Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследование твэлов, облученных в реакторе Первой в мире АЭС, после длительного хранения

23.09.2022 2022 - №03 Материалы и ядерная энергетика

С.Н. Иванов С.И. Поролло С.В. Шулепин Ю.Д. Баранаев В.Ф. Тимофеев Ю.В. Харизоменов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.10

УДК: 621.039.59

Проведенные исследования облученных в реакторе АМ твэлов с топливной композицией U-Mo+Mg и с топливной композицией UO2+Mg после длительного хранения показали, что на поверхности наружной оболочки всех исследованных твэлов с двумя различными топливными композициями видимых дефектов не обнаружено. После длительного хранения твэлов с U-Mo-топливом наблюдается увеличение диаметра наружной оболочки. Наиболее заметно увеличение диаметра в верхней части твэла. Хранение твэлов с UO2-топливом в течение 15 - 22 лет в пределах точности измерений не приводит к изменению их диаметра. Металлографические исследования показали, что на внешней поверхности наружной оболочки и внутренней поверхности внутренней оболочки твэлов с топливными композициями U-Mo+Mg и UO2 +Mg после длительного хранения наблюдаются дефекты в виде межкристаллитной и неравномерной фронтальной коррозии, язв и питтингов глубиной до 20 мкм. В местах контакта оболочек твэлов с топливной композицией слоев взаимодействия не обнаружено. Заметного уменьшения толщины наружной и внутренней оболочек твэлов в результате длительного хранения не наблюдается, а толщина оболочек в месте расположения дефектов не выходит за пределы ее минимального исходного значения с учетом технологического допуска на разнотолщинность. В результате длительного хранения в обоих типах твэлов обнаружены трещины как в топливных крупках, так и в магниевой матрице. В результате хранения твэлов с U-Mo-топливом в течение 45 – 55-ти лет происходит значительная деградация механических характеристик материала наружной оболочки твэлов, выражающаяся в значительном снижении пластичности оболочки.

Ссылки

  1. Солонин М.И., Иолтуховский А.Г., Велюханов В.П. и др. Материаловедческие проблемы длительного мокрого и сухого хранения ОЯТ РБМК-1000. / Сб. докладов VI Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 11-15 сентября 2000 г. – Димитровград: НИИАР, 2000, – Т. 2, ч. 2. – С. 3-22.
  2. Волкова И.Н., Гринь П.И., Кобылянский Г.П. и др. Состояние твэлов РБМК-1000 с оболочкой из сплава Э110 после длительного «мокрого» хранения. / Сб. докладов VII Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г. – Димитровград: НИИАР, 2003. – Т. 2, ч. 1. – С. 258-266.
  3. Сидоренко В.А. Концептуальные аспекты развития ядерной энергетики до 2010 г. // Атомная энергия. – 1994. – Т. 76. – Вып. 4. – С. 259-263. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t76-4_1994/go,2/ (дата доступа 07.05.2022).
  4. Голосов О.А., Николкин В.Н., Семериков В.Б. и др. Коррозия отработавшего ядерного топлива реакторов АМБ. / Сб. докладов X Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 27-31 мая 2013 г. – Димитровград: НИИАР, 2013. – С. 253-288.
  5. Голосов О.А., Николкин В.Н., Лютикова М.С. Фракционный состав продуктов коррозии отработавшего ядерного топлива реакторов АМБ. / Сб. докладов X Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 27-31 мая 2013 г. – Димитровград: НИИАР, 2013. – С. 288-300.
  6. ИНЕС. Руководство для пользователей международной шкалы ядерных и радиологических событий, издание 2008 г. – Вена: МАГАТЭ, 2010.
  7. Мухамадеев Р.И., Баранаев Ю.Д., Суворов А.П. Тяжелая запроектная авария РУ ЭГП-6 Билибинской АЭС. Анализ последствий для населения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018.– № 2. – С. 89-100. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.2.09 .
  8. Парафило Л.М., Мухамадеев Р.И., Баранаев Ю.Д., Суворов А.П. Анализ тяжелой запроектной аварии РУ ЭГП-6 Билибинской АЭС. Формирование источника выброса. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 1. – С. 99-111. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.10 .
  9. Иванов С.Н., Поролло С.И., Баранаев Ю.Д., Тимофеев В.Ф., Харизоменов Ю.В. Коррозионные испытания в водной среде твэлов, облученных в реакторе Первой в мире АЭС.// Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 3. – С. 120-134. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.11 .
  10. Гаязов А.З., Лещенко А.Ю., Смирнов В.П., Ильин П.А., Теплов В.Г. Исследование образования горючих газов и выхода радионуклидов при обращении с ОЯТ реактора АМ под водой. // Известия вузов. Ядерная энергетика № 2, 2021, с. 71-82. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.2.07 .
  11. Гаязов А.З., Комаров С.В., Лещенко А.Ю. и др. Исследование образования водорода и выхода радионуклидов при хранении разрушенного оксидного ОЯТ во влажной среде. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 3. – С. 125-136. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.3.11 .
  12. Ибрагимов Ш.Ш., Сыщиков Л.А., Воронин И.М., Кудряшов В.Г. Исследование отработавших тепловыделяющих элементов Первой атомной станции. // Атомная энергия. – 1963. – Т. 14. – Вып. 5. – С. 465-468. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t14-5_1963/go,32/ (дата доступа 07.05.2022).
  13. Иванов С.Н., Дворяшин А.М., Попов В.В., Поролло С.И., Шулепин С.В. Послереакторные исследования ТВС и канала СУЗ реактора Первой в мире АЭС. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 110. – Вып. 2. – С. 70-78. Электронный ресурс http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t14-5_1963/go,32/ (дата доступа 07.05.2022).
  14. Ivanov S.N., Dvoriashin A.M., Shulepin S.V., Porollo S.I., Velichko V.V. Application of scanning electron microscopy and X ray microanalysis for investigation pins of the worid’s first power plant. / Proc. of the Techn. Com. Meeting of Advanced Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel. Dimitrovgrad, 14-18 May 2001. – IAEA-TECDOC-1277, 2002. – PP. 137-145. Электронный ресурс: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/018/33018348.pdf (дата доступа 07.05.2022).
  15. Иванов С.Н., Конобеев Ю.В., Старков О.В. и др. Материаловедческие исследования твэлов, облученных в реакторе Обнинской АЭС, после 38-летней выдержки в хранилище. // Атомная энергия. – 2000. – Т. 88. – Вып. 3. – С. 183-188. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t88-3_2000/go,3/ (дата доступа 07.05.2022).
  16. Ушаков Г.Н. Первая атомная электростанция (опыт строительства и эксплуатации). – М.-Л.: Госэнергоиздат, 1959. – 185 с.
  17. Вебер C.Ф., Гирш А.В. Тепловыделяющие элементы дисперсионного типа. / Доклады иностранных ученых на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии «Металлургия ядерной энергетики и действия облучения на материалы», Женева 1955. – М.: Государственное научно-техническое издательство по черной и цветной металлургии, 1956. – С. 298-304.
  18. Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков В.С. Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1969. – 583 c.
  19. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1977. – 136 с.

длительное хранение тепловыделяющая сборка (ТВС) твэл оболочка коррозия топливная композиция металлографические исследования механические свойства

Ссылка для цитирования статьи: Иванов С.Н., Поролло С.И., Шулепин С.В., Баранаев Ю.Д., Тимофеев В.Ф., Харизоменов Ю.В. Исследование твэлов, облученных в реакторе Первой в мире АЭС, после длительного хранения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 3. – С. 106-119. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.10 .

Открыть PDF файл