Изготовление ТВЭЛов и ТВС


Таблетки оксидного топлива для LWR имеют плотность, составляющую ~ 95 % от теоретически достижимой. Именно с такой плотностью получают таблетки методом IDR/CONPOR в Springfields.

Эти таблетки загружают в оболочки из циркалоя-2 для ТВЭЛов BWR и из циркалоя-4 для получения ТВЭЛов реакторов PWR. Длина циркалоевых труб составляет 3650 мм. С обоих концов трубок устанавливают циркалоевые заглушки (пробки). Перед установкой концевой пробки на верхнем конце трубки в нее вставляют пружину, которая удерживает в стабильном состоянии столб таблеток и образует в верхней части ТВЭЛа свободное от таблеток пространство. Это пространство необходимо для предотвращения повреждения ТВЭЛа из-за аксиального теплового расширения при эксплуатации ТВЭЛа, а также для аккумуляции газообразных и летучих продуктов деления, выделяющихся в процессе деления урана. После проверки и испытания ТВЭЛы собираются в ТВС, форма которых определяется особенностями активной зоны реактора.

При проверке ТВЭЛОв используют панорамное сканирование всех сварных швов, γ-сканирование для определения длины столба таблеток, расположения пружины и зазоров между таблетками. В некоторых случаях определяют герметичность ТВЭЛов, измеряя наличие утечки гелия, которым заполняется ТВЭЛ до его герметизации.

Примеры проектных характеристик ТВС

На заводах фирмы Framatome ANP имеются автоматизированные линии по сборке ТВС для PWR с конфигурацией от 14´14 до 17´17 (табл. 1.4.4). Конструкция сборки типа 18´18 находится в разработке.

Повреждаемость ТВС при эксплуатации низкая и составляла 1,5·10-5 ТВЭЛов за цикл облучения. Для ТВС-AFA-2G (сборки второго поколения с фильтром для улавливания металлических частиц из теплоносителя) повреждаемость снизилась до величины 5·10-6 ТВЭЛов за цикл облучения.

Таблица 1.4.4

Проектные характеристики стандартных ТВС для PWR фирмы Fragema

(по данным 1993 г.)

Характеристика Тип сборки для PWR-AFA
14´14 16´16 17´17 18´18
Количество ТВЭЛов в ТВС
Общая длина ТВС, мм 2949,2 4946,3 4944,35
Общая ширина ТВС, мм 197,18 229,5 213,97 229,45
Длина ТВЭЛа, мм 2628,66 4397,8 4402,5
Внешний диаметр твэла, мм 10,72 10,75 9,5 9,5
Высота таблетки, мм 15,25 11,00 13,46 9,66
Внешний диаметр таблетки, мм 9,29 9,11 8,19 8,05
Среднее линейное энерговыделение, кВт/м 22,2 20,7 17,9 16,67
Максимальное линейное энерговыделение, кВт/м
Максимальная температура оболочки твэла, °С
Максимальная температура по центральной оси твэла, °С
Материал оболочки Zy 4 Zy 4 Zy 4 Zy 4
Толщина оболочки, мм 0,620 0,725 0,572 0,640
Материал решетки Zy 4 Zy 4 Zy 4 Zy 4
Максимальная глубина выгорания, МВт·сут/т

В сборках AFA-2G 17´17, производимых в 1990-е годы, используются:

· оптимизированный состав циркалоя-4 (Zy-4), имеющий пониженное содержание олова,

· специальная термообработка циркалоя-4 для повышения коррозионной стойкости,

· циркалоевые дистанцирующие решетки с улучшенными характеристиками и усовершенствованной конструкцией,

· усовершенствованная технология обработки внутренней поверхности оболочки ТВЭЛов,

· высокоэффективный фильтр из инконеля 718, установленный под нижним концевиком, для улавливания металлических осколков,

· усовершенствованная система контроля качества ТВС, включающая ультразвуковой метод, метод вихревых токов, автоматический рентгеновский метод и др.

По данным журнала Nuclear Engineering International во Франции продолжаются работы по усовершенствованию ТВС, в результате которых была разработана новая конструкция сборки ТВС AFA-3G (табл. 1.4.5).

Таблица 1.4.5

Проектные данные ТВС для PWR (AFA-3G)

Параметр ТВС AFA-3G
Конфигурация ТВС 14´14 15´15 16´16 17´17-12 17´17-143) 18´18
Количество ТВЭЛов в ТВС
Общая длина ТВС, мм 2898,6 4826,5 4058,6 4795,7 4826,5
Общая ширина ТВС, мм 197,15 229,5 229,45
Длина ТВЭЛа, мм 4397,8 3851,5 4483,9 4402,5
Внешний диаметр ТВЭЛа, мм 10,72 10,72 10,75 9,5 9,5 9,5
Высота таблетки, мм 15,24 15,24 11,0 13,46 13,46 9,66
Диаметр таблетки, мм 9,29 9,29 9,12 8,19 8,19 8,06
Среднее линейное энерговыделение, кВт/м 23,81) 21,1 17,9 16,6
Максимальное линейное энерговыделение, кВт/м 422) 422) 422) 422) 422) 422)
Максимальная температура топлива, °С
Материал оболочки Zy 4/1754) Zy 4/1754) Zy 4/1754) Zy 4/1754) Zy 4/1754) Zy 4/1754)
Толщина оболочки 0,62 0,62 0,725 0,57 0,57 0,64
Максимальная температура оболочки ТВЭЛа, °С
Материал решетки циркалой-4 + инконель
Максимальная глубина выгорания, МВт·сут/т
               

1) Для реакторов более высокой мощности.

2) Зависит от кондиционирования оболочки.

3) Вариант для АЭС фирмы Westinghouse Electric с быстрой перегрузкой.

4) Усовершенствованная структура оболочки.

Дальнейшие исследования рассматривали возможность замены материала оболочки ТВЭЛа циркалоя-4 сплавом М5 (состав сплава приведен в табл. 1.4.7), который характеризуется высокой стойкостью к коррозии, гидрированию и коррозионному растрескиванию под напряжением, низкой деформационной поперечной ползучестью. При одинаковых эксплуатационных условиях ползучесть оболочки ТВЭЛа из М5 в два раза ниже, чем ползучесть оболочки из Zy-4. В AFA-3G изменены (увеличены) объем свободного пространства над таблетками и давление гелия в сборке. Для улучшения удерживания в топливе газообразных продуктов деления проводятся НИОКР, посвященные выбору состава и микроструктуры топлива. Эти работы предполагается закончить в 2004 г., а с 2005 по 2010 гг. провести демонстрационные испытания образцов ТВЭЛов с топливом новых составов. Усовершенствование микроструктуры заключается в выборе размера зерна, пористости, добавок оксидов других металлов и др.

Новые сборки, получившие название AllianceTM-продукта будут предназначены для достижения глубины выгорания 70 ГВт·сут/т.

В Японии поэтапное выполнение задачи повышения выгорания топлива отражается на проектных параметрах ТВС (табл. 1.4.6).

Таблица 1.4.6

Изменение основных проектных параметров ТВС PWR с ростом
выгорания топлива

Параметр Проектная глубина выгорания
39 ГВт·сут/т 48 ГВт·сут/т 55 ГВт·сут/т
Таблетки:      
Размер зерна нормальный нормальный крупный
Обогащение по 235U, % ~ 3,6 4,1 4,5
Плотность топлива, % от теоретической
Внешний диаметр таблетки, мм 8,2 8,2 8,2
Форма таблетки лунка/фаска лунка/фаска лунка/фаска
Содержание гадолиния, %
Оболочка:      
Материал оболочки циркалой 4 циркалой 4 NDA, ZIRLO
Содержание олова, % 1,2-1,7 1,2-1,45 0,8-1,0
Толщина оболочки, мм 0,57 0,57 0,57
ТВЭЛы:      
Длина, мм
Зазор между топливом и оболочкой, мм 0,17 0,17 0,17
Решетка:      
материал инконель 718 инконель 718 инконель 718
ТВС:      
Шаг решетки, мм 12,6 12,6 12,6
Ширина, мм 214×214 214×214 214×214
Количество решеток

Демонстрационные испытания ТВС с крупным зерном топлива и оболочкой ТВЭЛа из сплава NDA была запланирована на начало 2002 г.

4.3 Современная промышленность Франции по изготовлению
ядерного топлива

В настоящее время Франция – это страна с развитой ядерно-энергетической промышленностью, частью которой является производство ядерного топлива. Все производство ядерного топлива, за исключением МОХ-топлива, сосредоточено в руках Framatome ANP's Nuclear Fuel Business Group – Группы, занимающейся коммерческой деятельностью в области ядерного топлива, которая относится к Отделу по ядерной энергетики (ANP – Advanced Nuclear Power) фирмы Framatome.

Nuclear Fuel Business Group отвечает за проектирование, производство и продажу топлива для PWR, BWR и исследовательских реакторов. Коммерческая деятельность этой Группы составляет 40 % бизнеса Framatome ANP.

Nuclear Fuel Business Group владеет тремя французскими производственными компаниями: CEZUS, CERCA, FBFC.

CEZUS (Compagnie Europeenne de Zirconium Ugine Sandvik) производит губчатый цирконий, металлические сплавы, трубы, решетки и листовой металл для ядерных и неядерных областей промышленности. Заводы этой компании расположены в восточной части Франции (Jarrie и Ugine) и на западе Франции (Rugles, Montreuil-Juigne и Paimboeuf) (рис. 1.4.3).

Рис.1.4.3 Площадки Framatome ANP во Франции и в Бельгии

CERCA (Compagnie pour l´Etude et la Realisation de Combustible Atomiques) разрабатывает и производит топливо для исследовательских реакторов, оборудование для исследований в области физики высоких энергий, нейтронные детекторы, радиационные источники на установках, расположенных в Romans и Pierrelatte.

Производителем топлива для энергетических реакторов является компания FBFC (Franco-Beige de Fabrication de Combustribles), которой принадлежат заводы в Romans и Pierrelatte на юге Франции и в Dessel (Бельгия). Эта компания основана в 1973 году накануне начала реализации во Франции широкой ядерно-энергетической программы. Среди акционеров FBFC были в разное время Pechiney, Westinghouse, Framatome, Belgian Company MMN и Cogema.

С момента основания FBFC снабжала топливом все ядерные реакторы, построенные фирмой Framatome во Франции и за рубежом. На рис. 1.4.4 показаны объемы производства топлива заводами FBFC в разные годы. В 90-е годы прошлого столетия спрос на ядерное топливо сократился, так как, с одной стороны, замедлилось сооружение новых реакторов и, с другой – для повышения выгорания топлива увеличилась продолжительность кампании. По этой причине компания FBFC решила остановить производство топливных сборок на заводе в Pierrelatte, где с 1998 года начали выпускать не содержащие уран компоненты топливных сборок.

Рис.1.4.4 Объем производства топлива заводами компании FBFC в разные годы

Штат компании FBFC составляет около 1050 человек, из которых 620 занято на заводе в Romans, 150 – в Pierrelatte, 270 – в Dissel, a 25 человек принимают участие в работе отдела проектирования и продаж Nuclear Fuel Business Group.

В табл. 1.4.7 и на рис. 1.4.5 представлены некоторые характеристики заводов FBFC. Производство ядерных топливных сборок включает следующие технологии и методы:

– химическая и порошковая технологии получения урановых соединений;

– технология изготовления металлических деталей (хвостовиков и других небольших компонентов сборок);

– технология механической сборки и сварки;

– специальные неразрушающие методы контроля;

– методы лабораторного контроля материалов и образцов продукции.

Таблица 1.4.7

Производственные возможности заводов компании FBFC

Операция / продукт Завод Цех Производительность
Конверсия UF6 → UO2 Romans   1800 т U (разрешено 1200 т U)
UO2 таблетки, стержни, топливные сборки Romans 2 линии 1400 т U (разрешено 820 т U)
Каркасы Dessel 1 линия 750 т U
Дистанционирующие решетки Pierrelatte 1300 т U
Небольшие компоненты Dessel 1400 т U
Верхние и нижние хвостовики Romans 1200 т U
Cd2O3–UO2 таблетки и стержни Dessel 1 линия 50 т U

 

Рис. 1.4.5 Производственные линии компании FBFC

С целью минимизации отходов производства топлива и рециклирования урана компания разработала и использует следующие процессы:

– сжигание горючих отходов и выделение из золы урана путем мокрого химического растворения и извлечения из раствора урана; выделенный уран рециклируется;

– обработка отходов, содержащих делящиеся материалы, например отходов очистки оборудования, с целью их выделения и рециклирования.

Постоянное стремление FBFC к сокращению цены топлива и гибкости производственного процесса привело к разработке и внедрению высокотехнологичных процессов, таких как:

– высокопродуктивный процесс сухой конверсии, в основу которого положен патент СЕА Франции (Комиссариат по атомной энергии);

– лазерная сварка при изготовлении топливных стержней и полностью автоматизированная проверка с помощью рентгеновского излучения;

– автоматизированная сварка каркаса сборки роботом с программным управлением.

Около 80 % продукции FBFC предназначено для атомных станций Франции, на которых используются реакторы PWR с мощностью 900 или 1300 и 1500 МВтэл. Для них выпускаются топливные сборки высотой 3,66 и 4,27 м с дистанционирующей решеткой 17 17.

Остальные 20 % продукции FBFC идут в Европу, Южную Африку и Азию, причем топливо используется не только в реакторах, построенных фирмой Framatome. Например, топливо FBFC покупали для реакторов фирмы Siemens. Действительно, заводы компании FBFC могут выпускать топливные сборки с конфигурацией решетки от 14 14 до 18 18.

В последние два года произошло слияние ядерного бизнеса фирмы Siemens и ANP Framatome и образование крупной организации AREVA, которой принадлежат 66 % акций Framatome ANP и 100 % акций Cogema (рис. 1.4.6). На сегодняшний день AREVA является мировым лидером на рынке современных ядерных технологий и в ядерном бизнесе.

Рис. 1.4.6 Структура Framatome ANP и AREVA

4.4 Ядерное топливо для энергетических водоохлаждаемых
российских реакторов. Состояние и перспективы

Выполненные в последние годы исследования позволили обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию ВВЭР в 3- и 4-годичных топливных циклах при среднем выгорании 43-45 МВт·сут/кг U (в комплекте выгружаемых ТВС). В частности, на отдельных блоках ВВЭР-440 (4-м Кольской, 2-м Ровенской) в настоящее время реализуется опытно-промышленная эксплуатация топлива в 5-годичном цикле.

По условиям эксплуатации топлива, уровню и причинам отказов ТВЭЛов ВВЭР можно разделить на четыре группы: ВВЭР-440 типа В-230, В-179 и В-270 – первое поколение реакторов, ВВЭР-440 типа В-213 – второе усовершенствованное поколение реакторов, ВВЭР-1000 (тип В-187, единственный блок на Нововоронежской АЭС, ТВС этого реактора имеют шестигранный чехол), серийные ВВЭР-1000, в которых ТВС являются бесчехловыми.

В ВВЭР-440, как и во всех ВВЭР-1000, конструкторские и технологические решения по ТВЭЛам и ТВС в значительной степени унифицированы. Тем не менее в ВВЭР-440 типа В-213 и всех ВВЭР-1000 отказы ТВЭЛов носят случайный характер. За последние несколько лет уровень отказов ТВЭЛов в этих реакторах в среднем находится в пределах ~(2-3)10–5 (ВВЭР-1000) и ~(3-5)10–6 (ВВЭР-440 типа В-213), что отвечает современным показателям ведущих западных фирм-поставщиков топлива.

В ВВЭР-440 типа В-230 уровень отказов заметно выше (табл. 1.4.8, 1.4.9). Особенно это начало проявляться в последние 5-7 лет (старение реакторов).

Таблица 1.4.8

Эксплуатация ТВС в ВВЭР-440

Год Число выгруженных ТВС Число негерметичных ТВС Доля негерметичных ТВС
В-213
~4·105
В-230
8·10–4
6,8·10–4

Послереакторные исследования ТВС 3-го блока Нововоронежской АЭС (В-230) показали, что наиболее вероятной причиной отказов ТВЭЛов являются высокие вибрационные нагрузки на ТВС.

Таблица 1.4.9

Эксплуатация ТВС в ВВЭР-1000

Параметр Значение
Число выгруженных (по всем блокам)
Число признанных негерметичными по методике КГО: новой* старой    
Средний уровень повреждения ТВЭЛов (отношение числа негерметичных к общему числу выгруженных):  
АЭС России 2,5·10–5
АЭС Украины 6,8·10–5
* По старым нормам негерметичными считались ТВС, активность которых в пенале КГО на 3 σ превышает фон. По новым нормам, кроме указанного условия, активность ТВС должна превышать 1·10–6 Ки/кг.

Несмотря на хорошие эксплуатационные показатели активных зон, ВВЭР по экономическим показателям все же уступают западным аналогам. Главными факторами, вследствие которых экономические показатели серийных ВВЭР, прежде всего ВВЭР-1000, уступают зарубежным аналогам, являются:

– использование в качестве конструкционного материала для дистанционируюших решеток и направляющих каналов нержавеющей стали (около 2 т в активной зоне ВВЭР-1000);

– применение в активной зоне для компенсации избыточной реактивности стержней выгорающего поглотителя (ВВЭР-1000) или топливных компенсаторов (ВВЭР-440) в отличие от введенного в топливо поглотителя нейтронов, используемого в большинстве PWR;

– значительная утечка нейтронов вследствие неоптимальной схемы перегрузок топлива;

– использование сплавов циркония с высоким содержанием гафния.

Поэтому важное место в комплексе работ по улучшению экономики топливных циклов ВВЭР на современном уровне отводится дальнейшему совершенствованию конструкторских и технологических решений как по ТВЭЛам и ТВС, так и по активной зоне в целом.

Реализуемая в настоящее время в стране отраслевая программа "ТВЭЛы и ТВС ядерных энергетических установок АЭС" по созданию усовершенствованных топливных циклов и топлива нового поколения предусматривает достижение в ближайшей перспективе в активной зоне ВВЭР следующих характеристик:

– максимальное выгорание топлива в ТВС до 55 МВт·сут/кг U (4-годичный топливный цикл в ВВЭР-1000 и 5-годичный в ВВЭР-440). Для сравнения в настоящее время серийно поставляемая и лицензированная продукция западных фирм (Фраматом, Сименс) для PWR имеет максимальную проектную глубину выгорания 52 МВт·сут/кг U;

– обеспечение маневренных характеристик АЭС;

– переход на перегрузку топлива по схеме in-in-out;

– увеличение длительности кампании топлива до 350 эф. сут;

– обеспечение разборности ТВС;

– применение в качестве конструкционного материала для дистанционирующих решеток, направляющих каналов и чехлов ТВС сплавов циркония с содержанием гафния не более 0,01 % мас.;

– применение поглотителя нейтронов (UO2–Gd2О3);

– использование топливных таблеток с оптимизированными параметрами по микроструктуре, физико-механическим характеристикам;

– вовлечение регенерированного урана в топливный цикл;

– применение в качестве конструкционного материала для оболочек ТВЭЛов, труб направляющих каналов и дистанционирующих решеток циркониевого сплава Э-635, обладающего высокой радиационной и коррозионной стойкостью;

– повышение эксплуатационной надежности топлива до уровня отказов менее 10–5 (для комплекта выгружаемых ТВС).

Внедрение нового топлива в практику ВВЭР позволит существенно повысить экономические показатели топливных циклов и безопасность. При этом будет обеспечен современный уровень расхода природного урана ~0,196 кг/МВт·сут).

Ядерное топливо нового поколения создается для ВВЭР-1000 с начала 90-х годов. В 1993 г. на 1-м блоке Балаковской АЭС (базовой для испытания нового или усовершенствованного топлива) была установлена первая опытная партия усовершенствованных ТВС с направляющими каналами и дистанционирующими решетками из циркониевого сплава Э-110 вместо нержавеющей стали. В 1994 г. на 3-м блоке Балаковской АЭС была установлена первая опытная партия ТВС с уран-гадолиниевым топливом. В эти же годы два обстоятельства повлияли на задержку и развитие работ по промышленному внедрению и лицензированию усовершенствованного ядерного топлива и топливных циклов ВВЭР-1000:

– искривление ТВС и активной зоны в целом из-за осевого "пережатия" ТВС внутрикорпусными устройствами реактора (результат неправильной контрольной сборки внутрикорпусных устройств при проведении монтажных работ);

– увеличение времени испытаний опытных партий усовершенствованных ТВС с 3 до 5 лет вследствие диспетчерских ограничений на Балаковской АЭС.

В настоящее время ТВС с уран-гадолиниевым топливом находятся в опытно-промышленной эксплуатации на всех четырех блоках Балаковской АЭС: на 2, 3, 4-м блоках эксплуатируются в объеме одной подпитки при перегрузках топлива (48 усовершенствованных ТВС вместо 54 серийных), на 1-м блоке при плановом ремонте активная зона будет полностью сформирована из таких ТВС.

На Усть-Каменогорском заводе освоена и внедрена промышленная технология изготовления уран-гадолиниевых топливных таблеток. Осуществляется освоение такой технологии и на заводе в Электростали.

Таким образом, научно-технический и технологический задел позволяет осуществить промышленное внедрение 4-годичного топливного цикла на базе усовершенствованных ТВС с уран-гадолиниевым топливом в 2001 г. (первый этап – объем подпитки в стационаре 48 ТВС). Технико-экономические исследования показали, что при внедрении 4-годичного топливного цикла (этап 1) экономический эффект от снижения стоимости топлива подпитки, исключения из состава активной зоны стержней с выгорающим поглотителем, снижения затрат на хранение и вывоз отработавшего топлива эквивалентен примерно 12 ТВС на один реактор в год в сравнении с проектным 3-годичным циклом.

Работы по внедрению ТВС с уран-гадолиниевым топливом на Балаковской АЭС позволили принять обоснованное решение и по поставке на Ростовскую АЭС, начиная с первой топливной загрузки, усовершенствованного топлива с выходом в стационаре на 4-годичный цикл.

При внедрении циркониевых дистанционирующих решеток в 1998 г. выявилась еще одна проблема – их смещение относительно исходного положения (случаи на Балаковской, Запорожской и Ровенской АЭС). Причиной смешения дистанционирующих решеток явилась конструкторская недоработка усовершенствованных ТВС. Недоработка устранена в 1999 г.

В настоящее время по инициативе ОАО "ТВЭЛ" на основании результатов опыта эксплуатации усовершенствованных ТВС и анализа термомеханических исследований конструкции бесчехловой ТВС ведутся работы по созданию новой конструкции ТВС с жестким каркасом, которая позволит эксплуатировать активную зону в 4-, 5-годичных топливных циклах ВВЭР-1000.

ОКБМ разработан новый альтернативный вариант конструкции ТВС ВВЭР-1000. В основу этой конструкции заложено использование силового опорного каркаса, обеспечивающего приемлемую устойчивость ТВС к формоизменению. На Калининской АЭС (1-й блок) в настоящее время проводится опытно-промышленная эксплуатация таких ТВС. В конце июня 2000 г. блок остановлен на плановый ремонт, в процессе которого будут осмотрены ТВС. На данный момент времени состояние активной зоны указанного блока позволяет заключить, что альтернативные ТВС эксплуатируются нормально (без отказов). Намечено установить дополнительно еще 60 ТВС. При положительных результатах опытно-промышленной эксплуатации ТВС могут быть рекомендованы для реализации на 1-м блоке Калининской АЭС в 4-, 5-годичных топливных циклах.

Сравнительный анализ эффективности топливных циклов активной зоны ВВЭР-1000, выполненный ОКБМ, показал, что переход на 4-годичный (и более) топливный цикл позволяет заметно снизить себестоимость вырабатываемой энергии, переход на кампанию длительностью 18 мес ведет к увеличению годовой энерговыработки АЭС. Анализ проводился исходя из повышения глубины выгорания топлива до 55 МВт·сут/кг U.

В настоящее время состояние работ по совершенствованию ядерного топлива для ВВЭР-440 характеризуется следующим:

– продолжается опытно-промышленная эксплуатация ядерного топлива на 4-м блоке Кольской и 2-м блоке Ровенской АЭС в 5-годичном топливном цикле, который по основной характеристике топливоиспользования (удельному расходу природного урана) соответствует лучшим показателям зарубежных PWR;

– завершен комплекс работ по лицензированию 4-годичного топливного цикла для АЭС "Дукованы" (Чехия), АЭС "Моховце", 1-й блок (Словакия), АЭС "Пакш" (Венгрия). На АЭС "Дукованыи, "Моховце" уже внедрены такие топливные циклы. Поставка усовершенствованного ядерного топлива на АЭС "Пакш" осуществляется с 2000 г.;

– проводятся НИОКР в обеспечение лицензирования 4-годичного топливного цикла для 2-го блока АЭС "Моховце" и 3-го и 4-го блоков АЭС "Ясловске-Богунице" (Словакия).

Как уже было сказано, старение ВВЭР-440 первого поколения (тип В-230, В-179, В-270) непосредственно влияет на эксплуатационную надежность ТВС, что потребовало разработки модернизированной конструкции, обладающей повышенными виброустойчивыми характеристиками топливных пучков. В 1999 г. была разработана такая конструкция ТВС и установлена опытная партия на 3-м блоке Нововоронежской АЭС, осуществлена поставка таких ТВС на АЭС "Козлодуй" (Болгария).

Для повышения эксплуатационной надежности ТВС и расширения алгоритмов управления реактором (маневрирование) в 1999 г. завершен комплекс НИОКР по обоснованию конструкции ТВС АРК с усовершенствованным стыковочным узлом. В 2000 г. будет установлена опытная партия ТВС на 4-м блоке Нововоронежской АЭС.

В соответствии с утвержденной в ОАО "ТВЭЛ" программой работ по модернизации ТВС ВВЭР-440 с 1999 г. ведутся работы по созданию и последующему внедрению на АЭС модернизированных конструкций рабочих ТВС и ТВС АРК, направленные на уменьшение протечек теплоносителя в межчехловом пространстве (т.е. на повышение теплотехнической надежности охлаждения ТВЭЛов) и улучшение водно-уранового отношения. С этой целью размеры чехлов рабочих ТВС увеличиваются до 145 мм, ТВС АРК – до 144,2 мм (при проектных 143 мм), толщина чехла уменьшается с 2 мм до 1,5 мм, шаг между ТВЭЛами повышается с 12,2 до 12,3 мм. Предусматривается увеличение загрузки топлива в активной зоне за счет повышения высоты топливного столба в ТВЭЛах на 100 мм.

На базе модернизированных конструкций рабочих ТВС и ТВС АРК разрабатываются оптимизированные 5-годичные топливные циклы с применением уран-гадолиниевого топлива для активных зон ВВЭР-440 (тип В-213). Ожидаемая глубина выгорания топлива – до 53 МВ·тсут/кг U.

Первые опытные партии модернизированных ТВС в 5-годичном цикле запланировано установить в 2002 г. на 3-м блоке Кольской АЭС и на одном из блоков АЭС "Дукованы" (Чехия). Длительность кампании топлива для АЭС "Дукованы" будет составлять 320 эф. сут.

Опыт эксплуатации топлива ВВЭР, а также большой массив экспериментальных данных послереакторных исследований в горячих лабораториях показал, что имеются возможности дальнейшего повышения выгорания. Это обстоятельство было подтверждено и опытом дооблучения ТВЭЛов, демонтированных из штатных отработавших ТВС коммерческих реакторов в петлевой установке исследовательского реактора МИР (табл. 1.4.10, 1.4.11).

Исследования показали, что все основные характеристики ТВЭЛов (размеры, плотность топлива, выход газообразных продуктов деления, глубина окисления оболочек с наружной и внутренней стороны, их механические характеристики), полученные при выгорании 50-55 МВт·сут/кг. могут быть экстраполированы до более высокого выгорания 70-75 МВт·сут/кг U (рис. 1.4.7). Однако реальные ресурсные характеристики ТВЭЛов коммерческих реакторов определяются не только выгоранием. Лицензирование рабочих и ресурсных характеристик ТВЭЛов при повышении выгорания в ВВЭР требует более детального изучения и анализа следующих наиболее важных вопросов:

– накопление повреждений в оболочках ТВЭЛов, в том числе с учетом допустимого при производстве труб технологического дефекта в переходных режимах эксплуатации с определением допустимого скачкообразного изменения мощности при выгорании свыше 55-60 МВт·сут/кг U;

– газовыделение из топлива;

– коррозия материала оболочек, в том числе и в условиях растягивающих напряжений; ослабление закрепления ТВЭЛов в дистанционирующих решетках в результате релаксации напряжений и повышения вибрационных нагрузок на ТВЭЛы;

– влияние аварий типа LOCA и реактивностных аварий на СОСТОЯНИЕ ТВЭЛов.

Таблица 1.4.10

Дооблучение ТВЭЛов ВВЭР-440 до выгорания 72 МВт·сут/кг U
и ТВЭЛов ВВЭР-1000 до 63 МВт сут/кг U

АЭС, блок Тип ТВЭЛа исходное, МВт·сут/кг U после дооблучения, МВт·сут/кг U Qmax после дооблучения, Вт/см
Кольская, 3-й, ВВЭР-440 Нововоронежская, 5-й, ВВЭР-1000 ПТМ   РФТ ПТМ   РФТ 61,1/52,9 60,6/52,3 60,0/51,4 48,8/44,6 49,7/45,2 49,0/44,6 72/68 72/68 72/69 82/57 63/58 72/72

Таблица 1.4.11

Интенсивность γ-линии Еγ=514 кэВ 85Кr в газовой полости полномасштабных ТВЭЛов ВВЭР

Тип ТВЭЛа Выгорание, МВт·сут/кг U Максимальная нагрузка в конце дооблучения, Вт/см Интенсивность, имп./с-10*
до начала дооблучения после окончания дооблучения до начала дооблучения после окончания дооблучения
макси-мальное среднее максимальное среднее
ПТМ ВВЭР-1000 Тоже ПТМ ВВЭР-440 Тоже 48,8 49,7 61,1 60,6 44,6 45.2 52.9 52,3 ~1,1 ~1,1 ~2,7 ~2,8 ~1,4 ~1,7 ~5,4 ~5,5

Одним из важнейших направлений повышения ресурсных характеристик ТВЭЛов является снижение повреждаемости оболочек, которая проявляется и накапливается при возникновении в них растягивающих напряжений. Для решения этой проблемы в настоящее время разработано топливо из диоксида урана с легирующими добавками, обеспечивающими, с одной стороны, снижение сопротивления деформированию топливного сердечника, с другой, оптимизацию его структуры.

 

Рис. 1.4.7 Газовыделение из топлива ТВЭЛов

На рис. 1.4.8 представлены результаты экспериментальных исследований по определению пороговых напряжений, при которых может быть подавлено свободное распухание топливного сердечника. Для топливного сердечника с легирующими добавками (кривая 4) оно составляет ~2,7 МПа при 380-420 °С, для топлива из чистого диоксида урана ~8 МПа (Т=445 °С) и 12 МПа (Т=350 °С). Таким образом, топливо с легирующими добавками позволяет снизить накопление повреждений в оболочке и увеличить выгорание топлива.

Для повышения выгорания топлива рассматривается и использование нового материала для оболочек ТВЭЛов – циркониевого сплава Э-635 (Zr-Nb-Sn-Fe). Этот материал имеет высокую радиационную и коррозионную стойкость. Высокая радиационная стойкость сплава обеспечит геометрическую стабильность ТВЭЛов и ТВС в течение длительного ресурса до флюенса ~1023см–2.

Результаты экспериментальных исследований по поведению ТВЭЛов в реактивностных авариях представлены на рис. 1.4.9, откуда видно, что топливо соответствует лицензионному критерию "отсутствие фрагментации топлива" до выгорания ~62 МВт·сут/кг U.

Рис. 1.4.8 Зависимость скорости радиационной ползучести от напряжения при температуре 1010 (1), 900 (2), 490 (3), 390 °С (4) и Ф=(7,2-2,5)1013 дел·с–1·см–3

Рис. 1.4.9 Обобщенные результаты испытаний рефабрикованных ТВЭЛов

в реакторе БИРГ

На рис. 1.4.10 представлены результаты экспериментальных работ по изучению состояния оболочек ТВЭЛов в авариях типа LOCA. Видно, что выгорание топлива не влияет на лицензионные критерии в авариях такого типа.

Рис. 1.4.10 Диаграмма разрушения оболочек из сплава Э-110: ○ – нет

разрушения; ♦ • – разрушение от механического воздействия и термоудара

соответственно

Требования к топливу по обеспечению маневренных режимов эксплуатации в настоящее время являются актуальными как для действующих, так и для строящихся АЭС, в том числе по зарубежным контрактам. Условия эксплуатации ТВЭЛов в режиме слежения за нагрузкой в сети значительно более жесткие, чем в базовом режиме. При теплосменах в оболочках ТВЭЛов появляются дополнительные растягивающие напряжения, способные привести к повреждению ТВЭЛов в условиях значительного числа изменений мощности реакторной установки при маневренном режиме эксплуатации АЭС.

Основными механизмами повреждения циркониевых оболочек являются коррозионное растрескивание в присутствии агрессивных продуктов деления и исчерпание усталостной циклической прочности.

Заложенные в современную конструкцию ТВЭЛа конструкторско-техно-логические решения в существенной степени способствуют их работоспособности в маневренном режиме. Оболочки из сплава Zr – 1 % Nb, проявляя низкое окисление и гидрирование под облучением, обладают высокими механическими свойствами по прочности и остаточной пластичности. Применение топливных таблеток с центральным отверстием существенно повышает релаксационные возможности ТВЭЛов. Использование циркониевых труб с уменьшенным производственным дефектом (35 мкм) повышает прочность оболочек ТВЭЛов в отношении коррозионного растрескивания под напряжением. Все это создает благоприятные предпосылки для исследования и прогнозирования эксплуатации ТВЭЛов современной конструкции в маневренных режимах.

Маневренные характеристики топлива базируются на широком комплексе расчетно-экспериментальных исследований. В реакторе МИР проведен представительный объем испытаний ТВЭЛов ВВЭР на скачкообразное изменение мощности до выгорания 60 МВт·сут/кг U. Ha основе обширных исследований прочности исходных и облученных оболочек устанавливаются пороговые допустимые напряжения в оболочках ТВЭЛов с учетом производственных дефектов. Комплекс выполненных и продолжающихся исследований циклической прочности исходных и облученных оболочек из циркониевых сплавов до 108 циклов позволяет оценивать работоспособность ТВЭЛов с учетом накопления усталостных повреждений. Расчеты прочности ТВЭЛов в режимах с изменением мощности определяют допустимые локальные скачки удельной нагрузки в ТВЭЛах, которые являются основой при разработке оптимальных алгоритмов управления активной зоной при маневрировании мощностью АЭС.

Для 5-го бло



Дата добавления: 2019-05-21; просмотров: 615;


Поиск по сайту:

Воспользовавшись поиском можно найти нужную информацию на сайте.

Поделитесь с друзьями:

Считаете данную информацию полезной, тогда расскажите друзьям в соц. сетях.
Poznayka.org - Познайка.Орг - 2016-2024 год. Материал предоставляется для ознакомительных и учебных целей.
Генерация страницы за: 0.045 сек.