Реакторные испытания ТВС с твэлами ВВЭР для обоснования безопасности активной зоны в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Махин, Валентин Михайлович

• Махин, Валентин Михайлович
• доктор технических наук
• 2004

Оглавление диссертации доктор технических наук Махин, Валентин Михайлович

Список используемых сокращений и обозначений

Введение

1.Аварии с потерей теплоносителя на ВВЭР. Цель и задачи исследований

1.1. Безопасность активной зоны

1.2.Предметная область исследований

1.3.Поведение топлива PWR и ВВЭР в авариях LOCA 24 1.4.0бщие выводы

2.Методики испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в реакторе МИР в режиме

2.1. Принципы моделирования и их реализация в экспериментах на реакторе МИР

2.2. Методики реакторных испытаний топлива ВВЭР

2.3.Расчетное сопровождение испытаний

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Реакторные испытания ТВС с твэлами ВВЭР для обоснования безопасности активной зоны в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя»

Успешно функционирующая энергетика - одно из главных условий устойчивого развития общества. Поэтому после аварий на TMI-2 (1979г.) и на ЧАЭС (1986г.) основным требованием, предъявляемым к ядерной энергетике, является создание социально приемлемой энергетики, что предполагает прежде всего повышение требований по безопасности АЭС, а также к их конкурентоспособности в сравнении с другими источниками энергии. Выполнение требований по безопасности АЭС возможно только на основе знаний об основных процессах, происходящих в активной зоне и в первом контуре и помещениях АЭС как при условиях нормальной эксплуатации, так и при нарушениях и в авариях. Условие о конкурентоспособности АЭС выполнимо при разумном консерватизме на этапах проектирования и эксплуатации АЭС, что основывается также на знаниях.

Для обеспечения безопасности при проектировании принят принцип глубоко эшелонированной защиты с системой барьеров, которые должны удерживать радионуклиды в пределах твэла, первого контура и защитной оболочки. Необходимы знания о работоспособности барьеров: топливной композиции, оболочек твэлов, первого контура и защитной оболочки АЭС в различных условиях ее эксплуатации. МАГАТЭ в своих Руководствах по безопасности выделяет Руководство «Безопасность активной зоны реактора в проектах атомных электростанций», в котором были сформулированы требования, предъявляемые к активной зоне АЭС, а именно: к топливным сборкам, замедлителю, теплоносителю около ТВС, опорным конструкциям, средствам регулирования реактивности и остановки и другим внутренним элементам для контроля состояния активной зоны.

Из перечисленных элементов практическое значение имеет изучение поведения ТВС (топлива), как потенциального источника радиоактивности. Поэтому иногда в научно-технической литературе комплексная проблема «Безопасность активной зоны» формулируется в более узкой предметной области, а именно - как безопасность топлива, под которой понимается безопасность твэлов и ТВС.

Анализ научно-технической информации показывает, что к середине 80-х годов имело место в отставании отечественных исследований по безопасности топлива ВВЭР. Отставание в экспериментах по безопасности ВВЭР заключалось в качестве и полноте расчетно-экспериментальных исследований. За рубежом были в основном завершены программы разнообразных стендовых и реакторных испытаний топлива PWR в режимах проектных аварий (DBA) и начаты испытания в условиях тяжелых аварий (SFD). Было изучено поведение в условиях аварии с потерей теплоносителя (LOCA) как свежего, так и выгоревшего топлива (выгорание до 35 МВт-сут/кг U). Определен выход радионуклидов из топлива в газовую полость твэлов и при их разгерметизации в контур. Существенное развитие получили расчетные методы анализа аварий и были созданы коды улучшенной оценки. Результаты испытаний твэлов и расчетных исследований позволили установить критерии безопасности топлива для реакторов PWR и BWR и обосновать безопасность этих установок.

Отсутствие специализированной экспериментальной базы в СССР существенно ограничило объем и качество аналогичных исследований по безопасности отечественного топлива проведением только стендовых испытаний (эксперименты ОКБ «Гидропресс» по деформированию 19-элементных пучков имитаторов твэлов, ВНИИНМ по изучению окисления в паре , деформирования оболочек твэлов и др.). В 80-е годы для ликвидации указанного отставания были начаты работы по созданию специализированной водяной петлевой установки на реакторе МАРИЯ (Польша) и реакторной установки ПРИМА -аналога действовавшего реактора PBF (США). Однако эти планы не были выполнены по экономическим причинам. В стране не было средств для строительства реактора ПРИМА и для проведения испытаний на созданной петлевой установке на реакторе МАРИЯ. В конце 80-х годов, в начале 90-х годов были сформулированы следующие положения (работа отраслевых групп по анализу состояния экспериментальной базы и потребностей в знаниях):

- актуальны представительные испытания отечественного топлива в режимах проектных аварий как для подтверждения безопасности проектов ВВЭР, так и для конкурентоспособности топлива в условиях внедряемой рыночной экономики и вхождения России в мировую экономику; для выполнения этих испытаний имеется единственный вариант - использование находящейся в эксплуатации экспериментальной базы (при необходимости ее дооснащение или реконструкция).

С учетом изложенной концепции "социально приемлемой экономики" и состояния исследований по обоснованию надежности и безопасности топлива ВВЭР были разработаны федеральная Программа "Топливо и энергия" (подпрограммы "Экологически чистая энергетика" и "Безопасность АЭС"), отраслевые программы "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года", "Твэлы и ТВС ядерных энергетических установок АЭС". На разных этапах выполнения программ по безопасности оценивались возможности экспериментальной базы (отраслевые комиссии под председательством В.А. Цыканова в 1989-1990г. - по использованию экспериментальной базы НИИАР для выполнения НИР по безопасности ВВЭР, О.Б.Самойлова и П.Л.Кириллова - в целом по использованию отраслевой базы и др.). В результате анализа потребностей в знаниях и возможностей экспериментальной базы отрасли установлена целесообразность подготовки и проведения на действующей установке ПВП-2 реактора МИР (НИИАР, Димитровград) интегральных реакторных испытаний топлива в режимах, моделирующих проектные и некоторые из запроектных аварий в ВВЭР с потерей теплоносителя (эксперименты LOCA), что нашло отражение в отраслевой программе. По своей сути эти реакторные эксперименты должны были подтвердить или уточнить основные представления о поведении твэлов ВВЭР в авариях, которые были разработаны на основе анализа многочисленных экспериментальных исследований "свежего"- топлива (ВНИИНМ, ВИАМ, ОКБ "ГИДРОПРЕСС" и других организаций), а также оценить поведение практически неизученного высоко выгоревшего топлива (выгорание 55. 60 МВт.сут/кг U), что необходимо для внедрения 4-х и 5-ти годичных экономичных топливных циклов. Также крайне важно было получить данные для верификации кодов, а именно - проверить корректность некоторых принятых замыкающих соотношений в алгоритмах кодов по безопасности (решение задач теплообмена: в твэле - "внутренняя задача" и его охлаждения теплоносителем - "внешняя задача"). Таким образом, по актуальной комплексной проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР» было необходимо в сжатые сроки разработать и внедрить комплекс научно-обоснованных технических решений, а именно: создать и внедрить методики исследований поведения топлива в наиболее опасной аварии с потерей теплоносителя (LOCA), выполнить представительные реакторные испытания фрагментов ТВС ВВЭР в режиме LOCA и получить надежные результаты, убедительно демонстрирующие безопасность отечественного топлива с различным выгоранием или позволяющие выявить особое поведение топлива в режимах LOCA. Создание методологии испытаний представляет самостоятельную научную проблему в указанной комплексной проблеме. Актуальность решения вышеперечисленных вопросов по безопасности отечественного топлива предопределила цель диссертационной работы- разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР.М1 для представительных исследований по безопасности топлива ВВЭР в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя и получение данных о поведении топлива с различным выгоранием до 60 МВт»сут/кг U) в этих условиях.

Указанная цель достигалась решением следующих задач:

- созданием методов реакторных испытаний LB LOCA («Большая течь» или «МПА ВВЭР») и SB LOCA («малая течь») и их внедрением на реакторе МИР.М1 (SB LOCA);

- разработкой и проверкой комплекса технических средств для реализации методов;

- разработкой и внедрением технологии подготовки и проведения сложных реакторных испытаний со свежим и высоко выгоревшим топливом ВВЭР;

- выбором и апробацией программных средств для расчетного сопровождения испытаний, оценкой качества используемых кодов и рекомендациями по их совершенствованию;

- обоснованием безопасности испытаний и обращения с топливом после испытаний;

- проведением серии испытаний в широком интервале режимных параметров со штатным топливом ВВЭР различного выгорания (0 и 60 МВт> сут/кг U) и впервые получением данных реакторных имитационных испытаний по поведению твэлов ВВЭР в режимах LOCA;

- анализом результатов реакторных испытаний и посттестовых исследований и разработкой рекомендаций по их применению.

Научная новизна.

Впервые в отечественной практике получены результаты реакторных испытаний ТВС с твэлами ВВЭР (необлученными и с выгоранием 56.60 МВт-сут/кг U) в режимах аварии с потерей теплоносителя и частичным осушением твэлов с температурой оболочек 540.1250°С, и получены сведения о состоянии ТВС (твэлов и дистанционирующих решеток), выходе радионуклидов из топливной композиции под оболочку твэлов и в теплоноситель в режимах, приближенных к условиям аварий.

В сравнительных испытаниях необлученных (свежих) и высоковыгоревших твэлов с выгоранием 55.60 МВтсут/кг U экспериментальным путем показано, что основное отличие результатов проявляется только в выходе газообразных продуктов деления из топлива с высоким выгоранием и в воздействии газового давления на оболочку. Окисление и механические свойства оболочек свежих и высоковыгоревших твэлов практически не отличаются. В режиме LOCA выход РБГ из топлива с выгоранием 56 МВт-сут/кг U под оболочку твэлов при температуре периферийной части сердечника 850. 1050 °С составляет 7-9 %.

Получены сведения о теплофизических характеристиках твэлов ВВЭР в режиме с их частичным осушением и в последующем QUENCH-режиме (закалка при повторном смачивании), а именно: данные по минимальной температуре оболочки при переходе от устойчивого пленочного кипения на поверхности оболочек в дисперсном режиме течения к переходному пузырьковому кипению. В режиме с частичным осушением ТВС установлено значительное влияние тепло-массообмена между «горячими» и «холодными» ячейками, приводящего к выравниванию температуры оболочек в зоне осушения. На натурных изделиях подтверждено влияние паро-капельного охлаждения в дисперсном режиме течения теплоносителя вблизи границы раздела фаз на состояние ТВС (охлаждение решеток и, соответственно, локальное охлаждение оболочек твэлов в области решеток).

Впервые получены данные о состоянии фрагментов ТВС ВВЭР с натурными дистанционирующими решетками как из нержавеющей стали, так и из сплава циркония. Путем анализа состояния решеток и твэлов, а также литературных данных об особенностях дисперсного режима течения теплоносителя в режимах с частичным осушением активной зоны и на стадии «Повторный залив» в максимальной проектной аварии установлено более интенсивное охлаждение паро-капельным потоком дистанционирующих решеток в сравнении с твэлами, что положительно влияет на сохранение работоспособности решеток и ТВС в целом как единого изделия.

Научная новизна и значимость настоящей работы заключаются также в решении научной проблемы - создании методологии исследований, позволяющей реализовать целенаправленный, комплексный подход к изучению поведения твэлов и ТВС в проектных авариях с потерей теплоносителя, включающий обоснование проведения испытаний с фрагментом ТВС, воспроизведение в ограниченном экспериментальном объеме канала исследовательского реактора основных стадий аварии и установление влияния таких принципиально важных особенностей как высокое выгорание твэлов на поведение этих твэлов при аварии. Предложенные технические решения защищены 8 авторскими свидетельствами.

На защиту выносятся:

- методики реакторных испытаний фрагмента ТВС ВВЭР в условиях, максимально приближенных к режимам аварии с потерей теплоносителя и осушением твэлов (авария LOCA);

- результаты реакторных испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в условиях аварии LOCA (испытания необлученных (свежих) и выгоревших до выгорания 60 МВтсут/кг U твэлов в интервале температуры оболочки от 540 до 1250 °С при различном давлении и массовой скорости теплоносителя);

- результаты анализа поведения твэлов ВВЭР в режимах LOCA (по данным реакторных и стендовых испытаний, а также посттестовых исследований) и заключения по безопасности активной зоны ВВЭР;

- разработанные на основе анализа результатов реакторных испытаний и посттестовых расчетно-экспериментальных исследований практические выводы по применимости кодов RELAP, MELCOR, КАНАЛ (из комплекса ТРАП) и КОРСАР и оценке их консервативности применительно к изучаемым режимам и рекомендации по совершенствованию теплогидравлических кодов.

Практическая значимость выполненных работ.

Полученные в работе результаты представляют практический интерес и востребованы разработчиками твэлов и ТВС (ВНИИНМ, ОКБ «Гидропресс», ОКБМ), изготовителями твэлов и ТВС (АОЗТ «МСЗ») и зарубежными пользователями российского топлива (АЭС Ловииза). Созданные методики испытаний позволили не только получить имеющие практическое значение результаты (безопасность топлива во внедряемом 4-х годичном цикле), но и применимы в дальнейшем для новых технических решений по совершенствованию топливного цикла и повышению безопасности активных зон водоохлаждаемых реакторов. Среди практических рекомендаций, заключений и выводов, сделанных на основании выполненной работы, наиболее важными являются следующие.

1. На основе анализа потребностей в знаниях о поведении твэлов в авариях определена предметная область реакторных исследований (на реакторе МИР) по проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР». Установление области исследований целесообразно для перспективного отраслевого планирования работ по безопасности ВВЭР.

2. Для решения проблемы «Безопасность активных зон ВВЭР» разработан и внедрен комплекс научно-технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР.М1; созданы методики испытаний, выполнены работы по модернизации установки; проведены стендовые испытания оборудования и реакторные испытания с отечественным топливом. Разработана технология подготовки и проведения сложных реакторных экспериментов, в том числе с высоковыгоревшим штатным топливом ВВЭР, предусмотрено оснащение устройств датчиками и обеспечены условия обращения с топливом до и после испытаний. На Техническом Комитете МАГАТЭ 9-13 октября 1995г. по проблеме «Поведение элементов (материалов) активной зоны LWR в условиях аварий» результаты первого методического испытания были оценены как значительное продвижение для решения вопросов по верификации кодов и для оценки разбираем ости активной зоны после аварии (IAEA-TEXDOC-921, стр. 10).

3.Разработаны методики испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в режиме аварий МАЛАЯ ТЕЧЬ с частичным осушением активной зоны (методика SB LOCA) и в режиме максимальной проектной аварии (методика LB LOCA или методика МПА ВВЭР). Поскольку проблема «Безопасность АЭС» не может быть решена полностью и «закрыта» (совершенствуется топливный цикл, разрабатываются новые проекты реакторных установок, снижается степень консервативности), полученные результаты по методологии и технологии испытаний крайне важны для реакторной проверки разрабатываемых новых технических решений и поэтому являются основополагающими по своей сути. Поэтому исходя из вышеизложенного подхода к проблеме «Безопасность АЭС» методическая часть квалификационной работы выделена как самостоятельная научная проблема, которая решена и представлена в большем объеме, чем использовано в выполненных реакторных испытаниях. Модернизация имеющейся экспериментальной базы (вместо запланированных дорогостоящих установок ВПУ МАРИЯ и реактора ПРИМА) обусловила экономический эффект от внедрения методик.

4. По проблеме «Безопасность активных зон ВВЭР» проведены испытания фрагментов ТВС ВВЭР при пониженном и повышенном давлении теплоносителя и сравнительные испытания необлученных (свежих) твэлов и твэлов с выгоранием топлива до 60 МВтсут/кг U. Уровень выгорания 55. 60 МВтсут/кг U соответствует внедряемому перспективному четырехгодичному топливному циклу ВВЭР и PWR. Результаты сравнительных испытаний свежих и высоковыгоревших твэлов использованы при лицензировании топлива для отечественных и зарубежных (Ловииза) АЭС с ВВЭР.

5. Сформировано расчетное сопровождение испытаний, которое необходимо как для прогнозирования режимов испытаний, так и для оценки качества используемых кодов -основного инструмента расчетного анализа безопасности активных зон ВВЭР, то есть по решаемой проблеме. Подтверждена консервативность кодов RELAP, КОРСАР и КАНАЛ (из аттестованного комплекса ТРАП). Опыт применения программ и рекомендации по их совершенствованию изложены в докладах на специализированных семинарах и конференциях по динамике и безопасности реакторов, т. е. доступны широкому кругу специалистов-расчетчиков.

6. Значительное количество проектных аварийных режимов может происходить при температуре оболочек твэлов 350.750 °С (LOCA при разрыве Ду 100 НВ АЭС, вторая стадия МПА для большинства твэлов ВВЭР-1000 и PWR, LOF с мгновенным заклиниванием одного ГЦЭН из четырех и др.). Полученные положительные результаты испытаний в этом диапазоне температуры оболочек твэлов (твэлы герметичны, формоизменения незначительны) важны как демонстрационные испытания фрагмента ТВС для обоснования безопасности активных зон ВВЭР.

Результаты испытаний послужили основанием для согласования технического решения TP 179-ТП «Обоснование работоспособности (живучести) твэлов в аварийном режиме МПА ВВЭР-440 первого поколения, описываемом в ОУОБ 3 блока НВАЭС», а также использованы при обосновании безопасности реактора ВК-50.

7.В области температуры свыше 750 °С (до 1250 °С) получены сведения о состоянии твэлов и дистанционирующих решеток из нержавеющей стали и сплава циркония, о формоизменении оболочек, о разгерметизации оболочек и выходе радионуклидов из топлива и в теплоноситель. Результаты важны как для проверки расчетных моделей и представлений о поведении топлива, так и для прогнозирования состояния ТВС в целом ряде аварий.

8. На стадии повторного залива в «жестких» испытаниях при предельной температуре оболочек для проектных аварий установлен импульсный рост активности теплоносителя в результате разгерметизации и разрушения оболочек при замене дисперсного режима течения на однофазный, жидкостный режим (смачивание оболочки с термошоком ). Для практических приложений получена амплитуда термошока в широком интервале давления, изучен выход радионуклидов под оболочку твэлов и в теплоноситель.

9. Испытания проведены при условиях, подобных или более жестких, чем режимы проектных и некоторых запроектных LOCA на ВВЭР ( «Малая течь» с несрабатыванием аварийной защиты, увеличенная длительность второй стадии LB LOCA). Для большинства проектных аварий получены результаты, демонстрирующие приемлемые характеристики твэлов. Проблемными являются вопросы поведения твэлов в авариях с температурой оболочки около верхней границы (1200 °С) и при последующем заливе. Вместе с тем, как правило, техническими решениями и доказанной консервативностью кодов обеспечивается запас по температуре до указанного предельного значения.

10. В рамках концепции разумного консерватизма подготовлено предложение о введении дополнительного критерия по обращению с топливом после аварии, основанного не только на степени локального окисления оболочки (современный критерий), а в большей степени на состоянии ТВС в целом как изделия.

Создание методик реакторных испытаний топлива в режиме LOCA, а также проведение испытаний со свежим и высоко выгоревшим топливом ВВЭР в широком интервале температуры твэлов от 540 до 1250 °С при различных условиях нагружения оболочек, анализ результатов и разработка заключений и рекомендаций по результатам испытаний и посттестовых исследований можно квалифицировать как существенный вклад в решение актуальной комплексной проблемы обоснования безопасности активных зон ВВЭР в аварийных режимах.

Специальность, которой соответствует диссертация, - 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации.

Основное содержание диссертационной работы изложено в следующих публикациях:

Основное содержание диссертационной работы изложено в следующих публикациях:

1. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Методы и результаты исследований. Часть 1. Исследования тяжелых аварий на энергетических реакторах: Обзор,- Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, ISBN 5-85165-309-4. 1996.-38с. Часть 2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор.- Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. ISBN 5-85165-315-9, 1997,-108с.

2. Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. и Шулимов В.Н. Интегральные реакторные эксперименты по испытанию многоэлементных фрагментов ТВС ВВОР-440 и ВВЭР-1000 при параметрах аварии с потерей теплоносителя. Обобщение результатов по циклу экспериментов «Малая течь»»// Сб. тр. ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР».Вып. 3. Димитровград. 2003.C.3-11, а также «Изв. вузов.Ядерная энергетика», №3, 2004.С.5-11.

3. Головченко Ю.М., Махин В.М., Неверов В.А., Самсонов Б.В. и др. О длине аккомодации гелия в зазоре между топливом и оболочкой, Ат. энергия, т.53, вып.5, 1982. С.330-331.

4. Куприенко В.А., Маркина Н.В., Махин В.М., Цыканов В.А Методическое и метрологическое обеспечение внутриреакторных теплофизических исследований//Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1984,- Вып.2(20). С.36-41.

5. Голушко В.В., Кусиков В.Г., Махин В.М. и др. Автоматизированная система сбора и обработки данных внутриреакторного теплофизического эксперимента //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1984.- Вып.2(20). С.54-56.

6. Махин В.М., Мельдер P.P. Устройство для облучения материалов в ядерном реакторе, А.с.№ 611510, 1978, БИ,№29,1981.С.286.

7. Махин В.М. Самигуллин Б.А., Третьяков К.А. Нагревательное устройство, А.с. №784720, 1980. БИ,№19, 1981.С.292.

8. Рогозянов А.Я., Махин В.М., Исаев Ю.Н., Самигуллин Б.А., Салимов З.Б. Устройство для измерения поперечной деформации образца», А.с. №832313, БИ, №19, 1981.

9. Грачев А.Ф., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Фрей А.К. Устройство для испытания твэлов в канале ядерного реактора, А.с.№1012713, 1982, БИ,№ 24, 2002. С.415.

10. Горбатов В.К., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Рогозянов А.Я., Самсонов Б.В. Образец для испытаний на растяжение, А.с. №1065725, 1983, БИ, №1, 1984.

11. Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Самсонов Б.В., Махин В.М. и др. Способ изготовления тепловыделяющего элемента, А.с. №655236, 1978.

12. Горбатов В.К., Махин В.М. Приспособление для определения механических свойств материалов в канале ядерного реактора, А.с. №1276069, 1986.

13. Ваганов И.В., Горячев А.В., Махин В.М. Способ определения температуры сердечника тепловыделяющего элемента, А.с.№ 1335000,1987.

14. Махин В.М. Сюзев В.Н., Топоров Ю.Г., Мамелин А.В. Тепловыделяющий элемент для накопления ТУЭ, А.с. №1083817, 1983, БИПМ, №3, 2003. С.717.

15. Махин В.М., Сарксян В.В., Гнеушева В.И. Установка для изучения теплопроводности порошковых материалов методом монотонного нагрева //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1988.- Вып.5(30). С.46-49.

16. Махин В.М., Сарксян В.В., Топоров Ю.Г., Адаев В.А. Методика и результаты внутриреакторных исследований теплофизических параметров мишеней для накопления трансплутониевых элементов в канале №1 реактора СМ //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1986.- Вып.3(23). С.42-45.

17. Махин В.М., Сюзев В.Н., Топоров Ю.Г. и др. Сравнительный анализ теплофизических характеристик твэлов -накопителей трансплутониевых элементов//Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1987.-Вып. 1(24). С.33-36.

18. Бендерская О.С., Махин В.М., Абанькин А.К., Зотов Э.А. Гачо-химический мониторинг в петлевых экспериментах по обоснованию безопасности реакторов типа ВВЭР//С6. докл. Четвертой межотр. конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. С.210-220.

19. Кобылянский Г.П., Махин В.М., Шулимов В.Н и др. Состояние экспериментальных ТВС типа ВВЭР после реакторных испытаний в режимах, моделирующих аварии с потерей теплоносителя // там же. С. 148-164.

20. Смирнов В.П., Дворецкий В.Г., Цыканов В.А., Махин В.М. и др. Эксперименты по изучению поведения топлива ВВЭР в аварийных условиях// там же. С.5-40.

21. Цыканов В.А., Голованов В.Н., Дворецкий В.Г., Махин В.М. и др. Состояние и перспективы развития работ в обеспечение методик и технических срелств для проведения исследований по реакторному материаловедению// там же. С. 89-105. 22. Смирнов В.П., Смирнов А.В., Цыканов В.А., Махин В.М. и др. Экспериментальные исследования поведения топлива ВВЭР в условиях проектных аварий//. Сб. докл. пятой межотр.конф. по реакторному материаловедению, т.1, часть 1, Димитровград. 1998.С.204-236.

23. Горячев А.В., Махин В.М., Смирнов В.П. Шулимов В.П. и др. Результаты исследования поведения высоко выгоревших и "свежих" твэлов ВВЭР-440 в условиях аварии с осушением активной зоны//Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С. 247-269.

24. Махин В.М., Смирнов А.В., Смирнов В.П., Алексеев А.В. Теплофизическис характеристики твэлов ВВЭР//Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С. 104-111.

25. Махин В.М., Шулимов В.Н. Опыт проведения реакторных испытаний твэлов ВВЭР в режиме аварии с потерей теплоносителя (эксперименты "малая течь" на реакторе МИР)// Сб.докл. пятой межотр.конф.по реакторному материаловедению. Т. 1.4. 1. Димитровград. 1998.С237-246.

26. Горячев А.В., Махин В.М., Шулимов В.Н. и др. Основные результаты испытаний на реакторе МИР-М1 фрагментов ТВС ВВЭР в режиме аварий с потерей теплоносителя// Сб. докл. шестой российской конференции по реакторному материаловедению. Т.2. 4.1. Димитровград. 2001.С.251-264.

27. Goryachev A., Makhin V., SmirnovV. et al. Study of VVER-440 Fuel Rod Behavior Under SBLOCA Conditions. Report on Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, December 2-4, 1997.

28. Smirnov V., Smirnov A., Tzikanov V., Ovchinnikov V., Makhin V., et al " Zr-l%Nb (VVER) high burnup fuel tests under transient and accident conditions", NUREG/CP-0165. October, 26-28, 1998, Maryland, p. 113.

29. Джусов Ю.П., Махин B.M., Шулимов В.Н. Использование метода электрозондирования в реакторных экспериментах с осушением активной зоны ВВЭР в режиме "Малая течь" // Тр. междунар. конф."Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-95, т.1, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1995. С. 127-132 .

30. Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. , Смирнов В.П., Шулимов В.Н. (НИИАР), Аксенов П.М., Бек Е.Г., Цибуля В.А. (ОАО МСЗ), Терасвирта P. (1VO) Результаты исследования поведения высоко выгоревших и "свежих" твэлов ВВЭР-440 в условиях аварии с осушением активной зоны// Тр. международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.1, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 1998. С.338-345.

31. Махин В.М., Шулимов В.Н. Экспериментальное изучение поведения многоэлементных ТВС и твэлов ВВЭР в аварийных режимах эксплуатации с потерей теплоносителя. // Тр. междунар. конф."Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С. 27-36.

32. Спассков В.П., Шумский A.M., Махин В.М. и др. Реакторные исследования аварийного поведения активной зоны ВВЭР на петлевой установке ПВП-2 реактора МИР// Тр. междунар. конф. "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Теплофизика-98. т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С.42-51.

33. Алексеев А.В., Махин В.М. Применение кода MELCOR для расчетного анализа параметров испытаний 19-элементного фрагмента ТВС ВВЭР в канале исследовательского реактора МИР (эксперимент МАЛАЯ ТЕЧЬ-2) // Тр. междунар. конф."Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР",Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С. 199-207.

34. Семидоцкий И.И., Махин В.М. Применение теплогидравлического кода RELAP5.MOD3 для анализа режима петлевых испытаний в исследовательском реакторе МИР твэлов ВВЭР при параметрах аварии "Малая течь" // Тр. междунар. конф. "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, т.2, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. 1998. С. 208-217.

35. Алексеев И.Н., Василевич Т.И., Малышев A.M., Махин В.М. и др. Высокотемпературный теплогидравлический стенд для исследований и испытания элементов реакторных установок// Сб. тр. НИИАР, вып. 2, Димитровград, 1999, С.111-122.

36. Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВГ1-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции. Сб. тр. НИИАР, вып. 4, Димитровград, 1997. С.74-85.

37. Кузнецов Ю.Н., Смирнов В.П., Третьяков И.Т., Махин В.М. и др. Экспериментальная установка для внутриреакторных исследований проектных, запроектных и тяжелых аварий на энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами// Сб.тр. междунар. научно-техн. конф. Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии, Димитровград, 2001, с. 79-80.

38. Куприенко В.А., Махин В.М., Шулимов В.Н. (НИИАР), Самойлов О.Б., Кууль B.C., Фальков А.А., Лепехин А.Н. (ОКБМ), Морозов А.В. (ВНИИНМ) Реакторные испытания сборки твэлов с интерметаллидным топливом в режиме "Малая течь" на петле ПВП-2 реактора МИР. // Тр. междунар. конф."Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Теплофизика-98 .Т. 1. ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск. 1998. С.7-13.

39. Алексеев А.В., Махин В.М., Шулимов В.Н. Применение кода MELCOR для расчетного анализа параметров испытаний 19-элементного фрагмента ТВС ВВЭР в канале исследовательского реактора ММИР (эксперимент « Малая течь-2»)// Сб. тр. ФГУП «ГПЦ РФ НИИАР». Вып. 4. Димитровград. 2000. с.49-60.

40. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Махин В.М. , Шулимов В.Н. Основные результаты испытаний в канале реактора МИР.Ml фрагментов ТВС ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в режиме LOCA. Тезисы доклада на 2-ю Всероссийскую научно-техническую конференцию. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Подольск. 2001.С.31.

41. Махин В.М., Шулимов В.Н. Опыт проведения реакторных испытаний твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме аварии с потерей теплоносителя (эксперименты "Малая течь" на реакторе МИР). Сборник трудов НИИАР, вып. 4, ISBN 585165-359-0, Димитровград, 1997. С.35-50.

Представляемая диссертация является развитием работ по созданию методологии реакторных испытаний. Диссертантом в 1986 г. успешно защищена л специализированном совете при МИФИ диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, в которой приведены внутриреакторные методики и результаты исследований теплофизических свойств материалов и характеристик изделий ЯЭУ.

Личное участие автора в получении научных результатов. С активным, творческим участием автора разрабатывалась идеология экспериментов, создавались технические средства для реализации требуемых режимов, автором на основе теории приближенного или частичного подобия была показана необходимость проведения испытаний фрагмента штатной ТВС и возможность реализации в ограниченном объеме испытательною канала требуемых условий испытаний, разрабатывались программы исследований, которые выполнялись специализированными подразделениями НИИАР. В представленной диссертационной работе личный вклад автора является определяющим в части разработки методологии испытаний. Автор непосредственно участвовал в подготовке и проведении экспериментов, в составлении программ посттестовых исследований, им выполнены анализ полученных результатов и разработка на основе анализа рекомендаций но применимости результатов.

Апробация работы.Материалы работы докладывались Technical Comittee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. Dimitrovgrad, Russia, October 9-13,1995; на 2-й Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19-23 ноября 2001г., Подольск; р

Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, December 2-4, 1997; Japan-Russian seminar, September, 6-12, 1998; на международных теплофизических конференциях :

Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-95. ФЭИ. Обнинск. 1995 . "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", Теплофизика-98, ФЭИ, Обнинск, 1998: на отраслевой конференции "Гидродинамика и безопасность АЭС", Тсплофизика-99. ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 28-30 сентября 1999г.; на семинарах секции №4 НТС №1 МАЭ РФ "Экспериментальное обоснование безопасности ЯЭУ и верификация расчетных кодов: экспериментальная база, системы измерений, программы исследований, основные результаты", Димитровград, май. 1993г., "Динамика энергоблоков атомных станций нового поколения", г. Сосновый Бор, 30 мая -3 июня 1994г., НИТИ, 1994,

Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации", Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996; на заседании секции №4 НТС №1 МАЭ РФ 23 декабря 1998г., специально посвященном рассмотрению программы и результатов экспериментов на реакторе МИР-М1 по безопасности ВВЭР; на 4-й и 5-й межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению. ГНЦ

РФ НИИАР, Димитровград, 15-19 мая 1995г.; на 6-й Российской конференции по реакторному материаловедению, 11-15 мая 2000 г. Димитровград.

Содержание работы.

Диссертационная работа на соискание ученой степени доктора технических наук состоит из Введения, четырех глав и Заключения. Кроме того, отдельные вопросы рассмотрены в 4-х Приложениях.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Махин, Валентин Михайлович

Основные результаты по анализу экспериментальных и расчетных данных по выходу продуктов деления (ПД) из твэлов в контур:

- в эксперименте разрушение оболочек твэлов и выход ПД достигнуты на стадии повторного залива, а в расчете задается температура разгерметизации оболочки на стадии нагрева, т.е. процесс в расчете не адекватен эксперименту;

- имеется согласованность по относительному выходу ПД в теплоноситель (Хе: в расчете 1,1 Ю"4, в эксперименте (0,65.1,4) 10"4,1: в расчете 1.1 ТО"4, в эксперименте (2,6.5,1) 10"4); вместе с тем расчетные значения активности радионуклидов в теплоносителе по различным моделям выхода из топлива существенно различаются (в эксперименте - 1025 МБк/л, в расчете - 440 и 6275 МБк/л);

- существенное влияние на выход ПД оказывает температура топлива.

Таким образом, подбором исходных данных в пределах их погрешностей посредством кода MELCOR можно удовлетворительно описать температурный режим испытаний твэлов, аналогичный испытанию МТ-2 (определение момента начала роста температуры, охлаждение паром). Вместе с тем, температуру оболочек твэлов не удалось корректно описать в начальный момент осушения и на стадии повторного залива. Целесообразна доработка моделей теплообмена твэлов на этих стадиях.

Установлена сильная чувствительность ряда важных параметров к изменению исходных данных. Так при изменении расхода теплоносителя на входе в канал с 0,044 до 0,038 кг/с выход водорода увеличивается в 6 раз, осушение активной зоны начинается на 55 мин. раньше.

Точность расчета выхода ПД и активности радионуклидов в теплоносителе зависит от выбранной пользователем модели выхода ПД из топлива и точности расчета температуры топлива.

Установленная в процессе расчетного анализа консервативность кодов может привести к завышению температуры твэлов, что в свою очередь повлияет на расчетные значения выхода продуктов деления и выход водорода - продукта пароциркониевой реакции.

На примере расчетного анализа режимов МТ-2 установлена целесообразность прежде всего создания реалистичных версий кодов и уточнения температурных режимов твэлов при аварии. Это позволит в дальнейшем уточнить выход продуктов деления и выход водорода.

4.2. Анализ состояния ТВС

4.2.1. Безопасность топлива в проектных авариях с температурой оболочек до 700 °С

Испытания проводились с целью подтверждения безопасности отечественного топлива в проектных авариях и исследования поведения неизученного облученного топлива с высоким выгоранием.

В большинстве проектных аварий с потерей теплоносителя не достигается уровень температуры оболочек свыше 700 °С (глава 1). Высокий уровень температуры может быть только в случае наложения отказов в работе оборудования и при условии типа «мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода», что и принято в качестве максимальной проектной аварии. Однако и в этом случае, высокий уровень температуры реализуется для крайне малого числа твэлов с высокой нагрузкой в исходном состоянии (450 Вт/см). . ~ Йри анализе безопасности, как и за рубежом, выделяется не менее двух групп твэлов: с повышенной нагрузкой и со средней нагрузкой . Анализ результатов важен для этих двух групп. Поэтому интервал температуры оболочки до 700 °С представляет практический интерес.

Кроме того, при проектировании новых водоохлаждаемых реакторов принимаются режимы эксплуатации, снижающие температуру твэлов в аварийных условиях (например, ВВЭР-1500 [169] или применение высокотеплопроводного топлива). Эксплуатируются и проектируются кипящие корпусные реакторы, в проектных аварийных ситуациях в которых также уровень температуры оболочек не превышает 700 °С [170].

Указанный интервал температуры соответствует и проектной аварии с мгновенным заклиниванием одного из четырех ГЦН (Т не более 600 °С). До 540 °С определена максимальная температура оболочек твэлов при разрыве трубопровода Ду 100 3 блока НВ АЭС и время выдержки - 15 мин. (протокол совещания по продлению срока эксплуатации энергоблока №3 НВ АЭС, Москва, Минатом, 19.01.01.).

Итак, в результате рассмотрения целого ряда режимов в качестве основного интервала по температуре оболочки принят 350. 700°С.

В этом интервале полезно выделить диапазон с температурой 350-550 °С как режим с пульсациями температуры(испытание МТ-1). В испытании МТ-1 при выдержке в течение 72 мин. в режиме пульсаций температуры каких-либо существенных изменений состояния твэлов ЭТВС МТ-1 не выявлено. Поскольку режим с охлаждением паро-жидкостной средой с пульсациями температуры более опасный, чем просто охлаждение паром, то положительные результаты испытаний в этом режиме демонстрируют безопасность топлива в данном диапазоне.

При большей температуре 550-700 °С и охлаждении дисперсным потоком теплоносителя также нет существенных изменений в состоянии твэлов. При выдержке в течение 25 мин., что существенно дольше проектных значений и несколько выше по температуре оболочки проведены испытания МТ-3 (до 720 °С) и стендовые поддерживающие эксперименты (приложение 4). В испытании МТ-3 реализован «критический» растягивающий оболочку перепад давления (~1,5 МПа). Имеются незначительные формоизменения оболочек (увеличение диаметра до 70 мкм), наличие оксида циркония на поверхности толщиной до 10 мкм. Разбираемость зоны не вызывает сомнения. Детально изучена микроструктура оболочек после испытания МТ-3 и определены механические свойства материала. Существенных изменений нет.

В испытании МТ-1 были сжимающие нагрузки при перепаде давления 6. 8 МПа, в МТ-3 растягивающие при перепаде давления 1,5 МПа. В испытании МТ-5П при более высокой температуре оболочки «свежих» твэлов подвергались сжимающим усилиям, а выгоревшего твэла - практически без нагрузки. Все твэлы герметичны. Обеспечено их охлаждение.

Расчеты по формуле ОКБ «Гидропресс» (приложение 4) показывают, что время до разгерметизации при температуре 700 °С при максимально возможном перепаде 4.0 МПа составляет 13038 с, что существенно больше времени протекания проектной аварии (900 с МПА на 3 блоке НВАЭС).

В рассматриваемой ситуации LOCA ВВЭР-440 с разрывом Ду 100 давление теплоносителя в режиме с нагревом твэлов равно 1.2 МПа. С учетом исходного давления газа заполнения (0.5 МПа) усилия на оболочке свежего топлива будут сжимающими или близкими к нулевым, то есть существенно меньшими, чем при испытании свежих твэлов в МТ-1 и МТ-5П. Что касается поведения твэлов с максимальным выгоранием, то из-за выхода РБГ с выгоранием увеличивается давление газа заполнения с 0.5 МПа до 1.1. 1.2 МПа, что может приводить к растягивающим оболочку усилиям. Перепад давления соответствует условиям испытаний МТ-3. Как установлено в главах 1 и 3, нет особенностей в поведении оболочек свежих и выгоревших твэлов выше температуры 550"С

Таким образом, исходя из условий проектных аварий LOCA и совокупности полученных экспериментальных данных можно констатировать безопасность топлива в интервале 350.700 °С. С учетом изложенного, а также изученных особенностей поведения выгоревших твэлов в режимах LOCA (рассмотрены ниже) НИИАР согласовал техническое решение TP 179-ТП «Обоснование работоспособности (живучести) твэлов в аварийном режиме МПА ВВЭР-440 первого поколения, описываемом в ОУОБ 3 блока НВАЭС». Эти же результаты использованы при установлении пределов для проектных аварий на эксплуатируемом реакторе в НИИАР ВК-50 .

4.2.2. Безопасность топлива в проектных авариях с температурой оболочек 700. 1200 "С

В проектных авариях этот уровень температуры характерен для малого числа твэлов. как правило, для теплонапряженных твэлов. Интервал температуры оболочек 700. 1200 "С потенциально опасен вследствие более существенных и значимых формоизменений оболочек при разности давления теплоносителя и газа заполнения, так как возможны вздутия или сжатия оболочек. Значительны изменения структуры материала при температуре свыше 890 °С (приложение 4). В этом интервале интенсифицируется паро-циркониевая реакция и в структуре оболочки появляется кроме слоя оксида и слой и- Хг(о). прилегающий к слою оксида циркония. Механические свойства этого слоя отличаются от свойств исходного материала. Кроме того, при температуре свыше 947 "С возможно образование эвтектики при контакте сплава циркония с нержавеющей сталью. В интервале температуры 800.950 °С в экспериментах LOCA на FR2 с топливом, имеющем выгорание 36 МВт>сут /кг U, установлен выход РБГ, который составляет до 6 % от образовавшихся РБГ при облучении. Причина выхода РБГ - растрескивание топлива и выход газа из пор. Установлен выход РБГ и в выполненных испытаниях

Как было определено в программе испытаний, анализ целесообразно провести для условий с сжимающими и растягивающими усилиями, действующими на оболочку. Эксперименты с повышенным давлением теплоносителя (сжатие оболочек свежих твэлов). Это испытания свежих твэлов в ЭТВС МТ-2 (Р=12 МПа), МТ-5 (1^4.9 МПа). МТ-5П (Р=6 МПа) и МТ-6 (Р=2,3 МПа). Повышенное давление приводит к сжатию оболочек и изменению ее формы (продавливание оболочки в область между таблетками топлива, заполнение пространства, сформированного фасками таблеток, и формирование структуры «антибамбук»). В режиме закалки возможен разрыв оболочки не продольный, г поперечный (см. данные по МТ-2, температура оболочки 1200 °С). Эффект обжати* оболочкой сердечника и образование формы «антибамбука» установлен в МТ-5П с максимальной температурой оболочки, равной 930 °С. При предельной температуре дл; проектных аварий (МТ-2. МТ-5. 1200 °С) оболочка сильно окислена, имеются чрупктк трещины, образовавшиеся на стадии QUENCH-режима. Имеет мест взаимодейа'вт оболочки с пружинным фиксатором из нержавеющей стали.

Границе рассматриваемого интервала температуры соответствуют испытания снежи: твэлов МТ-6 (максимальная температура - 869 "С). Твэлы герметичны, имеет меетт незначительное сжатие оболочек свежих твэлов (до 1 %), не влияющее на их охлаждение. Практическое значение для обоснования безопасности топлива ВВЭР имеют следующие факты:

- при температуре оболочки не выше 930 °С (МТ-5П) твэлы сохранили герметичность;

- потенциально опасно продавливание оболочки в стыки между таблетками, так как это может приводить к поперечному разрыву на стадии QUENCH- режима;

- после выдержки при температуре 1200 °С подтверждена хрупкость оболочек (образование трещин во время QUENCH- режима);

- в посттестовых технологических операциях с транспортировкой и разборкой устройства удалось сохранить целостность ЭТВС как изделия (даже при наличии отдельных фрагментов оболочек твэлов).

Это обеспечивалось наличием пучка твэлов и дистанционирующих решеток. Во всех ЭТВС не обнаружено образования эвтектики в месте контактирования дистанционируюшей решетки и оболочек твэлов. Как установлено в разделе 4.1, дистанционирующие решетки в дисперсном режиме эффективно охлаждаются, и имеется локальное снижение температуры не только решеток, но и оболочек твэлов до 80 °С. Эти локальные эффекты положительно влияют на сохранение целостности ЭТВС как изделия. Эксперименты с пониженным давлением теплоносителя и температурой оболочки выше 700 °С (вздутие оболочек свежих ■ твэлов).

Вздутие оболочек опасно, так как частично перекрывается проходное сечение ячеек, и формоизменение влияет на протекание и амплитуду термошока при повторном заливе. Вздутие заканчивается разгерметизацией твэлов (разрыв оболочки) и выходом радионуклидов в контур. В реакторных испытаниях и посттестовых исследованиях изучаются: условия, при которых происходит разгерметизация твэлов; миграция радионуклидов (состав и активность радионуклидов в теплоносителе), а также степень перекрытия проходного сечения и условия длительного охлаждения деформированных твэлов. Важен вопрос разбираемости зоны. В данной работе рассматривается часть этого вопроса, а именно транспортабельность ТВС.

Из программы испытаний указанному диапазону соответствуют испытания МТ-3 (условия проведения - граница диапазона), БТ-1, высоковыгоревшие твэлы МТ-5, МТ-6 и МТ-5П. По своей сути это демонстрационные испытания, основной целью которых является оценка состояния твэлов (разбираемость, выход радионуклидов из топлива) и условий их охлаждения (степень перекрытия проходного сечения). При анализе этой области исследований необходимо учитывать многочисленные эксперименты ОКБ «Гидропресс», НПО «Луч» и ВНИИНМ по деформации отдельных оболочек и пучков оболочек и имитаторов твэлов [24, 152,153]. При испытаниях пучков элементов определялась степень перекрытия проходного сечения в ТВС.

Следующие основные параметры определяют состояние твэлов: изменение во времени температуры оболочки и сердечника; перепад давления на оболочке и амплитуда термошока при повторном заливе.

В главе 1 рассмотрено изменение основных параметров в МПА PWR и ВВЭР. Скорость нагрева оболочек на второй стадии МПА ВВЭР составляет 2.3 °С/с (расчет по ТРАПу) и до 5 °С/с (расчет по КОРСАРу) [8]. Температура увеличивается от 400. .700 °С до 1000 °С. В таблице 4.5 приведены основные данные по стендовым и реакторным испытаниям. В этих исследованиях установлено:

- максимальная степень перекрытия проходного сечения получена при минимальной скорости и критическом перепаде давления (до 75 %) [24]; в области дистанционирующих решеток вздутия не образовывались [24], что подтверждает интенсификацию теплообмена в этой области (раздел 4.1);

- локальное вздутие оболочек происходит в течение 10-70 с при температуре 770±50°С и заканчивается разрывом при температуре 850±50 °С с образованием продольного (вытянутого вдоль оси твэлов отверстия) [152,153]; результаты БТ-1 консервативны, как по скорости нагрева (мала и приводит к большей деформации), так и по длительности (в 4-5 раз длительнее).

Вместе с тем, в этих условиях (БТ-1) степень перекрытия не велика. Не установлено значительного изменения гидравлического сопротивления участка с ЭТВС (см. рис.3.12). Результаты согласуются и с данными испытаний REBEKA, в которых имитаторы разгерметизировались при температуре 800 °С и скорости нагрева 6.8 °С/с. Деформация оболочек составила в разных сечениях 30.60 %, степень перекрытия проходного сечения

- до 60% (см. рис. 1.30 б). Проведенное испытание БТ-2 с меньшей выдержкой и высокой скоростью разогрева оболочек подтвердило этот важный для практики вывод (испытание проведено без участия автора данной работы, рассмотрено в Приложении 4, приведены данные из работ [П8-П11] из списка литературы к Приложению 4).

Эксперименты [60] показали, что нагрев в первой стадии МПА ВВЭР приведет к меньшей деформации оболочек до их разгерметизации во второй фазе МПА ВВЭР. Этот же результат (влияние нагрева оболочек свыше 890 °С) получен в 1993г. при анализе данных эксперимента МТ-1 [92, 97].

Также важно, что выход радионуклидов при разгерметизации крайне мал. Не зарегистрирован системой КРБ при испытании БТ-1.

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

По результатам квалификационной работы сделаны следующие выводы.

1. На основе анализа потребностей в знаниях о поведении топлива в авариях и обзора зарубежных и отечественных исследований определена предметная область исследований на реакторе МИР по комплексной проблеме «Безопасность активной зоны ВВЭР». Это испытания топлива в режимах аварий с потерей теплоносителя (LOCA) и с кратковременной потерей расхода (LOF), отработка вопросов по управлению аварией, а также проверка качества методик расчета характеристик твэлов и ТВС в условиях аварий.

2. Решена научная проблема - создание методологии исследований, позволяющей реализовать целенаправленный, комплексный подход к изучению поведения твэлов и ТВС в проектных авариях с потерей теплоносителя, включающий обоснование проведения испытаний с фрагментом ТВС, воспроизведение в ограниченном экспериментальном объеме канала исследовательского реактора основных стадий аварии и установление влияния таких принципиально важных особенностей как высокое выгорание твэлов на поведение этих твэлов при аварии.

Разработан и внедрен комплекс научно-технических решений для расширения экспериментальных возможностей реактора МИР.М1: проект реконструкции петлевой установки ПВП-2; проекты конструкций облучательных устройств, обоснована безопасность испытаний; проведено дооснащение установки, впервые выполнены реакторные испытания с отечественным топливом и получены значимые для практики результаты по комплексной проблеме «Безопасность активной зоны ВВЭР».Методики позволяют изучить поведение топлива во всем диапазоне основных параметров теплоносителя и твэлов, характерных для проектных и начальных стадий запроектных аварий LOCA.

3. Создано расчетное сопровождение испытаний, которое необходимо как для прогнозирования режимов испытаний, так и для оценки качества используемых кодов -основного инструмента для расчетного анализа безопасности активных зон. Подтверждена перспективность применения кода MCU (разработчик - РНЦ «Курчатовский центр») для выбора обогащения свежих твэлов и обеспечения одинакового энерговыделения в свежих и высоковыгоревших твэлах. Пред- и посттестовыми теплогидравлическими расчетами подтверждена консервативность кодов KAHAJI-97 (из комплекса ТРАП, ОКБ «Гидропресс»), RELAP5/MOD3.2 (INEL ) и КОРСАР (ОЦРК МАЭ). Опыт применения программ и рекомендации по их совершенствованию доступны для разработчиков и пользователей кодов, использованы для верификации RELAP5/MOD3.2.применительно к расчетам по безопасности ВВЭР.

4. Проведены эксперименты со свежим топливом при повышенном и пониженном давлении теплоносителя, сравнительные испытания свежего и высоковыгоревшего топлива (выгорание 55. 60 МВгсут/кг U). Результаты востребованы разработчиками твэлов и ТВС, а также изготовителем твэлов. Уровень выгорания 55. 60 МВт,сут/кг U соответствует внедряемому перспективному четырехгодичному топливному циклу ВВЭР и PWR, что обусловливает практическую значимость результатов.

5. В результате анализа теплогидравлических условий испытаний натурного фрагмента ТВС ВВЭР в модельных режимах с частичным осушением ТВС установлены: а) целесообразность введения в качестве замыкающего соотношения граничной температуры устойчивого режима с частичным осушением твэлов Тф; б) значительное влияние межячейкового тепло-массопереноса, приводящего к снижению неравномерности температурного поля по сечению ТВС в режимах с частичным осушением активной зоны; в) значения амплитуды термошока для твэлов в режиме повторного смачивания (режим закалки, QUENCH-режим), теплофизические характеристики твэла в переходном режиме.

Подтверждены особенности охлаждения твэлов вблизи границы раздела фаз: жидкость - пар, а именно: более высокие экспериментальные значения коэффициента теплоотдачи (в сравнении с расчетными), образование фронта смачивания на решетке и ее интенсифицирующая роль в локальном охлаждении оболочки. Целесообразен учет указанных особенностей в реалистических версиях кодов.

6. Для большинства проектных аварийных режимов, которые характеризуются кратковременной температурой оболочек твэлов 350.700°С, подтверждена безопасность твэлов. В этом интервале температур проведены испытания: при сжимающих усилиях на оболочке при температуре до 550 °С в течение 72 мин. и при растягивающих усилиях на оболочке при температуре до 720 °С в течение 25 мин. с жестким режимом повторного смачивания. С учетом изложенного, а также изученных особенностей поведения выгоревших твэлов в режимах LOCA НИИАР согласовал техническое решение TP 179-ТГ1 «Обоснование работоспособности (живучести) твэлов в аварийном режиме МПА ВВЭР-440 первого поколения, описываемом в ООБ 3 блока НВАЭС». Результаты использованы и для установления проектных пределов твэлов в авариях на реакторе ВК-50 и рекомендуются для создаваемых ВВЭР с пониженной удельной теплонапряженностью активной зоны (ВВЭР-1500).

В интервале температуры 900. 1200 "С повышенное давление теплоносителя приводит к продавливанию оболочек в месте стыка таблеток свежих твэлов, что в дальнейшем на стадии повторного смачивания может быть причиной поперечных разрывов оболочек части твэлов. Твэлы в «жестких» испытаниях» (-1200 °С) разгерметизировались в процессе выдержки и разрушились на стадии повторного залива по указанному механизму. При температуре оболочки не более 940 °С твэлы сохранили герметичность.

Несмотря на охрупчивание оболочек твэлов и их локальное разрушение, удалось выполнить все транспортные операции с ТВС как с изделием. Положительное качество обеспечивают дистанционирующие решетки из нержавеющей стали (МТ-2) или сплава циркония (МТ-5 и МТ-5П), а также эффект пучка твэлов. Сделан вывод, что до температуры, по крайней мере, 930 °С (МТ-5П) с указанной выдержкой безопасность топлива обеспечивается.

Пониженное давление теплоносителя приводило к вздутиям оболочек. Изменение диаметра согласуется с расчетным значением по эмпирической формуле ОКБ «Гидропресс».

7. В сравнительных испытаниях свежих и высоко выгоревших твэлов впервые для отечественного топлива установлено, что основное отличие проявляется только в выходе ГПД из топлива и воздействии газового давления на оболочку. Окисление, свойства оболочек свежих и выгоревших твэлов ВВЭР практически не отличаются. По уровню выгорания 55.60 МВт* сут/кг U испытания обладают новизной и практической значимостью. Оценен в режиме LOCA выход ГПД из топлива с выгоранием 56 МВт - сут/кг U и максимальной температурой периферийной части сердечника 850.1050 °С, который равен 7.9 %.

8. Установлена разгерметизация твэлов при высокотемпературной выдержке и разрушение свежих твэлов при повторном заливе. В первом случае выход радионуклидов не значителен. Повторный залив - наиболее опасный режим с возможным импульсным ростом активности теплоносителя при замене дисперсного или парового режима охлаждения на жидкостный режим. Температура теплоносителя и изменение его массовой скорости влияют на «вымывание» радионуклидов из разрушенных твэлов (уровень температуры при испытаниях Т=170.190 °С , выше температуры плавления и кипения изотопов йода). При меньшей температуре указанный эффект не проявляется. У высоко выгоревшего топлива имеет место выход из топлива цезия и его миграция в ггг теплоносителе. В целом выход в контур радионуклидов не велик. Дезактивация проведена многократной заменой воды без применения химреагентов.

9. Испытания проведены при условиях, подобных или более жестких, чем режимы проектных LOCA на ВВЭР (например, «Малая течь» с несрабатыванием A3- LOCA ATWS, увеличенная длительность второй стадии LB LOCA). Для большинства проектных аварий безопасность топлива подтверждена. Согласно проведенным исследованиям проблемными являются вопросы поведения топлива в авариях с температурой оболочки около верхней границы (1200 °С) и при последующем заливе. Вместе с тем, как правило, конструкторскими решениями и консервативностью кодов обеспечивается запас по температуре до предельного значения.

6. Благодарности

Автор благодарен специалистам ОКБ «Гидропресс» Спасскову В.П., Шуйскому A.M., Семишкину В.П., Зайцеву С.И. за многолетнее сотрудничество по созданию методологии испытаний и полезное обсуждение материалов работы; специалистам ОКБМ Самойлову О.Б., Куулю B.C., Фалькову А.А., Лепехину А.Н. - за творческое сотрудничество при подготовке и проведении одного из испытаний, за полезное обсуждение материалов; специалистам ВНИИНМ Соколову Н.Б., Салатову А.В., Андреевой-Андриевской JI.H. - за сотрудничество при подготовке экспериментов и участие в анализе результатов исследований; специалистам НИКИЭТ Хмелыцикову В.В. и Третьякову И.Т. и специалистам ВНИПИЭТ Сафутину В.Д. и Шишкину С.В. - за проведение совместных проектных работ. Автор благодарен специалистам и техническому персоналу НИИАР за качественное исполнение работ, результаты которых обобщены в представляемой работе. Автор признателен Шулимову В.Н. за долголетнее плодотворное сотрудничество по данному направлению; Грачеву А.Ф. - за консультации по работе, за творческое обсуждение результатов работы и конкретную помощь в ее реализации, Цыканову В.А., Куприенко В.А. - за консультации, обсуждение результатов и помощь в проведении исследований.

Автор благодарен Алексееву А.В., Киселевой И.В., Нехожиной Н.А., Семидоцкому И.И., Узикову В.А., и Ильенко С.А. за сотрудничество при создании расчетного сопровождения испытаний.,

Калыгину В.В. и Малкову А.П. за сотрудничество при изучении характеристик реактора на критическом стенде и участие в проведении испытаний, Бендерской О.С,- за участие в проведении испытаний;

Ижутову A.JI. и Овчинникову В.А. - за помощь в организации и проведение испытаний; Головченко Ю.М. - за проведение поддерживающих экспериментов и творческий критический анализ представляемых материалов;

Смирнову В.П. и Горячеву А.В. за творческое и качественное проведение посттестовых исследований.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Махин, Валентин Михайлович, 2004 год

1.Безопасность активной зоны реактора в проектах атомных электростанций. Руководство по безопасности №50-SG-D14.

2. Обзор основных исследовательских работ /1990-1991/, НИИАР. Димитровград. 1992. С.41-42.

3. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Часть 2. Методики и результаты экспериментальных исследований. ГНЦ НИИАР, Димитровград, 1997. С. 108 (обзор по 86 источникам).

4. Karb Е.Н., Sepold L., Hofman P. LWR fuel rod behavior during reactor tests under loss-ot-coolant conditions: results of the FR2 in-pile tests. Jorn. of nuclear materials, 107 (1982), 55-77.

5. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 296.

6. Безопасность ядерной энергетики. Сборник статей под редакцией Дж.Раста и Л.Уивера. М: Атомиздат. 1980. С. 153.

7. Достов А.И., Крамеров А.Я., Михайлов Д.А. Гидродинамика и безопасность РБМК при авариях, инициируемых частичными разрывами контура циркуляции// «Вопросы атомной науки и техники», серия: Физика ядерных реакторов Выпуск 2. 2000. С.40-51.

8. Беляев Ю.В., Зайцев С.И., Волкова С.Н. и др. Численное моделирование аварийных режимов реакторной установки с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов ТРАП и КОРСАР, Теплоэнергетика, №11,2002. С.62-65.

9. H.Karb E.H. In-pile tests at KFK( Karlsaruhe) of LWR fuel- rod behavior during the Heatup Phase of a LOCA. Nuclear Safety, 21,1980, p.26-37.

10. Uetsuka H., Katanasina S., Ishijima K., Research Activities at JAERI on core material behavior under SFD. IATA-TECDOC-921, Behaviour of LWR Core Materials under Accident Conditions, Dimitrovgrad, Russion Federation, 9-13 October, 1995, p.23-38.

11. Руст К., Эрбахер Ф.Дж. Экспериментальные исследования теплообмена при затоплении. Сборник трудов международного семинара «теплофизика 90», 25-28 сентября 1990г., Обнинск, ФЭИ, т.2,1991, с.286-296.

12. Hofman P., Noack V., Experimental results of single rod quench experiments. FZKA 5846. 1997.

13. Кириллов П.Л., Селиванов В.М. Основные направления тегшофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ. Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», 25-28 сентября 1990г., Обнинск, ФЭИ, т. 1,1991. С.6-25.

14. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н.,Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках . Межотраслевая конференция «Теплофизика -89»,сб. докладов, Обнинск, 1992. С.90-94.

15. Безруков Ю.А., Каретников Г.В., Логвинов С.А. Исследования блокирования проходного сечения тВС реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА . Отраслевая конференция «Теплофизика 99»,сб. тезисов докладов, Обнинск, 1999. С.229-231.

16. Липатов И.А. , Дремин Г.И., Галчанская С.А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР. Отраслевая конференция «Теплофизика 99»,сб. тезисов докладов, Обнинск, 1999. С.221-223.

17. Смирнов А.В. Обоснование надежности штатного топлива ВВЭР и возможности достижения сверхпроектных выгораний. Диссертация в виде научного доклада на соискание ученой степени доктора технических наук. Нижний Новгород, НГТУ. 1996г.

18. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М.: Энергоиздат, 1981. С.256.

19. Кобылянский Т.П., Новоселов А.Е. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. ГНЦ НИИАР, Димитровград, 1996.С.176.

20. Eberle R IATA-TECDOC-706, Behaviour of Core Materials and Fission Product Release in Accident Conditions in LWRs, Aix-en-Provence France, 16-19 March, 1992;p.17-23.

21. Forgeron T. Zircaloy in LOCA conditions. French Russian LWR Fuel seminar, 20- 27 november, Saclay, 1993.

22. Veshchunov M.S. Modelling of quench phenomena. FZKA 5846, 1997.

23. Hofman P. Influence of iodine on the burst strain of Zry-4. Jorn. of Nucl. Mater.,87(1979). P. 46-69.

24. Stuckert Y., Single rod quench tests with Zr-l%Nb cladding. 61'1 international Quench Workshop, Germany, Karlsruhe, October 10-12, 2000.

25. Socolov N.B. The oxidized Zr-l%Nb VVER Type Fuel rod cladding heal resistance during quenching in LOCA, 6th international Quench Workshop. Germany. Karlsruhe. October 10-12, 2000.

26. El-Adham K.A. IATA-TECDOC-706. Behaviour of Core Materials and Fission Product Release in Accident Conditions in LWRs, Aix-en-Provence France. 16-19 March, 1992;p.35-43.

27. El-Adham К. A. IATA-TECDOC-706, Behaviour of Core Materials and Fission Product Release in Accident Conditions in LWRs, Aix-en-Provence France, 16-19 March, 1992;p.44-52.

28. Bruet M., IATA-TECDOC-706, Behaviour of Core Materials and Fission Product Release in Accident Conditions in LWRs, Aix-en-Provence France, 16-19 March, 1992;p.59-67.

29. Bibilashvily Yu.K. RAPTA-5 Code: modellihg behaviour VVER Type Fuel rods DBA verification calculations. IATA-TECDOC-921, Behaviour of LWR Core Materials under Accident Conditions, Dimitrovgrad, Russion Federation, 9-13 October, 1995, p.139-152.

30. Алексеев A.B., Махин B.M. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Часть 1. Исследования тяжелых аварий на энергетических реакторах. ГНЦ НИИАР, Димитровград, 1996. С.37 (обзор по 47 источникам).

31. Цыканов В.А., Маркина Н.В. Махин В.М. К вопросу о методическом и метрологическом обеспечении внутриреакторных теплофизических исследований. Н.-т. сборник «Стандартизация и качество в атомной промышленности», №1(16), М.,1983.

32. Куприенко В.А., Маркина Н.В., Махин В.М., Цыканов В.А., Методическое и метрологическое обеспечение внутриреакторных теплофизических исследований. ВД1ГГ. сер.Атомное материаловедение, вып.2(20), М.,1984. С.36-41.

33. Махин В.М., Сарксян В.В., Гнеушева В.И. Установка для изучения теплопроводности порошковых материалов методом монотонного нагрева //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1988,- Вып.5(30). С.46-49.

34. Маркина Н.В., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Самсонов Б.В. Устройство для измерения теплопроводности трубчатых образцов в канале ядерного реактора, А.с. 1009207,1982, БИПМ, №5, 2002, с.286.

35. Маркина Н.В., Махин В.М. Самигуллин Б.А., Самигуллин Б.А., Исаев Ю.Н. Устройство для измерения теплопроводности трубчатых образцов в канале ядерного реактора, А.с.776229, 1980., БИ, №1, 1982, с.269.

36. Махин В.М., Самигуллин Б.А., Третьяков К.А. Нагревательное устройство, А.с. 784720, 1980, БИ, №19,1981, с.292.

37. Махин В.М., Мельдер P.P. Устройство для облучения материалов в ядерном реакторе, А.с.№ 611510,1978, БИ,№29, 1981,с.286.

38. Рогозянов А .Я., Махин В.М., Исаев Ю.Н., Самигуллин Б. А., Салимов З.Б. Усгройслю для измерения поперечной деформации образца», А.с. №832313, 1981, БИ, №19, 1981.

39. Горбатов В.К., Махин В.М., Самигуллин Б.А., Рогозянов А.Я., Самсонов Б.В. Образец для испытаний на растяжение, А.с. №1065725, 1983, БИ, №1, 1984.

40. Босворт P.4.JI. Процессы теплового переноса, ГИ техн.-теорет. литер., М.,1957.

41. Махин В.М., Шулимов В.Н., Киселева И.В. Разработка принципов моделирования и сценариев экспериментов на ПУ ПВП-3. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4891, Димитровград. 1999. С.32.

42. Лыков А.В. Тепломассообмен: Справочник, М.:Энергия, 1978.С. 552.

43. Махин В.М., Щулимов В.Н.,Ильенко С.А., Смирнов В.П.Третьяков И.Т., Лонинов А.Я., Филь Н.С., Шумский A.M. Предварительная матрица внутриреакторных экспериментов ПВП-3. Отчет ГУП НИКИЭТ, 37.059 От, Москва, 1999. С.37.

44. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР, М:, Энергоатомиздат, 1988. С.359.

45. Чертков Ю.Б., Махин В.М., Шулимов В.Н. Расчетные исследования нейтронно-физических условий проведения экспериментов по моделированию МПА реактора ВВЭР в реакторе МИР.М1 на создаваемой ПУ ПВП-3, отчет НИИАР 0-4880, 1999.

46. Махин В.М., Шулимов В.Н., Бендерская О.С. и др. Результаты реакторных испытаний твэлов в яч. 2-4 реактора МИР при параметрах аварии "Малая течь ВВЭР". Отчет НИИАР, 0-4214, 1993. С. 140.

47. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике, М., Энергоатомиздат, 1994.С.256 (раздел 6.3 «Сплавы системы цирконий -ниобий»),

48. Каретников А.С., Богданов Г.В, Безруков Ю.А., Трушин A.M.,

49. Грачев А.Ф., Махин В.М., Фрей А.К. Устройство для испытания твэлов в канале ядерного реактора, А.с.1012713,1982, БИ, №20, 1984.С.415.

50. Балашов С.М., Виденеев Е.Н., Нигматулин Б.И., Помельников В.Н.Влияние борной кислоты на теплогидравлические характеристики частично осушенной активной зоны, труды международного семинара «Теплофизика-90», т.2, Обнинск, 1991, с.369-373.

51. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьнв A.M. Безопасность ЯЭУ, -М.: Энергоатомиздат, 1989.С.280.

52. Асмолов В.Г., Елкин И.В., Гашенко М.П. и др. Интегральный теплофизический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР)//препринт ИАЭ-5044/44, Москва. 1990.

53. Махин В.М., Сюзев В.Н., Топоров Ю.Г. и др. Сравнительный анализ теплофизических характеристик твэлов -накопителей трансплутониевых элементов//Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1987.- Вып. 1(24). С.33-36.

54. Узиков В.А., Махин В.М. Расчетная модель контура СИПТ для ПВП-3 и результаты расчетов по коду RELAP5/MOD3.2, отчет ГНЦ НИИАР.0-4964. Димитровград.2000. С.63.

55. Узиков В.А., Махин В.М. Результаты расчетного анализа дополнительных экспериментов на контуре СИПТ для ПВП-3, технический отчет ГНЦ НИИАР (ОфиБР), Димитровград, 2000.С.ЗЗ.

56. Семидоцкий И.И., Махин В.М. Верификация модели истечения теплоносителя в коде RELAP5/MOD3.2 для условий простейших геометрий. Отчет НИИАР 0-4963, Димитровград,2000.

57. Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР. Отраслевая конференция «Теплофизика 99».сб. тезисов докладов, Обнинск, 1999. С.221-223.

58. Махин В.М., Шулимов В.Н., Грачев А.Ф. и др. Расчетно-экспериментальное исследование режимов испытаний "Малая течь" и обоснование их безопасности на ПУ ПВП-2 реактора МИР, отчет НИИАР, 0-4115, Димитровград, 1992. С. 136.

59. Киселев Н.Б., Махин В.М., Шулимов В.Н., Спассков В.П., Шумский A.M.,

60. Цыканов В.А., Голованов В.Н., Дворецкий В.Г., Махин В.М. , Шулимов В.Н. Состояние и перспективы развития работ в обеспечение методик и технических средств для проведения исследований по реакторному материаловедению// там же. С. 89-105.

61. Техническая справка ГНЦ НИИАР по работе: «Экспериментальная проверка узла крепления ТЭП пайкой на фрагменте оболочки твэла ВВЭР-1000, нагруженных внутренним давлением газа», инв.№15-18/571 от 22.12.97 (исполнители: Юрченко А.Д., Соколов В. Ф. и др.)

62. Алексеев А.В.,Ильенко С.А., Махин В.М. Посттестовыс расчеты по код) МГ.Г.СО!' выхода и переноса радионуклидов при испытании 19-элементной ТВС с твэламн ВВЭР в канале исследовательского реактора МИР (эксперимент МТ-2), отчет ГНЦ НИИАР 04749, 1998. С.47.

63. Алексеев А.В., Махин В.М. Посттестовые расчеты по коду MELCOR режимов испытаний 19-элементной ТВС с твэлами ВВЭР в канале исследовательского реактора МИР (эксперимент МТ-2), отчет ГНЦ НИИАР 0-4692, 1996.

64. Гомин Е.А., Гуревич М.И., Майоров J1.B. и др. Комплекс программ нейтронно-физических расчетов РНЦ КИ. Программа MCU-RFFI/A. Отчет ИЯР РНЦ КИ. №32/1-14-298.М.,1998.

65. Лядов Г.Д., Махин В.М., Шулимов В.Н. и др. Результатыматериаловедческих исследований макетных твэлов типа ВВЭР-1000 после эксперимента "Малая течь" в канале 2-4 реактора МИР. Отчет НИИАР, 0-4216, 1993. С. 91.

66. Алексеев А.В., Горячев А.В., Махин В.М. и др. Результаты реакторных испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с потерей теплоносителя (эксперимент МАЛАЯ ТЕЧБ-5П на реакторе МИР). Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4606,Димитровград, 1997. С. 87.

67. Махин В.М., Смирнов А.В., Смирнов А.В., Алексеев А.В. Теплофпзические характеристики твэлов ВВЭР. Доклад на пятой межотраслевой конференции но реакторному материаловедению. Сборник докладов, т.1, часть 1. Димитровград. 1998. стр. С.104-111.

68. Голушко В.В., Кусиков В.Г., Махин В.М. и др. Автоматизированная система сбора и обработки данных внутриреакторного теплофизического эксперимента //Вопросы атомной науки и техники. -Сер. Атомное материаловедение-1984,- Вып.2(20). С.54-56.

69. Смирнов В.П., Дворецкий В.Г., Цыканов В.А., Махин В.М. и др.

70. Эксперименты по изучению поведения топлива ВВЭР в аварийных условиях// там же. С.5-40.

71. Цыканов В.А., Голованов В.Н., Дворецкий В.Г., Махин В.М. , Шулимов В.Н. Состояние и перспективы развития работ в обеспечение методик и технических среде из для проведения исследований по реакторному материаловедению// там же. С. 89.

72. Махин В.М., Шулимов В.Н., Алексеев А.В. и др. Результаты реакторных испытаний в режиме "Малая течь" и посттестовых исследований фрагмента ТВС ВВЭР (испытание МТ-2), отчет НИИАР по НИР, 0-4527, Димитровград, 1996. С. 108.

73. Махин В.М., Шулимов В.Н., Горячев А.В. Результаты реакторных испытаний ТВС ВВЭР в режиме "Малая течь" (испытание МТ-3) и посттестовых материаловедческих исследований. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4523, Димитровград, 1996. С.25.

74. Махин В.М., Бендерская О.С., Зотов Э.А., Алексеев А.В. Определение водорода при испытаниях "Малая течь" на установке ПВП-2 РУ МИР. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4654. Димитровград, 1997. С.28.

75. Н.Махин В.М., Шулимов В.Н., Киселева И.В., Горячев А.В., Новоселов А.Е. Результаты реакторных испытаний ТВС ВВЭР в режиме "Малая течь'' (эксперимент МТ-3) и посттестовых материаловедческих исследований. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4748, Димитровград, 1998. С.37.

76. Махин В.М., Шулимов В.Н. Киселева И.В., Алексеев А.В. Результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме второй стадии МПА, отчет НИИАР, 0-4979, Димитровград, 2000. С.58.

77. Нб.Семидоцкий И.И., Махин В.М. Предтестовые расчеты по коду RELAP 5/MOD3 режимов испытаний семиэлементной ТВС с твэлами реактора ВВЭР в канале исследовательского реактора МИР. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4549, Димитровград, 1996. С.47.

78. Алексеев А.В., Горячев А.В., Махин В.М. и др. Результаты реакторных испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с потерей теплоносителя (эксперимент МАЛАЯ 1Е4Ь-5 на реакторе МИР). Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4688,Димитровград, 1997.С.29

79. Алексеев А.В., Горячев А.В., Махин В.М. и др. Результаты реакторных испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с потерей теплоносителя (эксперимент МАЛАЯ ТЕЧЬ-5Г1 на реакторе МИР). Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4606,Димитровград, 1997.С. 87.

80. Goryachev A., Makhin V., SmirnovV. Et al. Study of VVER-440 Fuel Rod Behavior Under SBLOCA Conditions. Report on Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, December 2-4, 1997.

81. Махин В.М., Шулимов В.Н., Киселева И.В., Алексеев А.В. (НИИАР),

82. Зайцев С.И., Спассков В.П., Семишкин В.П., Шумский A.M. (ОКБ ГП) Особенности повторного залива твэлов ВВЭР в аварии типа LOCA// Доклад на отраслевой конференции "Гидродинамика и безопасность АЭС", Обнинск, 28-30 сетября, 199У. С.138-140.

83. Скрипов В.П. Метастабильная жидкость. М.: Наука, 1972. С. 312.

84. Кокорев Л.С. Исследование взаимодействия сфероидов жидкости с перегретой поверхностью твердого тела, «Вопросы теплофизики ядерных реакторов», сб. МИФИ, М.: Атомиздат, 1977. С.60.

85. Кириллов П.Л. , Богословская Г.П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках,М.: Энергоатомиздат, 2000.С.456.

86. Махин В.М., Шулимов В.Н. Анализ теплогидравлических условий испытаний фрагментов ТВС ВВЭР в экспериментах LOCA в реакторе МИР.Ml и рекомендации по совершенствованию кодов, тезисы доклада на семинар ФЭИ, май, 2002.

87. Кутателадзе С.С. Основы теории теплообмена. М: Атомиздат, 1979.С. 416.

88. Ложкин В.В., Колмаков А.П., Куликов Б.И. и др. Эксперименты по повторному заливу на модели ТВС ВВЭР. «Вопросы атомной науки и техники», серия: Физика ядерных реакторов, выпуск 1Д998.С.94-103.

89. Ш.Лыков А.В.Теория теплопроводности, М: Высшая школа, 1967.С.599.

90. Головченко Ю.М., Махин В.М., Неверов В.А. и др. О длине аккомодации гелия в зазоре между топливом и оболочкой, Атомная энергия, т.53, вып.5, 1982.С.330-331.

91. Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М., Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике: пер с англ.,М: Энергоатомиздат, 1984. С.424.

92. Никитенко Н.И. Теплообмен, фазовые превращения и напряжения в процессе закалки, Промышленная теплотехника, №5, 1980. С.3-8.

93. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи, М: Энергия , 1977. С.344.

94. Кутепов A.M., Стерман Л.С., Стюшин Н.Г. Гидродинамика и теплообмен при парообразовании.М., Высшая школа, 1986.С.448.

95. Тепло- и массообмен.Теплотехнический эксперимент.Справочник под ред. Григорьева В.А. и Зорина В.М., М:, Энергоиздат, 1982. С.512.

96. Кошкин В.К., Калинин Э.К., Дрейцер Г.А., Ярхо С.А. Нестационарный теплообмен. М:, МАШИНОСТРОЕНИЕ, 1973. С. 328.

97. РТМ 1604.003-86. Методики расчета гидродинамическиз и тепловых характеристик элементов ЯЭУ. 1988.

98. Стандартная задача «Расхолаживание 7-стержневой модели ТВС ВВЭР в условиях повторного залива снизу», Отчет ФЭИ, инв.№10596, 2000г. (исполнители от ППИ.ЛР Махин В.М. и Семидоцкий И.И.).

99. Валунов Б.Ф. , Гурьянов С,В., Югай Т.С. и др. Охлаждение частично осушенной активной зоны корпусного реактора при «малой течи».Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», 25-28 сентября 1990г., Обнинск, ФЭИ, т. 1.1991 .С.239-244.

100. Гордон Б.Г., Помельников В.Н. Вопросы теплообмена при авариях с чалой течью. Сборник трудов международного семинара «теплофизика 90», 25-28 сентября 1990г., Обнинск, ФЭИ, т.1,1991. С.255-262.

101. Щеколдин В.И., Быков М.А., Зайцев С.И., Безруков Ю.А. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАп и RELAP5/MOD3.2, труды международной конференции ТЕПЛОФИЗИКА-98, ФЭИ. Обнинск, т.1. С.295-303

102. Безруков Ю.А., Ясколко А.Э., Трушин A.M. Исследование теплоотдачи применительно к частично заполненной активной зоне, ВАНТ, сер. Физика ядерных реакторов. Вып.4. 1987. С.21-27.

103. Experimental Study of Diversion Cross-Flow Caused by Subchannel Blockages. Report EPRINP-3459, Volume 2, February, 1988.

104. Ducros G., Andre В., Tourasse М.? Maro D.l The fission products and actinide release at high temperature in PWR fuel rods, IAEA-TECDOC-921, 1995, p.203-216.

105. Smirnov V., Smirnov A., Tzikanov V., Ovchinnikov V., Makhin V., et al " Zr-l%Nb (VVER) high burnup fuel tests under transient and accident conditions", NUREG/CP-0165,, October, 26-28, 1998, Maryland, p.l 13.

106. Гаврилин А.И., Бегунова A.M. Экспериментальное и аналитическое исследование распределения параметров кипящего теплоносителя на модели сборки твэлов, препринт НИИАР П-10 (304), Димитровград, 1977.

107. Гугучкин В.В. Локальные процессы взаимодействия компонентов двухфазного потока в элементах энергетических установок, Автореферат диссертации на соискание ученой степени дтн, АОТ НПО ЦКТИ им. Санкт-Петербург, 1997 .

108. Smirnov V., Goryachev A., Makhin V., Tzikanov Vet al "Metods of high burnup VVER fuel tests under hot steady -state and accident conditions", Loen Norway, May, 24-29, 1999.

109. Веремеев A.A. , Ивашкевич А.А., Смогалев И.П. и др. Верификация модели закризисного теплообмена теплогидравлического кода КОРСАР, Теплоэнергетика,№11, 2002.С.66-70.

110. Безруков Ю.А., Щеколдин В.И. Верификация расчетных моделей по кризису теплообмена и закризисной теплоотдаче, используемых в расчетном коде КОРСАР, Теплоэнергетика,№11, 2002.С.56-61.

111. Верификационный отчет. Верификация теплогидравличенского кода RELAP 5/MOD3.2 применительно к реакторам ВВЭР, т.2, Москва-Нижний Новгород, 2002, стр. 8-306-8-314.

112. Basic Concept of a Nuclear Future BWRICONE 11-36089, p. 145.

113. Андриевский P.P., Спивак В.В. Прочность тугоплавких соединений и материалов на их основе, Челябинск, 1986.

114. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др., Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Кн.1/ -М.: Энергоатомиздат, 1995.С.320.

115. Troyanov V., Ershov Е., Koroljov A. et al Experimental study of the core structure behaviour in LOCA condition/IAEA-TECDOC-921, 1995, p.153-163.

116. Maroti L. QUENCH TEST FOR THE INVESTIGATION OF THE 17% OXIDATION CRITERION OF POSTULATED ACCIDENT. Report on 6-th International Quench Workshop. Forschungszentrum Karlsruhe, October 10-12, 2000.

117. Socolov N.B. The oxidized Zrl%Nb VVER-type fuel rod claddings heat resistance during quenching in loss of coolant accident conditions. Report on 6-th International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, October 10-12, 2000.