Оценка степени негерметичности твэлов с модернизированным топливом на работающем и остановленном реакторе ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Иванов, Никита Андреевич

• Иванов, Никита Андреевич
• кандидат наук
• 2017

Оглавление диссертации кандидат наук Иванов, Никита Андреевич

ВВЭР

§1.6. Газовая методика НВАЭС

§1.7. Сиппинг-метод

§1.8. Пенал СОДС и штатная методика КГО на остановленном

реакторе

§1.9. Обзор иностранного опыта КГО на остановленном реакторе

§1.10. Методика с циклированием давления

§1.11. Код РТОП-КГО

§1.12. Эксперименты на стенде «ПЕНАЛ». Критерии анализа

величины дефекта

§1.13. ALARA

§1.14. Концепция нулевого дефекта

§1.15. Стенд инспекции и ремонта ТВС (СИР ТВС)

§1.16. Тенденции по модернизации топлива ВВЭР

§1.17. Цель и задачи настоящей работы

Вторая глава. Сравнительный анализ активности радионуклидов в теплоносителе первого контура при разгерметизации

топлива АЭС-2006 и ТВС-2 ВВЭР-1000

§2.1. Постановка задачи

§2.2.Основные характеристики топлива АЭС-2006

§2.3. Выбор исходных данных

§2.4. Анализ поставленной задачи

§2.5. Результаты расчетов для первого года эксплуатации

§2.6. Анализ результатов первого года эксплуатации

§2.7. Результаты расчетов для 2-го, 3-го и 4-го года эксплуатации

§2.8. Выводы

Третья глава. Оценка размера дефекта по результатам КГО на

остановленном реакторе для модернизированного топлива ВВЭР

§3.1. Определение дефектности топлива

§3.2. Постановка задачи и исходные данные

§3.3. Результаты

§3.4. Неопределенности при оценке эффективного гидравлического

диаметра дефекта

§3.5. Оценка влияния скорости сброса/наброса давления

§3.6. Выводы

Четвертая глава. Апробация использованных методик КГО на работающем

остановленном реакторе ВВЭР

§4.1. Проведенные работы по апробации

§4.2. КГО на работающем реакторе (24 топливная кампания 5 блок

НВАЭС)

§4.3. КГО на остановленном реакторе (2 блок РоАЭС в период ППР в

2011г.)

§4.4. Выводы

Пятая глава. Заключение

Перечень условных сокращений

Список литературы

ПРИЛОЖЕНИЕ А. Активности радионуклидов в теплоносителе первого

контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ТВС-2 ВВЭР-1000

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. Оценка дефектности топлива 5 блока НВАЭС в период

23-й топливной кампании

ПРИЛОЖЕНИЕ В. Анализ результатов пенального КГО с циклированием

давления на 3-м блоке НВАЭС в 2011г

ПРИЛОЖЕНИЕ Г. Анализ результатов пенального КГО с циклированием давления на Калининской АЭС в 2011г

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка степени негерметичности твэлов с модернизированным топливом на работающем и остановленном реакторе ВВЭР»

Введение

Актуальность работы. В настоящее время ведутся работы по модернизации топлива ВВЭР и режимов его эксплуатации. Изменяются геометрические параметры топлива, повышается выгорание, внедряются более продолжительные топливные циклы, повышается мощность энергоблоков. Модернизируется топливо для действующих блоков (ВВЭР-440, ВВЭР-1000), а также разрабатываются и реализуются новые проекты энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (ВВЭР-600, АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ). Целью проводимых усовершенствований является повышение технико-экономических показателей установки, при этом должен обеспечиваться высокий уровень безопасности. Методики и критерии, применяемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть своевременно адаптированы с учетом вводимых изменений параметров эксплуатации ВВЭР.

При эксплуатации реакторов ВВЭР возможна разгерметизация твэлов, последствием чего является выход радиоактивных продуктов деления в теплоноситель. Наличие крупных дефектов в твэлах может приводить к вымыванию фрагментов топлива из негерметичного твэла и попаданию их в теплоноситель. Это в свою очередь несет опасность сильного радиационного загрязнения первого контура. Чтобы не допустить выхода радиоактивных продуктов в теплоноситель выше установленных норм, проводится контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов.

Проблема выявления негерметичных ТВС реакторов типа ВВЭР включает в себя две составляющие: это процедуры КГО на работающем и на остановленном реакторе. Контроль активности реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура на работающем реакторе позволяет установить факт появления негерметичных твэлов и (при соответствующем уровне анализа данных) оценить их основные параметры (число дефектных твэлов, размер дефекта, выгорание и др.). Процедура проверки ТВС в ходе остановки реактора на планово-предупредительный ремонт (ППР) имеет целью точную идентификацию негерметичных ТВС и определение степени их дефектности для решения вопроса о дальнейшем обращении с негерметичным топливом.

Негерметичные ТВС, в зависимости от размера дефекта в оболочке твэла, хранятся либо в бассейне выдержки, либо в гермопенале. Проблема хранения негерметичного топлива в гермопеналах заключается в их ограниченном количестве на АЭС. При обосновании радиационной безопасности возможно дальнейшее «дожигание» в активной зоне ТВС с небольшим размером дефекта.

В настоящее время проводятся работы по внедрению стенда инспекции и ремонта ТВС (СИР ТВС), который должен обеспечить возможность удаления негерметичного твэла из ТВС с целью ее дальнейшей эксплуатации или отправки на завод регенерации (ЗР) топлива. Решение о возможности ремонта в СИР негерметичной ТВС может быть принято только при наличии достоверной информации о параметрах дефекта и оценке состояния оболочки твэла с использованием данных по условиям эксплуатации негерметичной ТВС. Это требуется, чтобы не допустить разрушения дефектного твэла в процессе операций на стенде.

Имеющиеся средства, методики и критерии КГО на реакторах типа ВВЭР необходимо усовершенствовать и своевременно адаптировать в соответствии с проводимыми изменениями параметров эксплуатации, характеристик и геометрии топлива. Решение данного вопроса ведет за собой повышение радиационной безопасности и увеличение эффективности использования топлива.

Цель диссертационной работы. Целью диссертационной работы является:

1. Исследование особенностей выхода продуктов деления из негерметичных твэлов при работе реакторной установки (РУ) АЭС-2006.

2. Адаптация усовершенствованных методик оценки степени негерметичности твэлов по данным КГО на остановленном реакторе для модернизированного топлива ВВЭР.

Для достижения указанных целей решались следующие задачи:

1. Расчетная оценка активности радионуклидов в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива ВВЭР-1000 (ТВС-2) и топлива АЭС-2006 на работающем реакторе. Сравнение результатов расчетов для топлива ВВЭР-1000 (ТВС-2) и топлива АЭС-2006.

2. Анализ влияния проводимых изменений параметров эксплуатации топлива ВВЭР на выход радионуклидов из негерметичных твэлов в теплоноситель первого контура при работе реактора на мощности.

3. Определение критериев для оценки гидравлического диаметра дефекта топлива ВВЭР (РК-3, АЭС-2006) при проведении КГО в пенале системы обнаружения дефектных сборок (СОДС) по методике с циклированием давления. Проведение расчетов по связанному комплексу програмных средств для установления критериев с учетом основных факторов по условиям эксплуатации ТВС на работающей и остановленной РУ.

4. Апробация использованных расчетных средств и методик на различных задачах КГО для действующих энергоблоков с ВВЭР.

Научная новизна результатов, представленных в диссертации:

1. Проведено моделирование поведения активности в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2) на работающем реакторе, с использованием связанного комплекса расчетных средств.

2. Выявлены и объяснены основные закономерности поведения активности теплоносителя первого контура работающего реактора, в случае разгерметизации топлива модернизированной конструкции (топливо АЭС-2006) в сравнении с топливом ВВЭР-1000 (ТВС-2).

3. Получены критерии по оценке размера дефекта негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (рабочая кассета третьего поколения (РК-3) реактора ВВЭР-440, топливо АЭС-2006), при проведении КГО на остановленном реакторе.

Практическая ценность результатов работы:

1. Оценка влияния конструкционных изменений в новых модификациях топлива ВВЭР, а также изменений условий эксплуатации, на выход радионуклидов из негерметичных твэлов позволяет более точно прогнозировать радиационную обстановку на АЭС.

2. Полученные результаты по активности теплоносителя первого контура можно использовать для модернизации методик КГО на работающем реакторе.

3. Разработанные карты кинетических зависимостей для негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (РК-3, топливо АЭС-2006) дают возможность оценивать размер дефекта. Эта информация позволяет решать вопрос о дальнейшем обращении с негерметичными ТВС.

Личный вклад автора. Автором была выбрана методика подготовки исходных данных для моделирования поведения негерметичного топлива на работающем и остановленном реакторе типа ВВЭР (АЭС-2006, ВВЭР-1000 (ТВС-2), ВВЭР-440 (РК-3)). Проведен расчетный сравнительный анализ поведения активности теплоносителя первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2). Автор участвовал в объяснении полученных результатов. Получены критерии по оценке степени негерметичности топлива АЭС-2006 и РК-3 реактора ВВЭР-440 при проведении КГО на остановленном реакторе. Результаты работ были проанализированы при участии сотрудников АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ». Автор использовал применяемую методологию для оценки параметров негерметичности активной зоны (АЗ) (на работающем реакторе) и отдельных ТВС (на остановленном реакторе) на действующих энергоблоках с реакторами ВВЭР.

Автор защищает:

1. Результаты расчетов по поведению активности радионуклидов в теплоносителе в случае разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2). Определение причин основных различий в поведении активности радионуклидов на работающем реакторе.

2. Критерии оценки размера дефекта негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (РК-3, топливо АЭС-2006) на остановленном реакторе в пенале СОДС. Методология получения критериев.

Достоверность результатов подтверждается обоснованным выбором исходных параметров и применением аттестованных расчетных средств. Используемая в данной работе методология применялась к решению вопросов КГО на действующих энергоблоках с ВВЭР.

Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждались на:

- двенадцатой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (Россия, Подольск, март 2010г.);

- совещании-семинаре по методикам КГО твэлов ВВЭР на работающем и остановленном реакторе (Россия, Троицк, март 2011г.);

- тринадцатой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (Россия, Подольск, март 2011г.);

- восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2012) (Россия, Москва, май 2012г.).

Публикации. Материалы, вошедшие в диссертацию, опубликованы в 9 печатных работах, в том числе в 2 статьях рецензируемых журналов.

Первая глава. Состояние вопроса и постановка задачи

§1.1. КГО на АЭС с ВВЭР

Безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения. Система физических барьеров энергоблока АЭС включает топливную таблетку, оболочку твэлов, границу контура теплоносителя первого контура, герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту.

Система КГО твэлов реакторов ВВЭР является штатной системой технологического контроля радиационного состояния активной зоны и предназначена для контроля целостности оболочек твэлов (второго барьера) на пути распространения радиоактивных веществ до окружающей среды [19].

КГО твэлов на работающем реакторе проводится путем измерения активности реперных радионуклидов [5] в теплоносителе 1-го контура. В нормативной документации [21] установлены пределы повреждения твэлов, на основе которых определяются соответствующие пределы по активности теплоносителя. Также важным аспектом анализа активности радионуклидов в теплоносителе первого контура является оценка степени дефектности активной зоны для определения объема работ по КГО в ходе останова реактора на ППР.

Основными причинами разгерметизации твэлов ВВЭР являются [35]:

- фреттинг - износ (истирание) оболочек твэлов за счет контакта их с дистанционирующими решетками;

- внутреннее гидрирование оболочек твэлов;

- дебриз- износ при взаимодействии оболочек с посторонними частицами.

На рисунке 1.1.1 представлена статистика выявленных разгерметизаций

твэлов, относительно общего числа твэлов эксплуатируемых в реакторах ВВЭР-1000 [35]. В активной зоне реактора ВВЭР-1000 в составе одной топливной загрузки эксплуатируется приблизительно 0,5 105 твэлов.

Для снижение числа разгерметизаций, вводятся в действие конструктивные и эксплуатационные решения. Однако, предпринимаемые меры не могут полностью исключить возможность образования в активной зоне негерметичных твэлов.

Рис. 1.1.1. Уровень эксплуатационной надежности твэлов ВВЭР-1000.

Разгерметизация твэлов оказывает большое влияние на радиационную безопасность АЭС, а также на экономическую эффективность производства электроэнергии. При эксплуатации негерметичных ТВС персонал АЭС зачастую должен обеспечивать пониженный уровень энергонапряженности топлива, чтобы не допустить значительное развитие дефектов твэлов. За счет работы реактора на пониженном уровне мощности и ограничении маневренности энергоблока на станции может снижаться энерговыработка. Кроме того, если количество негерметичных твэлов превысит установленные пределы, то блок АЭС должен быть остановлен и проведены установленные мероприятия для обеспечения возможности дальнейшего функционирования энергоблока в штатном режиме.

Разгерметизация топлива увеличивает количество РАО и затраты на обращение с ними, повышается загрязненность оборудования реактора и дозовые нагрузки на персонал. За счет необходимости проведения КГО на остановленном

реакторе увеличивается время простоя энергоблока во время ППР, и, если ТВС по результатам проведения КГО признана отказавшей, то АЭС терпят убытки за счет недовыработки энергии этой ТВС.

Процедура КГО на АЭС представляет собой комплексный подход и осуществляется на работающем и остановленном реакторе. Система КГО включает в себя оборудование, расчетные средства и методики, направленные на эффективное и оперативное снижение вреда, вносимого разгерметизацией топлива.

Внедрение новых типов топлива, изменение условий эксплуатации энергоблоков, а также строительство новых установок с реакторами типа ВВЭР влечет за собой необходимость своевременной адаптации средств и методик КГО, их модернизации и развития. Решение данного вопроса направлено на повышение экономической эффективности и обеспечения радиационной безопасности эксплуатации АЭС.

§1.2. Мониторинг активности радионуклидов на работающем реакторе

На работающем реакторе процедура КГО заключается в мониторинге активности реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура с целью определения степени негерметичности топлива в АЗ и контроле за не превышением соответствующих пределов повреждения оболочек твэлов. При работе реактора на мощности осуществляется отбор проб теплоносителя с последующим исследованием радионуклидного состава с помощью специализированного гамма- спектрометра. Основными реперными радионуклидами, по анализу активности которых проводится КГО на работающем реакторе, являются радионуклиды йода 131[, 132[, 133[, 134[, 135[ [32, 33]. В качестве дополнительных данных оцениваются активности 134Сб, шСб, 85тКг,

Я7 оо 1 -5-5 1 "5 С

Кг, 88Кг, Хе, 135Хе. Выбор реперных радионуклидов обусловлен их ядерно-физическими характеристиками, позволяющими надежно регистрировать их в условиях эксперимента. В таблице 1.2.1 представлены сравнительные данные по периодам полураспада и кумулятивным выходам реперных радионуклидов при делении ядер урана и плутония.

Данные по периодам полураспада и кумулятивным выходам реперных

радионуклидов при делении ядер урана и плутония [13]

Период Кумулятивный выход, %

Изотоп полураспада Уран-235 Плутоний-239 Плутоний-241

85ю- 10,7 лет 0,286 0,265 0,083

4,48 ч 1,29 0,563 0,403

87ю- 76 мин 2,55 0,894 0,751

88ю- 172 мин 3,538 1,26 0,978

5,24 сут 6,70 7,02 6,73

^ 9,08 ч 6,54 7,62 7,17

15,7 мин 1,11 1,70 1,18

131т 8,04 сут 2,89 3,86 3,10

132т 2,28 ч 4,31 5,39 4,56

133т 20,8 ч 6,69 6,98 6,72

134т 52,6 мин 7,83 7,45 7,87

135т 6,61 ч 6,28 6,42 6,94

^ 2,062 года

6,70 7,02 6,73

13^ 30,2 года 6,20 6,62 6,65

Значения удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура работающей РУ, используемые при оценке степени герметичности топлива, рассчитываются по уровням активности этих радионуклидов, приведенным к моменту отбора пробы, и проектным значениям тепловой мощности и уровня очистки теплоносителя первого контура.

В соответствии с [22], в проекте АЭС установлены пределы повреждения (количество и степень повреждения) твэлов и связанные с этим уровни радиоактивности теплоносителя реактора по реперным изотопам. При проведении КГО на работающем реакторе такими пределами являются [21]:

1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:

- дефекты типа «газовой неплотности» - не более 0,2% от числа твэлов в активной зоне;

- «прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем» - не более 0,02% от числа твэлов в активной зоне.

2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- дефекты типа «газовой неплотности» - не более 1% от числа твэлов в активной зоне;

- «прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем» - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне.

Дефект типа «газовой неплотности» имеет малые размеры и через него не происходит выноса топливной композиции в теплоноситель. При больших размерах дефекта (дефект типа «прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем») возможен вынос частиц топлива из негерметичного твэла. Стоит отметить, что при установке требований по пределам повреждения твэлов отсутствовали однозначные критерии, позволяющие определить тип дефекта как «газовая неплотность» или «прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем».

На основе данных требований для атомных станций с ВВЭР-1000 оценены и установлены ЭП и ПБЭ по удельной активности реперных изотопов, для оценки состояния топливной матрицы и оболочек твэлов (таблица 1.2.2) [34].

ЭП и ПБЭ для российских АЭС с ВВЭР-1000

ЭП, ПБЭ,

АЭС Бл. Регламентируемый параметр Бк/кг Бк/кг

(Ки/кг) (Ки/кг)

Нововоронежская 5 Суммарная удельная активность контура при работе реактора в постоянном уровне мощности 131 135 I- I в теплоносителе 1 установившемся режиме на 3,7107 (1,010-3) 1,85-108 (5,0 10-3)

Калининская 1-3 Суммарная удельная активность контура при работе реактора в постоянном уровне мощности 131 135 I- I в теплоносителе 1 установившемся режиме на 3,7107 (1,010-3) 1,85108 (5,0 10-3)

5 и о в о и 1-4 Суммарная удельная активность контура при работе реактора в постоянном уровне мощности 131 135 I- I в теплоносителе 1 установившемся режиме на 3,7107 (1,010-3) 1,85108 (5,0 10-3)

ей л ей РР Суммарная удельная активность в воде главного циркуляционного контура 3,7108 (1,010-2)

Ростовская 1-3 Суммарная удельная активность контура при работе реактора в постоянном уровне мощности 131 135 I- I в теплоносителе 1 установившемся режиме на 3,7107 (1,010-3) 1,85108 (5,0 10-3)

При достижении эксплуатационного предела повреждений твэлов работа энергоблока переводится в более «мягкие» условия эксплуатации. Проводится последовательность действий, установленная в проекте РУ (АЭС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АЭС и направленная на приведение блока АЭС к нормальной эксплуатации. В случае же достижения предела безопасной эксплуатации повреждения твэлов производится неплановая остановка блока АЭС для выявления и устранения причин превышения допустимых параметров эксплуатации топлива.

Исходя из данных таблицы 1.2.2, мы видим, что для всех АЭС с ВВЭР-1000 установлены одинаковые значения удельных активностей реперных продуктов деления, соответствующих ЭП и ПБЭ. При этом на разных станциях и разных энергоблоках эксплуатируются различные типы топлива, внедряются ТВС модифицированных конструкций.

Та же философия выбора предела, связанного с разгерметизацией топлива на работающем реакторе, присутствует и для западных реакторов. При этом на западных станциях существует только один предел, соответствующий нашему ПБЭ (предел по 131!) [36].

§1.3. Определение основных параметров негерметичной ТВС при работе реактора на мощности

При проведении КГО на работающем реакторе помимо наблюдения за активностью теплоносителя первого контура в части достижения ЭП и ПБЭ важной задачей является определение параметров дефектности топлива в АЗ. При соответствующем уровне анализа данных по активности реперных радионуклидов в теплоносителе, на работающем реакторе возможно оценить следующие параметры:

- наличие или отсутствие негерметичных твэлов;

- количество негерметичных твэлов;

- выгорание дефектного топлива;

- размеры дефектов.

Указанные параметры определяются на основе данных по моделированию поведения негерметичных твэлов и выхода радионуклидов в теплоноситель при работе реактора. В России для получения этих данных разработаны расчетные коды РТОП-СА [30,49,51] и RELWWER 2.0 [31].

Определение вышеуказанных параметров может значительно снизить длительность ППР, а тем самым уменьшить экономические затраты, связанные с простоем реактора.

§1.4. Код РТОП-СА

Код РТОП-СА (Реакторное ТОПливо - Coolant Activity) создан для решения задач КГО на работающем реакторе и позволяет прогнозировать активность радиоактивных продуктов деления в теплоносителе первого контура реакторов ВВЭР в случае разгерметизации твэлов в активной зоне. Моделирование интенсивности выхода РПД из-под оболочки дефектного твэла в теплоноситель и динамики активности в теплоносителе первого контура проводится на основе исходных данных по размеру дефекта, высотного положения, линейной мощности, выгорания и геометрических характеристик топливного элемента.

Код РТОП-СА позволяет решать прямую задачу по расчету активности теплоносителя при заданной степени дефектности активной зоны. Располагая данными о параметрах дефекта (размер, высотное положение, выгорание) и условиями эксплуатации топлива, возможно смоделировать поведение дефектного топлива в предполагаемую топливную загрузку. Это важно для обоснования безопасной эксплуатации негерметичной сборки при решении вопроса ее дальнейшей эксплуатации. Помимо этого, расчеты с помощью кода позволяют оценить возможность достижения ЭП и ПБЭ при заданном количестве негерметичных твэлов с установленной степенью дефектности.

Код РТОП-СА относится к классу механистических кодов, то есть основан на согласованном и детальном физическом описании всех элементарных процессов, определяющих задачу, а также связей между ними. Структурно код РТОП-СА реализован как набор взаимосвязанных подпрограмм, объединенных в модули. Каждый модуль используется для расчета тех или иных процессов в дефектном твэле или теплоносителе первого контура. В качестве входных параметров модули используют выходные данные друг друга.

В расчетных блоках программы учитываются следующие процессы:

- при расчете распределения температуры в твэле:

• тепловое поведение топлива;

• тепловое поведение оболочки;

• эволюция зазора топливо-оболочка;

• конденсация водяной пленки на внутренней поверхности оболочки;

• теплообмен между внешней поверхностью оболочки и теплоносителем;

- при расчете поведения стабильных продуктов деления в топливе и их выхода под оболочку:

• внутризеренное поведение стабильных ГПД;

• размеры газовых пузырьков в топливе;

• радиационное запирание границы зерна;

• рост зерен;

• межзеренные процессы;

- при расчете наработки в топливе изотопов ^ Pu, Cs, а также нелетучих (твердых) продуктов деления:

• распределение изотопов урана и плутония по топливу;

• наработка цезия;

• наработка твердых продуктов деления;

- при расчете внутризеренного поведения нестабильных ПД в UO2-топливе и определении выхода РПД под оболочку твэла:

• наработка РПД;

• диффузионный выход РПД;

• выход РПД посредством прямого вылета;

• выход РПД из межзеренной пористости;

- при расчете массопереноса компонентов газовой смеси под оболочкой дефектного топлива, выхода РПД в теплоноситель и определения активности теплоносителя при стационарных и маневренных режимах работы реактора:

• окисление топлива;

• генерация водорода при окислении внутренней поверхности оболочки;

• массоперенос под оболочкой твэла;

• пульсационное течение газа в твэле;

• эффективный коэффициент диффузии компонентов газовой смеси под оболочкой;

• модель «спайк»-эффекта;

• поведение РПД в первом контуре.

Отдельные физические модели кода верифицированы на данных мелкомасштабных реакторных и внереакторных экспериментов (данные НИИАР; OECD-IAEA; Халденовского проекта). Для интегральной верификации кода РТОП-СА использованы данные экспериментов с негерметичными твэлами на исследовательских реакторах ВК-50 (НИИАР) и Siloe (Франция), а также данные по активности радионуклидов в первом контуре для нескольких топливных кампаний Нововоронежской, Балаковской, Калининской и Волгодонской АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Физические модели и результаты верификации кода РТОП-СА описаны в работах [13, 49, 51]. Механистический характер кода РТОП-СА позволяет обоснованно использовать его для прогнозирования поведения дефектных твэлов и выхода активности в теплоноситель при изменении параметров и условий эксплуатации ядерного топлива. В 2009 году код РТОП-СА был аттестован в Ростехнадзоре [30].

§1.5. Экспертная система по сопровождению эксплуатации топлива

ВВЭР

При онлайн мониторинге активности радионуклидов на работающем реакторе контролируется факт достижения эксплуатационных пределов, а также определяется наличие в активной зоне негерметичных твэлов. При соответствующем анализе данных по активности реперных радионуклидов возможно определение количества негерметичных твэлов и выгорание в них. Эти данные позволят снизить длительность ППР за счет уменьшения количества проверяемых ТВС. Одной из программ, позволяющих получать более глубокие данные о дефектном топливе, является экспертная система (разработка ГНЦ РФ ТРИНИТИ) [12, 52, 53, 54]. Экспертная система представляет собой совокупность программ и базы данных, составленных по результатам прямых расчетов по коду РТОП-СА. Экспертная система позволяет на основе данных по активности продуктов деления оценивать уровень дефектности активной зоны во время работы реактора.

1. По результатам измерения активности 134! оценивается масса топливных отложений в активной зоне.

2. Анализируется наличие в ходе кампании всплесков активности («спайк»-эффект) долгоживущих радионуклидов (131[, 134' 13"^, 133Хе). Наличие «спайков» активности является признаком возможного присутствия в активной зоне негерметичных ТВС.

3. Анализируется соотношение приведенных активностей 131! и 134! (величина MTU(131I)/MTU (134[), см. далее). При MTU(131I)/MTU (134[) > 2 в активной зоне с высокой вероятностью присутствуют негерметичные твэлы. Величина мто(1311умто(1341) также позволяет делать предварительную оценку размера дефекта.

134 137

4. При наличии «спайков» активностей ' Cs оценивается выгорание

134 137

дефектного топлива по отношению активностей Cs и Cs в ходе «спайка». Под «спайком» далее понимается небольшой участок в истории компании, на котором

134 137

активности Cs и Cs увеличиваются более, чем в 5 раз над уровнем фона.

«Спайки» могут наблюдаться либо в момент разгерметизации твэла, либо в моменты резкого изменения мощности реактора, в том числе и в момент останова реактора.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Иванов, Никита Андреевич, 2017 год

Список литературы

1. Афанасьева Е.Ю., Евдокимов И.А., Аполлонова О.В., Канюкова В.Д., Лиханский В.В. Сорокин А.А. "Моделирование выхода продуктов деления из и02-топлива в условиях разгерметизации" Тр. конф. МАЯТ-ОФИЭ, Агой, 3-7 октября 2006. ВАНТ - Материаловедение и новые материалы, 2006.

2. Бромирский И.А., Акимов В.В., Кушманов С.А., Васильченко И.Н. «Разработка и модернизация СИР ТВС для ВВЭР-1000», Годовой отчет ОКБ ГИДРОПРЕСС, 2010, с.69-72.

3. Васильченко И.Н. «ТВС-2 для ВВЭР-1000. Состояние, опыт эксплуатации и перспективы развития», Болгаро-российский научно-технический семинар по опыту эксплуатации и внедрения топлива ВВЭР нового поколения, г.Несебыр, 29.09-03.10.2008

4. Горобцов Л.И., Быков В.И. «Использование данных по активности ИРГ в теплоносителе 1-го контура реакторных установок с ВВЭР при контроле второго физического барьера» 13-я отраслевая конференция молодых специалистов, ОКБ ГИДРОПРЕСС, г. Подольск, март 2011.

5. ГОСТ 28506-90. Методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющихся элементов. - М.: Изд-во стандартов, 1990.

6. Горский В.В. "Оборудование для неразрушающего контроля облученных твэлов и ТВС реакторов PWR и BWR в бассейнах-хранилищах АЭС", Атомная техника за рубежом, 1983г, N 6, стр.3-11.

7. Добров Б.В., Канюкова В.Д., Курчатов С.Ю., Лиханский В.В., Хоружий О.В., «Моделирование эффекта "радиационного запирания" межзеренной границы и его влияния на выход газовых продуктов деления из и02», Атомная энергия, 2000, Т.88, Вып.6, с.445-453.

8. Займовский А.С., Калашников В.В., Головин И.С. «Тепловыделяющие элементы атомных реакторов», Атомиздат, Москва, 1966.

9. Зборовский В.Г., Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Афанасьева Е.Ю., Ефремов Н.М., Кириленко Д.А. Моделирование выноса радионуклидов при

контроле герметичности тепловыделяющих элементов на остановленном реакторе. //Мат. Моделирование. 2011. Т. 23. №7. С. 145-160.

10. Иванов Н.А., Бромирский И.А., Акимов В.В., Кушманов С.А., Васильченко И.Н. «Разработка стенда инспекции и ремонта ТВС для проекта ВВЭР-ТОИ», Годовой отчет ОКБ ГИДРОПРЕСС, 2013, с.72-76.

11. Иванов Н.А., Лиханский В.В., Евдокимов И.А. и др. «Развитие критериев отказа ТВС для топлива АЭС-2006» Доклад на совещании-семинаре по методикам КГО твэлов ВВЭР на работающем и остановленном реакторе, Троицк, 2-3 марта 2011г.

12. Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Сорокин А.А., Канюкова В.Д., Зборовский В.Г., Угрюмов А.В., Рябинин Ю А., Терещенко А. Б., Кравченко Ю.Н., Горобцов Л.И., Голубев Е. И., Бондаренко А.В. Создание компьютерной системы по сопровождению эксплуатации ядерного топлива на энергоблоках ВВЭР-1000. Ядерная физика и инжиниринг, 2010, т.5, стр. 420-429.

13. Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Сорокин А.А. и др. «Верификационный отчет по коду РТОП-СА (расширенная версия)», Отчет ГНЦ РФ ТРИНИТИ № 10/НИР-6224 от 08.06.07, 2007.

14. Лиханский В.В., Ефремов Н.М., Кириленко Д.А., Евдокимов И.А., Зборовский В.Г., Лобков Ю.М. «Исследования по установлению критерия на размеры дефекта в ОТВС реакторов типа ВВЭР, для которых отсутствует контакт топлива с теплоносителем.» 6-я международная научно-техническая конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики", Москва, 21-23 мая 2008 г., с. 766-771.

15. Лиханский В.В., Ефремов Н.М., Кириленко Д.А. и др. Экспериментальные внереакторные исследования по моделированию процессов массопереноса для развития методик контроля герметичности оболочек твэлов реакторов ВВЭР. ВАНТ, серия: Обеспечение безопасности АЭС. Реакторные установки с ВВЭР, вып. 15, 2006 г., с. 145-157.

16. Лиханский В.В., Зборовский В.Г., Евдокимов И.А., Сорокин А.А., Иванов Н.А. «Развитие методики КГО с циклированием давления для

модернизированного топлива ВВЭР», Восьмая международная научно-техническая конференция «МНТК-2012», ОАО ВНИИАЭС, 2012.

17. Лиханский В.В., Сорокин А.А., Евдокимов И.И. и др. «Моделирование выхода продуктов деления из негерметичных твэлов ВВЭР модернизированной конструкции», VIII Российская конференция по реакторному материаловедению, ГНЦ НИИАР, г.Дмитровград, 2007.

18. Лушин В.Б., Шумеев А.И., Кушманов С.А., Васильченко И.Н. "Состояние и перспективы развития топливных кассет ВВЭР-440", Конференция НТК-2014 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, Россия, 12-13 ноября, 2014г.

19. Машиностроение. Энциклопедия / Ред.совет: Фролов К.В. (пред.) и др. М.: Машиностроение. Машиностроение ядерной техники. Т.1У-25. В 2-х кн. Кн.1 Адамов Е.О., Драгунов Ю.Г., Орлов В.В. и др. Под общ.ред. Адамова Е.О. 2005., c 165-170.

20. Новиков В.В. "Развитие конструкций и материалов твэл для ВВЭР", Конференция НТК-2014 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, Россия, 12-13 ноября, 2014г.

21. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций.

22. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97) Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.

23. ОСТ 95 745-2005. Отработавшие тепловыделяющие сборки ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Общие требования к поставке на заводы регенерации. Стандарт отрасли, 2006 г.

24. Павлов С.В., Ильин П.А., Смирнов В.П., Михайлов С.В., Шалагинова Т.М., «Опыт использования ультразвукового метода обнаружения негерметичных твэлов в составе ТВС ВВЭР-440 и ВВЭР-1000», Труды научно-

техн. семинара по вопросам совершенствования методов контроля герметичности оболочек твэлов ВВЭР, «Пахра», Моск. обл., 2-4 февраля 2004.

25. Перепёлкин С.О., Марков Д.В., Поленок В.С., Смирнов В.П., Смирнов А.В., «Анализ состояния негерметичных твэлов ВВЭР», отчет о НИР ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2004.

26. Поваров В.П., Терещенко А.Б., Кравченко Ю.Н., Позычанюк И.В., Горобцов Л.И., Голубев Е.И., Быков В.И., Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Зборовский В.Г., Сорокин А.А., Канюкова В.Д., Алиев Т.Н. Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на Нововоронежской АЭС. Теплоэнергетика, 2014, №2, с. 54-64.

27. Программа БИПР-7А (версия 1.3). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ОР в ЦЭП №517 от 21.02.2002. Регистрационный номер аттестации ОР № 137 от 21.02.2002. Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности, Москва, 2002г.

28. Программа ПЕРМАК-А (версия 1.3). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ОР в ЦЭП №518 от 21.02.2002. Регистрационный номер паспорта аттестации ОР №136 от 21.02.2002. Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности, Москва, 2002г.

29. Программа РТОП-КГО. Паспорт аттестации программного средства РТОП-КГО выдан Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору Российской Федерации. Регистрационный номер №221 от 21.02.2007г.

30. Программа РТОП-СА. Паспорт аттестации программного средства РТОП-СА выдан Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору Российской Федерации. Регистрационный номер №259 от 17.03.2009г.

31. Программа RELWWER-2.0. Программное средство для расчета активности продуктов деления в технологических средах водо-водяного реактора

типа ВВЭР в нормальных режимах эксплуатации. Аттестационный паспорт № 119 от 02.03.2000. ГАН РФ, М., 2000.

32. РД ЭО 1.1.2.10.0521-2008. Типовая методика контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Сборки тепловыделяющих ядерных реакторов ВВЭР-1000. - М.: ЭНЕРГОАТОМ, 2008.

33. РД ЭО 1.1.2.10.0522-2008. Типовая методика контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Сборки тепловыделяющих ядерных реакторов ВВЭР-440. - М.: ЭНЕРГОАТОМ, 2008.

34. Шестаков Ю.М. "Изменение требований к методам КГО твэлов ВВЭР при переходе к новым видам топлива, удлиненным топливным циклам и маневренным режимам", Семинар по методикам контроля герметичности оболочек твэлов ВВЭР на работающем и остановленном реакторе, Троицк, Россия, 2-3 марта, 2011г.

35. Шестаков Ю.М. «Концепция нулевого дефекта при обращении с ядерным топливом для проекта ВВЭР ТОИ», совещание-семинар по методикам КГО ВВЭР на работающем и остановленном реакторе, Троицк, 2-3 Марта, 2011.

36. Analisys of differences in fuel safety criteria for WWER and Western PWR nuclear power plants, IAEA-TECDOC-1381, VIENNA, 2003. p 21.

37. Bournay P., «Management of Failed Fuel During Operation: French Policy and Experience», Proc. Tech. Meeting «Fuel failure in normal operation of water reactors: experience, mechanisms and management», Dimitrovgrad, Russia, 26-29 May 1992, pp.147-151.

38. Bournay P., «Management of Failed Fuel During Operation - French Policy and Experience», Proc. Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, West Palm Beach, Florida US, 17-21 April, 1994, ANS, La Grange Park, Ill., USA 1994, p. 477.

39. Boyd W.A., Miller R.W., "The BEACON On-Line Core Monitoring System: Functional Upgrades and Applications," Proc. Spec. Meet. on In-Core Instrumentation and Core Assessments, Mito-shi, Japan, 14-16 Oct., 1996, pp 2

40. Delafoy C., Dewes P., "Areva NP new UO2 fuel development and qualification for LWRs applications," Proc. Int. Meet. LWR Fuel Performance, TopFuel 2006, Salamanca, Spain, 22-26 October 2006, pp.487-491.

41. Depenchuk O.O. "Disadvantages of means and methods of fuel failure detection", IAEA Technical Meeting on Fuel Failures in Water Reactors: Causes and Mitigation, Bratislava, June 17 - 21, 2002, pp. 277-283.

42. Dumont A., «FRAGEMA Fuel Reliability: from Detection of Fuel Failures to the Feedback on Design and Fabrication», Proc. Tech. Meeting «Fuel failure in normal operation of water reactors: experience, mechanisms and management», Dimitrovgrad, Russia, 26-29 May 1992, pp.46-50.

43. Green T., Laurent M. "Examining fuel for detects", Nuclear Plant Safety, 1984, N.5, pp.16-18.

44. Killeen J.C., Turnbull J.A., "An Experimental and Theoretical Treatment

Of

of the Release of Kr from Hyper Stoichiometric Uranium Dioxide", Proc. Workshop on the Chemical Reactivity of Oxide Fuel and Fission Product Release, Gloucestershire, England, 7-9 April, 1987, p.387.

45. Kim Y.S., "Fission Gas Release From UO2+x in Defective Light Water Reactor Fuel Rods", Proc. Intern. Topical Meeting "LWR Fuel Performance", Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000.

46. Klinger W., Petit C., Willse J. "EXPERIENCE AND RELIABILITY OF FRAMATOME ANP'S PWR AND BWR FUEL" Proc. Int. Meet. Fuel failure in water reactors: Causes and mitigation, Bratislava, Slovakia, June. 17-21, 2002, pp.21-29.

47. Leuthrot C., Brissaud A., Missud J.P., «Relationships between the Characteristics of Cladding Defects and the Activity of the Primary Coolant Circuit. An Aid for the Management of Leaking Fuel Assemblies in PWR», Proc. Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Avignon, France, 21-24 April, 1991, ANS-ENS, SFEN, 1991, p.324.

48. Lidiard A.B., "Self-Diffusion of Uranium in UO2", J. Nucl. Mater., 19 (1966), p.106.

49. Likhanskii V., Evdokimov I., et. al. "Failed Fuel Diagnosis during WWER Reactor Operation using the RTOP-CA Code," Proc. 6th Int. Conf. WWER Fuel Performance "Modelling and Experimental Support", Albena, Bulgaria, Sept.19-23, 2005, paper 1.13.

50. Likhanskii V., Evdokimov I., Aliev T., et al., "Criteria for Removal of Defective Fuel Rod from Fuel Assembly under Repair without Cladding Rupture," Proceedings of WRFPM 2014 Sendai, Japan, Sep. 14-17, 2014 Paper No. 100073.

51. Likhanskii V., Evdokimov I., Khoruzhii O., Sorokin A., Novikov V. "Modeling of fission product release from defective fuel rods under WWER operation conditions and in leakage tests during refueling," Proc. of the 2004 Int. Meeting on LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004, Paper 1083, pp.798812.

52. Likhanskii V., Evdokimov I., Sorokin A., et al., "Development of Expert System for Failed Fuel Diagnosis under WWER Operation Conditions," Proc. of the Int. Meet. LWR Fuel Performance, TopFuel 2006, Salamanca, Spain, 22-26 Oct. 2006, pp.466-470.

53. Likhanskii V., Evdokimov I., Sorokin A., et al., "WWER Expert System for Fuel Failure Analysis Using Data on Primary Coolant Activity," Int. Meet. LWR Fuel Performance, TopFuel 2007, San Francisco, CA, USA, Sept. 30 - Oct. 3, 2007. Paper 1067, pp.237-244.

54. Likhanskii V., Evdokimov I., Sorokin A., Khromov A., Kanukova V., Apollonova O., Ugryumov A., "WWER Expert System for Fuel Failure Analysis Using the RTOP-CA Code," Proc. 7th Int. Conf. on WWER fuel performance, modelling and experimental support, Albena, Bulgaria, September 17-21, 2007. p.8.

55. Nuclear data section: Winendfpackage, request 2484.01 and ENDF/B-IV data libraries (includes release 5)", IAEA, 1999.

56. Parrat D., Genin J.B., Musante Y. et. al., «Failed Rod Diagnosis and Primary Circuit Contamination Level Determination Thanks to the DIADEME code», Proc. IAEA Int. Tech. Meeting on Fuel Failure in Water Reactors: Causes and Mitigation, 17-21 June 2002, Bratislava, Slovakia, pp.265-276.

57. Purdy P.L., Lewis B.J., Andrews W.S. et. al., "A Model for Oxidation and Diffusion-Based Fission Product Release under Severe Nuclear Reactor Accident Conditions", Proc. 4th Intern. Conf. CANDU Fuel, Pembroke, Canada, October 1-4, 1995, pp.5B-57.

58. Slavyagin P., "Development and Application of the Leakage Monitoring System in the Mast of the Refueling Machine at VVER-1000 Units," Russ.-Bulg. Meet. on WWER Fuel Performance, Sunny Beach, Bulgaria, 27 Sept. - 01 Oct., 2004.

59. White R., Tuker M., "A new fission-gas release model," J. Nucl. Mater., 118, 1983, p.1.

130

ПРИЛОЖЕНИЕ А Активности радионуклидов в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ТВС-2 ВВЭР-1000

§А.1. Разгерметизация твэла первого года эксплуатации

Активность 1341

Дефект расположен в верхней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 3,1м/2,94м)

хЮ®

-ВВЭР-1000

/ - АЭС-2006

' / -

у -твэл

01Л0ЖШИЯ

г -

50

100

150 200

Время, дни

250

300

350

Рис.А.1.1. ВАРИАНТ 1

«твэл со средним энергонапряжением»

Рис.А.1.2. ВАРИАНТ 2

«твэл с высоким энергонапряжением»

131

Активность I

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

Рис.А.1.3. ВАРИАНТ 1 Рис.А.1.4. ВАРИАНТ 2

х 10®

- ВВЭР-1000

- АЭС-2006 -

— твэл

отложения

1 1 1 1 1 1

50

100

150 200 250 Время, дни

300

350

Рис.А.1.5. ВАРИАНТ 1

«твэл со средним энергонапряжением»

Рис.А.1.6. ВАРИАНТ 2

«твэл с высоким энергонапряжением»

§А.2. Разгерметизация твэла второго года эксплуатации

131

Активность I

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

Рис.А.2.1. ВАРИАНТ 1

Рис.А.2.2. ВАРИАНТ 2

X 10

I 4

а M

S

g з

i 2

-ВВЭР-1000

- АЭС-2006 Л

-твэл [\ -

oí ложем ы

5 4.5 4

■é. 3.5

У

w 3

S

g 2.5

К §

i 2 <

1.5 1

0.5 0

. к 10

-ВВЭР-1000 Гх ;

- АЭС'-2006

-гвэл

отложены

0 100 200 300 400 500 600 700 Бремя, дни

Рис.А.2.3. ВАРИАНТ 1

«твэл со средним энергонапряжением»

100 200

300 400 Бремя, дни

500 600

700

Рис.А.2.4. ВАРИАНТ 2

«твэл с высоким энергонапряжением»

Суммарная активность йодов

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

X 10

2.5

& 2 ■■

рэ

¡S

g 1.5

^ 1

0.5

-ВВЭР-1000 / \

— АЭС'-2006 L4 ;

-гвэл rv:-

отложения —..........................

100 200

300 400 Бремя, дни

500 600

700

Рис.А.2.5. ВАРИАНТ 1 Рис.А.2.6. ВАРИАНТ 2

Дефект расположен в верхней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000

. к 10

2.5

US

¿1.5

3 1

0.5

ВВЭР-1000 Í \

. - АЭС-2006 \ '

-твэл

отложения

0 100 200 300 400 500 600 700 Е-ремя, дни

Рис.А.2.7. ВАРИАНТ 1

«твэл со средним энергонапряжением»

Й 2

1.5

0.5

-ВВЭР-1000 V^

- АЭС-2006 V"—■

Ü июжшш

, 1 —..........................

0 100 200 300 400 500 600 700

В-ремя, дни

Рис.А.2.8. ВАРИАНТ 2

«твэл с высоким энергонапряжением»

§А.3. Разгерметизация твэла третьего года эксплуатации

l3l

Активность l3lI

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

. X 10

* 10

Й

й 3

< 2

-ВВЭР-1000

— АЭС:-2006

-IB и 1

1

отложения

\ ,

200

400 600 В00

Б-ремя: дни

1000

1200

Рис.А.3.1. ВАРИАНТ 1

-ВВЭР-1000 ¡\

- АЭС:-2006 \ -

;

отложения

200

400 600 В00

дни

1000

1200

Рис.А.3.2. ВАРИАНТ 2

Рис.А.3.3. ВАРИАНТ 1 Рис.А.3.4. ВАРИАНТ 2

«твэл со средним энергонапряжением» «твэл с высоким энергонапряжением»

Суммарная активность йодов

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

е

о

0

к 4

1

н

^ 3 2

- ББЭР-1000

' АЭС-2006

-твэл

......топливные

отложения 1

400 600 800

Время, дни

Рис.А.3.5. ВАРИАНТ 1

к 10

г?"

-=! 2

-Р.ВЭР-1000 \

— АЭС:-2006

-твэл р.

200 400 600 800

Время, дни

Рис.А.3.6. ВАРИАНТ 2

хЮ5

-ВВЭР-1000 Г\

- АЭС-2006 IV ■

- ТВ'ЭЛ ^ :

-

200

400 600 800

Время, дни

1000

1200

Рис.А.3.7. ВАРИАНТ 1 Рис.А.3.8. ВАРИАНТ 2

«твэл со средним энергонапряжением» «твэл с высоким энергонапряжением»

§А.4. Разгерметизация твэла четвертого года эксплуатации

131

Активность I

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

18000 16000 ВВЭР-1000 / -

14000 - АЭС-2006 /

12000 /./ "

10000

8000 -

6000 -

4000 -твэл -

2000 0 отложения

..................................t.......................... ................. ..........

200

400

600 800 Время, дни

1000 1200

1400

Рис.А.4.1. ВАРИАНТ 1 Рис.А.4.2. ВАРИАНТ 2

12000

10000

8000

6000

<! 4000

2000

-ВВЭР-1000 у

- АЭС-2006 €7-

-твэл -

отложения

200 400

600 800 Бремя, дни

1000 1200 1400

Рис.А.4.3. ВАРИАНТ 1 Рис.А.4.4. ВАРИАНТ 2

«твэл со средним энергонапряжением» «твэл с высоким энергонапряжением»

Суммарная активность йодов

Дефект расположен в нижней части твэла (АЭС-2006/ВВЭР-1000 - 0,62м/0,58м)

Рис.А.4.5. ВАРИАНТ 1 Рис.А.4.6. ВАРИАНТ 2

хЮ5

-ВВЭР-1000

- АЭС-2006 -

-твэл -

отложения

200

400 600 800 Время, дни

1000 1200 1400

Рис.А.4.7. ВАРИАНТ 1 Рис.А.4.8. ВАРИАНТ 2

«твэл со средним энергонапряжением» «твэл с высоким энергонапряжением»

§Б.1. Оценка дефектности топлива 5 блока НВАЭС в период 23-й топливной кампании

Данные по параметрам работы энергоблока и активности теплоносителя в ходе 23-ей кампании на 5 блоке НВАЭС показаны на Рис.Б.1 - Б.4.

4000 3000 2000 1000 0

-4?

г h j ,f 1 v 1 ч

J 11 1

0

50 100 150 200 250 300 350 400

Время, сут

Рис.Б.1. Параметры работы энергоблока № 5 по 23-еи кампании:

- тепловая

2

мощность реактора, МВт; — - расход теплоносителя на очистку, х 10- т/ч

10

10

10

10

10

131

132

133

134

135

0 50 100 150 200 250 300 350 400

Время, сут

Рис.Б.2. Данные по активности радионуклидов йода (Бк/кг) в теплоносителе первого контура по 23-ей кампании

10

10

10

10

10

50 100 150 200 250 300 350 400

Время, сут

Рис.Б.3. Данные по активности (Бк/кг) газовых продуктов деления в теплоносителе первого контура по 23-ей кампании

10

10'

10

10'

50

100

150 200

250

300 350

400

Время, сут

Рис.Б.4. Данные по активности радионуклидов цезия (Бк/кг) в теплоносителе первого контура по 23-ей кампании

Отношение массы топливных отложений, формально рассчитанной по активности 131I, к массе отложений, рассчитанной по активности 134I, превышает значения ~ 20. Этот факт свидетельствует о наличии в активной зоне ТВС с негерметичным твэлом (в отсутствие негерметичных ТВС массы отложений, рассчитанные по активностям 131I и 134I должны совпадать с точностью до коэффициента ~ 2). Наличие в зоне дефектной ТВС подтверждает также спайк активностей радионуклидов йода и цезия при останове энергоблока на ППР (Рис.Б.2, Б.4).

Выгорание дефектного топлива может быть оценено, по спайку активностей нуклидов цезия при останове реактора (Рис. Б.4). Оценка (Рис.Б.5) дает диапазон

0

0

и 2 О

сл л О 1

60

ф 3

I £ 40

га £ о.

о Р

5 со 20

со ^

0

т 1

]

12 3 4

Т I •

' ] 1

1

2 3 4

Срок эксплуатации, лет

Рис.Б.5. Результаты оценки выгорания дефектного топлива для 23-ей кампании по спайку радионуклидов цезия: 36 - 38 МВт-сут/кги

Выгорание дефектного топлива можно также оценить по активностям газовых продуктов деления (ПД). Для этих целей используется соотношение активностей 85тКг/135Хе и 88Кг/135Хе. Данные по отношениям активностей газовых ПД в ходе 23-ей кампании представлены на Рис.Б.6.

0.4 0.3 0.2 0.1 0

• 85тКг/135Хе