIA Conditions: Experimental Results. OECD RIA Topical Meeting, CABRI Seminar (opened part), Aix en France, May 13,2002.

31. С.Н.Бобров, А.П.Малков, В.М.Махин, С.П.Кошкина, И.И.Семидоцкий, Ю.Г.Спиридонов. Методика и результаты импульсных испытаний твэлов в реакторе СМ. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 2004, вып. 2. С.

32. Импульсные испытания твэла ВВЭР. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1990-1991 гг. НИИАР, Димитровград, 1992г. С.41-42. с

33. Устройство для импульсных испытаний выгоревших твэлов реакторов ВВЭР. Обзор основных исследовательских работ НИИАР, выполненных в 1995г. НИИАР, Димитровград, 1996г. С.32-35.

34. L.O Jernkvist, et.al. Assessment of burnup-dependent fuel rod failure threshold under reactivity-initiated accidents in light water reactors. ANS International Meeting on LWR Fuel Performance, September 19-22,2004, Orlando.

35. A.Smirnov, B.Kanashov, et. al. "Results of post-irradiation examination to validate VVER-440 and VVER-1000 fuel efficiency at high burnups". International conference On WWER Fuel

36. Performance, Modeling And ExperimentalSupport" 1-5 October 2001, Knpp Resthouse in Kranevo near Varna, Bulgaria. (CD-ROM)

37. Е.А.Гомин, М.И.Гуревич, Л.В.Майоров, С.В.Марин. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Препринт ИАЭ-5837/5. М., 1994г.

38. А.В.Алексеев. Разработка программы «МУЗА» для теплогидравлических расчетов экспериментальных устройств исследовательских ядерных реакторов. Статья в сборник трудов ГНЦ РФ НИИ АР, 2004, вып.З.

39. W.Wiesenack. Assessment of UO2 conductivity degradation based on in-pile temperature data. International Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance. Portland, Oregon, March 2-6, 1997. Portland, 1997.

40. Б.Ли, Я.Коо, Д.Сон. Влияние характеристик краевой зоны на теплопроводность UO2-топлива при высоком выгорании. Атомная техника за рубежом. 2001, №10. С.29-35.

41. Теплогидравлический расчетный код КОРСАР. НИТИ, 2001г. Инв. № Т-791.006.

42. Отчет обоснования безопасности реакторной установки МИР.М1 , 1999г.