Экспериментальное изучение в реакторе Мир поведения твэлов ВВЭР-1000 в режимах RIA и LOCA

Размещено на http://www.allbest.ru/

ОАО «ГНЦ НИИАР»

ОАО «ВНИИНМ»

ОАО «ТВЭЛ»

Экспериментальное изучение в реакторе Мир поведения твэлов ВВЭР-1000 в режимах RIA и LOCA

А.В. Алексеев, А.В. Горячев, А.Л. Ижутов, Л.В. Киреева, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов, О.А. Нечаева, В.В. Новиков, А.В. Салатов, Ю.В. Пименов

Москва

Димитровград, Россия

С 2005 года в ГНЦ НИИАР в реакторе МИР проводятся эксперименты, основная цель которых состоит в получении данных о поведении твэлов ВВЭР-1000 в условиях проектных аварий с потерей теплоносителя (LOCA) и с несанкционированным вводом в активную зону положительной реактивности (RIA). В каждом эксперименте решаются задачи определения состояния и взаимодействия топлива и оболочки, выхода осколочных газов из облученного топлива, необходимые для оценки возможности длительного охлаждения и разборки активной зоны реактора после ликвидации аварии. Важной задачей экспериментов является получение данных для использования в кодах. По каждому направлению проведено несколько экспериментов, в которых использовались твэлы с выгоранием топлива от 50 до 70 МВтсут/кгU. Проведены их посттестовые исследования в защитных камерах.

Для проведения этих экспериментов в петлевых устройствах с параметрами первого контура ВВЭР-1000 разработана методология проведения испытания твэлов, изготовлены соответствующие экспериментальные устройства и технологическое оборудование.

Эксперименты RIA - методология проведения, результаты. База данных по поведению твэлов ВВЭР-1000 в условиях импульсного изменения мощности получена при проведении экспериментов в импульсных реакторах ИГР и БИГР. Испытания проведены в условиях узких импульсов мощности в ампулах с неподвижной водой при комнатной температуре и атмосферном давлении. Эти условия соответствовали мировой практике испытаний твэлов легководных реакторов в условиях RIA. В качестве параметра для определения критериев безопасности (разгерметизация оболочки, фрагментация твэла, плавление топлива) в таких экспериментах используется значение максимальной усредненной по радиусу энтальпии топлива (h_MAX). Основные параметры экспериментов с твэлами ВВЭР на импульсных реакторах, приведены в таблице 1 [1].

Таблица 1 Основные параметры экспериментов RIA, полученные на импульсных реакторах

Однако ввиду того, что условия испытаний, проведенных в импульсных реакторах, существенно отличаются от реальных стартовых параметров твэлов и теплоносителя, полученные результаты с одной стороны могут оказаться излишне консервативными, а с другой - не учитывать возможные эффекты реальной ситуации при возникновении RIA. Это явилось побудительным мотивом проведения испытаний твэлов в воде с температурой и давлением, приближенным к их реальным значениям. Такие эксперименты с облученными твэлами PWR и BWR в последнее время проведены в импульсном реакторе NSRR в специально нагреваемой ампуле с неподвижной водой [2, 3] и с твэлами ВВЭР в петле реактора МИР в потоке теплоносителя.

Для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 при расчетных параметрах проектной RIA разработан и экспериментально обоснован способ формирования импульса нейтронной мощности в отдельном канале [4]. Испытания твэлов проводятся в составе 3-х элементной экспериментальной чехловой сборки (ЭТВС). ЭТВС включает два твэла с выгоревшим топливом и один реперный твэл со «свежим» топливом. Импульс нейтронного потока треугольной или трапецеидальной формы создается удалением из канала гафниевого экрана, который в исходном состоянии экранирует экспериментальные твэлы. Действие импульса прекращается остановом реактора в расчетное время.

1 - корпус канала; 2 - гидропривод; 3 - датчик давления; 4 - твэлы; 5 - детектор прямого заряда; 6 - подвижные поглощающие элементы 7 - разделитель потока; 8 - ТЭП в центре топливного сердечника, 9 - ТЭП в теплоносителе; 10 - ТЭП на оболочке

Рис. 1 - Экспериментальное устройство

Экранирующее устройство (рис.1) - это единый конструктивный узел, состоящий из поглощающего экрана, жестко связанного с компенсатором реактивности, предотвращающим возмущение реактивности в активной зоне в момент импульса. Длительность импульса нейтронного потока определяется скоростью перемещения экранирующего устройства (0,3 - 0,5 м/с) гидравлическим приводом. Сборка твэлов во время импульса остается неподвижной, что дает возможность оснастить ее датчиками контроля параметров.

На рисунке 2 представлены динамика изменения температуры топливного сердечника и средней по радиусу энтальпии топлива в эксперименте в реакторе МИР при различных параметрах импульса[4]. Для сравнения приведены расчетные кривые температуры топлива и энтальпии для реактора ВВЭР-1000 при выбросе одного стержня ОР СУЗ. Видно, что путем подбора параметров импульса можно добиться удовлетворительного согласия динамики изменения основных параметров для ВВЭР-1000 и в эксперименте в реакторе МИР.

Рис.2. Изменение температуры в центре сердечника выгоревшего твэла (а) и средней по радиусу энтальпии выгоревшего топлива (б) во времени при импульсах различных параметров: 1- расчетные кривые для ВВЭР-1000; 2-3 - расчетные кривые для экспериментов в реакторе МИР при ЛМ=250 Вт/см(стартовое значение), амплитуде импульса 3,25, t=0c(2); t=0,5c(3).

По данной методике в канале реактора МИР при параметрах проектной РИА на ВВЭР-1000 испытаны рефабрикованные твэлы с выгоранием 50, 60 и 70 МВтсут/кг U. Основные характеристики твэлов представлены в таблице 2. Основные результаты экспериментов представлены в таблице 3.

Таблица 2 Комплектация ЭТВС для экспериментов RIA

Таблица 3 Основные параметры экспериментов RIA

В экспериментах на реакторе МИР стартовая линейная мощность твэлов и параметры импульса нейтронной мощности, а, следовательно, и максимальные значения температуры и энтальпии топлива, превышают значения прогнозных расчетов для ВВЭР-1000. Поэтому полученные в экспериментах результаты консервативны.

Поскольку определенные в ранее проведенных экспериментах пороговые значения максимальной усредненной по радиусу энтальпии топлива, приводящие к разгерметизации оболочки (~ 140 кал/г), существенно превышают достигнутые в экспериментах на реакторе МИР, не предполагалось существенных изменений в состоянии оболочки и топливного сердечника, что подтвердилось посттестовыми исследованиями твэлов. Исключение составляет газовыделение из высоковыгоревшего топлива. В данном случае важно было получить не только абсолютную величину выхода осколочного газа под оболочку твэла, но и определить динамику его выхода, используя показания датчиков давления, установленных на рефабрикованных твэлах. Это позволит определить кинетику напряжений в оболочке при динамическом изменении параметров в условиях RIA. Давление газа под оболочкой измерялось в режиме реального времени с погрешностью 1% и частотой 100Гц. Прирост давления осколочного газа и его суммарный выход из топлива определялся в процессе обработки измеренных параметров. Интегральный выход газа был дополнительно проконтролирован при послереакторных исследованиях.

На рис.3 представлены результаты определения газовыделения из топлива с выгоранием 50, 60 и ~70 МВтсут/кг U в сравнении с данными, полученными в импульсных реакторах БИГР и ИГР.

а) б)

Рис.3. Зависимость газовыделения от максимальной температуры (а) и максимальной энтальпии топлива (б)

На приведенных рисунках видно, что увеличение выгорания приводит к увеличению газовыделения при импульсе мощности. Данные, полученные в реакторе МИР для твэлов с выгоранием 50 МВт•сут/кгU, хорошо «ложатся» на кривые газовыделения в импульсных реакторах, а данные, полученные для твэлов с выгоранием 50 МВт•сут/кгU совместно с данными БИГР позволяют определить тренд газовыделения в зависимости от температуры и максимальной энтальпии топлива этого выгорания. В экспериментах на реакторе МИР установлено, что максимальное давление под оболочкой по времени совпадает с максимальной температурой топливного сердечника, но выход осколочного газа в свободный объем твэла продолжается после импульса мощности.

Эксперименты LOCA - методология проведения, результаты. Авария с потерей теплоносителя является наиболее тяжелой по последствиям, так как сопровождается разгерметизацией большого количества твэлов и выходом радиоактивности в первый контур. Протекание аварии разделяется на три стадии: первую длительностью ~ 30 c, включающую падение давления теплоносителя с кратковременным нагревом оболочек до ~1100°С за счет тепла, аккумулированного в топливе; вторую - медленный нагрев оболочек в паре до 800 - 900 °С за счет остаточного энерговыделения в топливе; третью - быстрое охлаждение оболочек в результате повторного залива активной зоны.

В настоящее время в отрасли нет экспериментальной базы для реализации всех трех стадий переходного процесса, что объясняется сложностью реализации I-ой скоротечной стадии переходного процесса. Однако эксперименты, в которых моделируются параметры 2-й и 3-й стадий LOCA, имеют самостоятельное значение, так как именно на этой стадии прогнозируется максимальная деформация оболочек и разгерметизация наибольшего количества твэлов.

Моделирование параметров проектной LOCA в канале реактора МИР проводится на чехловой сборке, содержащей 16 свежих и 3 рефабрикованных твэла длиной 1300-1350мм с длиной топливного столба 1м. ТВС представляет фрагмент рабочей кассеты ВВЭР-1000, в котором моделируются все типы проходных ячеек дистанционирующей решетки. Это дает возможность проследить за деформированием оболочек твэлов, установленных в различных частях кассеты. Расположение твэлов в пучке и датчиков контроля параметров показано на рис.4. ТВС устанавливается в экспериментальный канал, с теплоизоляцией восходящего и нисходящего потоков теплоносителя. реактор твэл газовыделение

Рис.4. Схема установки твэлов и датчиков контроля параметров в ЭТВС

Кроме датчиков, установленных на твэлах, измеряется температура теплоносителя в различных точках по высоте активной части канала и относительная мощность энерговыделения детектором прямого заряда (ДПЗ). Коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению пучка составляет 1,05 -1,1, что обеспечивает нагрев до расчетной температуры всех 19-ти твэлов, несмотря на некоторую неравномерность охлаждения. Температурный сценарий эксперимента представлен на рис.5.

Рис.5. Температурный сценарий эксперимента

Алгоритм эксперимента в реакторе МИР включает следующую последовательность режимов, управляемых мощностью реактора (рис.5): облучение твэлов на номинальном уровне мощности (I этап), выпаривание воды из подъемного участка канала, позволяющее избежать кризиса теплоотдачи первого рода на твэлах (II этап), нагрев твэлов в паровой среде с заданной скоростью (III этап) и повторный залив ЭТВС при переводе реактора в подкритическое состояние стержнями АЗ (IV этап). В течение эксперимента в первом контуре ПУ поддерживается давление 1,2 МПа. Перепад давления на оболочке твэлов на всех этапах эксперимента определяется давлением газа под оболочкой, созданным при изготовлении твэлов. Этапы II и III эксперимента выполняются при мощности твэлов на уровне остаточного энерговыделения при малом (10-15 г/с) расходе теплоносителя.

По программе изучения поведения высоковыгоревшего топлива ВВЭР-1000 в условиях LOCA в реакторе МИР проведены два эксперимента (эксперименты БТ-2 и БТ-3). Основные параметры экспериментов приведены в таблице 4.

Таблица 4 Основные параметры экспериментов LOCA

Результаты эксперимента БТ-2 достаточно полно опубликованы [5]. Ниже приведены основные результаты эксперимента БТ-3, в котором испытывалась три твэла с выгоранием 60 МВтсут/кгU. Эксперимент проведен по температурному сценарию, который представлен на рис.5.

На рис.6 и 7 показано изменение температуры оболочки твэлов первого и второго рядов пучка в месте установки ТЭП при разогреве твэлов. Максимальная температура наиболее нагретого твэла составила 820^оС. Скорость нарастания температуры на различных временных отрезках составляла от 1,6 до 2,0 К/с. Температура центра топливного сердечника превышала температуру оболочки на 50-60 ^оС. На графиках представлены также показания ДПЗ, по которым можно проследить динамику изменения мощности ЭТВС. Работа на постоянной мощности (или с небольшим приростом) осуществляется на этапе выпаривания жидкости из канала. Перепады давления на оболочке свежего и выгоревшего твэлов составляют 45 и 53 кГ/см2, соответственно (рис.8).

Рис.6. Показания ДПЗ. Показания ТЭП на оболочках твэлов наружного ряда

Рис. 7. Показания ДПЗ. Показания ТЭП на оболочках твэлов среднего ряда

Рис.8. Давление газа в свежем (Рсв) и рефабрикованном (Рреф) твэлах

С использованием экспериментальных данных, выполнено математическое моделирование переходного процесса и конечного состояния с применением расчетных кодов улучшенной оценки. Была оценена степень консервативности расчетов и сформулированы рекомендации по ее уменьшению при проведении предтестового расчетного анализа параметров эксперимента.

При проведении посттестовых исследований оценивались деформация оболочки, фрагментация и аксиальное перемещение топлива, возможность его выхода через разрыв оболочки в теплоноситель. Разгерметизировались четыре свежих твэла, температура оболочки которых превышала 800^оС (рис.9).

Твэл 2 Твэл 3 Твэл 4 Твэл 13

Рис.9. Внешний вид оболочек на участке разгерметизации

По результатам рентгенорадиографии было установлено смещение фрагментов топлива в область вздутия разгерметизировавшихся твэлов и герметичных твэлов со значительным локальным изменением диаметра оболочки. Максимальная окружная деформация оболочек твэлов в ЭТВС показана на диаграмме рис.10-а.

а) б)

Рис.10 - максимальная окружная деформация оболочек в ТВС(а). Изменение сечения протока теплоносителя (б)

Участки локализации максимальной деформации оболочек распределены на участке длиной 100мм, что свидетельствует о том, что разрыв одной из оболочек твэла в пучке, не вызывает локального перегрева соседних твэлов. Изменение проходного сечения в ЭТВС вследствие деформирования оболочек представлено на рис.10б. Максимальное снижение проходного сечения происходит на небольшой длине, что согласно прогнозным расчетам не снижает интенсивность охлаждения твэлов.

Радиальная деформация оболочек имеет осесимметричный характер, что свидетельствует об отсутствии сдерживания ее деформации топливом в условиях плотного контакта через слой оксида на внутренней поверхности. В области максимальной деформации произошел полный отрыв оболочки от топлива. В этих условиях оболочка перестает быть механически связанной с топливной таблеткой, и ее деформация происходит только под действием давления заполняющего газа. С учетом полного отжига радиационных дефектов, установленного при посттестовых исследованиях, ее дальнейшее поведение до разрыва не должно отличаться от поведения оболочек с меньшим выгоранием и оболочек свежих твэлов. Одним из важных результатов явилось отсутствие дополнительной фрагментации топлива, по сравнению с его состоянием до эксперимента, что обусловливает невысокое газовыделение из топлива и малую вероятность его диспергирования в первый контур через разрыв оболочки.

Таким образом, в эксперименте БТ-3 и последующих посттестовых исследованиях получены свойства высоковыгоревших твэлов, от которых зависит безопасность при наступлении аварийной ситуации с разрывом главного циркуляционного трубопровода.

В качестве перспективы на дальнейшие работы следует отметить проведение эксперимента RIA с кризисом теплообмена на оболочке твэла, а также поиск методической и технической возможности моделирования всех трех стадий LOCA реактора ВВЭР-1000 в канале реактора МИР.

Список литературы

1. Nechaeva O., Medvedev A., Novikov V., Salatov A. "Researches оf WWER fuel rods behaviour under RIA accident conditions" - In: Proceeding Fifth Intern. Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, Albena, Bulgaria, 29 September - 3 October 2003, 5, 2004. PP.309-318.

2. T. Sugiyama, Yu. Udagawa, M. Umeda and T. Fuketa «PWR Fuel Behavior in RIA-simulating Experiment at High Temperature» 008 Water Reactor Fuel Performance Meeting October 19-23, 2008, Renaissance Seoul Hotel, Seoul, Korea Paper No. 8108

3. T. Fuketa, T. Sugiyama, M. Umeda, H. Sasajima and F. Nagase “Behavior of LWR/MOX Fuels under Reactivity-Initiated Accident Conditions”, Proceedings of Top Fuel 2009 Paris, France, September 6-10, 2009, Paper 2083

4. Алексеев А.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Методика испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Журнал Атомная энергия, 2006 - т.101 -вып.6, 427-431с.

5. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. «Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии» Атомная энергия: 2007, т.103, вып.5., стр.286-291.

Размещено на Allbest.ru