ПРОЕКТ FUMAC

Отдельные эксперименты с одиночными твэлами и сборками, проводившиеся в рамках разных проектов в последние 10 лет, указывают на то, что поведение твэлов с топливом высокого выгорания может существенно отличаться от поведения необлученных твэлов в сценариях с потерей теплоносителя. Это связано как с деградацией топливной таблетки, так и с изменением свойств оболочки в течение топливного цикла. В частности, важную роль играют процессы распухания топлива (изменение структуры таблетки, геометрии, теплофизических свойств), наводораживания оболочки твэла, изменение состава и геометрии газового зазора. Все эти процессы необходимо учитывать при моделировании деформации и разрыва оболочек твэлов при авариях, т.к. устоявшиеся подходы, даже консервативные, не позволяют воспроизвести важные последствия, например, фрагментацию топлива, которая приводит к выбросу частиц топлива в первый контур, дополнительному выходу продуктов деления в теплоноситель, а также влияет на распределение тепловыделения по высоте твэла. Кроме того, на сегодняшний день сохраняется некоторая неопределённость в оценках взаимовлияния раздутия оболочек и процессов теплообмена твэла с теплоносителем, связанное с уменьшением проходного сечения в сборках.

Международный исследовательский проект FUMAC (FUel Modelling in Accident Conditions), проведенный под эгидой МАГАТЭ с 2014 г по 2018 г, был направлен на углубление понимания физических процессов, определяющих термомеханическое поведение твэлов и выход продуктов деления, в том числе с учетом выгорания топлива, в сценариях проектных и тяжелых аварий с потерей теплоносителя, доработку и верификацию соответствующих моделей топливных и интегральных кодов. В качестве технической базы использовались  экспериментальные исследования, выполненные ранее в разных странах.

Результаты моделирования экспериментов IFA-650.9 — IFA-650.11, проведенных на реакторе HALDEN (Норвегия) с одиночными отрезками отработанных твэлов ВВЭР (56 МВт сутки/кгU) и PWR (90 и 61 МВт сутки/кгU), показали, что код СОКРАТ хорошо моделирует всю совокупность измеренных данных, определяющих процессы разогрева, раздутия и разгерметизации облученного твэла. Поэтому результаты моделирования кодом СОКРАТ-В1/В2 аксиального профиля температур в твэле, давления под оболочкой, тепловых потоков с поверхности оболочки, состава и расхода теплоносителя вдоль твэла использовались как начальные и граничные условия в международных численных бенчмарках, организованных на основе этих экспериментов для специализированных топливных кодов.

Моделирование внереакторного интегрального эксперимента CORA-15 (Германия), где исследовалась сборка из 23 твэлов, нагруженных внутренним давлением, в условиях тяжелых аварий с потерей теплоносителя, подтвердили высокие прогнозные возможности кода СОКРАТ-В1/В2 в части массовой разгерметизации оболочек в составе сборки на этапе разогрева твэлов. Также хорошее соответствие с экспериментальными данными получено для последующей деградации сборки, выхода водорода и распределения материала после стекания расплава.

Распределение материала по высоте сборки после стекания расплава и выход водорода в эксперименте CORA-15 c твэлами под давлением

© лаборатория анализа запроектных аварий на АЭС