Разработка методик проведения исследований экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР.М1 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Долгов Антон Игоревич

• Долгов Антон Игоревич
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Долгов Антон Игоревич

Введение

1. Специфика различных методов исследования экспериментальных твэлов в процессе их испытаний

1.1. Внутриреакторные методы исследований

1.2. Послереакторные методы исследований

1.2.1 Неразрушающие послереаторные исследования

1.2.2. Разрушающие виды исследования

1.3. Стенды инспекции

1.4. Заключение по разделу

2. Стенд инспекции ЭТВС МИР.М1

2.1 Общее описание стенда

2.2. Позиционирование объекта исследований

2.3. Позиционирование и контроль измерительных устройств

2.4 Устройства для калибровки модулей измерения

2.5. Измерительные модули

2.5.1. Телевизионное оборудование

2.5.2. Модуль измерения диаметра оболочек экспериментальных твэлов

2.5.3. Модуль измерения толщины оксидной пленки

2.6 Заключение по разделу

3. Методические особенности проведения промежуточных исследований экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР

3.1. Измерение высотных размеров твэлов и конструктивных элементов ЭТВС

3.2. Измерение диаметра оболочки экспериментальных твэлов ЭТВС

3.2.1 Определение метрологических характеристик эталонов диаметра

3.2.2 Аттестация методики измерения диаметра

3.2.3 Методика измерения диаметра оболочек экспериментальных твэлов на стенде инспекции МИР.М1

3.3. Методика измерений ТОП на поверхности оболочек экспериментальных твэлов при промежуточной инспекции

3.3.1. Отклонение диаметра твэла от диаметра калибровочного образца

3.3.2. Наличие отложений на поверхности оболочки твэла

3.3.3. Отличие температуры оболочек твэлов от температуры калибровочного образца

3.3.4. Влияние поля ионизирующего излучения на предварительный усилитель сигнала (блок электроники датчика)

3.3.5 Аттестация методики измерения толщины оксидной пленки на поверхности оболочек экспериментальных твэлов

3.4 Заключение по разделу

4. Результаты промежуточных исследований экспериментальных твэлов, испытанных в петлевой установке реактора МИР

4.1 Характеристика объекта исследований

4.2 Основные параметры реакторных испытаний

4.3 Результаты промежуточных исследований экспериментальных твэлов в составе ЭТВС-КВАДРАТ

Выводы

Список использованных источников

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методик проведения исследований экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР.М1»

Актуальность работы и степень ее разработанности

Одним из наиболее актуальных направлений исследований в области ядерной энергетики является разработка и обоснования работоспособности новых видов топлива и конструкционных материалов. Выполнение этих работ невозможно без проведения реакторных испытаний и послереакторных исследований. Полученные в ходе проведения экспериментов данные о поведении конструкционных и оболочечных материалов необходимы для построения расчетных моделей, а также обоснования безопасной эксплуатации вновь разработанных конструкций твэлов и ТВС. В настоящее время распространен подход, который включает проведение реакторных испытаний новых видов топлива и конструкционных материалов с моделированием основных эксплуатационных условий (температура, повреждающая доза, среда) и последующие послереакторные исследования. Однако в результате могут быть получены данные, характеризующие начальное и конечное состояние объектов испытаний.

В России исследования проводятся в рамках выполнения государственной программы Российской Федерации «Развитие атомного энергопромышленного комплекса», утвержденной постановлением Правительства РФ от 02.06.2014 №506-12 и комплексной программы «Развитие техники, технологии и научных исследований в области использования атомной энергетики в Российской Федерации», утверждённой Указом президента РФ от 16.04.2020 №270 [1, 2].

В настоящее время расчетно-аналитические методы позволяют прогнозировать поведение существующих и новых видов топлива и конструкционных материалов в активной зоне реактора при воздействии различных факторов эксплуатации, таких как водно-химический режим теплоносителя первого контура, тепло-гидравлический режим работы и нейтронно-физические условия. Точность таких прогнозных методов основывается

на экспериментальных данных, полученных при исследовании твэлов до и после эксплуатации. Для повышения достоверности таких расчетно-аналитических методов, а также для более детального понимания процессов, происходящих в материалах при облучении в активной зоне реактора, необходима разработка методов исследований поведения твэлов и конструктивных элементов ТВС не только после облучения, но и при проведении реакторных испытаний.

Существующие в России и других странах методики проведения послереакторных исследований твэлов и конструктивных элементов ТВС в защитных камерах позволяют оценить состояние топлива и оболочки твэла после его работы в активной зоне реактора [3-6], но их применение для получения данных о промежуточном состоянии объектов исследования связано с большими временными затратами на расхолаживание и перевозку облученных изделий. Для исследования поведения твэлов и конструктивных элементов ТВС в процессе их работы необходима разработка новых экспериментальных методик внутриреакторного или промежуточного контроля. Информация, получаемая с их помощью, обеспечит более глубокое понимание процессов, влияющих на безопасную эксплуатацию топлива. Одним из возможных этапов, на котором можно применить такие методики, является промежуточная инспекция твэлов, которая может проводиться на определенных стадиях испытания топлива. Для проведения таких промежуточных инспекций на АЭС разработаны и эксплуатируются различные специализированные стенды инспекции [7-13]. Однако в большинстве своем они выполняют две наиболее важные задачи: определение/локализация негерметичного твэла и замена негерметичного твэла на герметичный или на имитатор твэла. При этом нужно учитывать, что на АЭС эксплуатируется топливо уже прошедшее процедуру испытаний исследований и обоснования безопасности его применения, поэтому для него уже не подразумевается проведения каких-либо исследований.

Применение методов промежуточных исследований наиболее целесообразно в специализированных научных центрах, которые проводят работы по изучению влияния на работоспособность твэлов различных нейтронно-физических, тепло-гидравлических и водно-химических режимов их эксплуатации. В связи с чем

задача развития методической базы для проведения подобных исследований является важной и актуальной.

В АО «ГНЦ НИИАР» был разработан, изготовлен и введен в эксплуатацию стенд инспекции экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР.М1 [14-16]. Он предназначен для осмотра и измерения различных параметров изделий в бассейне выдержки реактора МИР.М1 во время плановых остановок реактора. С его помощью можно получать информацию для анализа процесса коррозии материалов оболочек, изменений геометрии облученных, в реакторе твэлов и конструктивных элементов ТВС. Однако для этого необходимы методики измерения гомотермических размеров твэлов и толщины оксидной пленки на поверхности их оболочек в условиях приреакторного бассейна выдержки. Получаемые с использованием таких методик данные о кинетике образования толщины оксидной пленки, изменения диаметра и высоты экспериментальных твэлов позволят более полно понимать процессы, происходящие в активной зоне реактора с вновь разрабатываемым топливом.

Такие методики впервые были разработаны и апробированы при обосновании работоспособности нового топлива отечественной конструкции (проект «ТВС-КВАДРАТ», реализуемый АО «ТВЭЛ») для реакторов типа PWR ^^suized Water Reactor). В рамках этого проекта в АО «ГНЦ НИИАР» были испытаны экспериментальные твэлы конструкции АО «ВНИИНМ» с оболочками из отечественных сплавов циркония в составе ЭТВС, разработанной в АО «ОКБМ Африкантов» и изготовленной в ПАО «НЗХК». В ходе испытаний в одной из петлевых установок (ПУ) реактора МИР.М1 моделировали режим нормальной эксплуатации твэлов с поверхностным кипением и борно-литиевым с дозированием газообразного водорода водно-химическим режимом (ВХР). Комплекс работ включал в себя реакторные испытания и промежуточные неразрушающие исследования для определения параметров коррозионной стойкости и формоизменения оболочек твэлов в процессе их эксплуатации.

Полученные результаты испытаний и исследований были использованы для обоснования безопасной эксплуатации полномасштабных ТВС на одном из энергоблоков станции Рингхальс (Швеция).

Цель и задачи работы

Цель работы - разработка, аттестация и демонстрация применения методик проведения промежуточных неразрушающих исследований твэлов и конструктивных элементов ТВС, испытываемых в исследовательском реакторе МИР.М1.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

- определить номенклатуру промежуточных исследований, которые позволят получить максимальную информацию о состоянии оболочек твэлов и конструктивных элементов ТВС с учетом особенностей стенда инспекции в бассейне выдержки реактора МИР.М1;

- определить требования к конструкции облучательных устройств, обеспечивающих возможность проведения промежуточной инспекции испытываемых в реакторе МИР.М1 изделий;

- разработать и внедрить технические решения по конструкции и компоновке исследовательского оборудования стенда инспекции;

- разработать и аттестовать методики промежуточных исследований экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР.М1;

- использовать аттестованные методики для получения данных, характеризующих поведение экспериментальных твэлов, испытываемых в реакторе МИР.М1.

Научная новизна

Разработаны, аттестованы и внедрены методики измерения диаметра оболочек твэлов и толщины оксидной пленки на их поверхности в условиях бассейна выдержки исследовательского реактора.

Получены данные характеризующие кинетику окисления российских оболочечных материалов в условиях, моделирующих их работу в активной зоне реактора PWR.

Получены данные о формоизменении экспериментальных твэлов с оболочками из сплавов Э110, Э110М, Э125 и Э6335 в зависимости от выгорания топлива.

Практическая значимость

Разработаны и введены в эксплуатацию средства и методики промежуточного контроля состояния экспериментальных твэлов и экспериментальных ТВС (ЭТВС) в бассейне выдержки реактора МИР.М1.

Разработанные методики апробированы при испытании ЭТВС в одной из петлевых установок (ПУ) реактора МИР.М1. Получены экспериментальные данные об особенностях поведения твэлов с оболочками из усовершенствованных сплавов циркония отечественного производства Э110, Э125, Э635 и Э110М при различных значениях выгорания топлива. Результаты исследований содержат информацию о кинетике окисления материалов и формоизменении твэлов в зависимости от выгорания топлива. Обоснована работоспособность твэлов отечественного производства при эксплуатации в водно-химическом режиме, характерном для реактора PWR.

Методология и методы исследования

На основании результатов литературного обзора выбрана номенклатура видов исследований характеристик экспериментальных твэлов и ТВС, определены состав и технические параметры оборудования для выполнения измерений применительно к условиям стенда инспекции в бассейне выдержки реактора МИР.М1. Методы исследований ранее были отработаны применительно к условиям защитных камер. В работе представлено обоснование их применения в условиях бассейна выдержки реактора МИР.М1 при определённой модификации (введение дополнительных калибровочных устройств, установление требований по очередности операций). Исследования, проведенные на специально подготовленных образцах с известными значениями различных параметров (внешнего диаметра, толщины оксидной пленки, высоты, материала), позволили определить погрешности и аттестовать разработанные методики измерений.

Методология исследований твэлов включает разработку соответствующей конструкции облучательного устройства, графика испытаний с исследованиями, обоснование длительности выдержки ЭТВС после выгрузки из реактора перед исследованиями, обработку результатов.

Личный вклад автора

Лично автором разработаны и внедрены методики измерения толщины оксидной пленки применительно к условиям стенда инспекции в бассейне выдержки реактора МИР.М1. Введен в эксплуатацию комплекс оборудования, позволивший после отработки технических и методических решений выполнять промежуточные исследования экспериментальных твэлов в бассейне выдержки реактора МИР. Лично автором в процессе подготовки диссертационной работы было выполнено следующее:

> проведена апробация метода визуального контроля испытуемых объектов как средства первичной диагностики коррозии оболочечных материалов;

> разработана методика измерения ТОП на поверхности оболочек экспериментальных твэлов при любом значении выгорания топлива в условиях бассейна выдержки реактора МИР.М1 с использованием ультразвуковой установки для подготовки поверхности;

> разработана методика измерения диаметра оболочек твэлов в условиях бассейна выдержки реактора МИР.М1;

> получены данные по формоизменению при различных значениях выгорания топлива экспериментальных твэлов, предназначенных для эксплуатации в условиях реактора PWR, в процессе их испытаний в петлевой установке реактора МИР.М1;

> получены данные по изменению ТОП при различных значениях выгорания топлива на поверхности оболочек экспериментальных твэлов, предназначенных для эксплуатации в условиях реактора PWR в процессе их испытаний в петлевой установке реактора МИР.М1.

В работе по созданию стенда и в получении экспериментальных результатов непосредственное творческое участие принимали сотрудники

АО «ГНЦ НИИАР»: Ижутов А.Л., Звир Е.А., Бурукин А.В., Ильин П.А., Павлов С.В., Михайлов С.В., Мокеичев М.А.

Достоверность полученных результатов обеспечивается применением аттестованных методик и поверенных средств измерений, эталонных образцов для их калибровки, использованием современных методов обработки экспериментальных данных и непротиворечивостью результатов известным физическим моделям. Кроме того, результаты, полученные в бассейне выдержки с помощью предложенных методов измерений на эталонных образцах, показали соответствие с результатами аналогичных измерений тех же изделий по аттестованным методикам в защитной камере. Достоверность нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов условий испытаний, исследуемых твэлов подтверждается обоснованностью допущений, а также применением аттестованных методик расчёта, верифицированных методик определения контролируемых параметров и поверенного измерительного оборудования.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены и обсужались на следующих тематических конференциях и семинарах:

> X Российская конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 27-31 мая 2013 года;

> X Международная конференция «Эксплуатация, моделирование и эксприментальная поддержка топлива ВВЭР», г. Сандански, Болгария, 7-14 сентября 2013 года;

> XI Курчатовская междисциплинарная молодежная научная школа НИЦ «Курчатовский институт», Москва, 12-15 ноября 2013 года;

> XII Курчатовская междисциплинарная молодежная научная школа НИЦ «Курчатовский институт», Москва, 28-31 октября 2014 года;

> Всероссийская молодежная конференция «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения», Димитровград, 07-08 апреля 2016 года;

> XII Международная конференция «Эксплуатация, моделирование и экспериментальная поддержка топлива ВВЭР», Несебр, Болгария, 16-23.09.2017;

> XI Международная конференция по реакторному материаловедению, посвященная 55-летию отделения реакторного материаловедения НИИАР Димитровград, 27-31 мая 2019 г.

1. Специфика различных методов исследования экспериментальных твэлов

в процессе их испытаний

1.1. Внутриреакторные методы исследований

При испытаниях нового вида топлива в исследовательских реакторах очень часто применяют различные методы внутриреакторного контроля параметров испытаний и объектов исследования. Чаще всего в исследовательских реакторах используют конструкции, включающие экспериментальные твэлы в составе облучательного устройства. В зависимости от целей и задач облучательные устройства могут быть оснащены различными измерительными приспособлениями: термопарами, датчиками давления, дифференциально-трансформаторными датчиками, мониторами флюенса и т.д.

Номенклатура применяемых датчиков ограничена пространством в экспериментальном канале исследовательского реактора, а также жесткими условиями работы: высокой температурой и давлением окружающей среды, большими радиационными нагрузками.

Основными параметрами, которые контролируют при проведении испытаний твэлов, являются температура оболочки, температура топлива, удлинение топливного столба и твэла, давление газообразных продуктов деления (ГПД). Для измерения всех этих параметров используют компактные датчики, которые выполнены на основе термоэлектрических преобразователей (температура), дифференциально-трансформаторного датчика перемещения (удлинение топливного столба или твэла), мембраны или сильфона (давление ГПД).

Так, например, для измерения температуры в центре топливного столба в процессе испытаний экспериментальных твэлов термопару устанавливают непосредственно в центр твэла; удлинение топливного столба и изменение давления ГПД под оболочкой твэла измеряют с помощью дифференциально-трансформаторного датчика, как показано на рисунке 1.1 [17, 18].

1 - Жилы типа ВР; 2 -Герметичный ввод -корпус датчика; 3 -Высокотемпературный молибденовый чехол; 4 - Переходник; 5 -

1 - Корпус катушки ДТП; 2 -Плунжер(феромагнитный стержень); 3 - Обмотка катушки ДТП; 4 - Тяга

1 - Корпус катушки ДТП; 2 - Плунжер (феромагнитный стержень); 3 - Обмотка катушки ДТП; 4 - Тяга датчика; 5 -

датчика; 5 - Корпус Фиксатор топливного датчика; 6 - Переходник; Измерительный сильфон; 6 столба; 6 - Оболочка 7 - Фиксатор топливного - Корпус датчика; 7 -

твэла; 7 - Топливный стержень; 8 - Рабочий спай ТЭП ВР.

а)

столба; 8 - Оболочка твэла; 9 - Втулка; 10 -Топливный стержень.

б)

Переходник; 8 - Фиксатор топливного столба; 9 -Оболочка твэла; 10 -Втулка; 11 - Топливный стержень. в)

Рисунок 1.1. Принципиальная схема установки термопары и дифференциально-трансформаторного датчика твэл: а) твэл оснащённый датчиком измерения температуры топлива, б) твэл оснащённый датчиком удлинения топливного столба, в) твэл оснащённый датчиком давления

На рисунке 1.2 в качестве примера приведены значения показаний дифференциально-трансформаторных преобразователей датчиков измерения удлинения топливного столба и давления газов под оболочкой, а также датчиков измерения температуры топливного столба во время испытаний экспериментальных твэлов типа ВВЭР в петлевой установке реактора МИР.М1 [18].

О 0.25 0.5 0.75 1 1.25 1.5

Время, отн. ед.

Рисунок 1.2 Пример получаемых данных во время испытаний экспериментальных твэлов, оснащенных датчиками давления газов под оболочкой (а, б), удлинения топливного столба (д, е) и его температуры (в, г).

Применение всех этих измерительных приборов требует специализированного высокоточного оборудования, а установка различных измерительных систем затруднена из-за ограниченных размеров облучтальных устройств и требований безопасности при его эксплуатации с инструментованными твэлами в реакторе. Кроме того, практически для каждого эксперимента требуется изготовление новых датчиков и инструментованных твэлов.

Основной проблемой применения измерительного оборудования в процессе облучения твэла при его испытаниях является отсутствие унификации такого оборудования, т.к. подобные измерительные приборы разрабатывают для достижения конкретных целей эксперимента. Кроме того, изготовление такого специфического оборудования связано с длительным периодом его разработки и лабораторной апробации. Еще одной трудностью применения такого рода измерительных приспособлений является обязательное наличие линии вывода сигнала без нарушения герметичности экспериментального канала. Для этих целей обычно используют гермошланги, которые позволяют вывести сигнальную линию за пределы активной зоны реактора.

Данные, получаемые с помощью таких измерений, в основном служат для обоснования безопасной эксплуатации твэлов вновь разрабатываемых конструкций в процессе проведения кратковременных экспериментов, таких как RIA (Reactivity Initiated Accident - авария с выбросом компенсирующего органа из активной зоны), RAMP (авария, связанная со скачкообразным изменением мощности) и LOCA (Loss of Coolant Accident - авария с потерей теплоносителя). Однако для проведения длительных ресурсных испытаний такие методы требуют тщательного обоснования, в связи с недостаточной надежностью измерительного оборудования и изменением характеристик детекторов при длительном облучении. Кроме того, информация, получаемая с помощью таких методов не позволяет получать данные о других важных эксплуатационных параметрах, например, о коррозионной стойкости оболочек, как об одном из критичных параметров эксплуатации твэла в активной зоне реактора, кинетике изменения диаметра твэла.

1.2. Послереакторные методы исследований

К послереакторным методам исследований состояния топлива относят процедуры измерения различных параметров, реализуемые в защитных камерах, и применяемые для оценки состояния объекта после облучения. Послереакторные методы делят на две категории: неразрушающие и разрушающие. Исследованиям подвергают полномасштабные ТВС, прошедшие весь цикл работы на АЭС, для обоснования продления эксплуатации; ТВС с дефектными твэлами, выгруженные из активной зоны реактора для установления причины дефекта; экспериментальные ТВС, облучённые в исследовательских реакторах.

1.2.1 Неразрушающие послереаторные исследования

Для первичной оценки состояния, оболочек твэлов, сварных швов, заглушек, получения информации о профиле энерговыделения, измерения геометрических параметров твэлов и ТВС, локализации дефектов оболочек твэлов и конструктивных элементов применяют методы неразрушающих послереакторных исследований. К таким методам относят:

- визуальный осмотр;

- измерение диаметра оболочек твэлов;

- измерение длины (разновысотности) твэлов;

- вихретоковую и ультразвуковую дефектоскопию;

- гамма-спектрометрию;

- нейтронную и рентгеновскую радиографию,

- измерение толщины оксидной плёнки на оболочках твэлов.

Данные методы получили широкое развитие преимущественно в специализированных научно-исследовательских центрах, целью которых является изучение поведения различных материалов, в том числе топливных композиций после их облучения в активной зоне АЭС. В частности, экспериментально-исследовательская база АО "ГНЦ НИИАР" позволяет проводить практически весь спектр послереакторных исследований.

Например, одна из защитных камер (ЗК) оснащена комплексом для проведения визуального осмотра облученных полномасштабных твэлов [3]. Установка включает себя оптическую систему зеркал, которая позволяет выводить изображение в обслуживаемое помещение. Изображение фиксируют с помощью не радиационно-стойкой цифровой камеры. Схема установки визуального осмотра, а также изображения фрагментов одного из твэлов типа ВВЭР-440, выгруженных в составе ТВС из активной зоны Ровенской АЭС, представлена на рисунке 1.3 [19].

Рисунок 1.3. Схематичное изображение установки визуального осмотра, реализованной в ЗК АО "ГНЦ НИИАР" (а), (1 - исследуемый твэл, 2 - привод, перемещающий и вращающий твэл, 3 - перископ), а так же изображение фрагментов твэла ВВЭР с дефектами оболочки (б) 1 - трещина, 2 - сквозное

"debris" - повреждение [19]

Так же в одной из ЗК действует установка измерения диаметра оболочек

твэлов, схематичное изображение которой представлено на рисунке 1. 4. Основной

составляющей измерительной системы установки являются два электромагнитных

датчика перемещения. При этом губки датчиков, расположенные друг напротив

друга, позволяют получить профиль оболочки исследуемого твэла.

9,15

ii.lt) "

л н и

к ■■'

9.00

а)

I ООО 2000 3000 Координата по длине твэла, мм

б)

4000

Рисунок 1.4. Схема установки измерения диаметра и дефектоскопии оболочки твэла (а) и результат измерения диаметра оболочки одного из твэлов типа ВВЭР (б) [19]: 1 - винт с магнитной линейкой, 2 - датчик, 3 - исследуемый твэл, 4 - привод, 5 - цифровой датчик перемещения, 6 - измерительные губки.

Кроме того, в комплексе ЗК АО "ГНЦ НИИАР" реализован метод измерения длины твэла [19]. Схема такой установки показана на рисунке 1.5. Измерение длины твэла построено на принципе сравнения его с калиброванным эталоном.

Рисунок 1.5. Схема установки измерения длины твэла: 1 - измеряемый твэл,

2 - образец, 3 - катетометр [19]

Для определения дефектов оболочки, их локализации в ЗК АО «ГНЦ НИАР» реализован метод вихретоковой (ВТ) дефектоскопии [20]. Метод основан на анализе взаимодействия внешнего электромагнитного поля с полем вихревых токов, наводимых датчиком в токопроводящем объекте. С использованием того же принципа создана установка измерения толщины оксидной пленки на поверхности оболочек облученных твэлов. Схема и фото действующей установки представлены на рисунке 1.6.

а) б)

Рисунок 1.6. Схема (а): 1 - твэл, 2 - вихретоковый (ВТ) датчик, 3 -предварительный усилитель, 4 - блок оцифровки сигнала, 5, 7 - шаговые двигатели, 6 - контроллеры двигателей, 9 - персональный компьютер; фото существующей установки (б): 1 - подвижная лента, 2, 6 - двигатель, 3 -концевой выключатель, 4 - фиксатор твэла, 5 - юстировочный узел, 7 - цанговый захват, 8 - вращающийся зажим, 9 - твэл, 10 гнездо для твэла [20]

Таким образом, в защитных камерах АО «ГНЦ НИИАР» реализован определённый спектр неразрушающих исследований, который применяется для изучения важнейших характеристик состояния твэлов после эксплуатации.

1.2.2. Разрушающие виды исследования

К разрушающим относят такие методы исследований, при которых для проведения анализа свойств объекта изучения производят его фрагментацию, исключающую возможность восстановления исходного состояния.

Эти методы позволяют понимать и описывать эффекты воздействия различных факторов, имеющих место при работе материала в полях ионизирующих излучений, высоких температур, а также при воздействии различных химических элементов, влияющих на механические свойства материала, например, наводороживание оболочек твэлов. Данные об изменении свойств материала необходимы для создания расчетных кодов, используемых для моделирования поведения топлива и конструктивных элементов АЭС. Очевидным недостатком разрушающих методов является невозможность возобновления испытаний объекта, который после проведения исследований и анализа результатов переводится в категорию отходов.

В ЗК АО «ГНЦ НИИАР» разработано и внедрено множество методик исследования микроструктуры облученного материала. Наиболее важными и востребованными из которых являются:

- оптическая металлография образцов топлива и конструктивных элементов

ТВС;

- электронная микроскопия облучённых образцов;

- исследование давления и состава ГПД, вышедших из топлива под оболочку.

Одним из важнейших этапов проведения разрушающих послереакторных

исследований является подготовка образца. Этот трудоемкий процесс включает определение места реза твэла, излечение образца и обработку поверхности. При этом надежность и достоверность результата напрямую зависит от качества подготовки поверхности образца, а все работы проводятся дистанционно оператором в ЗК.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Долгов Антон Игоревич, 2023 год

Список использованных источников

1. Постановление правительства № 506-12 от 02.06.2014 об утверждении государственной программы Российской Федерации "Развитие атомного энергопромышленного комплекса".

2. Указ президента Российской Федерации от 16.04.2020 №270 об утверждении комплексной программы «Развитие техники, технологии и научных исследований в области использования атомной энергетики в Российской Федерации».

3. Смирнов В.П., Дворецкий В.Г. Методическое оснащение горячей лаборатории для исследования штатного топлива ВВЭР после эксплуатации в энергетических реакторах. Сборник докладов четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград 1996. - 432 с.

4. С.В. Павлов. Методология материаловедческих исследований ТВС и ТВЭЛов ВВЭР для оперативного сопровождения внедрения нового топлива на АЭС. Известия вузов. Ядерная энергетика 2014 - №3

5. Смирнова И.М., Филякин Г.В., Кузьмин С.В. "Послереакторные исследования отложений на оболочках твэлов РБМК". Атомная энергия, 2008. Т.105. Вып.2. С. 113-115.

6. Павлов С.В., Сухих А.В., Сагалов С.С. "Вихретоковые методы контроля в реакторном материаловедении". - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2010. С. 216.

7. С.В. Павлов «Методология материаловедческих исследований ТВС и твэлов ВВЭР для оперативного сопровождения внедрения нового топлива на АЭС»ю Известия вузов Ядерная энергетика, 2014 №3 С. 25-34.

8. «Факторы экономической эффективности бассейновых стендов инспекции тепловыделяющих сборок энергетических реакторов». Препринт. НИИАР-11(657) / В.А. Шерин, В.Б. Иванов, Е.В. Кириллов и т.д.К.А. Александров, В.Ю. Чернобаев, С.В. Павлов.-М.: ЦНИИатоминформ, 1984.-19с.

9. «Poolside inspection, repair and reconstitution of LWR fuel elements» Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, IAEA, 7-10 October 1997.

10. Васильченко И.Н., Кушманов С.А., Акимов В.В., Бромирский И.А., «Разработка и модернизация СИР ТВС для ВВЭР-1000», Годовой отчет ОКБ ГИДРОПРЕСС, 2010, с.69-72.

11. Новиков В.В. "Развитие конструкций и материалов твэл для ВВЭР", Конференция НТК-2014 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, Россия, 12-13 ноября, 2014г.

12. Susumu Otomo, Tatsuo Seki, Kentaro Kataoka, Koichi Ohira «Poolside Fuel Inspection Experience and Development in NFI» - Water Reactor Fuel Performance Meeting 2009 WRFPM Top Fuel 2009 Paris, France 6-10 September 2009 Volume 1 of 2, ISBN: 978-1-61782-265-0

13. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. В. Молчанов. 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая - 01 июня 2007 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», г.Подольск, Россия.

14. Бурукин А.В., Долгов А.И., Павлов С.В и др. Ввод в опытную эксплуатацию стенда промежуточной инспекции твэлов в бассейне выдержки реактора МИР: Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2011г. - Димитровград, 2012. - С.87-88.

15. Бурукин А.В., Долгов А.И., Павлов С.В. и др. Комплекс оборудования для проведения промежуточных исследований твэлов в бассейне выдержки реактора МИР.М1. // Сборник докладов X российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 27-31 мая 2013 г. - Димитровград: НИИАР, 2013. - С. 817-826.

16. Burukin A.V., Dolgov A.I., Pavlov S.V. et al. Equipment for Interim examinations of Fuel Rods in the Reactor Storage Pool. - 10th International Conference

112

on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support. 7-14 September 2013, Sandanski, Bulgaria. 134. Pressurized Water Reactor Fuel Cleaning Using Advanced Ultrasonics, EPRI, Palo Alto, CA, and AmerenUE, Fulton, MO: 2000. 1001052.

17. B.Volkov Distinctive Features and Resemblances between VVER and PWR fuels tested in the Halden Reactor — Proc. of the 10-th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 7-14 September 2013, Sandanski, Bulgaria, ISSN 1313-4531.

18. А.Л. Ижутов, А.Г. Ещеркин, Н.П. Котов и др. «Внутриреакторные исследования характеристик новых видов топлива» Научный годовой отчёт (отчёт об основных исследовательских работах, выполненных в 2015 г.) — Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2015. ISBN 978-5-94831-146-3

19. Дворецкий В.Г., Иванов В.Б., Глушак Н.С. и др. Методики измерения геометрических размеров и формы чехла ТВС: препринт: НИИАР-3(806). -Димитровград, 1991.

20. Костюченко А.Н. «Применение вихретокового метода для контроля толщины оксидной пленки на цилиндрических элементах отработавших твэлов ВВЭР и РБМК / Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Димитровград, 2009г.

21 . Электронно-зондовый рентгеноспектральный микроанализ топливных композиций ядерных энергетических реакторов: Монография / Ф.Н. Крюков, В.Н. Голованов, С.В. Кузьмин, О.Н. Никитин. Ульяновск: Изд-во УлГУ, 2006. - 143 с. -ISBN 5-88866-259-3.

22. Результаты реакторных исследований радиационной ползучести уранового оксидного топлива с большим размером зерна при температурах 6501050 ОС. Е.Н. Михеев, А.В. Федотов, Рысев Н.М., В.В. Новиков, В.Б. Малыгин, А.Л. Ижутов, С.В. Середкин, Г.А. Ильиных. Научный годовой отчёт (отчёт об основных исследовательских работах, выполненных в 2014 г.) — Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2015. ISBN 978-5-94831-142-5.

23. А.В. Алексеев, И.Н. Волкова, А.В. Горячев, О.И. Дреганов, И.А. Иванова, А.Л. Ижутов, И.В. Киселёва, Л.В. Киреева, В.Н. Шулимов «Реакторный эксперимент «МИР-ЬОСА/72» Научный годовой отчёт (отчёт об основных исследовательских работах, выполненных в 2014 г.) — Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2015. ISBN 978-5-94831-142-5

24. G. Leroy «FRAMATOME experience in fuel assembly repair and reconstitution» Poolside inspection, repair and reconstitution ofLWR fuel elements, Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, 7-10 October 1997 IAEA-TECDOC-1050.

25. P. V.L. Narasimha Rao, S. Basu «Poolside inspection facility for PWR fuel assemblies» Poolside inspection, repair and reconstitution ofLWR fuel elements, Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, 7-10 October 1997 IAEA-TECD0C-1050.

26. H.U. Zwicky, C.G. Wiktor, D. Schrire « Poolside fuel assembly inspection campaigns performed at Kernkraftwerk Leibstadt during summer 1997» Poolside inspection, repair and reconstitution ofLWR fuel elements, Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, 7-10 October 1997 IAEA-TECD0C-1050.

27. S. Pavlov, V. Smirnov «Experience of development of the methods and equipment and the prospects for creation of WWER spent fuel examination stands» Poolside inspection, repair and reconstitution ofLWR fuel elements, Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, 7-10 October 1997 IAEA-TECDOC-1050.

28. J.Y.Park «PWR fuel inspection and repair technology development in the Republic of Korea» Poolside inspection, repair and reconstitution ofLWR fuel elements, Proceedings of a Technical Committee meeting held in BadZurzach, Switzerland, 7-10 October 1997 IAEA-TECDOC-1050.

29. Суров Д.В. «Вопросы обращения с ядерным топливом при транспортно -технологических операциях» Доклад на Международном семинаре «Повышение

114

надёжности ядерного топлива АЭС с РУ ВВЭР», Московский центр ВАО АЭС, 1012 февраля 2015г.

30. Павлов С.В. Местников А.В. Инспекция твэлов в бассейне выдержки исследовательского реактора // Атомная энергия. - 1992. - Т. 72. - Вып. 1. -С.18-22.

31. Pavlov S.V., Dvoretzkij V.G., Mestnikov V. et al. Poolside inspection of fuel rods from experiments in research reactors. Poolside inspection, repair and reconstitution of LWR fuel elements. - Proceedings of a Technical Committee Meeting held in Lyon, France, 21-23 October 1991. - Vienna: IAEA, 1993. - P. 68-72. - IAEA-TECDOC-692.

32. Павлов С.В., Местников А.В. Инспекция твэлов в бассейне выдержки исследовательского реактора // Тезисы докладов на Всесоюзном научно-техническом совещании «Техническая диагностика и эксплуатационный контроль на АЭС: состояние и перспективы развития». Калининская АЭС, декабрь 1990 г. -М., 1990. - С.79-80.

33. Грачёв А.Ф., Александров К.А., Павлов С.В. и др. Петлевое облучательное устройство для оперативной инспекции твэлов // Вопросы атомной науки и техники: Сер. Материаловедение и новые материалы. - 1989. - Вып. 3(34). - С. 27-30.

34. Приборы для неразрушающего контроля материалов и изделий. Кн. 1, 2. Под ред. В.В. Клюева. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Машиностроение, 1986. -488 с.

35. ГОСТ Р 8.736-2011 Государственная система обеспечения единства измерений ИЗМЕРЕНИЯ ПРЯМЫЕ МНОГОКРАТНЫЕ Методы обработки результатов измерений. Основные положения.

35. ОСТ 95 10353-2008 Отраслевая система обеспечения единства измерений. Алгоритмы оценки метрологических характеристик при аттестации методик выполнения измерений.

36. ОСТ 95 10289-2005 Отраслевая система обеспечения единства измерений. Внутренний контроль качества результатов измерений.

37. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов / Под общей редакцией доктора технических наук, профессора В.М. Поплавского / В.П. Бобков, А.И. Блохин, В.Н. Румянцев, В.А. Соловьев, В.П. Тарасиков. Москва, ИздАТ, 2014. -584 с. ISBN 978-5-86656-272-5.

38. Pressurized Water Reactor Fuel Cleaning Using Advanced Ultrasonics, EPRI, Palo Alto, CA, and AmerenUE, Fulton, MO: 2000. 1001052.

39. Ультразвуковая технология. Под ред. В.А. Аграната. - М.: Металлургия,

1974.

40. И.Г. Хорбенко. Ультразвук в машиностроении.- М.: Машиностроение,

1974.

41. Н.М. Лебедев, Т.Н. Жирнова, О.А. Филичев и др. Оборудование для ультразвуковой очистки поверхности металлов. Металлургическая и горнорудная промышленность, научно-технический и производственный журнал, № 3 (237) 2006 г., НИИ Укрметаллургинформ, Днепропетровск, Украина, с. 84-87.

42. A Sánchez, N. Doncel, G. Rubio, J.L. Gago, J. Deshon. Spanish Experience of Fuel Performance under Zinc Injection Conditions in High Duty Plants, 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, 19-23 October 2008, Seoul, Korea, paper No. 8065.

43. P. Alvarez, H. Marta, D. Arguelles. Ultrasonic Fuel Cleaning System, Transactions of International Meeting on LWR Fuel Performance/ Top Fuel 2006, 22-26 October 2006, Salamanca, Spain, p. 106-110.

44. J.-Y. Park, Y.-B. Kwon, J.-S. Choi, J.Y. Park, J.C. Shin. KNFC Fuel Service Technology Development, 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18), 7-12 August 2005, Beijing, China, SMiRT18-003-2.

45. Патент на изобретение RU 2393928, 26.02.2009 «Комплексный модуль ультразвуковой очистки длинномерных изделий».

46. Установка ультразвуковой очистки экспериментальных тепловыделяющих сборок реакторов типа ВВЭР и PWR. Техническое описание и инструкция по эксплуатации УЗО 1.000.000 ТО.

47. А.В. Бурукин, А.И. Долгов, В.В. Калыгин и др. «Методические аспекты измерения толщины оксидной пленки на поверхности оболочек твэлов в бассейне выдержки реактора МИР» сборник тезисов Всероссийской конференции «Научные исследования и технологические разработки в обеспечении развития ядерных технологий нового поколения», Димировград, 2016 г. с. 21

48. ГОСТ Р 8.984 Государственная система обеспечения единства измерений ВНУТРЕННИЙ КОНТРОЛЬ КАЧЕСТВА ИЗМЕРЕНИЙ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ.

49. Ижутов А.Л., Романовский С.В., Свистунов В.А. и др. Совершенствование технологии поддержания водно-химического режима петлевых установок реактора МИР. — В сб: Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике Атомэнергоаналитика - 2014, СПб: Изд-во. ВВМ, 2014, с. 277 - 283.

50. Гарзаролли Ф., Хольцер Р. Водная коррозия твэлов LWR. Ч.1. - Атомная техника за рубежом, 1993, № 10, с. 20 - 29.

51 Программа MCU-RR с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1. Отчет РНЦ КИ инв. № 36/16-2000. М., 2000г.

52 Юдкевич М.С. Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании. Препринт ИАЭ-6048/5. М., 1997г.

53 Программа теплогидравлического расчета ТВС «КАНАЛ-К». Инв. №909, 1986г.

54 Миронов Ю.В. Комплекс программ для расчета методом ячеек локальных теплогидравлических параметров в стержневых сборках. Атомная Энергия, т. 58, вып 6, 1985г.

55 А.Л. Ижутов, В.В. Калыгин, А.И. Долгов и др. «Формоизменение экспериментальных твэлов с оболочкой из усовершенствованных циркониевых

117

сплавов в ходе испытаний в реакторе». Атомная энергия. 2020. Т. 128. № 3. С. 175178.

56 А.Л. Ижутов, В.В. Калыгин, А.И. Долгов и др. «Коррозионная стойкость оболочек экспериментальных твэлов, испытанных в материаловедческом реакторе в условиях PWR». Атомная энергия. 2019. Т. 126. № 4. С. 211-215.

57 Рогозянов А.Я., Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е. др. Радиационно-термическая ползучесть оболочечных труб из сплавов циркония // Сборник докладов шестой российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 11-15 сентября 2000г. - Димитровград: НИИАР, 2001. - Т. 2. - Ч. 2. - С.111-127.

58 Рогозянов А.Я. Закономерности и модели многокомпонентной термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из циркониевых сплавов: Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. - Москва, 2001.

59 Markov D.V., Polenok V.S., Zhitelev V.A. et al. State and parameters of VVER fuel rods with a burnup achieving 73 MW-day/kgU. - 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 19-23, 2008, Seoul, Korea. www.wrfpm2008.org, Paper 8003.

60 Жителев В.А., Канашов Б.А., Павлов С.В. и др. Изменение геометрических параметров твэлов водо-водяных энергетических реакторов при эксплуатации до выгорания 50М Вт-сут/кги препринт: НИИАР-4(859). -Димитровград, 1997. - 19 с.