Экспериментальное исследование поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с большой течью из первого контура РУ
Диссертация
Запроектная авария с наихудшими последствиями по достижению предельно допустимых аварийных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду связана с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, который, соответствует следующим предельным параметрам: температура оболочек твэлов достигает величины 1200° Слокальная глубина окисления (ЛГО) оболочек твэлов равна 18% от первоначальной… Читать ещё >
Содержание
- Глава. -1. Основные физические процессы, происходящие с оболочками 10 твэлов при аварии с потерей теплоносителя РУ с ВВЭР
- 1. 1. Общие сведения о процессах при аварии с потерей 10 теплоносителя
- 1. 2. Основные характеристики оболочечных сплавов циркония
- 1. 3. Деформационное поведение оболочек твэлов в условиях 20 аварии с потерей теплоносителя
- 1. 4. Термостойкость оболочечных сплавов циркония
- 1. 5. Влияние окисления и наводороживания на охрупчивание 28 оболочек
- 1. 6. Поведение модельных ТВС в. условиях запроектной и 28 тяжелойаварии
- 1. 7. Постановка задачи
- Глава 2. Экспериментальные исследования поведения одиночных 35 имитаторов твэлов в*условиях первой стадии проектной аварии БТ
- 2. 1. Методика и результаты испытаний одиночных имитаторов 35 твэлов в условиях первой стадии проектной аварии БТ
- 2. 2. Деформация и разгерметизация оболочек твэлов в условиях 42 первой стадии проектной аварии БТ
- 2. 3. Влияние закалки и температурно-силового воздействия 50 первой стадии аварии на структурно-фазовое состояние оболочек твэлов
- 2. 4. Влияние температурно-силового режима первой стадии 71 аварии на поведение оболочек твэлов во второй стадии аварии
- Глава 3. — Экспериментальные исследования поведения модельных ТВС в 74 условиях второй стадии проектной аварии БТ
- 3. 1. Методика и результаты испытаний модельных ТВС в условиях 74 второй стадии проектной аварии БТ
- 3. 2. Деформация оболочек твэлов и блокировка проходного сече- 77 ния модельных ТВС
- 3. 3. Влияние высокотемпературного окисления на структурнофазовое состояние оболочек
- 3. 4. Взаимосвязь структурно-фазового состояния и механических 111 свойств оболочек
- 3. 5. Влияние деформации и разгерметизации на коррозионное 114 поведение оболочек
- Глава 4. Экспериментальные исследования поведения модельной ТВС в 119 условиях тяжелой аварии
- 4. 1. Методика и результаты испытаний
- 4. 2. Анализ степени окисления и структурно-фазового состояния 123 компонент сборки
- 4. 3. Определение степени растворения топлива по высоте сборки, 134 распределения расплава и блокировки проходного сечения
- Выводы
Список литературы
- Ф.Я. Овчинников, Л. И. Голубев, В. Д. Добрынин, В. И. Клочков, В. В. Семенов, В. М. Цыбенко Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов, М. «Атомиздат», 1977 г, с. 280
- Н.В. Шарый, В. П. Семишкин, В. А. Пименов, Ю. Г. Драгунов. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР, М. «Из-дАт», 2004, с. 496
- Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. Введены в действие с 01.09.90.
- И.И. Федик, Н.Н. Пономарев-Степной, Ю. Г. Драгунов и др. Стендовое моделирование различных стадий проектной аварии с потерей теплоносителя реакторной установки с ВВЭР. Атомная энергия 2003 г.
- Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Алексеев А. В., Махин В. М. Обзор. Димитровград ГНЦ РФ НИИАР, 1997. -108 с.
- В.А. Цыканов. Тепловыделяющие элементы для исследовательских реакторов. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2001, 249 с.
- Ю.К. Бибилашвили и др. Исследование высокотемпературных механических свойств сплава Zr 1%Nb. Цирконий и его сплавы / Под ред. B.C. Емельянова и А. И. Евстюхина. М.: Энергоатомиздат, 1982 г. С. 38 -46.
- J.Freska, G. Konczos, L. Maroti, L. Matus, Oxidation and Hydriding of Zr1%Nb Alloys by Steam, Report KFKI-1995−17/G, 1995.
- V.Vrtilkova, M. Valach, M. Molin, Oxidation and Hydriding Properties of ZrlNb cladding Materials in comparison with Zircaloys, Technical Committee Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour, 4−8 October, 1993.
- И.А. Кунгурцев, В. В. Чесанов, И. В. Кузьмин, И. В. Лебедюк, Исспедование окиспения образцов оболочки отработавшего твэла ВВЭР-1000 и необлучен-ной оболочки из сплава Э-110 при температуре 1200 °C, Отчет ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.
- R.E. Pawel, J.V.Cathcart, R.A.McKee, J. Electrochem. Soc., 126 (1979), p. 1105.
- Leistikow S., Schanz G., H.v.Berg Kinetics of isothermal steam oxidation of Zrcaloy-4 at 700−1300°C. KfK 2587, March 1978.
- В.Г. Асмолов, Л. А. Егорова, К. В. Лютов, Е. П. Каплар и др. Определение порога охрупчивания окисленных оболочек твэлов ВВЭР в условиях аварий с потерей теплоносителя, Промежуточный отчет (РНЦ КИ, ГНЦ РФ НИИАР), 2002 год.
- Chung Н.М. and Kassner T.F. «Embrittlement Criteria for Zircaloy Fuel Cladding Applicable to Accident Situations in Light-Water-Reactors», NUREG/CR-I344, January 1980.
- Uetsuka H, et.al. «Failure-Bearing Capability of Oxidized Zircaloy-4 Cladding under Simulated Loss-of-Coolant Conditions», J. Nucl. Sci. Tech. 20 (1983).
- Uetsuka H. et.al. «Embrittlement of Zircaloy-4 due to Oxidation in Environment of Stagnant Steam», J, Nucl. Sci. Tech. 19(1982).
- Sawatzky A. «Proposed Criterion for the Oxygen Embrittlement of Zircaloy-4 Fuel Cladding», Proc. /' Symp. On «Zirconium in the Nuclear Industry», Statford-on-Avon, UK, 27−29 June, 1978.
- Haggag F.M. «Zircaloy-Cladding-Embrittlement Criteria: Comparison of In-pile and Out-of-pile Results», NUREG/CR-2757, July I9S2.
- S. Hagen, P. Hofman, V. Noack, L. Sepold, G. at al. «Comparison of the Quench Experiments CORA 12, CORA — 13, CORA — 17″, FZKA 5679, Forschungszen-trum Karlsruhe (1996)
- L. Sepold, A. Miassoedov, J. Stuckert, at al."Cooling characteristics of PWR-type fuel element simulators tested in the QUENCH experiments», NURETH-10, Seoul, Korea, October 5−9, 2003/
- A.C. Займовский, A.B. Никулина, Ф. Г. Решетников. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М. «Энергоиздат», 1981, 232 с.
- Г. П. Кобылянский, А. Е. Новоселов. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. Димитровград 1996.
- J1.J1. Артюхина, Ю. А. Перлович, М. И. Исаенкова. Сверхпластичность циркониевого сплава Н 1. ВАНТ, Материаловедческие вопросы атомной техники. М., Энергоатомиздат, 1991 г., с. 5−6.
- Е.Н. Пирогов, Л. Л. Артюхина, М. И. Алымов и др. Механизм сверхпластичности циркониевого сплава Н 1. Атомная энергия, т.63, 1987, вып.2, с. 142 -144.
- П. Кофстад. Высокотемпературное окисление металлов. Издательство «МИР» 1969 г. 392 с.
- LOCA Integral Test Results for High-Burnup BWR Fuel. M.C. Billone, Y. Yan and T. Burtseva. Argonne National Laboratory. Nuclear Safety Research Conference Washington, DC October 25−27, 2004.