Поведение оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в экспериментах, моделирующих условия аварий с потерей теплоносителя

• Автор: Святкин, Александр Михайлович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 133 с. : ил.

Содержание

Общ характеристика работы.

Глава. Обзор результатов исследований поведения оболочек твэлов реакторов с водо под давлением при авариях с потерей теплоносителя.
Г лава 2. Результаты послереакторных исследований экспериментальных ТВС типа ВВЭР после испытаний в условиях, имитирующих аварию с потерей теплоносителя

2.1. Отличия и особенности экспериментов.

2.2. Экспериментальное оборудование

2.3. Режимы реакторных испытаний.

2.4. Послереакторные исследования

2.5. Обсуждение и анализ результатов.

2.6. Заключение к главе 2

Глава 3. Результаты исследования одновременного растворения

и и ЪсС2 жидким циркониевым сплавом при температурах
С, С.
3.1. Исследуемые материалы и объект испытаний
3.2. Описание экспериментальной установки
3.3. Схема и матрица экспериментов
3.4. Методы исследований.
3.5. Результаты экспериментов
3.6. Обсуждение и анализ результатов
3.7. Заключение к главе 3.
Заключение
Список литературы


Полученные результаты исследований состояния оболочек твэлов после испытаний в составе модельных ТВС на реакторе МИР расширили накопленный экспериментальный банк данных о поведении топлива в условиях аварий с потерей теплоносителя, используемый для обоснования критериев безопасности проектов ВВЭР. Данная информация востребована разработчиками (ВНИИНМ, ОКБ “Гидропресс”, ОКБМ, РНЦ “КИ”) и изготовителями твэлов и ТВС ВВЭР (ОАО “МСЗ”). ВВЭР на АЭС Ловииза (IVO, Финляндия) для повышения мощности ВВЭР-0 до 0 МВт. Усовершенствованная модель совместного растворения ZtO2 и UO2 расплавом оболочки использована в различных еврошйских кодах по тяжелым авариям (в частности, ICARE/CATHARE) и учтена на конечной стадии международного проекта COLOSS при пересмотре расче тов по TMI-2. По результатам исследований опубликовано работы, из них печатных и рукописных. Диссертационная работа изложена на 3 страницах машинописного текста, рисунков , таблиц , и состоит из введения, 3-х глав, заключения, списка литературы из наименования. Глава 1. Обзор результатов исследований поведения оболочек твэлов реакторов с водой под давлением при авариях с потерей теплоносителя. В Своде положений МАГАТЭ №4 указывается, что основные “цели безопасности при проектировании АЭС состоят в том, чтобы локализовать и контролировать все источники радиоактивности на площадке АЭС, обеспечить безопасность персонала станции и населения, а также регулирующим органом”. Принципиальным моментом является то, что роль барьеров - в некоторых условиях не исключать, а затруднять утечку радиоактивности. Исходя из общих принципов, к каждому из барьеров безопасности предъявляются свои требования. Применительно к проектам активной зоны АЭС в руководстве МАГАТЭ по безопасности №4 конкретизированы следующие основные требования, которые позволяют обеспечить выполнение целей безопасности [1]. Основная цель безопасности активной зоны, закладываемой в проект, состоит в ограничении выброса радиоактивных веществ из топливного элемента. Для постулируемых аварийных состояний, ведущих к аварийным условиям, цель должна обеспечивать положение, при котором степень повреждения топливного элемента всегда будет оставаться в рамках приемлемых значений”. Конструкция твэлов должна быть такой, чтобы они удовлетворительно выдерживали облучение в активной зоне реактора, несмотря на все неблагоприятные условия, которые могут иметь место”. Следовательно, целесообразно получение данных не только по определению границ работоспособности барьеров, но и по деградации их характеристик. Таким образом, исходя из принятых мировым сообществом подходов к безопасности, для реализации принципа “защиты в глубину” необходимо знать состояние защитных барьеров в режимах с отказом в работе оборудования, при ошибках в работе персонала и других воздействиях. Особенно неблагоприятны с точки зрения возможного ущерба аварии, связанные с разгерметизацией первого контура теплоносителя, так как нарушение охлаждения активной зоны может привести к разгерметизации твэлов и выходу значительного количества продуктов деления из негерметичного корпуса реактора. Наибольшую опасность в этом отношении представляют аварии с полным или частичным осушением активной зоны LOCA (Loss of Coolant), поскольку именно при таких авариях достигаются паибольшие значения температур компонентов ТВС. Из выше перечисленных четырех барьеров безопасности в аварии LOCA возможна деградация характеристик трех барьеров: топливной матрицы; оболочки топливного элемента и первого контура реактора. По мерс роста температур компонентов активной зоны (A3) тенденция ухудшения защитных функций барьеров начинает проявляться в первую очередь на оболочке твэла. Апарин LOCA, вызванные потерей теплоносителя. Из возможных аварий LOCA наибольшую вероятность возникновения имеют аварии типа МАЛАЯ ТЕЧЬ (SBLOCA - Small Break Loss of Coolant) с недостаточным охлаждением и даже частичным осушением активной зоны из-за относительно малой потери теплоносителя в системе первого контура. Меньшую вероятность возникновения при общем весьма малом уровне имеет авария БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ (LBLOCA - Large Break LOCA). Для нес характерна резкая потеря теплоносителя за короткий промежуток времени со значительным снижением давления в первом контуре до ~1 МПа [2,3].