Расчетно-экспериментальные методы обоснования поведения твэлов и ТВС ВВЭР в аварийных режимах с большой течью из первого контура РУ

Проведение комплекса расчётных и экспериментальных работ по изучению поведения твэлов и ТВС активной зоны РУ ВВЭР в ПА и ЗПА определяется общими закономерностями развития атомной отрасли по созданию экономически эффективной и социально приемлемой атомной энергетики, безопасной и одновременно конкурентноспособной в сравнении с другими источниками энергии. Наиболее значимая предпосылка проведения этих работ состояла в том, что задачи термомеханики твэлов и задачи теплогидравлики A3 при обосновании безопасности РУ рассматривались раздельно. При этом результаты расчётов по интегральным теплогидравлическим кодам использовались в качестве граничных условий для анализа поведения твэлов. Отсутствие учёта взаимной связи термомеханики твэлов и теплогидравлики а.з. можно считать одной из причин консервативности расчётов при обосновании безопасности и неопределённостей в построении расчётных схем. Более того, появление кодов «улучшенной оценки» и стремительное развитие вычислительной техники диктовали необходимость усовершенствования сформулированных еще в 70-ых годах расчётных и экспериментальных подходов к обоснованию безопасности РУ.

Основные экспериментальные результаты по анализу аварийного поведения A3, особенно по термомеханическим эффектам, были получены в конце 70-х и в 80-ые годы и с тех пор не претерпели заметных количественных и качественных изменений. В тоже время с середины 80-ых годов значительно повысились требования к обеспечению безопасности атомных энергетических установок с общей тенденцией к улучшению экономических показателей отрасли. Было также введено лицензирование проектов. Одновременно с этим происходило обострение конкурентной борьбы на рынках атомной энергетики.

Начались также разработки РУ нового поколения, характерной особенностью которых является высокая экономичность при их большей мощности и более высоком уровне безопасности, что заявлено в «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения», протокол № 17 от 25.05.2000 г.".

При обосновании безопасности РУ большое значение придаётся анализу аварий с потерей теплоносителя в результате разрывов трубопроводов первого контура [1]. В проектных расчётах, выполненных в начале 70-ых годов для РУ ВВЭР-440, рассматривались разрывы трубопроводов эквивалентным диаметром до 100 мм (ДуЮО). При разработке РУ ВВЭР-440 второго поколения и РУ ВВЭР-1000 стала очевидным необходимость анализа при обосновании безопасности аварии «большая течь» (БТ, LB LOCA), вызываемой мгновенным гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (для ВВЭР-440 — Ду500 и для ВВЭР-1000 — Ду850). БТ характеризуется прекращением циркуляции теплоносителя и осушением а.з., что, в свою очередь, ведёт к высоким температурам конструктивных элементов а.з., в том числе, оболочек твэлов. Малые течи (ДуЮО и меньше) при тех же самых исходных условиях в ПА существенно влияют на теплофизические процессы во втором контуре, в меньшей степени сказываясь на температурном состоянии а.з.

Одним из важных аспектов расчётного обоснования безопасности РУ, определяющим сложность этой задачи, является взаимосвязанное проявление процессов различной природы, а именно, нейтронно-физических, теплофизических, физико-химических, термомеханических и теплогидравлических (контурных). Вследствие принимаемых в инженерных расчётах упрощающих допущений, значительно облегчающих численные решения, имеет место высокая консервативность результатов, с одной стороны, и пренебрежение отдельными эффектами, с другой. Слишком большая консервативность ведёт к ухудшению экономических показателей РУ и снижению её конкурентоспособности. Всякого рода упрощения и допущения в расчётных моделях ведут также к неопределённостям в численных анализах, для обоснования которых, в свою очередь, требуется значительный объём расчётных исследований чувствительности результатов к неопределённостям и дополнительных экспериментальных исследований. В этой связи частичный пересмотр и уточнение устоявшихся подходов к решению задач обоснования безопасности, в том числе, выяснение полноты постановки задачи и степени консервативности этого обоснования, а также исследование неопределённостей и поиск новых решений старых задач находится в русле современных тенденций прикладной науки.

Актуальность работы. Термомеханическое поведение A3, под которым понимается деформирование и разрушение ее компонентов, а именно твэлов и других элементов ТВС, под действием температурных и механических нагрузок с учётом нестационарных и неизотермических теплофизических процессов в твэлах и межтвэльном пространстве, существенным образом влияет на безопасность РУ. В соответствии с требованиями ОПБ и ПБЯ [2, 3] можно выделить две основные термомеханические задачи, решение которых необходимо проводить при обосновании безопасности РУ. Первая задача заключается в изучении деформационного поведения твэла, связанного с теплофизическими и физико-химическими процессами как в самом твэле, так и в межтвэльном пространстве. Вторая задача состоит в изучении геометрически и физически нелинейного деформирования ТВС, ее элементов и A3 в целом. Из решения термомеханических задач можно получить информацию, на основе которой проверяются условия удовлетворения следующих критериев ОПБ и ПБЯ в ПА:

Не допускается превышение пределов безопасной эксплуатации РУ и максимальных проектных пределов при аварии.

Количество (или % от общего числа) твэлов в A3, герметичность которых в результате аварии может быть нарушена, должно быть ограничено.

Величина возможного формоизменения ТВС при продольно-поперечном изгибе не должна воспрепятствовать перемещению ОР СУЗ и ухудшить теплоотвод от твэлов.

Должна быть обеспечена возможность выгрузки A3 после аварии. Термомеханическое состояние элементов A3 в ЗПА не регламентируется в ОПБ и.

ПБЯ. Однако, исходя из требований нормативных документов, необходимо проводить реалистический анализ ЗПА с точки зрения оценки тяжести последствий и способов их ограничения. Для реалистического описания развития ЗПА БТ важным является детальное описание поведения твэлов, особенно на начальной фазе развития аварии, поскольку на этом этапе блокировка проходного сечения, вызываемая раздутием ещё не окисленных оболочек твэлов, может достаточно сильно влиять на интенсивность и степень разогрева A3 Учёт количества разгерметизированных твэлов на этом этапе позволит правильно описать выход продуктов деления в атмосферу корпуса реактора. Очевидно, что массив разгерметизированных твэлов в ЗПА может быть очень большим, а степень окисления, охрупчивания и фрагментации оболочек ничем не ограничивается. Поэтому для ЗПА актуальными являются вопросы управления аварией и разработка процедуры разборки A3 с минимальными издержками.

Обоснование безопасности РУ ВВЭР в ПА и на начальной фазе ЗПА проводится на основе кодов ТЕЧЬ-М, КОРСАР/ГП1, РАТЕГ-СВЕЧА, RELAP/SCADAP и MELCOR, в которых используются весьма консервативные расчётные схемы без учёта связанных процессов в твэле и в A3. Максимальное раздутие твэла обычно учитывается в расчёте путём изменения КГС для фиксированного момента времени, устанавливаемого по результатам экспериментов на модельных сборках. Оценка степени консервативности подобной расчётной схемы не представляется возможной без рассмотрения связанного решения задачи.

С учётом возможностей кода ТЕЧЬ-М и тенденций развития новых кодов КОРСАР/ГП1 и РАТЕГ-СВЕЧА, достижений в исследованиях A3 в РНЦ КИ, ВНИИНМ, ГНЦ РФ ФЭИ, НИКИЭТ и других организациях, а также на основе анализа состояния экспериментальных баз ОКБ «Гидропресс», ВНИИНМ, НИИ НПО «Луч», ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ КИ и ГНЦ РФ НИИАР автором была сформулирована актуальная научная проблема по созданию методов расчётно-экспериментального решения связанных термомеханических и теплогидравлических задач поведения твэлов и ТВС при обосновании безопасности РУ ВВЭР в ПА и ЗПА. Решение этой проблемы позволяет снизить степень консерватизма при обосновании безопасности, что обеспечивает экономическую значимость работы. Связанное решение термомеханических и теплогидравлических задач, включая термомеханический анализ ТВС, соответствует современным требованиям к ядерной энергетике по её социальной приемлемости, т. е. экономичности и безопасности.

Цель и задача работы. Диссертация выполнена с целью разработки и внедрения методов расчётного и экспериментального анализа термомеханического поведения твэлов и ТВС, связанного с теплогидравлическими (теплофизическими) процессами в A3, вследствие постулируемых ПА и ЗПА с БТ теплоносителя из первого контура, важных для практических приложений при обосновании безопасности РУ ВВЭР по критериям ОПБ и ПБЯ. Научная новизна работы.

1. Разработан новый метод связанного анализа термомеханического и теплогидравлического поведения A3 для расчётно-экспериментального обоснования безопасности РУ ВВЭР в авариях БТ ПА и ЗПА.

2. Разработаны новые методики описания осесимметричпого и неосесимметричного локального раздутия и повреждения оболочки (твэла в области высокотемпературной ползучести при температуре выше 600 °C.

3. Разработан новый метод построения уравнений механического состояния циркониевых сплавов для оболочек твэлов на основе испытаний трубчатых образцов, нагружаемых внутренним давлением, впервые применённый для сплавов Э110 и Э635.

4. Разработана новая методология испытаний сборок имитаторов твэлов на стенде ПАРАМЕТР в условиях, имитирующих первую и вторую стадий ПА БТ и начальную фазу ЗПА БТ, для изучения как термомеханического, так и связанного термомеханического и теплофизического поведения твэлов. Получена совокупность новых данных по теплофизическому и термомеханическому поведению твэлов и твэльных сборок в авариях.

5. Получены новые решения задачи о термомеханическом поведении ТВС в аварии БТ и при «холодной» разборке A3 и получены новые результаты термомеханического поведения твэлыюй сборки в экспериментах на стенде.

6. Сформулирована концепция разбираемости A3 РУ ВВЭР-1000 после ПА и первой фазы ЗПА с учётом охрупчивания циркониевых сплавов, основанная на связанном решении термомехаиических и теплофизических задач поведения твэлов и ТВС.

Практическая ценность. Полученные в работе результаты представляют практический интерес и востребованы разработчиками твэлов, ТВС и а.з. реакторов ВВЭР.

Разработки диссертации реализованы в расчётных • и экспериментальных методиках, в вычислительных кодах и в регламентирующей документации технических проектов РУ по безопасности. Результаты расчётных и экспериментальных работ применяются как в научно-исследовательской, так и непосредственно в конструкторской частях проектов РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500. Результаты работы позволили существенно улучшить понимание термомеханических и теплофизических процессов в A3 в ПА и ЗПА БТ и обоснованно принимать конструкторские решения, более глубоко прорабатывать научные вопросы обеспечения безопасности в ООБ и разрабатывать реалистические инструкции по управлению авариями.

Выполненное в работе обобщение экспериментальных и расчётных исследований, как отечественных, так и рубежных, в совокупности с расчётно-экспериментальными исследованиями диссертации создают базу знаний для уточнения расчётных обоснований безопасности с корректной оценкой неопределённостей и консервативностей.

Учитывая сложность и неоднозначность решаемых задач при обосновании безопасности и в процессе выработки проектных решений для РУ, а также при разработке инструкций по управлению авариями, развитие расчётных и экспериментальных методов для углубленного понимания процессов в A3 имеют большую практическую ценность для разработки проектов новых и модернизируемых АЭС с ВВЭР.

Основные положения, выносимые на защиту. Автором в диссертации изложены методы комплексного расчётно-экспериментального анализа термомеханического поведения твэлов и ТВС в связанной постановке с теплофизическими процессами в A3 в рамках обоснования безопасности РУ ВВЭР. На защиту выносятся следующие положения:

1. Метод связанного термомеханического и теплофизического расчётного анализа поведения твэлов и ТВС при обосновании безопасности РУ ВВЭР в ПА и ЗПА БТ.

2. Численные методы осесимметричного и трёхмерного анализа локального раздутия оболочки твэла, реализованные в виде кодов ТВЭЛ-3 и ТВЭЛ-3/2, а также результаты верификации этих кодов.

3. Метод испытания трубчатых образцов, вырезаемых из оболочек твэлов, и метод построения по результатам этих испытаний уравнений механического состояния.

4. Методика испытаний 19-ти и 37-ми твэльных сборок в условиях второй стадии ПА и на начальной фазе ЗПА, анализ и обобщение результатов этих испытаний.

5. Методика испытаний одиночных твэлов на первой и второй стадиях ПА БТ, анализ и обобщение результатов этих испытаний.

6. Методики расчёта деформирования ТВС и её элементов по стержневой расчётной схеме, реализованные в коде ТМТВСГП, и по МКЭ с применением компьютерных кодов ANSYS и MSC.MARC.

7. Методика испытаний модельной ТВС на стенде ПАРАМЕТР-М и полномасштабной ТВС на стенде ФГУП ОКБ «Гидропресс».

8. Результаты пост-тестовых материаловедческих исследований и механических испытаний модельной сборки и её составных элементов.

9. Концепция разбираемости A3 после ПА и ЗПА БТ с учётом охрупчивания материала оболочек твэлов.

Степень обоснованности научных положений и рекомендаций, сформулированных в диссертации. При разработке расчётных методик использовались основополагающие принципы и методы механики деформированного твёрдого тела и теплофизики, численные методы решения задач механики сплошной среды и хорошо апробированные подходы к решению аналогичных задач техники. Для установления точности численных решений проводились сравнительные параметрические вычисления с получением асимптотических результатов и определением сходимости и погрешности решений. При проведении экспериментальных исследований использовались инструментированные устройства и аттестованные средства измерений основных параметров, применялись преди пост-тестовые расчёты, проводились серии сопоставимых испытаний и пост-тестовые материаловедческие исследования и механические испытания. Расчётные методы и разработанные на их основе компьютерные коды верифицированы на основе модельных экспериментов.

Личный вклад автора. Автор диссертации лично принимал участие в постановке научных задач по проблеме. Им разработаны расчётные методы, написаны алгоритмы и в соавторстве оформлены тексты компьютерных кодов, выполнена их отладка и верификация. Автором инициировал и принимал участие в разработке программ и методик испытаний по проблеме как на стенде ОКБ «Гидропресс», так и на стенде ПАРАМЕТР. Им сформулированы основные задачи испытания БТ-2 в НИИАР. Автор принимал личное участие в проведении экспериментальных исследований поведения твэлов и ТВС в авариях и в анализе их результатов, в преди в пост-тестовых расчётах. На основе обобщённого расчётпо-экспериментального анализа автором разработаны рекомендации по внедрению созданных методов и компьютерных кодов в регламентирующие документы для проектирования и обоснования безопасности РУ ВВЭР.

В целом, диссертационная работа представляет собой развитие и создание комплексных расчётно-экспериментальных методов для анализа поведения твэлов и ТВС в ПА и ЗПА БТ для РУ ВВЭР и её можно квалифицировать как решение крупной научной и народнохозяйственной проблемы, необходимой для обоснования безопасности РУ новых и модернизированных АЭС.

Апробация работы. По теме диссертации опубликовано 45 работ, из них: 2 статьи в журнале «Известия ВУЗов. Машиностроение», статья в журнале Вестник МЭИ, 3 статьи в журнале «Вопросы атомной науки и техники», 3 статьи в сборнике «Расчеты па прочность», 1 статья в журнале «Проблемы прочности», 1 статья в сборнике «Расчеты и испытания па прочность материалов и элементов конструкций атомной техники» и 3 главы в монографии «Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР». Результаты работы докладывались на 5-ой и 6-ой Российских конференциях по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 1997 и 2000 г., на международной теплофизической конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Теплофизика-98, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 1998 г., на отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС», Теплофизика-99, ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 1999 г., на конференции «Теплофизические коды для энергетических реакторов», ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, 2001, на 3-ей, 5-ой и 6-ой международных конференциях «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», Pamporovo, Albena, Bulgaria, 1999, 2003 и 2005 г. г., на конференции «Методы и программное обеспечение расчетов на прочность», г. Туапсе, 2000 и 2004 г. г., на 2-й Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 2001 г., на 3-й и 4-ой научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 2003 и 2005 г. г., на международных конференциях SMiRT 17 «Structural Mechanics in Reactor Technology», г. Прага, Чехия, 2003 г и SMiRT 18, г. Пекин, Китай, 2005 г., на 4-ом межотраслевом семинаре «Прочность и надежность оборудования», г. Звенигород, 2005 г., на НТС ОКБ «Гидропресс», 2002 г., 2006 г. и на секции № 5 НТС № 1 Федерального агентства по атомной энергии РФ, 21 сентября 2005 г.

Объём и структура работы. Работа состоит из введения, четырёх глав, заключения, списка литературы из 218 наименований, изложена на 360 страницах машинописного текста и содержит 400 рисунков и 51 таблицу.

Благодарность. Работа не могла бы быть выполнена без организационной поддержки и научных консультаций генерального коиструктора-директора ФГУП ОКБ «Гидропресс», члена корреспондента РАН, д.т.н. Ю. Г. Драгунова. Большую помощь в методических и расчётных вопросах, а также в разработке компьютерных кодов и в выполнении расчётов автору оказал сотрудник отделения 2.00 ОКБ «Гидропресс» к.т.н. Е. А. Фризен. В расчётных работах также принимали участие к.т.н. С. Н. Филь, С. И. Зайцев, А. М. Шумский, В. В. Волков, Д. Н. Пузанов, А. Н. Чуркин, Т. В. Шпак, Н. Е. Сурина, В. В. Щеколдин, М. О. Закутаев и С. В. Рудыка. Необходимо отметить значительный вклад в работу сотрудников экспериментального отделения ОКБ «Гидропресс» к.т.н. Ю. А. Безрукова, к.т.н. Г. В. Каретникова, А. С. Богданова и др. в части проведения экспериментальных исследований твэльных трубок и сборок имитаторов твэлова также В. В. Макарова и А. В. Афанасьева в части проведения многочисленных экспериментальных исследований на фрагментах ТВС и на ТВС в целом, а также в создании стенда и в разработке методики испытаний полномасштабной ТВС для условий ПА БТ. Значительная часть стендовых экспериментальных исследований, включая пост-тестовые материаловедческие и механические исследования, была выполнена в НИИ «НПО «Луч» на стенде ПАРАМЕТР под руководством к.т.н. В. И. Наливаева и участии его сотрудников B.C. Константинова, к.т.н. НЛ. Паршина, П. Г. Афанасьева, Д. Н. Игнатьева, М. Ю. Гукова. Многие вопросы теоретического и экспериментального характера решались совместно с сотрудниками ВНИИНМ А. В. Салатовым, Л.Н.Андреевой-Андриевской, П. В. Федотовым, сотрудниками НИИАР к.т.н. В. М. Махиным и к.т.н. В. Н. Шулимовым и доцентом МЭИ, к.т.н. А. Н. Воронцовым. Необходимо отметить большую помощь в развитиии представлений о процессах высокотемпературного деформирования твэлов, ТВС и A3 д.т.н., профессора МГТУ им. Баумана В. Л. Данилова и доцентов этого института к.т.н. С. В. Зарубина и к.т.н. М. В. Доброва.

Автор выражает всем искреннюю благодарность за помощь и участие в работе.

Выводы по главе 4.

1. Разработаны методики для анализа высокотемпературного поведения ТВС в авариях ПА и ЗПА БТ на основе различных приближений в описании общего и локального деформирования элементов ТВС с учётом геометрически и физически нелинейных эффектов. Разработаны коды ТМТВС и ТМТВСГП, предназначенные для «инженерного» анализа продольно-поперечного изгиба ТВС в НЭ, ПА и ЗПА и при холодной выгрузке ТВС из A3 после аварии. Выполнена верификация основных моделей деформирования, реализованных в коде.

2. Разработаны методики конечно-элементного моделирования деформирования ТВС в ПА и ЗПА БТ с использованием библиотеки конечных элементов кодов ANSYS и MARC.

Решена задача о контактном взаимодействии твэлов и ячеек ДР. Получены характеристики анизотропии для ДР из решения вспомогательной задачи с целью использования модели ДР в виде пластинки в конечно-элементном моделировании ТВС. Проведён анализ обоснованности упрощения расчётных моделей МКЭ при учёте локальных эффектов деформирования при анализе формоизменения ТВС в целом.

3. Сформулированы основные подходы и принципы стендового моделирования ТВС для верификации численных моделей и кодов, разработанных для решения второй термомеханической задачи. Проведены экспериментальные исследования деформирования и окисления ТВС в ПА и на начальной фазе ЗПА БТ на стендах НИИ НПО «Луч» и ОКБ «Гидропресс». Разработаны методики преди пост-тестовых материаловедческих анализов и механических испытаний модельных ТВС, испытанных на стендах.

4. Разработана концепция демонтажа A3 после ПА и ЗПА БТ с целью решения нормативного требования о разбираемости A3 после аварии, необходимая для составления ООБ и инструкций по управлению аварией и ликвидации её последствий. Сформулированы основные задачи по анализу состояния ТВС на всех стадиях аварии, включая этап «холодной» выемке ТВС из A3. Разработаны методики консервативного определения температурного и наряжённого состояния окисленной оболочки твэла при заливе A3 водой.

Заключение

.

1. На основе подробного анализа отечественных и зарубежных исследований поведения топлива РУ типа ВВЭР и PWR в ПА и ЗПА БТ и с учётом опыта обоснований безопасности, проводимых в ОКБ «Гидропресс», ВНИИНМ, РНЦ КИ и ГНЦ ФЭИ, определена проблемная область расчётно-теоретических и экспериментальных исследований термомеханического поведения твэлов и ТВС, связанного с теплофизическими процессами в A3 реакторов мощностью 1000 МВт и выше. Сформулированы две термомеханические задачи, решение которых необходимо проводить при обосновании безопасности РУ в соответствии с требованиями ОПБ и ПБЯ. В диссертации показано, что при модернизации действующих АЭС и создании новых, например АЭС-2006, необходимо решить ряд вопросов по снятию консерватизма проектных решений, исключению неопределённостей в описании физических процессов в A3 и повышению мощности АЭС. Всё это должно сочетаться с высокой экономичностью при более высоком уровне безопасности. Решение такого рода вопросов может быть осуществлено исключительно при комплексном подходе, в частности, при решении вопросов в связанном рассмотрении физических явлений различной природы, что особенно характерно для A3 ядерного реактора.

2. В диссертации обосновывается положение, что рассмотрению термомеханического поведения твэлов и ТВС в авариях БТ в начале 90-х годов уделялось недостаточное внимание, особенно при анализе связанных термомеханических и теплогидравлических процессов в A3. Это было обусловлено отсутствием необходимых методов и кодов, адекватно описывающих высокотемпературные эффекты в твэлах и ТВС, верифицированных на стендовых и внутриреакторных экспериментах. Поэтому в ОКБ «Гидропресс» была поставлена задача по разработке и внедрению в проектную практику методов и кодов расчётного обоснования безопасности с учётом термомеханического поведения твэлов и ТВС (две термомеханические задачи) в связанной с теплогидравлическими процессами в A3 постановке, а также по экспериментальной проверке методов и верификации кодов.

3. В диссертации в рамках решения первой термомеханической задачи разработаны новые методы расчётного анализа поведения твэлов как в составе теплогидравлических кодов, так и в виде одиночных кодов. Разработаны новые методы расчёта твэлов в двухмерной (осесимметричной) и трёхмерной постановках, а также по приближённой методике. Разработан и внедрён вычислительный код ТВЭЛ-3, в котором реализованы модели осесимметричного раздутия оболочки твэла. Разработан и внедрён вычислительный код ТВЭЛ-3/2, в котором реализованы модели трёхмерной теплопроводности и неосесимметричного раздутия оболочки твэла.

4. Для построения более детальных расчётных схем в теплогидравлических расчётах A3 и в термомеханических анализах поведения ТВС, учитывающих как термомеханическую, так и тепло физическую пространственную неоднородность, для обеспечения взаимосвязанного расчёта теплогидравлики A3 и поведения твэла, а также для выполнения анализа консервативности принимаемых допущений в проектных расчётных обоснованиях и для проведения прямых преди пост-тестовых расчётов стендовых и внутриреакторных экспериментов разработан и внедрён вычислительный код ТЕМПА-1Ф. В этом коде реализованы модели процессов тепломассопереноса в ТВС, охлаждаемых однофазным теплоносителем, при наличии локальных неоднородностей потока, и осуществлено включение в ТЕМПА-1Ф кодов ТВЭЛ-3 и ТВЭЛ-3/2. Осуществлено также соединение твэльного кода ТВЭЛ-3 с кодами ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП1, с целью решения связанной термомеханической и теплофизических задач.

5. Для анализа деформирования в ПА и ЗПА твэльных оболочек, включая локальное раздутие, построены уравнения механического состояния циркониевых сплавов Э110 и Э635 с использованием энергетического варианта теории ползучести в связанной с разрушением постановке, что позволило описать третью стадию ползучести, характеризующуюся накоплением повреждений в материале. Разработан новый метод проведения высокотемпературных испытаний образцов из твэльных трубок, реализованный на стенде ОКБ «Гидропресс», что позволило через решение обратной задачи строить уравнения механического состояния для области локального раздутия твэльных оболочек.

6. Для обоснования поведения топлива в ПА и ЗПА БТ и получения экспериментальной информации о деформировании твэлов в составе сборок при различных термосиловых условиях, а также для верификации расчётных моделей и кодов, описывающих термомеханическое поведение твэлов и теплофизическое состояние сборок, разработана методология стендовых испытаний твэльных сборок. Проведена модернизация стенда ПАРАМЕТР в НИИ НПО «Луч» с целью проведения испытаний 19-ти и 37-ми твэльных модельных сборок в условиях ПА и ЗПА при охлаждении паром (или в смеси с аргоном) и при заливе водой. Испытано три 19-ти и семь 37-ми твэльных сборок в условиях второй стадии ПА БТ, а также две 19-ти твэльных сборки в ЗПА БТ. Результаты испытаний в соответствии с расчётными сценариями показали, что топливо ВВЭР-1000 может быть охлаждено в ПА БТ.

7. Разработана методология испытаний твэлов в условиях первой стадии ПА БТ при быстро меняющихся параметрах нагружения. Испытано 20 одиночных твэлов на первой стадии и 9 твэлов при последовательной реализации первой и второй стадий ПА БТ.

Получены фактические данные о деформировании и разрушении оболочки твэла, а также изучено влияние эффекта быстрого охлаждения оболочки твэла на деформирование на второй стадии ПА БТ.

8. По результатам стендовых испытаний твэльных трубок, одиночных твэлов и сборок твэлов, выполненных в рамках данной работы в ОКБ «Гидропресс» и в НИИ НПО «Луч», проведена верификация кодов ТВЭЛ-3, ТВЭЛ-3/2, ТЕМПА-1Ф и КОРСАР/ГП1. В результате материаловедческих пост-тестовых исследований получены данные о структуре материала оболочки твэла в ЗПА, необходимые для построения численных моделей деформирования твэла при заливе и демонтаже.

9. В рамках решения второй термомеханической задачи разработан и внедрён в проектную практику вычислительный код ТМТВСГП, в котором реализованы стержневые модели деформирования ТВС. Разработаны подходы к моделированию термомеханического поведения ТВС в ПА БТ и при «холодной» разборке A3 на основе конечно-элементных технологий с использованием кодов ANSYS/Mechanical и MARC. Разработаны методологии стендовых модельных и полномасштабных испытаний ТВС в ПА БТ.

10. Сформулирована концепция разбираемости A3 после ПА и ЗПА БТ с учётом охрупчивания материала оболочек твэлов и формоизменения A3.

11. Результаты расчётно-теоретических и экспериментальных исследований диссертации внедрены в проектную практику ОКБ «Гидропресс» и востребованы разработчиками и изготовителями твэлов и ТВС. Коды ТВЭЛ-3 и ТВЭЛ-3/2, а также коды КОРСАР/ГП1, ТЕМПА-1Ф, соединённые с кодом ТВЭЛ-3, проходят опытно-промышленную эксплуатацию и применяются как в обоснованиях безопасности проектов РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500, так и в пост-тестовых расчётах стендовых и внутриреакторных экспериментов. Связанное решение задач термомеханики и теплофизики на основе разработанных в диссертации методов позволяет снижать консервативность обоснований безопасности и уменьшать количество неопределённостей в построении расчётных схем. Подходы, реализованные в диссертации, являются основой для уточнения инструкций по управлению проектными и запроектными авариями, как на вновь строящихся, так и при модернизации действующих АЭС. На основе разработок автора создана методическая основа для разработки инструкций по ликвидации аварий на стадии разборки A3. В целом, использование результатов, полученных в диссертации, создаёт базу знаний для уточнения расчётных обоснований безопасности и способствует повышению уровня безопасности и конкурентной способности отечественного топлива для АЭС с ВВЭР.