Изменение характеристик топлива ВВЭР и PWR при совместных испытаниях в реакторе HBWR тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Волков, Борис Юрьевич

• Волков, Борис Юрьевич
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Волков, Борис Юрьевич

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ РЕАКТОРА НВ\УЬ* ПО

ИССЛЕДОВАНИЮ ПОВЕДЕНИЯ ТОПЛИВА И МАТЕРИАЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

1.1. Краткое описание реактора

1.2. Экспериментальные устройства и системы

1.3. Датчики внутриреакторного контроля

1.4. Методы исследований топлива в реакторе НВ\¥11

1.5. Заключение к первой главе

2.ФОРМИРОВАНИЕ МАТРИЦЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ, ПРОГРАММЫ И УСЛОВИЙ СОВМЕСТНЫХ ИСПЫТАНИЙ ОПЫТНЫХ ВИДОВ ТОПЛИВА ВВЭР И Р\¥Я

2.1. Освидетельствование опытных видов топлива

2.2. Матрица экспериментов и исходные параметры опытных твэлов

2.3. Конструкция экспериментального канала, определение условий и программы испытаний опытных твэлов

2.4. Заключение ко второй главе

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ И АНАЛИЗ ИЗМЕНЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВА ВВЭР И Р\¥Я ПОД ОБЛУЧЕНИЕМ

3.1. Результаты прямых внутриреакторных измерений

3.2. Анализ изменения характеристик опытных видов топлива ВВЭР и

в зависимости от тепловой нагрузки

3.2.1 Температура в центре топливного сердечника опытных твэлов

3.2.2 Изменение давления газов в твэлах с топливными таблетками различной геометрии

3.2.3 Изменение удлинения топливного сердечника

3.3. Анализ изменения характеристик опытных видов топлива ВВЭР и

PWR в зависимости от выгорания

3.3.1 Изменение температуры в центре топливного сердечника и оценка деградации теплопроводности топлива

3.3.2 Удлинение, уплотнение и распухание топливного сердечника

3.3.3 Изменение давления газов под оболочкой твэлов и выделение газовых продуктов деления

3.4. Заключение к третьей главе

4.МИКРОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТОПЛИВА ВВЭР И PWR, СОПОСТАВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ С ДАННЫМИ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ

4.1. Микроструктурные исследования опытных видов топлива

4.2. Анализ распределения объемной пористости опытных видов топлива по данным микроструктурных исследований

4.3. Сопоставление данных и корреляционный анализ влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR

4.4. Заключение к четвертой главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

Обозначения и сокращения

АДУ - аммоний-диуранат

A3 - активная зона;

АЭС - атомная электростанция;

В - выгорание

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

вгпд - выделение газовых продуктов деления

ВТО - взаимодействие топлива и оболочки

ГДСУ - гидравлическая система управления

гпд - газообразные продукты деления;

ГС - газовая система

дд - датчик давления газов под оболочкой твэла;

дпз - датчик прямого заряда;

лдтп - линейный дифференциально-трансформаторный преобразователь;

лтн - линейная тепловая нагрузка твэла;

н.у. - нормальные условия;

оп - оптический микроскоп

пд - продукты деления;

СРМ - система регулирования мощности (гелием -3)

СУВДГ - система ультравысокого давления газа

СЭМ - сканирующий электронный микроскоп

твэл - тепловыделяющий элемент;

твс - тепловыделяющая сборка;

тп -теоретическая плотность

цо - центральное отверстие в топливной таблетке;

ЯЭУ - ядерные энергетические установки;

BWR - Boiling Water Reactor (кипящий водяной реактор)

ЕТ - термометр расширения;

EF -датчик удлинения топливного сердечника (ДУ)

FGR - Fission Gas Release (выход газообразных продуктов деления);

IFA - Instrumented Fuel Assambly (Инструментированная Топливная Сборка (ИТС))

IFE - Institutte For Energiteknikk (Институт Энерготехнологий)

HRP - Halden Reactor Project (Халденский Реакторный Проект)

HWR - Heavy Water Reactor (Тяжеловодный реактор);

HBWR - Halden Boiling Water Reactor (Халденовский кипящий водяной реактор)

ND - neutron detector (датчик нейтронного потока)

PWR - Power Water Reactor (реактор, охлаждаемый водой под давлением);

LOCA - Loss-Of-Coolant Accident (авария с потерей теплоносителя);

PCMI - Pellet-Cladding Mechanical Interaction (взаимодействие топлива и оболочки- ВТО)

PF - датчик давления (ДД)

RAMP - увеличение мощности;

TFDB -Test Fuel Data Bank (База Данных Испытаний Топлива).

р - плотность (кг/м3);

гj - динамическая вязкость (кг/м /с);

d„ - гидравлический диаметр (м);

Re - число Рейнольдса

Рг - число Прандтля;

G - массовый расход теплоносителя через канал;

h - энтальпия теплоносителя,

h' - энтальпия жидкости на линии насыщения;

h0M - энтальпия на выходе;

hm - энтальпия на входе;

qi - средняя линейная тепловая нагрузка (JITH) твэлов в сборке (IFА);

Z - осевая координата;

Ынтвэл - число твэлов в верхнем (В) кластере сборки

NBme3n - число твэлов в нижнем (Н) кластере сборки

Qtoí- - полная мощность канала ;

Q]FA - мощность генерируемая опытными твэлами сборки;

Qy - мощность тепловыделения за счет гамма-нагрева элементов конструкции канала;

Qmod - мощность за счет теплообмена с замедлителем

S - площадь теплообмена;

AT - средний температурный напор между теплоносителем и замедлителем

di,, и dout . внутренний и наружный диаметр канала;

а и - коэффициенты теплоотдачи на внешней и внутренней поверхностях канала

Я - теплопроводность теплоносителя;

Xw - коэффициент теплопроводности материала канала

77^ - термопара установленная в центре топливного сердечника

Тм - температура теплоносителя реактора;

75 . температура насыщения;

Тц> - температура стенки °С;

- тепловой поток с поверхности (к\\^/т2); Р - давление.

г - скрытая теплота парообразования;

со" - поперечное сечение паровой фазы теплоносителя

(р - истинное объемное паросодержание;

Рг - критерий Фруда (н>о2/ф)

- скорость циркуляции,

% - гравитационная постоянная

Па, - пористость, определяемая из шлифов

Пу, .объемная пористость,

О а, .эквивалентный диаметр пор, определяемый из шлифов

Иу, - объемный эквивалентный диаметр пор в интервале «¡»

Иуэ - средне-объемный эквивалентный диаметр пор

Вср - средний диаметр пор

с!Ьтр - термическое расширение рассчитываемое по функции из библиотеки свойств

с1Ьу - осевая деформация за счет терморадиационного уплотнения.

сИпз - осевая деформация ползучести

N - осевая сила

АЬ/Ьо - относительное удлинение

о - напряжение

е - скорость деформации ползучести

( АУ} - относительное изменение объема

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Изменение характеристик топлива ВВЭР и PWR при совместных испытаниях в реакторе HBWR»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы.

Главные энергетические мощности современной мировой атомной энергетики базируются на реакторах корпусного типа, охлаждающихся водой под давлением, ВВЭР в России и PWR в западных странах. В 90-х годах прошлого столетия, после политических и экономических реформ в России, встал вопрос о более тесном сотрудничестве между Востоком и Западом в освоении ядерных технологий в целях совместного повышения безопасного использования ядерной энергии в мирных целях. Ряд аварий на ядерных энергоблоках в США (Three Mile Island PWR) и России (Чернобыль, РБМК) в конце прошлого столетия также привели к пониманию того, что нельзя построить безопасную атомную энергетику в отдельно взятой стране и не существует государственных границ для последствий таких аварий. Последние события в Японии на АЭС Фукусима-1 в 2011 году еще раз подтвердили тот факт, что любые инциденты и аварии на АЭС в одной стране могут существенно повлиять на развитие атомной энергетики во всем мире. Одним из направлений, повышающих эффективность, надежность и безопасность эксплуатации АЭС в конце прошлого века и начале 2000-х годов являлось взаимопроникновение технологий при производстве качественного топлива и оболочек твэлов для ядерных энергетических реакторов, что, несомненно, предопределило дальнейшее развитие мировой ядерной энергетики. В тоже время, экономические реформы в современной России, наряду с развитием российских ядерных технологий, создали более благоприятные условия для выхода на мировой рынок ядерных технологий, в частности, на рынок ядерного топлива, где конкуренция заставляет энергетические и топливные компании, с одной стороны, повышать эффективность использования ядерного топлива для АЭС, а с другой стороны обеспечивать надежность и высокий уровень безопасности.

Стратегия развития ядерных технологий в России на период до 2020 года, обусловлена распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г № 1234-р, в котором предусмотрено «...увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России и продвижение продукции российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки, также переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации». В рамках этой стратегии топливная компания Росатома "ТВЭЛ", занимающая к 2011 году более 17% мирового рынка поставок топлива для атомных реакторов, разрабатывает перспективные планы по созданию топлива для реакторов PWR. Это

позволит ОАО ТВЭЛ стать альтернативным поставщиком ядерного топлива для реакторов западного дизайна и расширить экспортный потенциал компании.

Реализация стратегии и планов выхода на мировой рынок основывается на уверенности, что ядерные технологии, разработанные в России для реакторов ВВЭР, не уступают аналогичным технологиям, принятым для реакторов PWR. Основой для такой уверенности являются многочисленные расчетно-экспериментальные работы, проводимые с целью исследования поведения ядерного топлива в обоснование его надежности в различных режимах эксплуатации.

Интенсивное исследование поведения материалов топлива и оболочек твэлов энергетических реакторов с целью повышения надежности и работоспособности твэлов до глубоких выгораний началось в 70-80 годы прошлого столетия. Экстенсивный путь исследований на первом этапе был связан с длительными ресурсными испытаниями, которые за счет своей низкой, как экономической, так и научной технической эффективности стал постепенно вытесняться более совершенными внутриреакторными методами исследования топлива и материалов. В связи с этим возникла необходимость создания научно-инженерной базы, которая позволяла бы проводить прямые измерения ключевых параметров твэлов в процессе облучения и получать информацию в режиме « on-line». Одними из первых в России, эти работы начали проводить в НИЦ «Курчатовский Институт», где на реакторе MP начала создаваться научно-инженерная база для проведения экспериментов с твэлами, оборудованными датчиками внутриреакторного контроля. Развитие эти работы получили в процессе работ по программе СОФИТ, проводимой совместно с финской компанией Imatran Voima Oy (IVO) и направленной на исследование параметров твэлов ВВЭР-440 под облучением с использованием внутриреакторных детекторов [1-5]. Три этапа этой программы были реализованы на реакторе MP в НИЦ «Курчатовский институт» и были прерваны в связи с решением о полной остановке реактора в начале 90-х годов. Несмотря на все трудности, программа СОФИТ позволила создать первую международную базу данных по внутриреакторному исследованию твэлов ВВЭР, которая до настоящего времени занимает одно из почетных мест в международной системе NEA DATA BANK [4-5]. В первом эксперименте СОФИТ 1.1 были получены только данные измерения температуры в центре топливного сердечника в зависимости от нагрузки за время облучения, не превышающего 100 суток и до максимального выгорания 12 МВт сут/кг U, достигнутом в одном из 6 инструментированных твэлов (см. Рис.1).

1600 -Г

С)

1400 -

ш

т

ь. 1200 -

г

о

1- 1000-

<1>

п

1Т 800 -

(1)

3

ш 600 -

ш

и. ^ 400 -

га

о. (1) 200 -

с

>

(1)

1- 0

л

ВВЭРтвэл 3 СОФИТ 1.1 зазор 210 мкм

2 4 6 8 10

Выгорание, МВт сут./кг 110

Рис. 1 Температура топливного сердечника, измеренная в твэле 3 эксперимента СОФИТ1.1

0.0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 Выгорание, МВт.сут/кг 1)0

3,5 4,0

Рис. 2 Удлинение топливного столба, измеренное в эксперимент СОФИТ 1.3

Второй эксперимент СОФИТ 3.1 был запланирован для исследования твэлов, оборудованных не только топливными термопарами, но и датчиками удлинения топлива и оболочки, а также датчиками давления, которые, к сожалению, вышли из строя на первой стадии облучения. В одном из твэлов удалось провести измерения удлинения топливного столба до выгорания 4 МВт сут/кг и (см. Рис. 2) [4]. Измерения были прерваны на стадии уплотнения топлива, из-за нарушения работы датчиков и данные по распуханию топлива получить не удалось. Кроме этого, в реакторе МР были проведены первые внутриреакторные эксперименты по измерению давления газа в твэлах с диаметром таблеток 13,5 мм и с центральным отверстием 1,4 мм, которые дали возможность определить выход газообразных продуктов деления при нагрузках, превышающих 40 кВт/м, при выгорании около 20 МВт.сут/кг и [6].

Однако, по полученным данным не была сделана оценка уплотнения и распухания на первой стадии облучения, а отсутствие измерений температуры топлива не позволило оценить терморадиационный порог газовыделения для этого вида топлива.

Аналогичные работы начали развиваться в НИИАР в реакторе МИР. Исследования, в основном, были ориентированы на кратковременные эксперименты, как со свежими, так и облученными твэлами в переходных и аварийных режимах [7, 8, 9, 10]. Также проводились базовые стационарные эксперименты, но длительность таких экспериментов определялась ресурсом датчиков внутриреакторного контроля параметров твэлов в условиях высоких температур при жестком радиоактивном излучении. Один из таких экспериментов был проведен с опытными твэлами, характеристики которых приведены в Таблице 1 [11].

Таблица 1 Исходные характеристики опытных твэлов, облученных в

реакторе МИР [11]

№ твэла АЗТО Б6Т0 А10Д0 А11Д0

Оснащение датчиком TF TF PF PF

Плотность, кг/м3 10,6 10,6 10,6 10,6

Диаметр таблетки, мм 7,57 7,55 7,57 7,57

Зазор топливо-оболочка, мм 0,177 0,197 0,185 0,185

Диаметр центр, отверстия, мм / лунки 1,4/нет 1,4/нет 0/нет 0/да

Диаметр оболочки, мм 9,16 9,15 9,15 9,14

Свободный объем, см3 не определялся 11,5 11,5

Особенностью эксперимента было испытание твэлов с топливными таблетками с уменьшенным центральным отверстием (с 1,8 мм до 1,4 мм), где проводили измерение температуры, а также топлива без центрального отверстия. Причем один твэл был загружен таблетками с лунками подобно топливу а второй таблетками без лунок и без

центрального отверстия. Два последних твэла были оборудованы датчиками давления. На рис. 3 приведены данные измерений, полученные при первом выходе на мощность.

q|, кВт/м q|, кВт/м

Рис. 3 Зависимости температуры в центре топливных сердечников (а) и давления под

оболочкой твэлов (б) от линейной нагрузки, измеренных в реакторе МИР [11]:

1-твэл Б6ТО, 2- твэл АЗТО, 3- твэл All ДО, 4- твэл А10ДО

Измерения были проведены только на начальной стадии экспериментов, что позволило

получить некоторые данные по влиянию геометрии таблеток на температуру и давление газа в

твэле в зависимости от нагрузки. Как показано в работе [11], эти данные, дополненные

10

результатами экспериментов, проведенных в реакторе HBWR с топливом ВВЭР и PWR с таблетками различной формы, в совокупности могут быть использованы для обоснования работоспособности таблеточного топлива ВВЭР без центрального отверстия.

Для получения данных по изменению базовых характеристик топлива ВВЭР в процессе эксплуатации, в НИИАР были широко представлены послереакторные исследования твэлов, облученных на АЭС [12, 13, 14, 15]. В частности, таким образом были получены данные по распуханию топлива ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в полномасштабных твэлах в интервале

выгорания 20 - 70 МВт сут/кг11 (см. Рис.4) [15]. Отсутствие данных в начальный период облучения не позволяло оценить реакторное уплотнение топлива, а также кинетику процессов деформации топлива. Для получения таких данных требовались

внутриреакторньте эксперименты с топливом ВВЭР в условиях длительного стационарного

эксперимента.

Отсутствие систематизированных внутриреакторных исследований характеристик топлива ВВЭР заставляло ориентироваться на данные, полученные для аналогичного западного топлива. Такие эксперименты, направленные на совершенствование уран-оксидного топлива и материалов оболочек твэлов энергетических реакторов, проводились и продолжают проводиться в материаловедческих реакторах ATR (INEL, США), OSIRIS (CEA, Франция), BR2 (SCK-CEN, Бельгия), HFR (Petten, Голландия), JMTR, (JAEA, Япония), HBWR (OECDHRP, Норвегия) и др. [16].

Основные усилия направлены на исследование изменения характеристик твэлов с повышением выгорания для реакторов PWR (реакторах, работающих под давлением воды -Pressurised Water Reactor) и BWR (кипящих водяных реакторах - В oiling Water Reactor) в обоснование критериев надежности и безопасности. Сложность и взаимосвязь физико-химических процессов, происходящих в топливе и материалах ядерных реакторов в процессе

av/v,% о о

6>

%Оо &

о ( 0й

0 10 20 30 40 50 60 70

В, МВт сут/ кг U

Рис 4 Данные поспереакторных исследований распухания топлива (^)-ВВЭР-ЮОО, («) ВВЭР-440 [15]

облучения [17], заставляет проводить комплексные теоретические и экспериментальные работы, направленные на изучение процессов, основными из которых являются:

- термомеханическая и размерная стабильность топливного сердечника твэлов;

- деградация теплопроводности топливной композиции под облучением;

- выделение под оболочку твэлов газовых продуктов деления;

- взаимодействие топлива и оболочки твэлов в переходных режимах;

- снижение пластичности оболочки;

- коррозионная стойкость оболочки;

- сохранение целостности твэлов при проектных авариях;

- и др.

Как видно, одной из важных характеристик топлива является его термомеханическая стабильность под облучением, к которой относятся такие параметры, как терморадиационное уплотнение на первой стадии облучения и распухание за счет твердых и газообразных продуктов деления в процессе последующей эксплуатации твэлов. Повышенное уплотнение может приводить к следующим негативным последствиям:

- увеличению зазора между топливом и оболочкой, и, как следствие, росту температуры в топливном сердечнике на первом этапе облучения и увеличению запасенной энергии твэлов в условиях аварийных ситуаций;

- образованию осевых зазоров между таблетками топлива, которые могут вызывать локальный всплеск нейтронного потока и увеличение теплового потока;

- потере устойчивости оболочки в месте локальных осевых зазоров за счет ползучести или пластической деформации при большом перепаде давления;

- росту столбчатых зерен в центре топливного сердечника и растрескивание таблеток;

- повышенному газовыделению за счет роста температуры топлива в связи с увеличенным зазором.

В тоже время повышенное распухание топлива может привести к механическому взаимодействию топлива и оболочки с ростом выгорания, и как следствие к разрушению твэлов в переходных режимах со скачками мощности [9].

Исследованию терморадиационной стабильности уран-оксидного топлива было посвящено достаточно много экспериментальных и теоретических исследований [16 - 31], в результате которых выяснены основные факторы, влияющие на его уплотнение и распухание:

- исходная плотность топлива;

- микроструктура топлива, включая размер зерна и распределение пористости;

- скорость делений и мощность энерговыделения в матрице топлива;

- температура топливного сердечника.

В частности, в одной из ранних работ в этой области М. РпэЫеу показал, что все вышеуказанные параметры в разной степени влияют на внутриреакторное уплотнение, однако основным фактором, вносящим значительный вклад во внутриреакторное уплотнение, считается субмикронная пористость [18]. Результаты микроструктурных исследований топлива до облучения и после облучения, в интервале выгораний (1,25 - 2,18) 1019 делений/см3 показаны на Рис. 5 для топлива с пониженной (а) и повышенной фракцией (б) субмикронной пористости. В первом случае внутриреакторное изменение плотности составило 0.18 % от ТП и топливо считалось стабильным, а во втором случае изменение плотности составило уже 2.14 % от ТП и топливо было признано нестабильным.

и

2,18 1019 делений/см3 13,6 1012 делений/см3 сек Лр=0,18 % ТП

1,25 Ю'1 депений'сь1'' 7,5 '0'глеле-ий см:сек \р=2 и % ТП

И 18 К»

Диаметр пор, мкм

(а)

0.5 0.1 1 3 5 Ш

Диаметр пор, мкм

(б)

Рис. 5 Исходное распределение пористости в стабильном (а) и нестабильном (б) диоксид-урановом топливе, а также изменение пористой структуры при кратковременном облучении [18].

Кроме этого, проведенные микроструктурные исследования облученного топлива показали, что фракция субмикронной пористости значительно уменьшается в обоих видах топлива под облучением. Стабильное топливо имеет двугорбую гистограмму распределения пор по размерам (см. Рис. 5 (а)), которая формируется на стадии спекания предварительно спрессованных таблеток с использованием добавок, которые формируют пористую структуру топлива. При облучении обоих типов топлива происходит перераспределение пористости по размерам в сторону больших пор, а не только аннигиляция вакансий (создающихся осколками делений) с субмикронной пористостью.

В этих же исследованиях было показано, что максимальная величина уплотнения хоть и определяется исходной величиной пористости, но зависит от фракции субмикронной пористости, и величины зерна, как показано на Рис. 6.

Нормали юв«шн<ш пористость 1 мк,м (об %} Средний размер зерна, мкм

(а) (б)

Рис 6 Зависимость уплотнения от субмикронной пористости (а) и средней величины зерна (б) [18] Было отмечено, что рост зерна при спекании спрессованных таблеток топлива может сопровождаться снижением фракции субмикронной пористости вместе с увеличением плотности таблеток. Однако, несмотря на то, что технология спекания, направленная на увеличение плотности топливных таблеток, является положительным фактором с точки зрения нейтронно-физических характеристик активной зоны (увеличение удельного количества делящихся изотопов), она может оказать негативное влияние на термомеханические характеристики топлива, влияющие на взаимодействие с оболочкой твэла при увеличении выгорания и в переходных процессах. Поэтому оптимальной величиной для реакторов была принята плотность топлива порядка 95 % ТП.

В результате многочисленных исследований процессов спекания таблеток и анализа данных для уран-оксидного топлива Р\\Т1 была установлена корреляция (см. рис. 7) между внутриреакторным уплотнением и термическим доспеканием при температуре 1700 °С в течение 24 часов [19], что в дальнейшем позволило использовать эти выводы для определения стабильности топлива с помощью вне-реакторных тестов. Эта зависимость также используется для определения качества таблеток оксидного топлива российского производства [20], хотя данные, подтвержденные прямыми внутриреакторными исследованиями уран-оксидного топлива российского производства, опубликованными в открытой литературе, найдены не были.

Необходимо отметить, что исследованию структуры пористости топлива ВВЭР, как в свежем, так и в облученном состоянии, уделяется достаточно большое внимание [21]. Это связано с тем, что «многие исходные характеристики оксидного ядерного топлива, такие как теплопроводность, модуль упругости, прочность и др., существенно зависят от объемной доли и характера пористости в материале, которые, в свою очередь, определяются технологией изготовления таблеток [22]». Однако, исследование пористости во всем диапазоне размеров пор, особенно в субмикронной области, с использованием электронной микроскопии, достаточно сложный и трудоемкий процесс. Некоторые результаты по методике и анализу результатов (см. рис.8) микроструктурных исследований были проведены в диапазоне размеров пор 1-10 мкм с использованием оптической микроскопии высокого разрешения [23]. Несмотря на важность полученных результатов, нельзя недооценивать субмикронную пористость (< 1 мкм), которая оказывает существенное влияние на характеристики и стабильность топлива под облучением.

При исследовании влияния

ш

X X Ol X

5 2

с;

с >-

ш о

X Q. о Im 1 ПЗ

си

CL X

CL

6. ' X

0 12 3

термическое доспекание, %

Рис 7 Koppe чяция между внутриреакторны м уплотнением и термическим доспеканием, полученная для уран-оксидного топлива [19]

Sil (!■

ш fi-

rm 1(1 ?П ТП 4(1 =¡(1 СП 7 (1 ЯП 4(1 1(1 (1 11 П

nF мкм

Рис 8 Результаты исследования распредепения пористости по размерам пор современного топлива ВВЭР-440 в диапазоне 1-10 мкм [23]

температуры на процесс терморадиационного уплотнения D.J. S mall показал, что при облучении опытных твэлов достаточно сложно выделить термическую составляющую уплотнения, однако вне реакторные исследования показали, что только при температурах свыше 1000°С процесс спекания становится более интенсивным [24].

В одной из опубликованных работ по исследованию доспекания таблеток топлива ВВЭР [25] было установлено, что при «температурах ниже 900 °С (0.4Тпл), когда составляющая термической диффузии и эмиссии вакансий из пор малы, радиационное уплотнение контролируется взаимодействием осколков деления с порами. Причем было доказано, что поры с размером меньше 20 нм исчезают при единичном взаимодействии с осколком». Что касается влияния технологии изготовления таблеток, было установлено, что «начало спекания топливных таблеток, изготовленных по «сухой» технологии, характеризуется температурным интервалом 1100 - 1150 °С, а для таблеток, изготовленных по «мокрой» технологии, начало спекания характеризуется температурой 950 °С [22]. В связи со сложностью терморадиационных процессов в топливе, многие теоретические и экспериментальные работы посвящены исследованию механизмов и моделированию терморадиационного уплотнения и распухания [26-31].

Большую работу по моделированию и изучению терморадиационных процессов в топливе ВВЭР провел Лемехов С.Е. [28-31], который рассмотрел физические аспекты влияния структурно-технологических параметров топлива на внутриреакторное уплотнение и распухание топлива. Однако, недостаток внутриреакторных данных и микроструктурных исследований для различных видов топлива ВВЭР не позволили во всем объеме верифицировать разработанные физические модели уплотнения и распухания для уран оксидного топлива российского производства.

Одним из определяющих параметров топлива является его теплопроводность, которая опосредованно может влиять на термомеханическое состояние твэлов [32-38]. Известно, что под облучением, за счет образования осколков деления, микротрещин и структуры топлива, формирующейся с выгоранием (так называемой «пт»-структуры), происходит снижение эффективной теплопроводности топлива. При этом, результатом может быть рост температуры в центре топливного сердечника, что может приводить к газовыделению с терморадиационными эффектами обратной связи.

Для моделирования теплового состояния топлива ВВЭР при низких выгораниях, долгое время использовалась корреляция , не учитывающая деградацию теплопроводности для стандартного топлива ВВЭР [33]:

Я =

0,037 + 3,77

1

+ 1,1 • 10-6Т + 1,01 • 10_13Г3 ехр(7,2 ■ 10_4T) •

1,025 р

0.95 ' 1 + 0,5(1- р)

(1)

где:

Т - температура в град К; р - плотность в долях от теоретической.

При разработке новых или модифицированных видов топлива используются либо внереакторные методы определения его теплопроводности в зависимости от температуры, либо используются методы моделирования деградации теплопроводности за счет внедрения в матрицу свежего топлива элементов, имитирующих продукты деления в топливе [35]. Послереакторные исследования также позволяют оценить деградацию теплопроводности и получить комбинированную функцию в зависимости от выгорания и температуры для топлива ВВЭР [36]:

Х(Т,В) = (7.6- 5.5-10~3Т+ 1.4 • 10-6Т2)/(1 + 7.91 • Ви/Т) (2)

Где: 800 < Т< 2000 К и 0 < В< 60 МВт суг/1^и.

Для верификации таких зависимостей проводятся специальные внутриреакторные сравнительные

испытания модифицированных или новых типов топлива с хорошо изученным топливом. В частности, теплопроводность (2) можно сравнить с корреляцией для топлива Р\\П полученную из экспериментов в реакторе НВШЯ (Халден) [37] (Рис. 9). В экспериментах использовались измерения температуры в центре топлива, нормированные на одну мощность для топлива РШЯ в зависимости от выгорания, которые были использованы для разработки и верификации модели.

Одним из важнейших процессов, определяющих работоспособность твэлов до высоких выгораний, является выделение газовых продуктов деления, накапливаемых в топливе в процессе облучения [16, 17]. Основными газами, образующимся в процессе деления урана, являются изотопы ксенона (Хе) и криптона (Кг), которые при выделении под оболочку твэлов значительно ухудшают проводимость зазора между топливом и оболочкой, по сравнению с гелием (газом наполнителем твэлов), что может существенно повысить температуру топлива. Кроме этого, в результате газовыделения из топлива при высоких выгораниях, когда в топливе накоплена достаточно высокая концентрация таких газов, может значительно повыситься давление и как следствие положительные напряжения в оболочке, приводящие к ее

4,0 3,5 + s 3,0--

ш

2,5

о

О 2,0 + с£

§ 1,5 +

О.

| 1,0

С

CD

н 0,5 +

Теплопроводность при Т=1000 "С: - - ВВЭР - корреляция

pwR (HRP корреляция)

+

4-

+

+

+

10 20 30 40 50 Выгорание, МВт.сут/кг U

60

Рис. 9 Функция деградации теплопроводности топлива ВВЭР [36] и Р\¥П [37] .

деформации. Последнее в свою очередь может привести к увеличению зазора между топливом и оболочкой, вызывая снова увеличение температуры и выделение ГПД. Такой эффект обратной связи может существенно повлиять на работоспособность твэлов и при определенных условиях даже может привести к нарушению его целостности.

Вопросам изучения газовыделения посвящено очень много, как теоретических, так и экспериментальных работ,

проводимых в нашей стране и за рубежом [39-48]. Эти работы продолжаются и направлены разработку модернизированных видов топлива, способных более длительное время удерживать газовые продукты деления в топливной матрице. Как уже отмечалось выше, реакторные исследования газовыделения из твэлов ( по средством измерения давления газов в опытных твэлах ), были проведены в НИЦ «Курчатовский Институт» [6]. Газовыделение в опытных твэлах было зарегистрировано при выгорании от 5 до 20 МВт сут/кг и и при линейной мощности выше 400 Вт/см (рис 10). Температура в центре сердечника не измерялась, но оценки показали, что температура топлива при диаметре таблеток 13,5 мм с центральным отверстием 1,4 мм достигала 2000 °С. Это были одни из первых внутриреакторных экспериментов с российским топливом по измерению газового давления в твэлах процессе облучения. В дальнейшем, все работы по экспериментальному изучению газовыделения из топлива ВВЭР проводились в НИИАР. Газовое давление измерялось в опытных твэлах, которые испытывали в реакторе МИР, в основном, в переходных режимах [8, 9, 10], а также при послереакторных исследованиях твэлов, облученных в энергетических реакторах [12, 13, 40, 41, 42]. Обобщенные данные по газовыделению, полученные в послереакторных исследованиях (рис. 11 [36]), составляли базу данных по опыту эксплуатации твэлов энергетических реакторов ВВЭР и были использованы для верификации моделей газовыделения и термомеханических расчетных кодов [43-46].

Рис. 10 Измерения давления газа в эксперименте в реакторе МР [6] 1- зазор 0,19 мм ; 2- зазор 0.09 мм; 3 -давление в холодном состоянии; 4-ЛМ— линейная мощность; 5 - температура теплоносителя

Несмотря на важность послереакторных исследований, экспериментальные внутриреакторные исследования были необходимы необходимо для изучения кинетики газовыделения и механизмов

С-. %

Я

¿ О О—

• к*

51]

•• •

л"?

4i>

54 56 52 В. МВт,сут/кг L

Рис. 11 Газовыделение (G, %) из твэлов ВВЭР-ЮОО(а) ВВЭР-440 (о,&,*) [36]

терморадиационных процессов в ядерном топливе в зависимости от нагрузки и температуры топлива. Основное внимание должно уделяться изучению факторов, которые инициируют процессы газовыделения, такие как температура топлива, концентрация газовых продуктов деления, терморадиационная нагрузка и скорость ее изменения. В частности, большое внимание уделяется экспериментальному изучению

температурного порога газовыделения (рис. 12), который эмпирически разрабатывается в Халдене [47] а также таким факторам, влияющим на газовыделение, как размер зерен, пористость топлива, свободная поверхность, которые изменяются в процессе облучения [48].

Необходимость таких

внутриреакторных исследований

диктуется задачами разработок новых видов топлива или модернизации существующих композиций,

применительно как к существующим реакторам ВВЭР и Р\УЯ, так и к реакторам нового поколения для существенного повышения выгорания.

Представленный краткий обзор состояния экспериментальных работ по исследованию изменения базовых характеристик уран-оксидного топлива под облучением, таких как

о 2000

I 1800

с о

1600

ш о. н

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

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Разработана матрица экспериментов, программа испытаний и впервые получены результаты реакторных экспериментов по совместному облучению нескольких видов топлива ВВЭР и Р\\П1 в исследовательском реакторе НВ\УЯ.

2. Получена надежная база данных по внутри реакторным измерениям ключевых параметров опытных твэлов ВВЭР, в том числе с модифицированным топливом, в условиях длительного облучения, которая может быть использована для верификации компьютерных кодов, предназначенных для прогнозирования поведения твэлов при высоких выгораниях.

3. Усовершенствованные методы обработки экспериментальных данных, полученных с использованием внутриреакторных датчиков, позволили провести детальный анализ особенностей поведения опытных видов топлива с таблетками различной формы.

4. Анализ изменения температуры топлива в зависимости от выгорания показал, что деградация теплопроводности топлива ВВЭР и Р\М1 практически не отличается, что позволяет использовать модели изменения теплопроводности, разработанные для топлива Р\УЯ.

5. На основании данных изменения давления в опытных твэлах с ростом нагрузки и измерений соответствующих температур в центре топливного сердечника была сделана оценка температурного порога газовыделения для топлива ВВЭР при выгорании ~20 МВт.сут/кг и, что дает возможность рассчитать предельные нагрузки для твэлов ВВЭР-440, позволяющие избежать избыточного выделения газовых продуктов деления на этой стадии облучения.

6. Показано, что наряду с радиационным уплотнением, в центральной зоне топливных таблеток с плоскими торцами может иметь место радиационная ползучесть, приводящая к такому формоизменению таблеток, которое может оказать влияние на взаимодействие топлива и оболочки при более высоких выгораниях.

7. Исследована исходная микроструктура опытных видов топлива ВВЭР и в частности, получены оценки распределения объемной пористости по размерам пор и проведен анализ структуры пористости. Показано, что распределение пористости топлива ВВЭР смещено в сторону субмикронной пористости по сравнению с топливом Р\\Т1, что и приводит к несколько повышенному радиационному уплотнению.

8. Сопоставление параметров топлива ВВЭР и РШЯ, полученных в эксперименте, и исходной микроструктуры позволило получить корреляцию между терморадиационным уплотнением опытных видов топлива ВВЭР и исходной фракцией субмикронных пор, а также результатами теста на термическое доспекание.

9. Показано, что радиационное распухание за счет накопления продуктов деления практически не зависит от исходной микроструктуры топлива, одинаково для всех опытных видов топлива ВВЭР и PWR, и составляет (0.50±0.05)% /10 МВт.сут/кг U02.

10. Полученные данные позволили выдать практические рекомендации по совершенствованию структурно-технологических параметров и микроструктуры топлива ВВЭР при его производстве, которые направлены на повышение его терморадиационной стабильности. В частности, было рекомендовано формировать пористую структуру топлива ВВЭР, подобно топливу PWR, с фракцией субмикронной пористости, не превышающей 20 %.

11. Таким образом, в рамках выполнения диссертационной работы решена важная задача, имеющая существенное значение: впервые получены экспериментальные данные по влиянию исходных структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность и изменение характеристик топлива ВВЭР и PWR при одновременном совместном облучении в реакторе HBWR. Показано, что модернизированное оксидное топливо ВВЭР по своим термомеханическим характеристикам не уступает топливу PWR, что может быть использовано в качестве базы для обоснования экспортных возможностей топлива российского производства для реакторов PWR.

ДОСТОВЕРНОСТЬ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

Достоверность и надежность полученных результатов подтверждена многочисленными сопоставимыми испытаниями, выполненными в реакторе HBWR многими исследовательскими организациями, участвующими в Халдейском Проекте, а также данными до- и после-реакторных исследований с использованием современных достижений в области экспериментального изучения параметров твэлов энергетических реакторов под облучением.

АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ.

Основные положения и результаты работы представлялись и обсуждались на следующих международных конференциях: Расширенных Конференциях Халдейского Реакторного Проекта (Enlarge Halden Program Group meetings), проведенных с 1999 по 2006 гг., «International Topical Meeting on LWR Fuel Performance» (Park City, Utah, April 10-13, 2000), и «WWER Fu el P erformance, Modelling and Experimental S upport» (Bulgaria, 1999, 2001, 2003, 2005), а также на техническом комитете МАГАТЭ «IAEA Technical Committee on Nuclear Fuel Behaviour Modelling at High Burnup» (19-23 June 2000, Lake Windermere, UK).

Несмотря на то, что автором была проделана самостоятельная экспериментально-аналитическая работа, основной объем информации, представленной в работе, получен из экспериментов, проведение которых обеспечивал весь коллектив реактора HBWR. При подготовке и проведении экспериментов оказывали содействие следующие ведущие сотрудники Института Энерготехнологий Халденовского Проекта: К. Витанза, Е. Кольстад, В. Висенак, Т. Тверберг, X. Девольд. В проведении микроструктурных исследований принимали участие X. Енсен, Б. Оберландер и М. Эспеланд. От российской стороны поддержку экспериментов осуществляли сотрудники «МСЗ» г. Электросталь: Панюшкин А.К, Иванов A.B., Крюков О.В., Шестернин В.А., а в дальнейшем представители ОАО «ТВЭЛ» П. И. Лавренюк, В.Л. Молчанов и Ю.В. Пименов. Руководство проведением экспериментов от НИЦ «Курчатовский Институт» осуществляли д.т.н. Е.П. Рязанцев и к.т.н. В.В. Яковлев, а на стадии проведения первого эксперимента научно-техническое содействие оказал к. ф-м. н. С. Е. Лемехов. Большую помощь в интерпретации данных и моделированию оказал П. Н. Стрижов.

Огромную помощь по подготовке работы и по анализу данных топлива ВВЭР внесли от ОАО «ГНЦ НИИАР» руководитель диссертационной работы д.т.н., проф. В.В. Калыгин и к.т.н. A.B.Бурукин.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Волков, Борис Юрьевич, 2012 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Yakovlev V., et al., "SOFIT: A joint experimental program between the USSR and Finland on VVER fuel performance", International Symposium on the Utilisation of Multi-purpose Research reactors and Related International Co-operation, Grenoble, France 1987.

2. Yakovlev V., Strijov P., Murashov V., et al., « Research Carried out on WWER-440 Type Fuel Rods in the MR Reactor», IAEA-SM-288/64, Stockholm, 15-19 September 1987, p. 191-206.

3. Yakovlev V., Strijov P., Murashov V., et.al., "Qualification and Interpretation of MR Test Reactor Irradiation Data on VVER-440 Type Fuel Rods for Fuel Thermal Model Validation", IAEA-TC-659/1.4.

4. OECD/NEA 1310 IFPE/SOFIT WWER Fuel Performance and Fission Gas release: http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1310.

5. J.A. Turnbull, "The IVO/Kurchatov Institute SOFIT Programme", OECD/NEA-IAEA Data Base Training Meeting, September 1996, Halden, Norway.

6. Фадин С.Ю., Яковлев B.B., Мурашов B.H. « Изменения газового давления в твэлах с уран-оксидным топливом», Атомная Энергия, 1988, т. 68 № 3 стр. 213214.

7. Гаджиев Г.И., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др., «Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.» //Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова, Димитровград, НИИАР, 1991, 104 с.

8. Bibilashvili Y. К., Grachev A.F., Kalygin V.V. et al., Methods of performing the ramping experiments with VVER fuel rods at different burnups. //Behavior of LWR core materials under accident conditions, Proceedings of a Technical committee meeting in Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October 1995, IAEA-TECDOC-921, 1996, p. 101 - 116.

9. A.B. Бурукин, А.Ф. Грачев, В.В. Калыгин и др. «Испытания в реакторе МИР.М1 твэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности». Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2008, №2, с. 66-73.

10. А.В. Бурукин, A.JI. Ижутов, В.В. Калыгин и др. «Методы испытаний в реакторе МИР-М1 топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах». Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с. 83-91.

11. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., Калыгин В.В. «Особенности внутриреакторного поведения урандиоксидного топлива ВВЭР и PWR с таблетками различной формы», Атомная Энергия, Март, 2013.

12. A.V. Smirnov et al.: "WWER-1000 and WWER-440 Fuel Operation Experience" ANS, Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance Florida, USA, April 16-19, 1994.

13. Yu. Bibilashvili, I.Vasilchenko, V.Velyukhanov, et al., « Toward high burnup in Russian WWER reactors and status of water reactor fuel technology» ANS, Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance Florida, USA, April 16-19, 1994.

14. Solonin M. et al.: «WWER Fuel Performance and Material Development for Extended Burnup in Russia», Proceedings of the Second International Seminar, WWER Reactor Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, 21-25 April 1997, Sandanski, Bulgaria, pp. 48-57.

15. Markov D.V., et al., «State of fuel rods spent in the VVER-1000 reactor up to a fuel burnup of 75 MW day/kgU", Paper presented at the 9th international conference on WWER fuel performance, modelling and experimental support, 19-23 September 2011, Burgas, Bulgaria.

16. Фрост Б. «Твэлы ядерных реакторов», перевод под ред. Ю.К. Бибилашвили, и В.В. Новикова, Энергоатомиздат 1986.

17. Olander D.R. "Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements", Reprinted by the Technical Information Center US DOE, 1976.

18. Freshley M.D. et.al. "Irradiation-induced densification of UO2 pellet fuel, J. Nuclear Materials, 1976 vol.62, 1976, 138-166.

19. Meyer R. «The analysis of Fuel Densification» USNRC report NUREG-0085, 1976.

20. Патент РФ № 2391723 CI «Способ оценки качества и поведения топливных таблеток в различных режимах работы ядерных реакторов» Опубликован в реестре российских патентов 10.06.2010.

21. Звир, Е.А. «Разработка алгоритмов количественного анализа изображений при исследовании двуокиси урана и оболочек облученных твэлов ВВЭР» Автореферат на соискание степени кандидата технических наук, по ВАК 05.14.03, 2003 г.

22. Баранов В.Г., Иванов А.В., Кузьмин Р.С: и др. «Особенности процесса спекания таблетированного оксидного ядерного топлива», Атомная энергия, 2011, т. 110, вып.З, с. 146-149.

23. Mikheev E.N., Bakhteev O.A., Lysikov A.V., Novikov V.V. "Analysis of microstructure and open porosity of fuel pellets WWER-440 (technique and research results)", Seminar «Fuel Production and Operation Experience , Prospects for Improvement of Fuel and Fuel Cycles on VVER-440 (type V-213) ». 18-19 April 2012 , Espoo, Finland.

24. Small G.J. "Densification of Uranium Dioxide at Low Burnup", Journal of NuclearMaterials, 148,302-315, 1987.

25. В.Б. Малыгин «Расчетно-экспериментальные исследования радиационного уплотнения диоксида урана», Инженерная физика №2, МИФИ, 1999.

26. Н. Assmann, Н. Stehle «Thermal and In-reactor Densification of U02: Mechanisms and Experimental Results», J. Nuclear Engineering and Design, 48, (1978), p. 49-67.

27. M.C. Paraschiv, A. Paraschiv, V.V. Grecu «On the nuclear oxide fuel densification, swelling and thermal re-sintering», Journal of Nuclear Materials Vol. 302, 2002, p. 109-124.

28. Лемехов C.E., Тимашов В.В. «Динамические особенности уплотнения диоксида урана при облучении», Препринт ИАЭ -4576/11, М., 1988.

29. Лемехов С.Е., «Диффузионная трековая модель радиационного доспекания диоксида урана при облучении в реакторных условиях», Препринт ИАЭ -4553/11., М., 1988.

30. Лемехов С.Е., Яковлев В.В. «Влияние структурных и технологических факторов на процесс уплотнения таблеток диоксида урана при облучении», Препринт ИАЭ -4998/11, М., 1990.

31. Lemehov, S., Devoid Н. «Model Analysis of the HBWR IFA-503.1 PWR/WWER comparative test results", HWR-482, April 1996.

32. C. Ronchi, M. Sheindlin, D. Staicu, M. Kinoshita, "Effect of burn-up on the thermal conductivity of uranium dioxide up to 100.000 MW/t U", Journal of Nuclear Materials 327 (2004) 58-76.

33. В.И.Колядин, и др. « Теплопроводность двуокиси урана», Атомная Энергия, 1974, т 36, вып. 3, с 59.

34. Баранов В.Г., Покровский С.А., Тенишев А.В., и др. «Теплофизические свойства модифицированного оксидного ядерного топлива», Атомная Энергия, 2011, том 110, вып. 1 стр. 36-40.

35. А.Н. Андрианов, В.Г. Баранов, Ю.Г. Годин и др. «Теплопроводность диоксида урана, содержащего твердые имитаторы продуктов деления», Сборник

докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.

36. Алексеев П.Н., Дьяков А.В., Колокол А.С. «Улучшение эксплуатационных характеристик оксидного топлива для ВВЭР», Атомная Энергия, 2007, т. 102 №2, стр. 109-113.

37. Wiesenack W., Tverberg Т. «Thermal performance of high burnup fuel - in-pile temperature data and analysis» Intern. Topical Meeting on LWR Fuel Performance. USA, Park City, Utah, April 10-3, 2000 p. 626-633.

38. J.K. Fink «Review. Thermophysical properties of uranium dioxide» J. Nuclear Materials 279 (2000) p. 1-18.

39. H. Zimmermann "Investigations on Swelling and Fission Gas Behaviour in Uranium Dioxide", J. Nuclear. Materials 75 (1978) 154-161.

40. Smirnov A.V. et al., "The Peculiarities of the WWER-440 Fuel Behavior at Higher Burnups" In: Proc. of the Second International Seminar "WWER Reactor Fuel Performance, Modelling and Experimental Support" 21-25 April 1997, Sandanski, Bulgaria, p. 58-65.

41. Smirnov A.V. et al.: Behaviour of WWER-440 and WWER-1000 Fuel in a Burnup Range of 20-48 MWd/kgU. Ibid. [4], p. 40-46.

42. Lemehov S.E., Smirnov A.V, and Tsibulya V.A. "Kola-3 High Burn-up Fuel Validation Tests FA-198 and FA-222." Paper F-l.l presented at the Enlarged Halden Programme Meeting, Loen, Norway, 19-24 May 1996 (HPR-347/3).

43. Strizhov P., Volkov B. "Integral High Burnup Fuel Simulation Under Operational and Accident Conditions" ANS International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

44. Volkov В., Strizhov P., Ryazantzev E. "Modelling of PWR and WWER fuel behaviour in Halden comparative tests using the new code SPAN", paper presented in IAEA Technical Committee on Nuclear Fuel Behaviour Modelling at High Burnup and its Experimental Support, Windermere, 19-23 June, 2000, 1AEA-TECDOC-1233, p. 305-321.

45. Щеглов А.С., Проселков B.H., Смирнов А.В. и др. «Моделирование поведения твэлов ВВЭР-440 при глубоких выгораниях (на примере 3~го энергоблока КолАЭС)», Атомная Энергия, 1996, т. 81, вып. 4, с. 254 - 261.

46. Щеглов А.С., Проселков В.Н. «Комплекс программ для расчёта поведения твэлов ВВЭР при работе в нормальных условиях эксплуатации. Программа

TOPRA-s», Труды 4 международной конференции «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», 1-5 октября 2001 г., Албена, Болгария, с. 220 - 228.

47. С. Vitanza, et al. ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Portland, Oregon USA, 1979.

48. R.J. White «Fission Gas Release», HWR-632, 2000, Presented in EHPG meeting, Loen, 2001.

49. C. Vitanza "Overview of the OECD - Halden reactor project", Nuclear Engineering and Design, Volume 207, Issue 2, July 2001, Pages 207-221.

50. A Hanevik, P Arnesen, E Rolstad & T Tobiaka: The Project Densification Experiment - DE-1, HPR 173, EHPG, Sanderstolen, Norway, December 1973.

51. E Rolstad, A Hanevik & К D Knudsen "Measurements of the Length Changes of U02 Fuel Pellets During Irradiation", HPR 188, EHPG meeting, Sandefjord, Norway, June 1974

52. Devoid H., Rowland T.C. "A Review of Experimental Data from some Densification Tests Performed in the Halden Reactor", HPR-195, 1976.

53. Devoid H. «The Influence of Fuel Parameters on the Densification/Swelling behavior of Fuel pellets up to 31 MWd/kg U02", HWR-200, 1988.

54. R J White "An Analysis of Halden Fuel Stack Length Changes and Comparison with UK Sintering Data", HPR-336, EHPG metting, Bolkesjo, February 1990.

55. Staal H.U. "Radial and Axial Deformation Behaviour of Solid and Hollow Pellet Fuel Rods during Base Irradiation and Power Ramping in IFA-509.2", HWR-49, 1982.

56. Staal H.U., Hayashi K., "Radial and Axial Deformation Behaviour of Solid and Hollow Pellet Fuel Rods during Base Irradiation and Power Ramping in IFA-509.3 at 20 MWd/kg U02", HWR-132, 1984.

57. S. Granata «Improved Fuel Pellets: Fission gas release behaviour and mechanical response (IFA-553.1/509.4,5) during steady-state irradiation to 20 MWd/kg U02», HWR-251, 1990.

58. Halden Boiling Water Reactor, http://www.ife.no/en/ife/laboratories/hbwr.

59. B. Volkov, Y. Minagawa, T. Elisenberg, M. McGrath «Upgrading of the Halden Reactor Experimental Capabilities for Innovative Fuel and Material Testing" Research Reactor Fuel Management meeting, Rome 20-24 March 2011.

60. O. Aarrestad, "Instrumentation Capabilities at Halden", HWR-351, 1993.

61. Мительман М. Г., Дубровский В. Г., Любченко В. Ф., Розенблюм Н. Д. «Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения», М.: Атомиздат, 1977.

62. К. Lunde «Fabrication of twelve fuel rods for IFA-503. Comparative test of VVER/PWR fuel", IFE/KR/F-95/142, 1995.

63. Отчет по производству таблеток типа ВВЭР для исследовательского центра в г. Халден (Норвегия) ОАО «МСЗ», г. Электросталь, ЦНИИЛ № 58-18/540, 02.04.98.

64. Техническая информация, ОАО «Машиностроительный завод», 58-01/515 от 10.05.94.

65. Helle U-B., Espeland М. «IFA-503.1 VVER Comparative Test» IFE/KR/F-96/066, 1996.

66. Iversen G. "Fabrication of Twelve Fuel Rods for Comparative Test of WWER/PWR Fuel Phase II, IFA-503.2." IFE/KR/F-98/188, 1999.

67. H. Devoid, S. Lemehov, V. Yakovlev « Comparison of Thermal and Mechanical Behaviour of PWR/WWER fuel in IFA-503», HWR-467, April 1996.

68. H. Devoid, S. Lemehov, «In-pile Comparative Test of Thermal and Mechanical Behaviour of PWR and WWER Fuel», II International. Meeting on Fuel Performance and Experimental Support, Sandanski, April 1997

69. Volkov В., Devoid H., Ryazantzev E., Yakovlev V. "Comparative analysis of WWER and PWR fuel behaviour to a burnup of 18 MWd/kgU02", HWR-541, December 1997.

70. K. Svanholm "In-pile Power Calibration Methodology in the HBWR", HWR-559, March 1998.

71. Volkov В., J.K. Liverud "Qualification of Test Fuel Power Calibration in HBWR", HWR-845, February 2008.

72. A. Durmayaz "Approximate functions for the fast computation of the thermodynamic properties of heavy water", J. Nuclear Engineering and Design, 178 (309-329) 1997.

73. "Tables of thermodynamic properties of heavy water in S.I. units" Prepared for Atomic Energy of Canada Limited and Ontario Hydro by P.G. Hill and etc. University of British Columbia, 1981.

74. Кириллов П. Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П. "Справочник по тепло-гидравлическим расчетам», Энергоатомиздат 1990 г.

75. Tong L. and Weisman J. "Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors" ANS, Hinsdale, 1970. p. 194.

76. J. Collier "Convective Boiling and Condensation", Mc-Graw-Hill Book Company, 1972.

77. J.C. Chen " Correlation for Boiling Heat Transfer to Saturated Fluids in Convective Flow", 1-EC Process Design and Development, Vol. 5, No. 3, 1966.

78. J.M. Delhaye and etc. "Thermohydraulics of Two-Phase Systems for Industrial Design and Nuclear Engineering" Hemisphere Publishing Corporation, 1981.

79. U. Kasemeyer, W.H. Beere «Capabilities and verification of the lattice code for the Halden Boiling Water Reactor (HBWR)", HWR 609, 1999.

80. Volkov B., Ryazantzev E., Yakovlev V. «In-pile WWER fuel investigation in the Halden Reactor», paper 3.13 presented in Third International Seminar «WWER Reactor fuel performance, Modelling and experimental support», Bulgaria, Pamporovo, 4 - 8 October 1999, p. 158-164.

81. B. Volkov, T. Tverberg "Irradiation Performance of Modified WWER Fuel Compared with Typical PWR fuel in the Halden Reactor Test", International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, Kranevo, Varna, Bulgaria, 1-5 October 2001, p 186-196.

82. Volkov B, Kolstad E. "Review of WWER fuel and material tests in the Halden reactor", 6th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 19-23 September 2005, Albena, Bulgaria, p. 214-221

83. Volkov B., Devoid H., Ryazantzev E.P. Yakovlev V.V. "In-pile Data Analysis of the Comparative WWER/PWR Test IFA-503.1. Final Report", HWR-590, EHPG meeting, Loen, Norway, 1999.

84. Volkov B., Ryazantzev E., Yakovlev V. "Behaviour of Different Modified WWER Type Fuels during the Initial Stage of Irradiation", HWR-610, EHPG meeting, Loen, Norway May 1999.

85. Volkov B., Ryazantzev E., Yakovlev V. "The Thermal and Mechanical Behaviour of Modified WWER Fuel Compared with PWR Specification Fuel in IFA-503.2" HWR-637, December 2000.

86. Volkov B., Ryazantzev E., Yakovlev V. "Irradiation Performance of WWER and PWR Fuel Tested in IFA-503.2 to a Burnup of 20 MWd/kgU02", HWR-708, EHPG meeting, Storefjell, 2002.

87. Volkov В., Lestinen V. "Review of WWER Fuel Behaviour Compared with PWR Fuel in IFA-503», HWR-761, EHPG meeting, Sandefjord, Norway, 2004.

88. Volkov В., Lafchiev K. "Study of WWER Fuel Behaviour in IFA-503;An Up-Date", HWR-818, EHPG meeting, Lillehammer, Norway, 2005.

89. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев B.B., и др. «Исследования поведения топлива ВВЭР и PWR, облученного в реакторе HBWR», Атомная Энергия 2011, том 111, вып. 6 стр. 342-348.

90. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., и др. «Исследования модифицированного топлива ВВЭР и типового PWR на реакторе HBWR (Норвегия)», Атомная Энергия, 2012, том 113, вып. 3 стр.140 - 145.

91. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., Калыгин В.В. и др. «Исследование влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR», Атомная Энергия, (в печати).

92. Т J Bjorlo, Е Kolstad & С Vitanza «FTEMP2, A Computer Program for Analysing the Steady State Thermal Behaviour of Oxide Fuel Rods», HPR 211, 1977.

93. SCDAP/RELAP 5-3d©code Manual, Volume 4: MATPRO - a Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis SCDAP/RELAP 5-3d© INEEL/EXT-02-00589, May 2002.

94. A. Schubert, P. Van Uffelen, J. van de Laar, Cs. Gyori, D. Elenkov "A feasibility test for improving the cladding behaviour predictions in WWER fuel rods with TRANSURANUS", Paper presented at EHPG meeting, Lillehammer, October 2005.

95. Vinjamuru, D.E. Owen, "Helium Fill Gas Absorption in Pressurized UO2 fuel rods during Irradiation", J. Nuclear Technology, Vol. 47 January 1980.

96. Volkov В., Strijhov P. "Integration of PIN and FRASM Codes Improved WWER Fuel Simulation under Operational and Accident Conditions.", Third International Seminar "WWER Reactor Fuel Performance, Modeling and Experimental Support", Pamporovo, Bulgaria, October 1999.

97. Strizhov P., Volkov B. "Integral High Burnup Fuel Simulation Under Operational and Accident Conditions", ANS International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

98. Volkov В., Strizhov P, Ryazantzev E., Kolstad E. "Modelling of PWR and WWER fuel behaviour in Halden comparative tests using the new code SPAN", IAEA Technical Committee, Windermere, 19-23 June, 2000, IAEA-TECDOC-1233, p. 305-321.

99. Volkov B. "Integral approach to innovative fuel and material investigations in the Halden Reactor", 8th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 26 September - 04 October 2009, Burgas, Bulgaria

100. Volkov B., Jensen H., Espeland M., Oberländer B. « Preliminary report on evaluation of volume pore-size distribution in different WWER and PWR fuel types from microstructural examinations» Report IFE/KR/F-2002/096, June, 2002.

101. Underwood E.E. "Quantitative Stereology", Philippines: Addison-Wesley Publishing Company, Inc. 1970

102. Dehoff R.T. and F.N. Rhines "Quantitative Microscopy", U.S. McGraw-Hill, Inc. 1968.