Теплофизические характеристики отработавших твэлов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40-65 МВт.сут/кгU тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Лещенко, Антон Юрьевич

• Лещенко, Антон Юрьевич
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Лещенко, Антон Юрьевич

Введение. Общая характеристика работы.

1. Основные методы и проблемы изучения теплофизических характеристик отработавшего топлива ядерных реакторов (литературный обзор).

2. Нестационарный метод комплексного определения теплофизических характеристик твэлов ВВЭР.

2.1. Сущность метода.

2.2. Алгоритм оценивания температуропроводности топливного сердечника и тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка".

2.3. Требования к средствам контроля температуры.

2.4. Модификация алгоритма оценивания с учетом теплофизических свойств измерителей температуры.

2.5. Алгоритм определения теплоемкости топлива.

3. Экспериментальный стенд для исследования теплофизических характеристик твэлов ВВЭР-1000.

3.1. Внешний нагревательный модуль.

3.2. Система обеспечения состава и давления газа внутри и снаружи объекта исследований.

3.3. Система обеспечения и регистрации параметров импульсного нагрева.

3.4. Система регистрации температуры.

3.5. Порядок проведения экспериментов и обработки данных.

4. Характеристики объектов исследования.

4.1. Параметры таблеток для экспериментов с необлученным топливом.

4.2. Результаты неразрушающих исследований отработавших твэлов.

4.2.1. Наружный диаметр оболочки.

4.2.2. Вихретоковая дефектоскопия.

4.2.3. Гамма-спектрометрия.

4.3. Результаты разрушающих исследований отработавших твэлов.

4.3.1. Определение количества и состава газовой фазы под оболочкой твэла

4.3.2. Металлографические исследования образцов-свидетелей.

4.3.3. Определение плотности топлива.

4.4. Подготовка образцов для проведения экспериментов.

4.4.1. Изготовление образца для проведения экспериментов.

4.4.2. Оснащение образца средствами измерения температуры.

5. Характеристики объектов исследования после проведения экспериментов.

5.1. Визуальный осмотр.

5.2. Металлографические исследования.

6. Результаты экспериментов по определению теплофизических характеристик твэлов ВВЭР-1000.

6.1. Результаты экспериментов с необлученным топливом.

6.2. Результаты экспериментов с облученным топливом.

6.3. Численные исследования погрешностей алгоритма оценивания.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Теплофизические характеристики отработавших твэлов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40-65 МВт.сут/кгU»

Актуальность работы.

С переходом на 4-х и 5-ти годичные циклы эксплуатации согласно «Программе развития атомной энергетики на 1998—2005 годы и на период до 2010 года» и «Стратегии развития атомной энергетики в первой половине XXI века», утвержденным Постановлениями Правительства РФ, для обоснования надежности и безопасности эксплуатации топлива высокого выгорания необходимы уточненные расчетные модели поведения топлива в штатных и аварийных режимах эксплуатации, основанные на изучении изменения под действием облучения структурных и теплофизических характеристик твэлов коммерческих реакторов. Точность оценки температурных полей в твэле зависит от достоверности используемых данных по теплофизическим параметрам твэла, к которым относятся температурные зависимости теплопроводности, температуропроводности и теплоемкости топлива, а также тепловой проводимости зазора между топливом и оболочкой.

В процессе облучения происходит уменьшение теплопроводности топлива ВВЭР в результате накопления растворимых и нерастворимых продуктов деления в топливной матрице, образования дефектов структуры, формирования твердых включений и газовой пористости. При больших выгораниях порядка 45 МВт сут/кги на внешней поверхности топливного сердечника начинается образование Rim-слоя с повышенной пористостью, который вносит дополнительный вклад в термическое сопротивление топливной таблетки. Под действием термических напряжений в нестационарных режимах происходит фрагментирование таблетки радиальными и кольцевыми трещинами, что также сказывается на ее теплопроводящих свойствах. С выгоранием происходит распухание топливного сердечника и уменьшается с последующим закрытием зазор "топливо-оболочка", изменяется состав газовой среды под оболочкой.

Полный учет структурных изменений топлива, определяемый перечисленными факторами, а также рядом факторов, связанных с реальными параметрами эксплуатации, при моделировании невозможен. Одним из решений данной проблемы является развитие методов исследования и расширение банка экспериментальных данных по теплофизическим характеристикам отработавших твэлов энергетических реакторов.

Цель работы.

Целью работы является получение данных по теплофизическим характеристикам твэлов коммерческих реакторов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний

40 - 65 МВт сут/кги.

Для достижения указанной цели ставились следующие задачи:

• Разработка метода комплексного определения температуропроводности и теплоемкости топлива, тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка" отработавших твэлов ВВЭР-1000, основанного на пропускании импульса тока через оболочку, с одновременным измерением температуры оболочки и поверхности центрального отверстия топливного сердечника, а также мощности импульса тока.

• Разработка методики проведения эксперимента, основанной на измерении температурного отклика в центре топливного сердечника твэла при импульсном нагреве оболочки, и алгоритмов обработки результатов измерений для получения значений температуропроводности и теплоемкости топливного сердечника, а также проводимости зазора между топливом и оболочкой.

• Разработка и изготовление экспериментального стенда, способов и приспособлений для измерения температурного отклика в центре топливного сердечника отработавшего твэла при импульсном нагреве оболочки на фоне стационарной температуры твэла в диапазоне 30 - 900 °С.

• Исследование структуры топлива коммерческих реакторов ВВЭР-1000 с выгоранием 38, 46 и 65 МВт-сут/кги, изготовление образцов и экспериментальное определение значений температуропроводности, теплопроводности и теплоемкости топливной композиции, а также тепловой проводимости зазора между топливом и оболочкой в диапазоне температур 30 - 900 °С.

Научная новизна.

• Разработаны алгоритмы, позволяющие определять температуропроводность, теплоемкость топливной композиции, а также тепловую проводимость зазора между топливом и оболочкой по результатам измерения мощности тепловыделения и изменения температуры на оболочке и в центре топливного сердечника при импульсном нагреве оболочки.

• Разработан экспериментальный стенд для измерения температурного отклика в центре топливного сердечника облученного твэла при импульсном нагреве оболочки твэла на фоне стационарной температуры в диапазоне от 30 до 900 °С.

• Разработан способ измерения нестационарной температуры оболочки и в центре топливного сердечника отработавшего твэла.

• С помощью разработанного оборудования, методов и алгоритмов обработки результатов измерений получены данные по температуропроводности и теплоемкости топливной композиции, тепловой проводимости зазора между топливом и оболочкой отработавших твэлов реактора ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40 - 65 МВт-сут/кги при температурах твэла от 30 до 900 "С.

Практическая ценность.

Применение разработанного метода позволило получить температурные зависимости температуропроводности, теплопроводности топлива и тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка", заполненного гелием или аргоном, твэлов ВВЭР-1000, облученных до выгораний 40 - 65 МВт-сут/кги, в диапазоне температуры от 30 до 900 °С в радиальном направлении распространения теплового потока при сохранении реальной геометрии и локальных неоднородностей в исследуемом сечении твэла.

Полученные данные по теплофизическим характеристикам отработавших твэлов ВВЭР-1000 в совокупности с результатами определения структуры топливного сердечника позволяют проводить верификацию расчетных кодов и могут использоваться при разработке моделей, описывающих изменение свойств реакторного топлива под действием облучения. Это позволяет прогнозировать поведение топливных элементов в эксплуатационных режимах, в условиях аварий, а также при хранении и транспортировке отработавшего топлива, что является ключевым условием повышения эффективности промышленного использования ядерного топлива и увеличения глубины его выгорания, которое, главным образом, лимитируется физическими свойствами и поведением материалов в процессе облучения.

Личный вклад автора.

• Автором разработаны алгоритмы комплексного определения теплофизических характеристик твэлов ВВЭР-1000 по результатам измерения мощности тепловыделения, температуры оболочки, температурного отклика в центре топливного сердечника при импульсном нагреве оболочки твэла. Отличительной особенностью разработанных автором алгоритмов является учет инерционных свойств измерителя температуры в центре топливного сердечника и определение, помимо температуропроводности топлива и тепловой проводимости зазора между топливом и оболочкой, также и теплоемкости топлива.

• При непосредственном участии автора разработана конструкция экспериментального стенда для измерения температурного отклика в центре топливного сердечника облученного твэла при импульсном нагреве оболочки при температурах твэла от 30 до 900 °С.

• Автором проведены эксперименты и произведена обработка данных, получены данные по температуропроводности и теплоемкости топлива, а также тепловой проводимости зазора между топливом и оболочкой отработавших твэлов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40 - 65 МВтсут/кг11 и температуры от 30 до 900 °С.

Автор защищает.

• Разработанные алгоритмы комплексного определения теплофизических хараетеристик твэлов ВВЭР-1000 по результатам измерения мощности тепловыделения, температуры оболочки, температурного отклика в центре топливного сердечника при импульсном нагреве оболочки твэла.

• Методику подготовки и проведения экспериментов по определению теплофизических характеристик отработавших твэлов ВВЭР-1000, включая конструкцию экспериментального стенда.

• Результаты экспериментов с отработавшим топливом ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40 - 65 МВт-сут/кг11, в частности:

- температурные зависимости температуропроводности, теплопроводности топлива и тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка", заполненного гелием, для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 30 - 930 °С, для твэла с максимальным выгоранием. 46 МВт-сут/кги в диапазоне температуры 30 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 65 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 40 - 900 °С;

- температурные зависимости тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка", заполненного аргоном, для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 40 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 46 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 30 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 65 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 40 - 900 °С;

- температурную зависимость теплоемкости топлива для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кг11 в диапазоне температуры 30 - 930 °С.

Апробация работы.

Основные результаты работы представлены и обсуждались на:

• семинаре КНТС по реакторному материаловедению "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях", Обнинск, 23-24 апреля 2002 г. [40]; семинаре КНТС по реакторному материаловедению "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях", Заречный, 14-15 мая 2003 г. [43];

7-ой Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 8-12 сентября 2003 г. [44];

Российско-Германском семинаре, ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 5-11 июля 2004 г.; семинаре КНТС по реакторному материаловедению "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях", Троицк, 26-27 апреля 2005 г.; семинаре КНТС по реакторному материаловедению "Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации", Димитровград, 22-23 ноября 2005 г.

Публикации.

По результатам исследований опубликовано 13 работ, из них 7 печатных.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Лещенко, Антон Юрьевич

Выводы

1. Разработан метод комплексного определения температуропроводности, тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка" и теплоемкости топлива, основанный на пропускании импульса тока через оболочку твэла ВВЭР-1000, с одновременным измерением температуры оболочки и поверхности центрального отверстия топливного сердечника, а также мощности импульса тока. Метод включает: алгоритмы обработки экспериментальных данных для комплексного определения температуропроводности топлива и тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка", позволяющие дополнительно определять теплоемкость топлива, а также учитывающие инерционные свойства измерителей температуры; разработанный экспериментальный стенд для измерения температурного отклика в центре топливного сердечника при импульсном нагреве оболочки отработавшего твэла на фоне стационарной температуры в диапазоне от 30 до 900 °С; способы и приспособления для измерения нестационарной температуры оболочки и поверхности центрального отверстия топливного сердечника отработавших твэлов ВВЭР-1000.

2. Проведены эксперименты с имитаторами необлученных твэлов и по их результатам определены инерционные свойства измерителей температуры в центре топливного сердечника.

3. Аттестованы отработавшие твэлы реактора ВВЭР-1000, изготовлены экспериментальные образцы, проведены исследования теплофизических свойств образцов с выгоранием 38, 46 и 65 МВт-сут/кги и получены:

- температурные зависимости температуропроводности, теплопроводности топлива и тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка", заполненного гелием. Для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кги - в диапазоне температуры 30 - 930 °С, для твэла с максимальным выгоранием 46 МВт-сут/кги - в диапазоне температуры 30 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 65 МВт-сут/кги - в диапазоне температуры 40 - 900 °С;

- температурные зависимости тепловой проводимости зазора топливо-оболочка, заполненного аргоном. Для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кг1) -в диапазоне температуры 40 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 46 МВт-сут/кги - в диапазоне температуры 30 - 800 °С, для твэла с максимальным выгоранием 65 МВт-сут/кги - в диапазоне температуры 40 -900 °С;

- температурная зависимость теплоемкости топлива для твэла с максимальным выгоранием 38 МВт-сут/кги в диапазоне температуры 30 - 930 °С.

4. Показано уменьшение температуропроводности топлива и увеличение тепловой проводимости зазора "топливо-оболочка" с увеличением выгорания и ростом температуры. На основе анализа экспериментальных данных с разным типом газа под оболочкой твэла установлено, что вклад трещин на периферии топливной таблетки в термическое сопротивление твэла с выгоранием 65 МВт-сут/кги хорошо описывается некоторым эквивалентным зазором. Полученные данные по теплофизическим характеристикам отработавших твэлов ВВЭР-1000 в совокупности с результатами определения структуры топливного сердечника могут использоваться для верификации расчетных кодов и разработки моделей, описывающих изменение свойств реакторного топлива под действием облучения.

Автор благодарит персонал Отдела Исследований Твэлов за содействие при проведении экспериментальных исследований, и особо: научного руководителя д.т.н. Смирнова В.П. и Горячева А.В. за советы при подготовке материалов диссертации; к.т.н. Жителева В.А. и Кунгурцева И.А. за поддержку, советы, дискуссии и критику; к.т.н. Звир Е.А. и Ступину Л.Н. за помощь в проведении исследований структуры топлива; Кузьмина И.В. за ценные советы и поддержку при проведении экспериментов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Лещенко, Антон Юрьевич, 2006 год

1. Канюкова В.Д., Лиханский В.В., Солодовников Г.А., Сорокин А.А., Хоружий О.В. "Тепловое поведение U02 топлива высокого выгорания: моделирование в поддержку кода РТОП" // Сб. трудов 3 НТК "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 26-30 мая 2003 г., Подольск.

2. Махин В.М., Смирнов А.В., Смирнов В.П., Алексеев А.В. "Теплофизические характеристики твэлов ВВЭР" // Сб. докладов пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г., т. 1, ч. 1, с. 104-111.

3. R.C. Daniel, I. Cohen. "In-pile effective thermal conductivity of oxide fuel elements to high fission depletions", WAPD-246, April, 1964.

4. W. Wiesnack. "Assessment of U02 conductivity degradation based on in-pile temperature data", International Topical meeting on LWR Fuel Performance, Portland, Oregon, March 2-6,1997.

5. W. Wiesenack, T. Tverberg. "Thermal performance of high burnup fuel in-pile temperature data and analysis", ANS Topical meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

6. W.J. Parker, R.S. Jenkins, С.Р. Buttler, G.L. Abbott. "Flash method of determining thermal diffusivity, heat capacity and thermal conductivity", J. Applied. Phys., 1961. V.32. №9. P. 1679-1684.

7. Suresh K.Yagnik, "Thermal conductivity recovery phenomenon in irradiated U02 and (U,Gd)02", ANS Topical meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.1

8. J.Nakamura, T.Kodaira, M.Uchida, T.Yamahara, H.Uetsuka, A.Kikuchi. "Thermal diffusivity measurement of high burnup U02 pellet", ANS Topical meeting on LWR Fuel Performance, Portland, Oregon, March, 1997.

9. Ronchi C., Sheindlin M., Musella M., and Hyland G. J. "Thermal conductivity of uranium dioxide up to 2900 К from simultaneous measurement of the heat capacity and thermal diffusivity", J. Applied Phys., 1999. V.85. P.776-789.

10. Hj.Matzke, P.G.Lucuta, R.A.Verral. "Specific heat of U02-based SUMFUEL", J.Nucl. Mater., 247,121-126,1997.

11. P.G. Lucuta, H.J. Matzke, R.A. Verrall, H.A. Tasman. "Thermal Conductivity of SIMFUEL", J. of Nucl. Mater., 188,198-204, 1992.

12. P.G. Lucuta, H.J. Matzke, R.A. Verrall. "Thermal Conductivity of Hyperstoichiometric SIMFUEL", J. of Nucl Mater., 223, 51-60,1995.

13. C.Ronchi., M.Sheindlin., D.Staicu., M.Kinoshita. "Effect of burn-up on the thermal conductivity of uranium dioxide up to 100.000 MWdt'1"", J.Nucl. Mater., 327, 5876,2004.

14. M.Kinoshita, E.Kolstad, Hj.Matzke. "High burnup Rim project (II) irradiation and examination to investigate Rim-structured fuel", ANS Topical meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

15. Amaya M., Hirai M. "Recovery behavior of thermal conductivity in irradiated U02 pellets", J.Nucl. Mater., 247, 76-81,1997.

16. Щеглов А.С. "Влияние растрескивания топлива на температурное поле в твэле энергетического реактора", Атомная энергия, т. 73, вып. 2,158-161,1992.

17. Колядин В.И., Ильин Э.П., Харламов А.Г., Яковлев В.В. "Теплопроводность двуокиси урана", препринт, ИАЭ-2227, М., 1972.

18. Чижов В.Н., Киселев Н.П., Корсун В.А. "Импульсный метод измерения контактного термического сопротивления" Вопросы теплофизики ядерных реакторов, М. Атомиздат, 1976, вып. 5, с.67 70.

19. Киселев Н.П., Корсун В.А. Макас В.И., Петровичек В.И. "Импульсный метод измерения теплопроводности неэлектропроводных порошкообразных материалов и жидкостей", Вопросы теплофизики ядерных реакторов, М. Энергоиздат, 1981, вып. 10, с.93-100.

20. Жоров А.В., КругловА.Б., Круглов В.Б., Тенишев А.В., Харитонов B.C. Установка для исследования теплофизических свойств твэлов. Научная сессия МИФИ-2003г. Сб. научных трудов. М.: МИФИ 2003.Т.8, С.102.

21. Киселев Н.П., Круглов В.Б., Одинцов А.А., Харитонов B.C. Теоретическое обоснование метода периодических импульсов для тепловых свойств стержневых твэлов. Научная сессия МИФИ-2002. Сб. Научных трудов. М.: МИФИ 2002.Т.8. С.101.

22. Kalman R.E. A new approach to linear filtring and prediction problems // Trans. ASME Journ. Basic Engineering, 1960. V.79. P. 33-45.

23. Справочник по теории автоматического управления / Под ред. А.А.Красовского, М. Наука, 1987.

24. V. Е. Peletsky, and 1.1. Petrova. "Investigation of the thermophysical properties of the alloy Zr-0.01Nb by a subsecond pusle-heating technique", High Temp.-High Pressures, 29, 373-378, 1997

25. Пелецкий В.Э., Грищук А.П., Мусаева З.А. "Кинетические свойства реакторого сплава Э-110 в области высоких температур", Теплофизика высоких температур, 32 (№6), с. 820 824,1994

26. J.K.Fink. "Thermophysical properties of uranium dioxide", J.Nucl. Mater., 279, 1-18, 2000.

27. Сидоров В.И., Мищенко Г.П. Температурные измерения на АЭС / М. Энергоатомиздат, 1987

28. Ярышев Н.А. Теоретические основы измерения нестационарной температуры / Л. Энергоатомиздат, 1990

29. Методика вихретоковой дефектоскопии оболочек облученных твэлов ВВЭР. Реестр методик ГНЦ НИИАР М-17010 (ОИТ).31. "Расчетно экспериментальные данные по эксплуатации ТВС ЕДК7713 на энергоблоке 3 Балаковской АЭС" Отчет ОЯБ-2-01/560, БалАЭС, 2002 г.

30. Методика масс-спектрометрического анализа состава газов в твэлах, per. М-17025.

31. Диоксид урана. Определение параметров зёрен и пор методом компьютерной обработки изображений шлифов. Методика испытаний. №43 97 per. ОМИТ. Димитровград, 1997.

32. Лещенко А.Ю., Кузьмин И.В., Ступина Л.Н., Звир Е.А. и др. Изучение теплофизических свойств отработавших твэлов ВВЭР-1000 внереакторным методом радиального разогрева. Отчет ГНЦ НИИАР 0-5205, Димитровград, 2005.

33. Кокарев Л.С., Харитонов В.В. Теплогидравлические расчеты и оптимизация ядерных энергетических установок, М. Энергоатомиздат, 1986.

34. Лещенко А.Ю., Кузьмин И.В. "Определение теплофизических характеристик отработавших твэлов ВВЭР-1000 методом радиального нагрева" Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2006 г., Выпуск 1, с. 33-44.

35. С.Т. Walker, D. Staicu , М. Sheindlin , D. Papaioannou , W. Goll, F. Sontheimer "On the thermal conductivity of U02 nuclear fuel at a high burn-up of around 100 MWd/kgHM", J.Nucl. Mater., 350,19-39, 2006.