В МИФИ создали уникальную миниатюрную установку для имитации аварийных режимов реакторов ВВЭР
В МИФИ создали уникальную миниатюрную установку для исследования свойств и поведения циркониевых компонентов активных зон легководных реакторов (на тепловых нейтронах) в условиях аварийных ситуаций.
Полезная модель, созданная учеными НИЯУ МИФИ, относится к испытательной технике, а именно к испытаниям материалов и фрагментов конструкций тепловыделяющих сборок ядерных реакторов типа ВВЭР в условиях аварий с потерей теплоносителя: максимальной проектной аварии и запроектной аварии.
Светлана Иванова, главный специалист Института промышленных ядерных технологий, создатель Установки для имитации аварийных режимов реакторов ВВЭР:
- Мы с Белугиным Иваном Ивановичем начали работать над созданием испытательной установки фактически сразу после аварии на японской атомной станции Фукусима в 2011 году, произошедшей из-за пароциркониевой реакции. Данная авария привела к тому, что атомщики всего мира (США, Франции, Швейцарии, Японии, Южной Кореи, Китая, России и др.) стали думать над тем, как модифицировать конструкцию топлива так, чтобы избежать подобных происшествий в будущем. В результате появилась концепция безопасного толерантного топлива (Advanced Tolerant Fuel, ATF).
В связи с этим, нашей главной задачей стало найти способы повышения эксплуатационных характеристик и работоспособности циркониевых компонентов активной зоны не только в нормальных условиях эксплуатации, но и в аварийных режимах; создать циркониевые материалы с повышенным уровнем свойств и повысить надежность циркониевых компонентов тепловыделяющих сборок в условиях аварийных ситуаций, нанося на их поверхность специально разработанные защитные покрытия. Это сейчас мировой тренд.
Мы в НИЯУ МИФИ занимаемся разработкой модифицированных и композиционных циркониевых материалов с повышенных уровнем свойств, а также разработкой защитных покрытий и способов модификации поверхности циркониевых компонентов для активной зоны реакторов на тепловых нейтронах, которые являются одними из основных реакторов, работающих в России, а также в других странах мира: Финляндии, Словении, Украине, Китая, Индии, Иране и др.
После Фукусимской аварии все разработки для циркониевых компонентов активных зон должны проверяться на устойчивость в условиях аварийных ситуаций.
Основные конструктивные требования, предъявляемые к твэлам и тепловыделяющим сборкам в условиях аварии с потерей теплоносителя, - отсутствие разрушения оболочек твэлов после термоудара при заливе сборки водой, возможность разборки активной зоны после аварии и наличие остаточного ресурса механических свойств циркониевых компонентов тепловыделяющих сборок для их последующей транспортировки.
Но для того, чтобы проводить испытания и проверять надежность циркониевых компонентов в условиях аварийных ситуаций, нужны специальные установки, имитирующие аварийные режимы.
Из существующего уровня техники известны сложные устройства (стенды), на которых испытываются твэлы и тепловыделяющие сборки. Но подобные устройства очень сложны. Они состоят из технологических систем и модельной тепловыделяющей сборки, систем электропитания сборки и аварийного залива, газового обеспечения и информационно измерительных установок. Существенным недостатком таких стендов является очень большая трудоемкость подготовки и проведения испытаний, которая не позволяет оперативно проводить сравнительную оценку влияния модификации материала, состояния поверхности и технологии изготовления комплектующих тепловыделяющих сборок на их надежность в аварийных ситуациях. Кроме того, это большие деньги и длительные сроки испытаний.
|
Установка, созданная учеными НИЯУ МИФИ, позволяет с минимальной трудоемкостью и достоверно имитировать на образцах этапы максимальной проектной и запроектной аварий, а также оценивать влияние, как пароциркониевой реакции, так и термоудара на надежность материалов и элементов конструкции активных зон реакторов типа ВВЭР в условиях аварийных ситуаций. Это может быть использовано для обоснования, разработки и внедрения новых материалов и элементов конструкций легководных ядерных реакторов.