Боков А.А.1,2, Павлов С.В.2, Теплов В.Г.1
Приведены результаты исследования изменения свободного объема твэлов ВВЭР-1000 различного конструктивного исполнения от выгорания ядерного топлива. Свободный объем твэлов определялся экспериментально в процессе послереакторных исследований облученного топлива в АО «ГНЦ НИИАР». В общей сложности было исследовано 322 твэла из состава 26 тепловыделяющих сборок, эксплуатировавшихся на различных АЭС. Были исследованы семь различных конструктивных исполнений твэлов ВВЭР-1000, в том числе твэлов с утоненной оболочкой и с топливными таблетками без центрального отверстия. Выгорание ядерного топлива в исследованных твэлах находится в диапазоне от 16 до 72 МВт·сут/кгU. Выделено три условных этапа изменения свободного объема твэлов: до первого контакта топлива с оболочкой, от первого контакта до контакта большей части топливного сердечника (до 95 %) с оболочкой, и после наступления контакта большей части топливного сердечника с оболочкой. Получены эмпирические зависимости изменения свободного объема от выгорания для твэлов с различным конструктивным исполнением. Полученные результаты могут быть использованы для верификации моделей и расчетных кодов, описывающих поведение твэлов ВВЭР-1000 при эксплуатации, а также при длительном хранении после эксплуатации.
1. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Основные требования к обоснованию прочности и термомеханического поведения тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов в активной зоне водо-водяных энергетических реакторов» (НП-094-15). Москва, 2016.
2. Demyanov P.G., Kuznetsov V.I., Novikov V.V., Zvir E.A., Zhitelev V.A. UO2 and UO2-Gd2O3 Fuel Rods of VVER-1000 Size Change Modeling. Proc. of the 13th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Nesebar, Bulgaria, 15–21 September 2019, pp. 326–332.
3. Щеглов А.С. Разработка методик, моделей и инженерных программ расчета теплофизических параметров твэла ВВЭР: автореф. на соиск. ученой степ. канд. техн. наук: 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. М., 2008. 27 с.
4. Пимонов Ю.И., Булыгин В.А., Дворецкий В.Г. Методические аспекты измерения количества и состава газа под оболочкой облученных твэлов. Сборник трудов АО «ГНЦ НИИАР», 1998, № 1, с. 37–41.
5. Марков Д.В. Основные закономерности изменения свойств и характеристик топлива ВВЭР и РБМК нового поколения в период эксплуатации по результатам комплексных послереакторных исследований: автореф. на соиск. ученой степ. д-ра техн. наук: 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. М., 2017. 41 с.
6. Fission Gas Behaviour in Water Reactor Fuels. Seminar Proc. Cadarache: OECD. 2001. 565 p.
7. Павлов С.В. Основные результаты послереакторных исследований тепловыделяющих сборок реакторов ВВЭР-1000. Сборник докладов Χ Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2013, c. 75–105.
8. Жителев В.А. и др. Изменение геометрических параметров твэлов водо-водяных энергетических реакторов при эксплуатации до выгорания 50 МВт·сут/кг урана. Димитровград, 1997. 20 с.
9. Марков Д.В., Звир Е.А., Поленок В.С., Жителев В.А., Строжук А.В., Волкова И.Н. Состояние твэлов, отработавших в реакторе ВВЭР-1000 до выгорания топлива 75 МВт·сут/кгU. Словацко-чешско-российский семинар по «Опыту изготовления, эксплуатации и перспективам совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с реакторами типа ВВЭР-440». Трнава, Словакия, 18–19 октября 2011.
10. Звир Е.А., Жителев В.А., Захаров А.В., Крюков Ф.Н., Шишин В.Ю. Основные результаты послереакторных исследований, выполненных в АО «ГНЦ НИИАР» в 2014–2018 годах. 11-я конференция по реакторному материаловедению, посвященная 55-летию отделения реакторного материаловедения АО «ГНЦ НИИАР». Димитровград, 27–31 мая 2019.
11. Волков Б.Ю., Рязанцев Е.П., Яковлев В.В., Панюшкин А.К., Иванов А.В., Крюков О.В., Лавренюк П.И., Пименов Ю.В., Витанза К. Исследование модифицированного топлива ВВЭР и типового PWR в реакторе HBWR (Норвегия). Атомная энергия, 2011, т. 111, вып. 6, с. 342–347.
12. Новоселов А.Е. и др. Состояние оболочек ТВЭЛов ВВЭР после шести лет эксплуатации. Физика и химия обработки материалов, 2009, № 2, с. 24–32.
13. Smirnov A.V., Kanashov B.A., Markov D.V., Ovchinikov V.A., Polenok V.S., Ivashenko A.A. Pellet-cladding interaction in VVER fuel rods. Proc. of the Seminar “Pellet-clad Interaction in Water Reactor Fuels”. Aix-en-Provence, France, 2004, pp. 231–241.
