НАЦІОНАЛЬНА АКАДЕМІЯ НАУК УКРАЇНИ

НАУКОВО-ТЕХНОЛОГІЧНИЙ КОНЦЕРН "ІНСТИТУТ МОНОКРИСТАЛІВ"

ІНСТИТУТ МОНОКРИСТАЛІВ

Екземпляр № ____

АФАНАСЬЄВ Анатолій Андрійович

УДК 621.039.546

РОБОТОЗДАТНІСТЬ МАТЕРІАЛІВ ТЕПЛОВИДІЛЯЮЧИХ ТА

РЕГУЛЮЮЧИХ ЗБIРОК АКТИВНИХ ЗОН РЕАКТОРІВ ВВЕР-1000

ЗА УМОВИ ПІДВИЩЕНОГО ВИГОРАННЯ

Спеціальність 05.02. 01 - матеріалознавство

АВТОРЕФЕРАТ

дисертації на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Харків – 2002

Дисертація є рукописом

Дисертація виконана в Національному науковому центрі

"Харківський фізико-технічний інститут"

Науковий керівник: - доктор фізико-математичних наук, професор, член-кореспондент НАНУ Неклюдов Іван Матвійович, Національний науковий центр "Харківський фізико-технічний інститут", директор Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства і технологій

Офіційні опоненти: - доктор технічних наук, професор, академік НАН України Зеленський Віктор Федотович, Національний науковий центр "Харківський фізико-технічний інститут", начальник лабораторії

- доктор фізико-математичних наук, професор Пугачов Анатолій Тарасович, Національний технологічний університет "Харківський політехнічний інститут", завідувач кафедрою металофізики та напівпровідників

Провідна установа: - Інститут проблем матеріалознавства ім. І. М. Францевича НАНУ, відділ фізики міцності та пластичності

Захист відбудеться 16.06.2002 року о 14 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 64.169.01 в Інституті монокристалів НТК "Інститут монокристалів" НАН України за адресою: 61001, м. Харків, пр. Леніна, 60

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Інституту монокристалів НТК "Інститут монокристалів" НАН України

Автореферат розіслано 17.05.2002 р.

Вчений секретар спеціалізованої вченої ради, кандидат технічних наук Атрощенко Л.В.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність проблеми. Ядерна енергетика вносить суттєвий вклад у покриття світових потреб в електроенергії. У 2000 році вона забезпечила 1/6 частину усієї виробленої електроенергії у світі і 43 % для Західної Європи. Конкурентоспроможність АЕС в умовах зростання вимог з безпеки, зменшення радіаційного впливу на навколишнє середовище та надійності функціонування визначається, в першу чергу, вартістю ядерного паливного циклу, скороченням термінів спорудження та ступенем уніфікації ядерних енергоблоків. Еволюційні водоохолоджувані реактори при зменшенні ціни на природний уран та надмірних потужностях із збагачення урану виявились серед інших типів реакторів найбільш технологічними та конкурентоспроможними. Зменшити вартість ядерного паливного циклу можна за рахунок збільшення вигорання ядерного палива і, відповідно, зменшення кількості відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) на одиницю виробленої електроенергії.

У середині 80-х років були розроблені і прийняті відповідні програми з досліджень як в обґрунтуванні допустимості підвищення вигорання ядерного палива з урахуванням виявлених змін мікроструктури ядерного палива й підвищених швидкостей корозії паливної оболонки при високих вигораннях, так і покращанні експлуатаційних якостей палива. Це, насамперед, програми, що реалізуються у міжнародних та європейських центрах: "HALDEN" (Норвегія); "Karlsruhe" (Німеччина); центр з реактором "CABRI" (Франція); Інститут ядерних досліджень (Японія); ДНЦ РФ НДІАР (Росія) та інші. Досліджуються зміна властивостей матриці палива, кінетика газовиділення, механічні характеристики оболонки, взаємодія палива з оболонкою та ін.

Комітет з безпеки ядерних установок Ядерного енергетичного агентства організації країн економічного розвитку у своєму звіті за 1996 рік "Дослідження ядерної безпеки " рекомендував "межі пошкодження палива при високому вигоранні" розглядати пріоритетною галуззю досліджень.

На даний час в Україні експлуатуються 13 водоохолоджуваних енергетичних реакторів: 11 - ВВЕР-1000 та 2 - ВВЕР-440, на яких у 2001 році було вироблено 76,2ґ109 кВтЧгод електроенергії (44,2 % загального виробітку електроенергії в країні). Спочатку, у відповідності з проектом, енергоблоки з ВВЕР-1000 експлуатувались з використанням тепловиділяючих збірок (ТВЗ) для двох річних паливних кампаній (ПК). На 1989 рік була розрахована і обґрунтована активна зона з ТВЗ, які мали б експлуатуватись протягом трьох ПК. Проте, у більшості випадків проектні перевантаження не могли бути реалізовані з таких причин:

- у відповідності з нормативними вимогами не забезпечувався від'ємний температурний коефіцієнт реактивності реактора на мінімально-контрольованому рівні потужності при зведених регулюючих збірках (РЗ) системи управління та захисту (СУЗ) реактора;

- внаслідок позапланових зупинень енергоблоків для усунення неполадок, що виникають у тепломеханічному обладнанні, в деяких випадках виявлялося доцільним на стадії ремонту здійснювати паралельне дострокове перевантаження реактора з метою виключення перепростою енергоблоку.

Після дезінтеграції СРСР, в умовах дефіциту електроенергії стало проблематичніше забезпечувати проектну тривалість ПК (291,7 ефективної доби) і здійснювати планові перевантаження палива у весняний та літній час. Використання ТВЗ ВВЕР-1000 у трьох проектних ПК в Україні виявилося неефективним. За такої ситуації виникла потреба в аналізі накопиченого досвіду з експлуатації ТВЗ й активних зон реакторів ВВЕР-1000 та PWR (Pressurized Water Reactor), наявних результатів післяреакторних досліджень ТВЗ і РЗ ВВЕР-1000, а також у проведенні додаткових післяреакторних досліджень відпрацьованих ТВЗ для обґрунтування допустимості промислової експлуатації ТВЗ ВВЕР-1000 у чотирьох ПК, збільшення глибини вигорання палива, підвищення ресурсних характеристик ТВЗ і РЗ.

Важливим фактом сучасного стану ядерної енергетики є те, що більшість країн, включаючи й Україну, ще не прийняла рішення щодо остаточного поводження з ВЯП, тому тривалість зберігання ВЯП очікується набагато більшою, ніж передбачалася спочатку. При цьому, необхідно визначити й забезпечити такі умови та час проміжного зберігання ВЯП, які не призведуть до порушень захисних бар'єрів палива і дозволять після зберігання перевантажувати, транспортувати, переробляти або захоронювати ВЯП, використовуючи сучасні технології. На даний час Україна, продовжуючи вивозити ВЯП на зберігання та переробку до Росії, реалізує Програму тимчасового сухого зберігання ВЯП.

Оскільки у колишньому СРСР стосовно ВВЕР приймалася концепція замкнутого ядерного паливного циклу, дослідження щодо підтвердження спроможності ТВЗ зберігати початкову цілісність після тривалого зберігання не проводились. Для прогнозування поведінки ВЯП в процесі сухого тривалого зберігання (понад 50 років) необхідно було розробити методологію оцінки змін властивостей матеріалів і проведення прискорених досліджень ВЯП у гарячих камерах.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. В дисертаційній роботі відображені результати, отримані автором за період 1991-2001 рр. під час виконання: Програми робіт з дослідження й усунення причин затирання РЗ СУЗ на реакторах ВВЕР-1000, реалізованої відповідно до спільного наказу Державного Комітету України по використанню атомної енергії та Міністерства Російської Федерації з атомної енергії від 19.07.93 № 486/82;

Комплексної програми розвитку ядерного паливного циклу в Україні, розробленої відповідно до постанови Кабінету Міністрів України від 12.05.95 № 267;

Програми поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні, розробленої відповідно до постанови Кабінету Міністрів України від 24.10.96 № 20618);

НДДКР відповідно до календарних планів у період з 1993 по 1999 рр.

Метою дисертаційної роботи є визначення властивостей матеріалів і характеристик конструкцій ТВЗ і РЗ ВВЕР-1000 при збільшеному часі експлуатації та вигоранні відносно проектних значень, а також вироблення рекомендацій щодо вдосконалення ТВЗ і РЗ для забезпечення підвищення вигорання палива, ресурсних характеристик та економічних показників ТВЗ і РЗ.

Об'єкт досліджень - тепловиділяючі та регулюючі збірки активних зон реакторів ВВЕР-1000.

Предмет досліджень - роботоздатність матеріалів та конструкцій тепловиділяючих та регулюючих збірок активних зон реакторів ВВЕР-1000.

Досягнення мети дисертаційної роботи визначило вирішення наступних основних задач:

- провести аналіз результатів експлуатації ТВЗ і РЗ;

- дослідити властивості матеріалів ядерного палива і конструктивних матеріалів ТВЗ, що досягли максимальних вигорань, визначити вплив тривалості експлуатації і вигорання палива на частоту розгерметизації тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ);

- виконати аналіз випадків і встановити причини некомплектного спрацьовування РЗ СУЗ реактора в ТВЗ трьох річних ПК, визначити вплив тривалості експлуатації і вигорання палива на викривлення ТВЗ;

- розробити технічні компенсуючи заходи, спрямовані на зменшення викривлення ТВЗ та виключення непроектного спрацьовування РЗ СУЗ;

- розробити методологію досліджень матеріалів ТВЗ для прогнозування поведінки ВЯП при тривалому зберіганні;

- дослідити властивості гафнію після механічної обробки, його поведінки при опроміненні та його ефективність у активній зоні ВВЕР-1000 як поглинача для удосконалених РЗ.

Наукова новизна.

У роботі вперше:

- виконано комплексний аналіз роботоздатності ТВЗ і РЗ ВВЕР-1000 України, визначена роботоздатність ТВЗ у залежності від числа відпрацьованих ПК, вигорання палива, показано, що використання ТВЗ у чотирьох ПК не збільшує частоту розгерметизації ТВЕЛ. Середнє значення інтенсивності розгерметизації ТВЕЛ ВВЕР-1000 не перевищує середніх світових значень для PWR і складає (2-3)Ч10-5;

- визначені властивості матеріалів ТВЕЛ, ТВЗ ВВЕР-1000, що досягли максимальних вигорань в умовах реакторних установок України. Встановлено, що підвищення вигорання ТВЕЛ ВВЕР-1000 до 51-53 МВт доб/кг урану не погіршує роботоздатності ТВЕЛ і ТВЗ в цілому;

- досліджені і визначені причини уповільненого занурення або застрявання РЗ у ТВЗ ВВЕР-1000. Виконано порівняльний аналіз результатів експлуатації активних зон ВВЕР-1000 і PWR із викривленими ТВЗ. Розроблені і впроваджені компенсуючи заходи, спрямовані на забезпечення проектного значення часу занурення РЗ СУЗ і зменшення ступеня викривлення ТВЗ в активній зоні реактора. Встановлено, що викривлення ТВЗ під час виконання компенсуючих заходів не є стримуючим чинником для подальшого підвищення вигорання палива;

- розроблена методологія прискорених досліджень відпрацьованих ТВЗ для прогнозування поведінки ВЯП при подальшому сухому тривалому зберіганні;

- досліджені властивості гафнію після механічної обробки, його поведінка при опроміненні. Принципових розбіжностей у поведінці зразків у вигляді прутків, виготовлених за різноманітними технологіями, не виявлено. Усі зразки показали високу розмірну стабільність, незважаючи на розбіжності в текстурі;

- досліджена ефективність гафнію як поглинача для поглинаючих елементів (ПЕЛ) вдосконалених РЗ у реальних умовах експлуатації ВВЕР-1000. Ефективність поглинаючої частини ПЕЛ з гафнію відповідає необхідній у межах похибки вимірювань і збігається з ефективністю відповідної складової ПЕЛ на титанаті диспрозію.

Практична цінність роботи. Підходи й методики вибору матеріалів та конструкції РЗ, методи досліджень і аналіз для визначення роботоздатності ТВЗ і РЗ активних зон ВВЕР -1000 при підвищенні вигорання, запропоновані в дисертаційній роботі, використовуються при проектуванні й експлуатації ТВЗ і РЗ ВВЕР-1000. Обгрунтовано використання ТВЗ, спроектованих для трьох річних ПК, у чотирьох ПК. В даний час на всіх енергоблоках із ВВЕР-1000 України 35-40 % ТВЗ експлуатуються в чотирьох ПК, що реально дозволило збільшити середнє вигорання палива в ТВЗ, що вивантажуються, із 38,5 до 41,5 МВт доб/кг U і підвищити "гнучкість" паливних циклів. Зниження витрат складає не менше 2,5 млн. дол. США/рік на один енергоблок на "передньому краї" паливного циклу (економія по свіжому паливу) і 1,2-2 млн. дол. США/рік на один енергоблок на "завершальній стадії" паливного циклу (економія при поводженні з ВЯП).

У 1997 році вперше у світовій практиці на Рівненській АЕС в реактор енергоблоку № 3 завантажені і успішно проходять дослідно-промислову експлуатацію 12 удосконалених РЗ з комбінованим поглиначем гафній-карбід бору і підвищеними ресурсними характеристиками.

Розроблена методологія дослідження властивостей матеріалів ТВЗ використовується для прогнозування змін механічних властивостей оболонок ТВЕЛ у процесі сухого тривалого зберігання ВЯП.

Особистий внесок автора становить:

- здійснення аналізу за результатами експлуатації палива ВВЕР-1000 і PWR, досліджень у гарячих камерах відпрацьованих ТВЗ і РЗ, підготовка обґрунтувань та рекомендацій для промислового використання ТВЗ у чотирьох ПК, підвищення вигорання палива і збільшення ресурсу РЗ з урахуванням вимог безпеки [1, 2, 3, 5, 6, 8, 9, 12];

- інспекційні дослідження опромінених ТВЗ і РЗ СУЗ на АЕС, післяреакторні дослідження ТВЗ у гарячих камерах [2, 5, 6, 8, 10, 12];

- розробка методик і програм досліджень для виявлення й усунення причин непроектного спрацьовування РЗ СУЗ реакторів ВВЕР-1000. Розробка і впровадження заходів, спрямованих на усунення непроектного спрацьовування РЗ СУЗ і зменшення кривизни ТВЗ [2, 8, 10];

- дослідження, аналіз і вибір матеріалів та конструкцій удосконалених РЗ ВВЕР-1000, впровадження удосконалених РЗ з комбінованим поглиначем гафній-карбід бору на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС [2, 4, 5, 6, 7, 8, 12,13];

- розробка методики довгострокових досліджень відпрацьованих ТВЗ у гарячих камерах в обґрунтування безпеки сухого тривалого зберігання ВЯП, участь у дослідженнях [6, 11].

Апробація роботи. Основні положення та результати роботи доповідалися на: Спільній російсько-українській конференції із удосконалення палива енергетичних реакторів (Росія, Електросталь, жовтень 1993); засіданнях Спільної українсько-російської комісії з виявлення та усунення причин непроектного спрацьовування РЗ СУЗ реакторів ВВЕР-1000 (Москва, Димитровград, Київ, 1993-1994); Технічному комітеті МАГАТЕ з розгляду поводження матеріалів активних зон реакторів при аваріях (Росія, Димитровград, жовтень 1995); Міжнародному семінарі з надійності палива й гнучкості паливних циклів реакторів ВВЕР і PWR (Чехія, Ржеж, травень 1996); Міждержавній конференції з фізики радіаційних явищ та радіаційного матеріалознавства (Україна, Алушта, вересень 1996); Технічному комітеті МАГАТЕ з питань матеріалів, палива та паливних каналів, канальних водоохолоджуваних реакторів (Австрія, Відень, МАГАТЕ, грудень 1996); Міжнародній конференції з технології та характеристик палива водоохолоджуваних реакторів (США, Портланд, березень 1997); Міжнародному семінарі з проблем експлуатації активних зон реакторів ВВЕР-1000 і PWR із викривленими ТВЗ (Чехія, Ржеж, лютий 1998); Міждержавній конференції з фізики радіаційних явищ і радіаційного матеріалознавства (Україна, Алушта, вересень 1998); Технічних нарадах міжнародної робочої групи (МАГАТЕ -ЯЕА/OСЕР) з технологій та характеристик палива водоохолоджуваних реакторів (Австрія, Відень, МАГАТЕ, 1997, 1999, 2001); Технічному комітеті МАГАТЕ по матеріалах ПЕЛ РЗ СУЗ (Австрія, Відень, МАГАТЕ, жовтень 1998); Міжнародному симпозіумі з еволюційних водоохолоджуваних реакторів (Корея, Сеул, грудень 1998); Нараді групи експертів МАГАТЕ з підготовки документа "Критерії безпеки палива ВВЕР із врахуванням нових вимог" (Австрія, Відень, МАГАТЕ, серпень 1999); Міждержавній конференції з проблем використання цирконію та гафнію в атомній енергетиці (Україна, Алушта, вересень 1999); Міжнародному технічному комітеті МАГАТЕ з оцінки оптимальних значень вигорання палива з урахуванням вимог безпеки й економіки паливовикористання (Аргентина, листопад, 1999); Міжнародному семінарі з питань експлуатації та ліцензування палива (Україна, Київ, грудень 1999); Міжнародній конференції з технології та характеристик палива водоохолоджуваних реакторів (США, Парк Сіті, квітень 2000); Міжнародній нараді МАГАТЕ - ЯЕА/OСЕР з розгляду й аналізу розбіжностей критеріїв безпеки для палива реакторів ВВЕР і LWR (Відень, жовтень 2000); Технічному комітеті МАГАТЕ з розгляду вимог до сховищ ВЯП та додаткових досліджень у забезпечення безпеки довгострокового зберігання ВЯП (Відень, жовтень 2000); Спільному російсько-українському семінарі - нараді з досвіду експлуатації палива, ідентифікації негерметичних ТВЕЛ, критеріїв відмови ТВЗ (Рівненська АЕС, січень 2001).

Публікації. Основні результати дисертації опубліковані в 12 друкованих роботах (7 – в фахових виданнях) та 1 авторському свідоцтві на винахід (позитивне рішення за заявкою на винахід), список яких наводиться в кінці автореферату.

Структура та обсяг дисертації. Дисертаційна робота складається із вступу, чотирьох розділів, висновків та списку літератури із 153 найменувань. Обсяг дисертаційної роботи становить 161 сторінку, з них 135 сторінок машинописного тексту, 26 таблиць та 69 рисунків.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У Вступі обґрунтована актуальність теми дисертації, сформульована мета роботи, наведені елементи новизни у методичних та технолого-матеріалознавчих дослідженнях, викладені основні результати та сформульовані положення, що виносяться на захист, вказана практична цінність отриманих результатів, їх наукова новизна, особистий внесок автора, апробація роботи, освітлюються зміст та структура дисертації.

Перший розділ дисертації є оглядовим, в якому розглянуті умови експлуатації і запропоновані вимоги до ТВЕЛ, ТВЗ, ПЕЛ, РЗ енергетичних реакторів, класифікація причин та механізмів відмови палива легководних реакторів, подано огляд відмов палива на регіональному і глобальному рівнях за останнє десятиріччя. Показано, що, незважаючи на продовження зменшення середньої інтенсивності розгерметизації ТВЕЛ, на деяких АЕС середина 90-х років характеризувалася появою нових типів відмов, пов'язаних із: використанням палива підвищеного збагачення і завантажувальних рішень активних зон реакторів з низьким відтоком нейтронів; збільшенням тривалості паливних кампаній. Серед основних подій необхідно зазначити:

а) Некомплектне або уповільнене занурювання РЗ СУЗ через S-подібний вигин ТВЗ (типу 17ґ17) з високим вигоранням для ряду європейських та американських PWR, а також ВВЕР-1000 України та Росії викликали інтерес у всьому світі до феномену викривлення ТВЗ.

б) Залишалась актуальною проблема відмов ТВЕЛ у PWR через фрикційне затирання оболонки дистанціонуючою решіткою внаслідок вібрації ТВЗ.

в) На деяких PWR спостерігались значні аномалії у розподілі енерговиділення по висоті активної зони (off-set), обумовлені відкладеннями, збагаченими бором, на поверхні ТВЕЛ у верхній частині активної зони.

Ядерне паливо PWR та BWR (Boiling Water Reactor) здебільшого експлуатувалось без зауважень.

Існуючі конструкції забезпечили високу надійність РЗ за умови виконання експлуатуючими організаціями вимог безпечної експлуатації, контролю і заміни. Водночас, механічні і корозійні процеси, механізми радіаційного ушкодження (високий ступінь повзучості і радіаційного росту), а також процеси типу корозійного розтріскування під напругою не дозволяють досягти бездоганної поведінки матеріалів РЗ.

На підставі виконаного аналізу визначені задачі й напрямки досліджень для обґрунтування можливості підвищення вигорання палива, ресурсу ТВЗ і РЗ ВВЕР-1000 із метою підвищення економічності паливних циклів АЕС.

У другому розділі описані методи оцінки основних процесів, що відбуваються у ТВЕЛ ВВЕР-1000, аналіз їх впливу на роботоздатність ТВЕЛ. Надані результати одночасних досліджень характеристик корозійної стійкості оболонок ТВЕЛ ВВЕР-1000 та PWR при різноманітних водо-хімічних режимах теплоносія. Оболонки ТВЕЛ ВВЕР-1000, виготовлені із цирконій-ніобієвого сплаву Е-110, мають більш високу корозійну стійкість у реальних умовах експлуатації, порівняно з оболонкою ТВЕЛ PWR, що виготовлені з багатокомпонентного сплаву типу циркалой-4.

Представлені проектні межі експлуатації ТВЗ для трьох річних ПК. Використання палива ВВЕР-1000 у трьох ПК виявилось неефективним. Середнє вигорання палива, що вивантажувалось після трьох ПК, виявилось нижчим від проектного. За результатами аналізу даних з відмов палива встановлено, що частота випадків розгерметизації ТВЕЛ ВВЕР-1000 України за період 1987-1995 рр. перебуває на рівні європейських PWR і дещо нижча за відповідні показники PWR у США.

На підставі аналізу результатів експлуатації ТВЗ та активних зон реакторів ВВЕР-1000 та PWR, аналізу результатів післяреакторних досліджень ТВЗ ВВЕР-1000 була обґрунтована можливість промислової експлуатації ТВЗ у чотирьох річних ПК. Сумарний час експлуатації ТВЗ у активній зоні реактора був збільшений з 21000 до 28000 годин. Використання частини ТВЗ із збагаченням (3,6+4,4) % та 4,4 % на 4-й рік експлуатації дозволило збільшити середнє вигорання палива з 38,5 до 41,5 МВт доб/кг U (рис.1). Це дало можливість знизити обсяг відпрацьованого палива та вартість паливного циклу у цілому на 8-9 %. Середнє вигорання на блоках ВВЕР-1000 АЕС України за останні роки на 4-10 % перевищує аналогічний показник на АЕС Росії та Болгарії.

Підвищення вигорання палива слід розглядати у контексті з його надійністю. На початок 2001 року було реалізовано 130 паливних кампаній, а загальна кількість ТВЗ, вивантажених за весь час експлуатації 11 блоків ВВЕР-1000 АЕС України становила 6828 штук. 260 ТВЗ були ідентифіковані як негерметичні, із них: 41 (15,8 %) було завантажено в активну зону для експлуатації у наступних паливних кампаніях; 170 (65,4 %) досягли запланованого вигорання й надалі не використовувались; 5 (1,9 %) досягли критерію дострокового вивантаження; 44 (16,9 %) не досягли критерію дострокового вивантаження і за рішенням керівництва АЕС були вивантажені відповідно до консервативного підходу; 12 (4,6 %) вивантажені достроково через механічні пошкодження, що сталися при виконанні операцій з перевантаження. Тенденція до збільшення числа випадків розгерметизації ТВЗ при збільшенні кількості кампаній та підвищенні вигорання палива не виявлена.

Середня частка негерметичних ТВЗ визначається таким чином:

FPFR = NTB3/(NAЗґ312), де

FPFR - середня частка негерметичних ТВЗ (Fuel pin failure rate);

NTB3 - кількість негерметичних ТВЗ, виявлених протягом року;

NAЗ - загальна кількість ТВЗ у активних зонах реакторів;

312 - кількість ТВЕЛ у ТВЗ ВВЕР-1000.

При цьому вважається, що дефектна ТВЗ містить лише один негерметичний ТВЕЛ.

На рис.2 наведені узагальнені дані щодо зміни негерметичних ТВЗ у активних зонах ВВЕР-1000 України. Найбільша кількість негерметичних ТВЗ за період 1998-2000 рр. була ідентифікована на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС. Найбільший рівень активності у теплоносії першого контуру за сумою ізотопів йоду також зареєстрований на цьому блоці. Візуальні пошкодження оболонок ТВЗ виявлені на 2-х ТВЗ після паливної кампанії № 13.

Рис.1. Розподілення вигорання ТВЗ ВВЕР-1000 за весь час їхньої експлуатації (1988-2000 рр.). Рис.2. Середня частка негерметичних ТВЕЛ за результатами КГО.

На ТВЕЛ ТВЗ зав. № Е8353-96 із збагаченням 4,4 %, що відпрацювала 2 ПК, спостерігається поперечне руйнування оболонки під дистанціонуючою решіткою № 14 ТВЕЛ № 4 від кута грані № 1 на відстані 40-45 мм від нижньої решітки у верхній частині паливного стовпа (рис.3). В зоні руйнування спостерігається фрагмент неправильної форми білого кольору розміром близько 2 мм, що виступає ззовні оболонки.

Результати аналізу експлуатації та огляду ТВЗ за строком експлуатації свідчать, що найімовірнішою причиною розгерметизації ТВЕЛ є дебризне пошкодження оболонок.

Руйнування оболонки ТВЕЛ виникає після наскрізного пошкодження та проникнення теплоносія під оболонку ТВЕЛ. У результаті радіолізу молекули води розпадаються на активні радикали кисню та водню. Активна взаємодія кисню з паливом та оболонкою призводить до виникнення вищих оксидів урану та пов'язаного з цим зниження теплопровідності палива, а також окислення оболонки з появою зон підвищеного вмісту водню. Зниження теплопровідності та зазору між паливом і оболонкою спричинює підвищення температури палива, внаслідок чого збільшується вихід газоподібних та летючих продуктів поділу. Перехідні режими призводять до підвищення температури, розширення паливних таблеток та їх взаємодії з оболонкою. При цьому виникнення напружень розтягу в оболонці забезпечує реалізацію механізму уповільненого гідридного розтріскування з появою тріщин.

З метою обґрунтування можливості подальшого підвищення вигорання палива були проведені післяреакторні дослідження ТВЕЛ ТВЗ № 0325, що відпрацювала на Запорізькій АЕС чотири паливних кампанії з максимальним для палива ВВЕР-1000 вигоранням 50-53 МВт доб/кг U. Усереднені по всіх ТВЕЛ значення: подовження оболонки, зменшення діаметру оболонки, зменшення зазору між паливом і оболонкою підпадають під узагальнені залежності, що одержані для ТВЕЛ ВВЕР-1000 з тривалістю експлуатації 1-3 роки. Ця обставина свідчить про відсутність значної вісьової деформації за механізмом “храповика”, а також радіальної деформації від тиску палива при розпуханні.

Рівень вмісту водню в оболонках у 1,5-2 рази перевищує аналогічні показники для ТВЕЛ після трьох ПК. Осередкова корозія не спостерігалась. Окислення внутрішньої поверхні оболонок було нерівномірним. Спостерігались ділянки оболонок без оксидної плівки, а на деяких ділянках товщина плівки досягала (5-10) мкм. Наявність локальної деформації оболонок, дещо підвищений вміст водню та стан оксидної плівки (розтріскування, відшарування) не призвели до погіршення механічних характеристик оболонки порівняно з оболонками після трьох років експлуатації. Паливні таблетки розтріскувались в процесі експлуатації на 3-8 фрагментів, проте зберігали конфігурацію. Залишались незмінними діаметр центрального отвору та розмір зерна. Поблизу зовнішньої поверхні таблеток пористість вища, ніж на інших ділянках.

Одержані параметри підтверджують можливість подальшого підвищення вигорання палива ВВЕР-1000.

Наведені результати досліджень щодо виявлення та усунення причин некомплектного чи уповільненого занурення РЗ системи управління та захисту у активну зону реактора. Причина полягала у викривленні ТВЗ у активній зоні реактора при нерівномірному вісьовому навантаженні на ТВЗ, що відпрацювали різний термін експлуатації.

Аналіз вимірювань ТВЗ виявив такий механізм їх викривлення у активній зоні реактора. При досягненні середньої величини викривлення ТВЗ приблизно до 8-10 мм та викручуванні навколо центральної вертикальної вісі в умовах жорсткого закріплення хвостовиків та взаємодії ТВЗ між собою, вектори викривлення усіх викривлених ТВЗ спрямовуються в однаковому напрямку. Таким чином, спостерігається обертання векторів викривлення навколо центру активної зони, що відображено на рис. 4 на прикладі активної зони реактора енергоблоку № 1 Запорізької АЕС. Виявляється колективна модель викривлення ТВЗ у активній зоні реактора, що виключає можливість виникнення значних зазорів між ТВЗ і, відповідно, підвищеного енерговиділення у ТВЕЛ периферійного ряду за рахунок збільшення щільності потоку теплових нейтронів.

З метою забезпечення безпечної експлуатації реакторів з урахуванням виявлених викривлень ТВЗ на АЕС України під час запланованих ремонтів енергоблоків у 1993-1997 роках були розроблені та впроваджені такі заходи, спрямовані на забезпечення проектного терміну занурення РЗ СУЗ та зменшення ступеня викривленості ТВЗ в активній зоні реактора:

- відкоректоване положення блоків захисних труб реакторів з метою зниження стиснення пружинних блоків головок ТВЗ та, відповідно, вісьового підтиснення ТВЗ;

- впроваджені ТВЗ з головкою, що має збільшений хід пружини для забезпечення більш рівномірного вісьового підтиснення ТВЗ протягом усього терміну експлуатації та з направляючими каналами і дистанційними решітками, виготовленими з цирконієвого сплаву, для забезпечення однакового з ТВЕЛ температурного подовження;

- впроваджені більш важкі ПЕЛ СУЗ нової конструкції з використанням у нижній частині ПЕЛ гафнію або титанату диспрозію.

Рис.3. Поперечне руйнування оболонки ТВЕЛ. 13 паливна кампанія РАЕС-3. Рис.4. Напрямок та величина прогинів (мм) ТВЗ в середині активної зони ЗАЕС-1 після експлуатації в 10 паливній кампанії.

У третьому розділі наведені результати аналізу експлуатації та післяреакторних матеріалознавчих досліджень серійних РЗ ВВЕР-1000. В результаті досліджень визначено максимально-допустиме вигорання 10В в серійних РЗ, яке дорівнювало 57,5 %.

Час експлуатації РЗ для групи регулювання було збільшено з одного до двох років. Обґрунтувати збільшення тривалості експлуатації ПЕЛ РЗ для груп аварійного захисту з п'яти до 6-7 років в результаті досліджень не вдалося, оскільки розраховане значення щільності нейтронного потоку теплових нейтронів над активною зоною виявилося у 2,5 рази нижчим за фактично визначене по вигоранню 10В й накопиченню 60Со у стальній оболонці ПЕЛ.

Для обґрунтування подовження часу експлуатації РЗ в групах АЗ необхідно точно знати положення нижніх торців РЗ над активною зоною для кожного енергоблоку в кожній паливній кампанії. За наявної конструкції верхніх корпусних пристроїв реактора та приводів РЗ здійснити це вкрай проблематично. Випадків руйнувань серійних РЗ ВВЕР-1000 при проектній тривалості їх експлуатації не було.

Розглянуто різні шляхи підвищення надійності експлуатації та подовження ресурсу РЗ ВВЕР-1000 України, а саме:

- моніторинг та управління ресурсом ПЕЛ;

- зміна конструкції РЗ з метою зниження радіаційного навантаження (флюенсу нейтронів);

- застосування радіаційно-стійкого матеріалу оболонок;

- застосування радіаційно-стійких поглинаючих матеріалів.

Для підвищення терміну експлуатації ПЕЛ РЗ запропоновано замінити нижню частину довжиною (300-500) мм “n/a”-поглинача карбід бору на “n/g”-поглинач, що не схильний до радіаційного розпухання, зокрема: гафній, титанат диспрозію (Dy2TiO5), або інший матеріал та використовувати радіаційно-стійкі матеріали.

У четвертому розділі обґрунтована доцільність використання гафнію в удосконалених РЗ для ВВЕР-1000 України. Україна має значні запаси цирконієвих та гафнієвих родовищ і промислову базу для виробництва цирконію та гафнію, а також - виготовлення на їх основі комплектуючих виробів для ТВЕЛ, ПЕЛ, ТВЗ та РЗ. Це є важливим чинником для ефективного застосування у ПЕЛ РЗ ВВЕР-1000 гафнію як “n/g”поглинача, а не інших менш доступних матеріалів.

Виробництво гафнію в Україні опановано на Державному науково-виробничому підприємстві (ДНВП) “Цирконій”, м. Дніпродзержинськ. Технологія його одержання базується на відновлюванні кальцієм тетрафториду гафнію. Первинні зливки гафнію діаметром приблизно 500 мм, що одержані кальцій-термічним відновленням, переробляють подвійним електронно-променевим переплавом в заготовки, з яких виробляють прутки або труби методами гарячого та холодного деформування.

Наведені результати досліджень механічних властивостей кальцій-термічного деформованого гафнію (рис.5). При збільшенні деформації з 30 до 86 % межа міцності збільшується з 610 до 750 МПа. Пластичність при цьому знижується до 5 %. Після відпалу межа міцності становить 550 МПа, а пластичність збільшується до 23 %. Текстура прутка як на периферії, так і у центрі, практично не відрізняється.

Наведені результати радіаційних матеріалознавчих досліджень зразків прутків і труб із гафнію, що виготовлені за технологіями ННЦ “Харківський фізико-технічний інститут” та Державного трубного інституту (м.Дніпропетровськ). Зразки опромінювали у реакторі СМ-2 при температурі 280 оС та тиску 14 МПа до максимального флюенсу нейтронів 6ґ1021 см-2 (Е > 0,1 МеВ). На рис.6 наведена мікроструктура зразка № 4 після опромінення. Зазначається відсутність дефектів, пошкоджень, слідів корозії на усіх досліджених зразках. Розмір зерна після опромінення змін практично не зазнав. В процесі реакторного опромінення відбувається анізотропна зміна розмірів зразків гафнію, пов'язана з радіаційним ростом, який притаманний усім матеріалам, що мають гексагональну щільноупаковану решітку. При опроміненні до флюенсу швидких нейтронів 6ґ1021 см–2 зміна довжини усіх досліджених прутків не перевищувала 0,3 %, а зразків труб – не більше ніж 0,4 %. Проведені дослідження показали, що принципової різниці у поведінці зразків прутків, виготовлених за різними технологіями, не виявлено. На відміну від оболонок з цирконію, роль текстури для прутків та труб з гафнію відіграє значно меншу роль. Усі зразки за даних значень флюенсу нейтронів показали високу розмірну стабільність, незважаючи на розбіжності по текстурі.

Розроблені підходи до вибору конструкції удосконалених РЗ на основі комбінованого поглинача гафній-карбід бору та етапи їх впровадження у дослідно-промислову експлуатацію на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС.

Надано методики та програми оцінки ефективності РЗ з гафнієм та титанатом диспрозію впродовж 11-ї та 13-ї паливних кампаній. Аналіз результатів підтвердив припущення, що відмінності у виміряних ефективностях нижньої частини (9 %) ПЕЛ РЗ зумовлені не поглинаючими властивостями ПЕЛ, а різним початковим положенням кінцевиків ПЕЛ РЗ відносно паливного стовпа ТВЗ. У зв'язку з цим в роботі була вперше запропонована методика вимірювання з поправкою на різницю положення груп відносно одна одної. Спочатку кожна група занурювалась до моменту “відгуку” активної зони на введення РЗ (за критерій “відгуку” приймали значення негативної реактивності, що дорівнювало 0,002 bеф), положення групи фіксувалось, а потім від зафіксованого положення група занурювалась на висоту поглинача – приблизно 300 мм (9 % висоти активної зони). Ефективність поглинаючої частини вимірюваних ПЕЛ РЗ з гафнію та з титанату диспрозію в межах похибки вимірювань практично співпадає:

- = (0,071±0,01)bеф ; - r1(Hf) = (0,067±0,01)bеф .

Інтегральні характеристики РЗ з групи № 1, що мали ПЕЛ з титанатом диспрозію, та симетричні до них РЗ з групи 2 з гафнієм співпадають у межах похибки вимірювань:

- = (0,12±0,03)bеф ; r1( Hf) = (0,12±0,03)bеф (розрахункове значення r1(Hf) = 0,11bеф ).

Ефективність аварійного захисту, що була виміряна, складає 7,0 %, а з урахуванням застрявання найбільш ефективного кластеру – 6,4 %, що у повній мірі відповідає вимогам безпеки.

Рис.5. Залежність механічних властивостей видавленого гафнію від логарифму деформації в початковому стані. Рис.6. Мікроструктура гафнію після опромінення, х200.

ЗАГАЛЬНІ ВИСНОВКИ

1. Вперше комплексно оцінено вплив вигорання палива та тривалості його експлуатації на роботоздатність ТВЗ ВВЕР-1000. Обгрунтовано використання ТВЗ, спроектованих для трьох паливних кампаній, впродовж чотирьох паливних кампаній. Показано, що використання палива у чотирьох кампаніях не призводить до зменшення їх роботоздатності, дозволяє підвищити середнє значення вигорання палива від 38,5 до 41,5 МВт доб/кг U та покращити гнучкість завантажувальних рішень активних зон реакторів, знизити витрати на закупівлю свіжого ядерного палива та на поводження з відпрацьованим ядерним паливом не менш ніж на 3,5 млн. дол. США на один енергоблок щорічно. Середнє значення інтенсивності розгерметизації ТВЕЛ ВВЕР-1000 не перевищує середніх світових значень для PWR і складає (2-3)ґ10-5. Підтверджена більш висока корозійна стійкість оболонок ТВЕЛ ВВЕР-1000 з цирконій-ніобієвого сплаву Э-110 порівняно з корозійною стійкістю оболонок ТВЕЛ PWR, виготовлених з багатокомпонентного сплаву типу циркалой-4. Підвищена частота відмов палива відносно середнього значення на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС впродовж останніх 3 років пояснюється попаданням сторонніх часток – дебризів до контуру охолодження реактора.

2. Проведені післяреакторні дослідження ТВЕЛ ТВЗ з максимальним для палива ВВЕР-1000 вигоранням – (50-53) МВт доб/кг U, що відпрацьовала на Запорізькій АЕС чотири паливних кампанії. Середнє подовження ТВЕЛ на 15 мм, потоншання діаметру оболонки на (0,05-0,08) мм та зазору між паливною таблеткою та оболонкою на (3-45) мкм відповідають попередньо визначеним значенням, одержаним на підставі досліджень ТВЕЛ з вигоранням до 46 МВт доб/кг U. Механічна взаємодія палива з оболонкою знаходиться на початковій стадії. Товщина оксидної плівки на зовнішній поверхні оболонок становила (2-9) мкм. Осередкова корозія оболонки відсутня. Середнє значення газовиділення з палива до ТВЕЛ становило 0,78 % і практично не відрізняється від значень, характерних для ТВЕЛ трьох річних кампаній. Одержані значення параметрів підтверджують можливість подальшого підвищення вигорання ядерного палива ВВЕР-1000.

3. Досліджені обставини та визначена причина некомплектного або уповільненого занурення РЗ СУЗ в активну зону реактора, пов'язаного з викривленням ТВЗ. Здійснено порівняльний аналіз результатів експлуатації активних зон реакторів ВВЕР-1000 та PWR з викривленими ТВЗ. Вперше за практику експлуатації реакторів з водою під тиском розроблені та впроваджені компенсуючи заходи, спрямовані на забезпечення проектного значення терміну занурення РЗ СУЗ та зменшення викривлення ТВЗ в активній зоні реактора: коректування положення блоків захисних труб реакторів з метою зменшення стиснення пружинних блоків головок ТВЗ та, відповідно, вісьового підтиснення ТВЗ; впровадження ТВЗ з головкою, що має збільшений хід пружини, з метою забезпечення більш рівномірного вісьового стиснення ТВЗ протягом всього терміну експлуатації, з направляючими каналами та дистанціонуючими решітками, виготовленими з цирконієвого сплаву для забезпечення однакового з ТВЕЛ температурного розширення; свердління отворів у штангах приводів РЗ для зменшення гідродинамічного гальмування при зануренні РЗ у активну зону реактора. До реалізації зазначених заходів на блоках АЕС України середній термін введення РЗ СУЗ становив 3,3 с. Кількість РЗ СУЗ, що застрявали, становила 28 шт., а тих, що мали термін введення більше 4 с - 200 шт. Після проведення компенсуючих заходів ці показники досягли рівня: 2,49 с, 0 та 14 шт. відповідно. Таким чином, викривлення ТВЗ в активній зоні ВВЕР-1000 за умови проведення компенсуючих заходів не є стримуючим фактором для подальшого підвищення вигорання палива.

4. Вперше проведені матеріалознавчі та радіаційні дослідження зразків гафнію, виготовлених в Україні, з метою обґрунтування використання гафнію як поглинача нейтронів в удосконалених РЗ. Показано, що при флюенсі теплових нейтронів 6ґ1021 см-2 принципових відмінностей в поведінці зразків гафнію у вигляді прутків, виготовлених за різноманітними технологіями, не виявлено. Для зразків прутків та труб з гафнію роль текстури менш значна ніж для оболонкових труб з цирконію. Усі зразки при вивчених значеннях флюенсу нейтронів продемонстрували високу розмірну стабільність, незважаючи на різницю текстури.

5. Вперше у світовій практиці розроблені, виготовлені та проходять дослідно-промислову експлуатацію в енергетичному реакторі удосконалені РЗ з комбінованим поглиначем гафній-карбід бору, які мають підвищений ресурс. Вперше досліджена ефективність ПЕЛ РЗ з комбінованим поглиначем гафній-карбід бору в активній зоні ВВЕР-1000. Отримані показники ефективності гафнію дозволяють використовувати цей тип РЗ як у групах аварійного захисту, так і автоматичного регулювання.

6. Одержані результати досліджень дозволили сформулювати рекомендації щодо удосконалення ТВЗ та РЗ та проведення необхідних досліджень для обґрунтування безпеки тривалого сухого зберігання ВЯП, а саме: роботоздатність ТВЕЛ, що експлуатуються на цей час, при досягненні середнього вигорання палива 50-52 Мвт доб/кг U не вичерпана. Подальше підвищення вигорання палива доцільно здійснювати при використанні паливних таблеток з інтегрованим вигораючим поглиначем на основі гадолінію (UO2-Gd2O3) та зменшеним діаметром центрального отвору паливної таблетки з 2,4 до 1,4 мм. Підвищення ефективності ядерного палива, що передбачається за рахунок цих заходів, становитиме не менш 6 %; використання замість нержавіючої сталі цирконієвих сплавів як конструкційного матеріалу направляючих каналів та дистанціонуючих решіток, забезпечить підвищення розмірної стабільності ТВЗ та ефективності використання палива не менш ніж на 8,2 %; при реалізації технології сухого тривалого зберігання ВЯП для забезпечення безпеки необхідне проведення прискорених досліджень репрезентативних відпрацьованих ТВЗ у гарячих камерах відповідно до розробленої методології та програми випробувань; в міру вироблення ресурсу серійних РЗ рекомендована їх поетапна заміна на удосконалені РЗ з комбінованим поглиначем гафній-карбід бору.

Основні результати дисертації опубліковано у роботах:

1. Афанасьев А.А. Итоговые характеристики эксплуатации топлива реакторов ВВЭР-1000 Украины и опыт использования ТВС на четвертый год эксплуатации. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, - Харьков, 1997, вып. 1/65,2/66, с. 106 – 109.

2. Афанасьев А.А. Сравнение проблем и опыта эксплуатации активных зон с искривленными ТВС ВВЭР-1000 и PWR. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, - Харьков, 1999, вып. 1/73, 2/74, с. 68 – 86.

3. Афанасьев А.А, Красноруцкий В.С., Неклюдов И.М. Поглощающие элементы на основе комбинированного поглотителя B4C/Hf для украинских АЭС. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, - Харьков, 1999, вып. 3/75, с. 85- 90.

4. Ковтун К.В., Вьюгов П.Н., Мухачев А.П., Афанасьев А.А. Изучение свойств кальциетермического гафния. Вопросы атомной науки и техники. Труды конференции. Проблемы циркония