Разработка методов расчета работоспособности твэлов ВВЭР в вероятностной и детерминистической постановке (стр. 1 )

Российский Научный Центр "Курчатовский институт"

Институт Реакторных Материалов и Технологий

На правах рукописи

УДК 621.039.548.533, 621.039.548.535

АЛЕКСЕЕВ Евгений Евгеньевич

Разработка методов расчета работоспособности твэлов ВВЭР

в вероятностной и детерминистической постановке

Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Научный руководитель

доктор технических наук

Тутнов Ан. А.

Москва

2008

Работа выполнена в Институте реакторного материаловедения и технологий Российского научного центра «Курчатовский институт»

Научный руководитель:	доктор технических наук , заведующий лабораторией математического моделирования ИРМТ РНЦ «Курчатовский институт»
Официальные оппоненты:	доктор технических наук , генеральный директор , г. Москва доктор технических наук, профессор , заведующий кафедрой МИФИ, г. Москва
Ведущая организация:	ГНЦ РФ Физико-энергетический институт, г. Обнинск Калужской области

Защита состоится в часов минут на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в РНЦ «Курчатовский институт» г. Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке Российского научного центра «Курчатовский институт»

Автореферат разослан

Ученый секретарь

диссертационного совета

д. т.н., профессор

Введение

Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает обеспечение безопасного и вместе с тем эффективного функционирования ядерно-энергетического комплекса, разработку проектов усовершенствованных АЭС для строительства в XXI веке. Одним из основных типов реакторов для АЭС, строительство которых предусмотрено федеральной целевой программой является реактор типа ВВЭР. Рентабельность и безопасность ядерных энергетических реакторов во многом зависит от эффективности использования топлива. В свою очередь, для увеличения эффективности использования топлива необходимо обеспечить работоспособность топливных элементов – твэлов в различных вариантах топливных циклов с достижением глубоких выгораний топлива. Для этого необходимо исследование и моделирование различных процессов, в частности, теплогидравлических и термомеханических, диффузионных, коррозионно-химических, процессов перестройки микроструктуры топлива и газовыделения из него в процессе работы реактора. В результате моделирования перечисленных выше процессов определяются параметры состояния твэлов в нормальных условиях эксплуатации, в переходных режимах и при проектных авариях. Полученные параметры состояния сравниваются с так называемыми теплофизическими, деформационными коррозионными и т. д. критериями приемки твэлов. Как правило, выполнение указанных критериев приемки проверяется по базе детерминистических расчетов указанных выше параметров состояния твэлов. При этом для обеспечения безопасной эксплуатации используются самые консервативные оценки. Выполнение части из указанных критериев диктуется нормативными документами высшего уровня, в частности, «Правилами ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», [1].

В качестве топлива в отечественных энергетических реакторах типа ВВЭР используются таблетки, спеченные из обогащенного диоксида урана и заключенные в оболочки из циркониевого сплава. В последнее время также используются таблетки топлива кроме урана содержащие гадолиний. Гадолиний используют для компенсации избыточной положительной реактивности в начале кампании, для увеличения длительности кампании, а также для выравнивания энерговыделения в активной зоне и оптимизации выгорания топлива. Твэлы содержащие гадолиний – твэги, кроме состава топлива, конструктивно от обычных твэлов не отличаются. Между топливными таблетками и оболочкой имеется зазор, заполненный инертным газом. С торцов твэл герметизируется с помощью заглушек, привариваемых к оболочке. В верхней части твэла имеется незаполненное топливом пространство - компенсационный объем, в котором располагается фиксирующий элемент. Твэлы и твэги закрепляются в верхней и нижней решетках каркаса тепловыделяющих сборок, (ТВС) и поддерживаются в ряде сечений по высоте дистанционирующими решетками, (ДР), закрепленными на направляющих каналах или каркасных уголках. [2, 3].

При работе твэла в реакторе типа ВВЭР в квазистационарных режимах рассматриваются следующие механические и теплофизические процессы [4, 5]:

·  термоупругое расширение топлива и оболочки,

·  ползучесть топлива и оболочки,

·  пластическое деформирование оболочки в случае его реализации при выходе твэла на номинальную мощность, а также при маневрировании мощности,

·  распухание топлива,

·  радиационное доспекание топливных таблеток,

·  радиационный рост оболочки,

·  выделение газообразных продуктов деления под оболочку твэла,

·  растрескивание и фрагментация топливных таблеток,

·  перестройка микроструктуры топлива,

·  РИМ эффект,

·  молекулярная, контактная, излучательная проводимость газового зазора,

·  механическое взаимодействие топливного столба с оболочкой,

·  повреждаемость и трещиностойкость материала оболочки в условиях коррозии под напряжением,

·  кроме этого, из-за постоянных колебаний твэлов вызванных турбулентным движением теплоносителя, пульсациями давления теплоносителя и вибрацией внутрикорпусных устройств, в местах контакта оболочек твэлов с ДР возможно возникновение повреждений как оболочек так и решеток. Такие повреждения принято называть фреттинг-повреждениями, а процесс – фреттинг-коррозией. Особое значение рассмотрение процесса фреттинг-коррозии приобретает в свете продления срока службы ТВС.

При первоначальном выходе твэла на мощность преимущественно протекают процессы термического расширения топлива, вследствие чего уменьшается радиальный зазор между топливом и оболочкой. При температуре топлива больше 10000С наблюдается релаксация напряжений вследствие термической ползучести. Подъем мощности, как правило, сопровождается появлением радиальных трещин в топливе [6, 7]. Квазистационарный режим работы реактора характеризуется дальнейшей фрагментацией топлива, на ранней стадии доспеканием, а в дальнейшем распуханием таблеток. При этом наблюдается уменьшение величины радиального зазора и, следовательно, температуры топлива. Уменьшению радиального зазора также способствует терморадиационная ползучесть оболочки и растрескивание топлива. При этом выделение газообразных продуктов деления Xe и Kr препятствуют увеличению проводимости уменьшающегося зазора. При больших выгораниях наблюдается образование РИМ-слоя и увеличения интенсивности газовыделения.

Механическое взаимодействие топлива с оболочкой и радиационный рост оболочки под действием облучения приводят к необратимому удлинению твэла в процессе его работы. Наиболее существенно процесс удлинения твэла происходит в периоды подъема мощности реактора вследствие зацепления расширяющегося топлива за оболочку. При сбросах мощности возможно образование осевых зазоров между таблетками вследствие зависания фрагментированного топлива. При четырехгодичной и более длительной эксплуатации твэла происходит перекрытие радиального зазора и, следовательно, деформирование оболочки под действием распухающего топлива.

Не менее сложным является вопрос изучения поведения твэлов в аварийных режимах. Аварии с потерей теплоносителя характеризуются резким ухудшением теплоотвода от твэлов. При этом остаточное энерговыделение приводит к быстрому разогреву оболочек твэлов и уменьшению предела текучести материала оболочек. Разгерметизация контура приводит к уменьшению давления в активной зоне, в то время как давление под оболочкой твэла при его разогреве возрастает. Разность давлений газов под оболочкой твэла и теплоносителя приводит к возникновению растягивающих напряжений в оболочке и при достижении определенной температуры начинается ее интенсивное вздутие за счет пластических и вязких деформаций. Увеличение диаметров твэлов при их вздутии блокирует проходное сечение кассеты, а также приводит к разрушению оболочек твэлов и выбросу активных продуктов деления в контур реактора.

В случае резкого увеличения тепловой нагрузки в твэлах (реактивностная авария) может произойти обратная ситуация. Резкое увеличение энерговыделения в топливе не всегда сопровождается мгновенным выделением газообразных продуктов деления под оболочку. При этом давление теплоносителя может оказаться больше давления газов под оболочкой твэла, и может произойти обжатие топливного столба оболочкой. Если топливный столб имеет существенные осевые зазоры, то возможно схлопывание и разгерметизация оболочки в области этих зазоров. Схлопывание оболочки так же возможно при аварии с потерей теплоносителя. Если давление в контуре реактора не уменьшается при аварии, или уменьшается медленно. На состояние оболочек твэлов также влияет степень их окисления водяным паром. Экспериментальные исследования показали, что разрушение оболочек из Zr+1%Nb сопровождается локальным деформированием в месте разрушения, причем деформации могут быть как осесимметричными, так и несимметричными. Задача об определении деформаций оболочки актуальна, поскольку форма вздутия существенно влияет на локальное гидравлическое сопротивление.

Обоснование надежности твэлов проводится на основе рассчетно-экспериментальных исследований поведения прочностных, деформационных и теплофизических характеристик топлива и оболочки, а также коррозионного поведения оболочки в различных режимах работы реакторов, причем существенный объем работ занимает расчетный анализ. При проведении обоснования безопасной эксплуатации топливных элементов проверяется выполнение установленных критериев приемки. Поведение топливных элементов в процессе эксплуатации зависит от большого числа параметров. При этом сами значения параметров могут иметь заранее установленные допуски, указанные в соответствующих документах при изготовлении. Как правило, выполнение установленных критериев безопасности проверяется с использованием соответствующих расчетных кодов детерминистическими методами, где для обеспечения безопасной эксплуатации используются самые консервативные оценки. Для этого определяются такие возможные значения параметров, которые отвечают этим консервативным оценкам. Однако само такое консервативное сочетание параметров реально может иметь очень малую вероятность реализации, а иногда и вовсе не возможно, в противном случае твэл может не пройти проверку при его производстве. Увеличение консерватизма при расчетах сужает область допускаемых параметров работающего реактора и уменьшает его возможности по уровню мощности, по глубине выгорания, по величинам допустимых скачков мощности. Поэтому, представляет интерес применение вероятностного анализа при моделировании поведения топливных элементов при различных допустимых значениях исходных параметров. Предельные значения критериев приемки сами составлены с максимальной степенью консервативности. Поэтому, при проведении исследовательских расчетов, критерии приемки могут быть так же представлены с помощью некоторых вероятностных функций. Представляется интересным рассмотреть выполнение критериев приемки на основе вероятностного подхода. Проведение самих расчетных обоснований должно проводиться на основе детерминистического подхода. Однако обосновать ту или иную степень консерватизма используемого детерминистического подхода вероятностными методами вполне возможно. Кроме этого, вероятностные методы могут использоваться как исследовательский инструмент, позволяющий выявлять влияние, которое оказывают определенные исходные параметры твэлов на расчетные характеристики при моделировании поведения твэлов в различных режимах эксплуатации. Результатом вероятностного подхода при моделировании поведения топливных элементов является не только указание границ возможных значений, которые могут принимать теплофизические, прочностные и деформационные характеристики топливных элементов при различных допустимых сочетаниях исходных параметров, но и указание вероятностей реализации этих значений. Так, кроме самого факта выполнения или не выполнения какого-то критерия безопасности, может быть указана вероятность такого исхода.

Помимо рассмотрения прочностного и термодинамического поведения твэлов, при обосновании их работоспособности, следует уделять внимание рассмотрению вопросов связанных с фреттинг-коррозией. Применительно к атомной технике фреттинг-коррозия впервые была обнаружена на дистанционирующих решетках твэлов РRТR (США) [8] как следствие вибрации и относительного перемещения элементов конструкции. Вибрация всегда возникает вследствие турбулентности потока и пульсаций давления теплоносителя. Проблема ограничения ресурса работы ТВС вследствие фреттинг-коррозии была успешно решена к концу 1970-х – началу 1980-х годов путем исключения относительных перемещений твэла и решетки [9]. Однако в настоящее время вновь возник практический интерес к исследованиям фреттинг-коррозии в связи с увеличением срока службы и надежности ТВС [10]. Лимит защиты от фреттинг-коррозии за счет простых конструкционных решений, предложенных ранее, исчерпан, и требуются новые решения.

Наиболее эффективным методом исследования фреттинг-коррозии является сочетание расчетных методов моделирования динамики ТВС в активной зоне с лабораторными экспериментами для определения стойкости металла. Повреждения при фреттинг-коррозии зависят от конструкционных и эксплуатационных параметров [11]:

·  геометрических и физических свойств узла сопряжения твэл–решетка (геометрия контакта, размер зазора–натяга, площадь соприкосновения и состояние трущихся поверхностей, объемная и поверхностная прочность материалов, динамический коэффициент трения, толщина оксидной пленки на трущихся поверхностях и др.);

·  давления в областях контакта;

·  амплитуды виброускорения и виброперемещения;

·  частоты вибрационных колебаний.

Следовательно, методики моделирования поведения ТВС, твэлов и дистанционирующих решеток должны быть ориентированы на расчет этих параметров

Актуальность работы

Проведение экспериментов по исследованию поведения твэлов на их имитаторах или в лабораторных условиях не позволяет корректно воспроизвести реальную ситуацию, происходящую в реакторной установке. Проведение реакторных экспериментов сопряжено со значительными техническими трудностями на стадиях изготовления и лицензирования опытных твэлов, непосредственного их испытания в реакторных условиях, а также в процессе послереакторных исследований облученных образцов. Наиболее сложным является контроль состояния теплофизических и деформационных характеристик твэлов непосредственно в процессе проведения внутриреакторного эксперимента. Из-за технических сложностей и дороговизны реакторных экспериментов, число их невелико. По этой причине ограниченный объем экспериментальных данных затрудняет на их основе проводить обоснования безопасности эксплуатации твэлов в различных режимах эксплуатации и топливных циклах. Кроме того, при проведении натурного эксперимента по поведению твэлов в условиях проектных и запроектных аварий имеется лишь условное подобие условий эксперимента и ситуации в реальной реакторной установке. Разработка отдельных математических моделей и комплексных расчетных программ позволяет проводить математическое моделирование поведения твэлов во всевозможных режимах. При этом экспериментальные данные, полученные на имитаторах твэлов или в лабораторных условиях, позволяют настраивать и верифицировать математические модели, описывающие отдельные процессы, протекающие в твэлах. Незначительное количество реакторных экспериментов позволяет тестировать и верифицировать расчетные коды в целом. В связи с этим задача о комплексном моделировании процессов, протекающих в твэлах в квазистационарных, переходных, маневренных и аварийных режимах особенно актуальна. В последнее время обоснование работоспособности и безопасности эксплуатации твэлов проводится на основе опыта эксплуатации различных АЭС и на основе расчетного анализа. При расчетном анализе проверяется выполнение установленных критериев безопасности детерминистическими методами с использованием соответствующих аттестованных расчетных кодов, где используются самые консервативные оценки. Проведение самих расчетных обоснований должно проводиться на основе детерминистического подхода, однако в исследовательских целях и в целях обоснования той или иной степени консерватизма было бы полезным использование вероятностного подхода к анализу поведения твэлов в различных режимах эксплуатации и при различных допустимых значениях исходных параметров.

В настоящее время, в связи с увеличением срока службы и надежности твэлов, помимо проведения математического моделирования поведения теплофизических, термомеханических и прочностных характеристик твэлов и твэгов при их эксплуатации, вновь актуальным стал вопрос обоснования стойкости оболочек твэлов к фреттинг-износу. При этом, для того, чтобы разрабатывать новые конструкционные решения, требуется уделить внимание пониманию и моделированию процесса фреттинг-износа.

Изложенные выше соображения определяют актуальность темы диссертации посвященной разработке методики вероятностного подхода к анализу поведения твэлов ВВЭР при различных режимах работы реактора и созданию модели фреттинг-повреждения оболочек твэла.

Цель и задачи исследований

1. Разработка комплекса методик, алгоритмов и программных средств, позволяющих использовать вероятностный подход при моделировании поведения теплофизических, прочностных и надежностных характеристик твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР при их эксплуатации в квазистационарных, переходных и аварийных режимах.

2. Разработка модели фреттинг-коррозии оболочек твэлов ВВЭР.

Для достижения поставленной цели необходимо:

·  разработать методику выбора определяющих исходных параметров (ограниченный объем экспериментов не позволяет использовать методы математической статистики), задания вероятностей сочетания исходных параметров и формирование конкретных вариантов для расчета по детерминистическим программам, обработки результатов расчета и получения результатов в виде вероятностных зависимостей для изучаемых величин;

·  разработать по созданным методикам соответствующие программные средства для возможности проведения автоматического расчета и обработки большого объема расчетных данных;

·  внедрить разработанные программные средства в эксплуатацию для проведения расчетных обоснований работоспособности твэлов;

·  провести обзор имеющихся экспериментальных данных по фреттинг-коррозии твэлов ВВЭР;

·  разработать расчетно-экспериментальную модель фреттинг-повреждения оболочек твэлов ВВЭР.

Научная новизна и практическая значимость работы

В ходе решения поставленных задач в работе:

·  разработана новая методика вероятностного анализа теплофизического и термомеханического поведения твэлов в различных режимах эксплуатации;

·  на основе предложенной методики разработан расчетно-интерфейсный комплекс “База данных PULSAR”, [12], позволяющий проводить как детерминистический, так и вероятностный анализ поведения твэлов в разных режимах эксплуатации по расчетным кодам PULSAR-2 , [13], и PULSAR+ , [14];

·  проведены расчеты и получены результаты в виде вероятностных распределений изучаемых параметров реальной загрузки ВВЭР на Балаковской АЭС в случае стационарной работы реактора и при переходных (скачки мощности) режимах;

·  проведен вероятностный анализ максимальной проектной аварии ВВЭР с разрывом ГЦТ на входе в реактор;

·  проведен вероятностный анализ гипотетической аварии со всплеском реактивности;

·  проведен обзор имеющихся экспериментальных данных по вопросу фреттинг-коррозии оболочек твэлов ВВЭР и предложена расчетно-экспериментальная модель фреттинг-повреждения оболочки твэла ВВЭР в местах контакта с дистанционирующими решетками.

Внедрение работ

Полученные в работе результаты представляют практический интерес и востребованы разработчиками твэлов, ТВС и активных зон реакторов ВВЭР.

Разработанный расчетно-интерфейсный комплекс “База данных PULSAR” используется в настоящее время в РНЦ КИ (организация научного руководителя) при расчетном обосновании работоспособности твэлов в различных топливных загрузках и в различных режимах эксплуатации. Данные работы ведутся на основе хозяйственных договоров с .

Разработки диссертации реализованы в расчетах при обосновании безопасности работы реакторов ВВЭР 440, ВВЭР 1000, РУ АЭС-2006.

Апробация результатов работы и публикации

Основные результаты исследований докладывались на Третьем международном семинаре “WWER Fuel. Performance, Modeling and Experimental Support” (Пампорово, Болгария, 1999), на Третьей, Четвертой и Пятой Российской конференции “Методы и программное обеспечение расчетов на прочность” (Туапсе, 2004, 2006, Геленджик, 2008), на Седьмой международной конференции “WWER Fuel Performance” (Альбена, Болгария, 2007), на Международном конгрессе “ICAPP 2007” (Ницца, Франция, 2007).

В 1997 году цикл работ, выполненных с использованием программного комплекса “База данных PULSAR”, был отмечен Премией им. на конкурсе научных работ РНЦ КИ.

По теме диссертации в коллективе с автором опубликовано 17 научных трудов в виде статей в журналах, текстов докладов в сборниках трудов конференций и препринтов. Кроме того, выпущено более 10 научно-технических отчетов в РНЦ КИ.

Вклад автора в разработку научного направления

Автор диссертации принимал активное участие в разработке подходов к решению поставленных задач вместе со специалистами Отдела Прочности и Надежности института. Автору принадлежит разработка решения топологической задачи при контакте оболочек твэлов в ТВС при аварии, сопровождающейся вздутием оболочек; решение задачи об определении параметров термодинамического состояния теплоносителя при контакте его с оболочками твэлов; разработка методики вероятностного анализа поведения твэлов в различных режимах эксплуатации; решение задачи контакта оболочки твэла с пуклевками дистанционирующих решеток; решение задачи об определении частот колебаний участков твэлов, связанных с фреттинг-коррозией. Непосредственно автором разработан и реализован расчетно-интерфейсный комплекс программ “База данных PULSAR”, позволяющей хранить исходные данные для твэлов и твэгов ТВС реакторов разных типов: ВВЭР, РБМК, PWR, проводить автоматический параллельный расчет по кодам PULSAR-2 и PULSAR+ на компьютерах соединенных в одну сеть, собирать результаты расчетов в одну базу данных, производить их обработку, в том числе вероятностный анализ. Программный комплекс используется в среде windows, имеет наглядный интуитивный интерфейс, позволяет получать результаты расчетов в виде таблиц, гистограмм и графиков исследуемых параметров.

Структура работы

Диссертация состоит из введения, трех разделов, заключения и списка литературы.

В первом разделе представлен обзор расчетных кодов PULSAR-2 и PULSAR+, позволяющих моделировать согласованное поведение теплофизических, прочностных и надежностных характеристик твэлов при их эксплуатации в квазистационарных, переходных, маневренных и аварийных режимах. Данные коды разработаны в Отделе Прочности и Надежности РНЦ КИ и прошли аттестацию в ГАН РФ.

Во втором разделе приводится описание методики вероятностного анализа поведения твэлов и твэгов ВВЭР при их эксплуатации в стационарных, переходных и аварийных режимах, а также приведены результаты вероятностных исследований на конкретных примерах.

В третьем разделе проводится обзор имеющихся экспериментальных данных, полученных в последнее время, по вопросам фреттинг-коррозии оболочек твэлов ТВС ВВЭР и предлагается математическая модель процесса фреттинг-коррозии.

В заключении сделаны основные выводы, на основе проведенных в диссертации исследований.

На защиту выносятся

·  Методика вероятностного анализа поведения твэлов ВВЭР при различных режимах работы реактора

·  Результаты вероятностного анализа поведения твэлов ВВЭР для реальной загрузки на Балаковской АЭС в случае стационарной работы реактора и при переходных режимах

·  Результаты вероятностного анализа поведения твэлов ВВЭР при максимальной проектной аварии ВВЭР с разрывом ГЦТ на входе в реактор и аварии со всплеском реактивности

·  Расчетно-эмпирическая модель фреттинг-повреждения оболочки твэла ВВЭР

·  Результаты расчета фреттинг-износа оболочки твэла при нормальных условиях эксплуатации в зависимости от начального натяга в области контакта с ДР

Работа выполнена в Институте Реакторных Материалов и Технологий РНЦ КИ.

Содержание работы

Основная идея методики вероятностного анализа состоит в том, что при моделировании поведения твэлов рассматривается не одно или несколько консервативных состояний твэлов, а некоторое количество, иногда достаточно большое, различных состояний твэлов, включая и консервативные, соответствующих различным значениям исходных параметров и историй эксплуатации. После проведения расчетов этих состояний с использованием детерминистических кодов и соответствующей обработки результатов получаются вероятностные оценки интересуемых параметров и состояний. В силу огромного числа различных факторов, влияющих на реальное поведение твэлов при эксплуатации, предлагаемый вероятностный подход не может быть полным и не может давать реальные вероятностные характеристики параметров твэлов. Поэтому и не ставится задача обоснования безопасности твэлов при их эксплуатации, используя вероятностный подход, но, как исследовательский инструмент, такой подход с успехом можно использовать. В этом смысле, предлагаемая методика вероятностного анализа является некоторых обобщением детерминистического подхода, при котором используются детерминистические расчетные коды. Используемым в данной работе расчетным кодам PULSAR-2 и PULSAR+ посвящена первая глава диссертации.

Расчетный код PULSAR-2 - это аттестованный ГАН расчетный код, разработанный в Отделе Прочности и Надежности РНЦ КИ, предназначен для математического моделирования поведения теплофизических, термомеханических и прочностных характеристик твэлов энергетических реакторов ВВЭР и РБМК, при их эксплуатации в стационарных, переходных и маневренных режимах. В данном коде заложено согласованное решение теплофизической, прочностной задач в топливе и оболочке твэла, а также задачи о перестройке микроструктуры топлива при его выгорании и выделении газообразных продуктов деления в газовый зазор. Решение теплофизической и прочностной задач реализовано в нелинейной постановке с учетом реальных свойств материалов топлива и оболочки, а также с учетом механического взаимодействия топлива и оболочки. Код PULSAR-2 имеет ряд западных аналогов. Однако заложенные в него свойства материалов отечественных твэлов и многолетняя верификация на экспериментальных данных, полученных для твэлов ВВЭР, сделала его наиболее пригодным для обоснования работоспособности твэлов ВВЭР. Программа автоматически проверяет выполнение приемочных критериев для твэлов ВВЭР. Код используется в РНЦ КИ при научном сопровождении работ, проводимых главным конструктором твэлов ВВЭР - ВНИИНМ им. Бочвара.

Расчетный код PULSAR+ предназначен для математического моделирования поведения теплофизических, термомеханических и прочностных характеристик твэлов ВВЭР и РБМК, при их эксплуатации в быстрых переходных и аварийных режимах. В отличие от PULSAR-2, код PULSAR+ учитывает нестационарность теплофизических процессов и имеет блок, позволяющий моделировать локальное деформирование твэлов в пучке (или в ТВС) и оценивать изменение проходного сечения. Автоматически контролируется целостность оболочки и выполнение аварийных критериев, изложенных в ПБЯ РУ АС 98. Расчетный код PULSAR+ также аттестован ГАН.

Табл. 1.

Эксперименты и данные эксплуатации	Имеющиеся опытные данные для сравнения с расчетом по коду PULSAR-2
ТВС , проработала три топливных цикла в реакторе ВВЭР-440 “Loviisa-2” в Финляндии	·  распределения по высоте остаточных изменений диаметров твэлов; ·  остаточные удлинения твэлов; ·  сведения об изменении структуры топливных таблеток в твэлах
ТВС , проработала четыре топливных цикла в реакторе ВВЭР-440 “Loviisa-2”	·  распределения по высоте остаточных изменений диаметров твэлов; ·  остаточные удлинения твэлов; ·  сведения об изменении структуры топливных таблеток в твэлах
ТВС , проработала три года в реакторе ВВЭР-1000 V блока Ново-Воронежской АЭС	·  максимальное уменьшение диаметра каждого твэла после их выгрузки из реактора; ·  остаточное удлинение каждого твэла; ·  относительное газовыделение Xe и Kr под оболочку твэлов; ·  сведения об изменении структуры топлива
ТВС, проработала 195 суток в реакторе МР	·  относительное газовыделение в твэлах; ·  кинетика давления газов под оболочкой одного из твэлов; ·  кинетика максимальной по каждому твэлу температуры.
ТВС , проработала 4 кампании в 3-м энергоблоке ВВЭР-440 Кольской АЭС	·  изменение диаметра оболочек твэлов; ·  удлинения твэлов; ·  относительное газовыделение; ·  давление газов под оболочкой после разгрузки твэла
результаты ампульных экспериментов, проведенных в быстром исследовательском реакторе FR2 (Карлсруэ, Германия)	·  относительное газовыделение в твэлах;
IFA-503.1 на реакторе в Халдене	·  относительное газовыделение в твэлах; ·  удлинение топливного столба; ·  температура в центре топлива; ·  давление газов под оболочкой

Верификация расчетных кодов PULSAR-2 и PULSAR+ проводилась по имеющимся экспериментальным данным и данным эксплуатации реальных кассет ВВЭР разных лет. В табл. 1 и 2 для кодов PULSAR-2 и PULSAR+ соответственно, приводится описание данных, по которым проводилась верификация и расчетные параметры, расчет которых проверялся [15, 16, 17, 18].

Табл. 2.

Моделируемые режимы	Исследуемые физические процессы	Метод измерения	Организация, выполнившая эксперимент
Разогрев оболочек из Zr+1%Nb и выдержка на повышенных температурах с контролируемой историей температуры	определение привеса кислорода при пароциркониевой реакции	разогрев коротких образцов в потоке перегретого пара с непрерывной регистрацией привеса	ВНИИНМ им. Бочвара
Разогрев образцов оболочек и выдержка при постоянной температуре	Определение окружных деформаций оболочки, вызванных эффектом высокотемпературной ползучести	разогрев имитаторов твэлов, выдержка при постоянной температуре и внутреннем давлении; охлаждение и измерение остаточного деформирования	ВИАМ
Разогрев имитаторов твэлов до их разгерметизации	Определение температуры разгерметизации при пластическом вздутии	разогрев имитаторов со скоростью 30 оС/сек вплоть до разрушения	РНЦ КИ
Разогрев имитаторов твэлов с различными скоростями вплоть до их разгерметизации	Совместное проявление процессов ползучести и пластичности, геометрическое формоизменение твэлов	разогрев имитаторов с различными скоростями при различных перепадах давления вплоть до разгерметизации, регистрация температуры разгерметизации, фотографирование образцов	ВИАМ
Имитация аварии с потерей теплоносителя на исследовательском реакторе МИР	процесс окисления оболочек, герметичность твэлов, деформированное состояние твэлов	внутриреакторный эксперимент, исследовательский реактор МИР	НИИАР

На рис.1 представлены расчетные и экспериментальные распределения изменения диаметров твэла №7 ТВС , проработавшей три топливных цикла в реакторе ВВЭР-440 “Loviisa-2” в Финляндии.