Разработка методов оценки состояния топлива по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура во время работы энергетических ядерных реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Калиничев Петр Михайлович

• Калиничев Петр Михайлович
• кандидат наук
• 2026

Оглавление диссертации кандидат наук Калиничев Петр Михайлович

Введение

Глава 1. Обзор текущего состояния исследований в области КГО на работающем реакторе и обобщение основных используемых моделей

1.1 Проблемы эксплуатации, связанные с разгерметизацией твэлов на АЭС

1.2 Основные результаты проектов по движению к нулевому отказу

1.3 Задачи мониторинга активности теплоносителя в первом контуре реакторов ВВЭР

1.4 Типовые методы выявления разгерметизации и их ограничения

1.5 Проблемы выявления выноса топлива из негерметичных твэлов во время работы реактора

1.6 Актуальные задачи, решаемые в рамках диссертационной работы

Глава 2. Разработка методики выявления разгерметизации твэлов по активности радионуклидов ксенона во время работы реактора

2.1 Поведение активности радионуклидов ксенона при отсутствии негерметичных твэлов в реакторе

2.2 Методика выявления разгерметизации по активности радионуклидов ксенона

2.3 Ограничения методики

2.4 Примеры применения методики

Глава 3. Алгоритм автоматизации методики выявления разгерметизации твэлов

3.1 Поиск статистически значимого превышения порогового значения для отношения двух случайных величин

3.2 Поиск ступенчатого изменения активности

3.3 Алгоритм анализа данных по кампании

3.4 Программная реализация алгоритма

3.5 Примеры применения алгоритма

Глава 4. Разработка методики выявления выноса топлива из негерметичных твэлов во время работы реактора

4.1 Построение методики для выявления выноса топлива

4.2 Примеры применения методики на АЭС с ВВЭР-1000

4.3 Некоторые ограничения методики

Заключение

Список сокращений

Список литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методов оценки состояния топлива по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура во время работы энергетических ядерных реакторов»

Введение

Актуальность. В настоящее время в России одним из ключевых несырьевых видов экспорта на мировые рынки является экспорт АЭС на основе технологий ВВЭР [1]. Ожидается, что ВВЭР будут основой российского высокотехнологического экспорта в ближайшей и среднесрочной перспективе. Для этого, в том числе, необходимо обеспечить соответствие технологий ВВЭР растущим требованиям радиационной безопасности.

При эксплуатации ядерного топлива на АЭС возможна разгерметизация оболочек твэлов. Разгерметизации могут приводить к росту активности теплоносителя первого контура, повышению дозовых нагрузок на персонал, увеличению объема жидких радиоактивных отходов и необходимости проведения дополнительных операций для поиска и замены ТВС с негерметичными твэламиа. Это сопровождается значительными финансовыми потерями. Для обеспечения радиационной безопасности энергоблоков и снижения негативных последствий разгерметизаций проводят контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов во время работы реактора [2 - 8]. Для этого анализируются активности реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура. Первичной задачей КГО является своевременное выявление фактов разгерметизации твэлов. При КГО также оценивают характеристики негерметичных твэлов: мощность, выгорание, степень повреждения оболочки (размер сквозного дефекта).

Одним из возможных и наиболее серьезных последствий разгерметизации является вымывание топливной композиции из негерметичного твэла в теплоноситель. Радиационные последствия выноса топлива могут сохраняться на энергоблоке в виде высокой фоновой активности долгое время - до 10 лет.

Большинство методов КГО на работающем реакторе (выявление разгерметизации, оценка степени повреждения твэлов, оценка количества

а Далее для краткости вместо «ТВС с негерметичными твэлами» употребляется часто используемый в атомной отрасли термин «негерметичная ТВС».

топливных отложений) для ВВЭР основаны на анализе активности радионуклидов йода (1311 - 1351) в теплоносителе первого контура. Соответствующие методики [2] были разработаны в 80-е годы и с тех пор, по существу, не обновлялись.

Однако с началом внедрения новых типов ядерного топлива и новых топливных циклов с 2000-х годов типовые методы КГО на работающем реакторе ВВЭР не всегда дают корректные оценки состояния топлива. Известны примеры, когда не удавалось своевременно обнаружить разгерметизацию и оценить степень повреждения оболочки негерметичных твэлов. Имеются проблемы с обнаружением фактов выноса топливной композиции из негерметичных твэлов в теплоноситель. Поэтому задача о разработке новых методик для повышения надежности КГО на работающем реакторе является актуальной.

Для решения задач КГО в разных странах разрабатываются программные средства, помогающие специалистам и экспертам обрабатывать результаты измерения активности теплоносителя на АЭС. Планы по увеличению на мировом рынке доли российского ядерного топлива делают актуальным создание отечественных компьютерных программ, которые автоматизируют применение на практике современных методик для решения задач КГО.

В диссертации разработаны две новые методики КГО на работающем реакторе. Предложен алгоритм автоматизации для одной из этих методик.

Объект исследования. Активность реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура реакторов ВВЭР.

Предмет исследования. Закономерности поведения активности продуктов деления в теплоносителе первого контура во время работы реактора при отсутствии и при наличии негерметичных твэлов в активной зоне.

Цели и результаты работы. Целью работы являлась разработка новых методик, позволяющих повысить надежность и информативность КГО во время работы реактора. Основные результаты состоят в следующем.

Предложена новая методика для выявления разгерметизации твэлов по активности радионуклидов ксенона в первом контуре реактора ВВЭР. Методика

успешно валидирована на эксплуатационных данных действующих АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

На основе предложенной методики и с использованием статистических методов обработки данных разработан алгоритм, позволяющий автоматизировать выявление разгерметизации твэлов во время работы реактора ВВЭР.

Предложена методика, позволяющая выявлять случаи выноса топливных частиц из негерметичных твэлов в теплоносительа. Методика успешно валидирована на данных измерения активности теплоносителя первого контура на действующих АЭС с привлечением данных послереакторных исследований ТВС в ГНЦ НИИАР.

Новизна работы обусловлена:

- развитием двух новых методов КГО на работающем реакторе, основанных на новых подходах к анализу поведения продуктов деления в теплоносителе первого контура;

- расширением спектра вопросов, решаемых с помощью разрабатываемых методов, в части сопровождения эксплуатации РУ и обращения с ТВС при разгерметизации твэлов.

Новизна разработанных методик для анализа активности теплоносителя первого контура во время работы реактора состоит, во-первых, в использовании данных по активности инертных радиоактивных газов. Практика анализа данных по инертным радиоактивным газам широко применяется при оценках состояния топлива на энергоблоках PWR и BWR [3, 9]. На РУ ВВЭР использование данных по активности радионуклидов Хе в настоящее время не регламентировано и на постоянной основе не практикуется. Это отчасти связано с тем, что при пробоотборе часть газов, растворенных в теплоносителе, теряется. В результате измеренная активность газов не соответствует активности в теплоносителе. Однако соотношения активностей газов могут оставаться неизменными, несмотря на

а Вынос топливной композиции из негерметичного твэла во время работы реактора является одним из наиболее серьезных возможных последствий разгерметизации.

газопотери. Анализ активности инертных газов позволяет более надежно и своевременно выявлять разгерметизацию твэлов по сравнению с методами на основе анализа активности радионуклидов йода (выход поверхностно-активного йода в теплоноситель может быть затруднен из-за адсорбции на внутренних поверхностях твэла).

Во-вторых, разработанные методики КГО основаны на модернизации моделей выхода продуктов деления из топливных отложений и поведения радионуклидов в теплоносителе первого контура. В частности, при моделировании учтены особенности изменения нуклидного состава топливных отложений в активной зоне. Это позволило создать новую методику, которая в отличие от существующего подхода [10] дает возможность выявлять ситуации, когда топливо однозначно выносится из негерметичного твэла в теплоноситель.

Практическая значимость

1. Предложенная методика выявления разгерметизации твэлов позволит повысить надежность и оперативность определения момента разгерметизации. Надежное определение момента разгерметизации необходимо для своевременного принятия решений, направленных на снижение финансовых потерь из-за разгерметизации твэлов.

Во-первых, оперативная информация о появлении в реакторе негерметичного твэла позволяет планировать режимы вывода РУ на мощность после снижения нагрузкиа. При наличии негерметичного твэла в активной зоне естественно выбрать более «мягкий» сценарий изменения мощности (с меньшими скоростями набора нагрузки).

Во-вторых, в случае необходимости мощностного маневра, если на АЭС работает несколько энергоблоков, для маневра можно выбрать реактор, на котором негерметичные твэлы отсутствуют. Как и в первом случае это позволяет снизить риски дополнительного повреждения оболочки негерметичного твэла и роста активности теплоносителя выше эксплуатационных пределов.

а Нагрузка может снижаться по диспетчерским ограничениям или из-за срабатывания автоматики.

В-третьих, некоторые эксплуатирующие организации, если в реакторе обнаружено появление негерметичного твэла, сразу активируют «план действий при разгерметизации». План может включать, например, повышение частоты пробоотбора для мониторинга изменений активности теплоносителя и возможных спайк-эффектов, дополнительные мероприятия для оценки параметров негерметичных твэлова. Одной из целей проводимых мероприятий является сокращение времени на обнаружение всех негерметичных ТВС при КГО по завершении кампании. За счет сокращения процедур КГО возможно снижение сроков планово-предупредительного ремонта (ППР).

В-четвертых, своевременное получение информации о произошедшей разгерметизации позволяет заранее планировать длительность простоя РУ при ППР с учетом необходимости проведения КГО на остановленном реакторе. Для некоторых эксплуатирующих организаций это позволяет избежать штрафов, если диспетчерские службы слишком поздно уведомляются о задержке начала следующей кампании.

В-пятых, надежное и оперативное выявление разгерметизации снижает риск пропустить негерметичную ТВС во время ППР. Дело в том, что в некоторых странах допускается не проводить ни сипинг-КГО в штанге перегрузочной машины, ни пенальный КГО во время ППР, если при работе реактора на мощности не было признаков разгерметизации. При этом, если твэл разгерметизируется незадолго до конца кампании, и это вовремя не обнаруживается, возможна загрузка негерметичной ТВС в реактор для эксплуатации в ходе следующей кампании. Длительная эксплуатация негерметичной ТВС повышает риск образования крупных вторичных дефектов в оболочке негерметичного твэла с последующим ростом активности до эксплуатационных пределов.

а В технической литературе обсуждаются не только «пассивные», но и «активные» меры реагирования на оперативную информацию о случившейся разгерметизации. Одним из предложений является кратковременный сброс мощности с последующим «аккуратным» возобновлением работы РУ. Полагается, что заполнение негерметичного твэла водой при сбросе мощности может предотвратить сильную деградацию состояния негерметичного твэла и последующий резкий рост активности теплоносителя [11].

Наконец, информацию о моменте разгерметизации следует учитывать при оценке механизма отказа топлива. Разгерметизация при изменении мощности или во время стационарной работы РУ, вообще говоря, указывает на разные механизмы повреждения оболочкиа. В настоящее время обследование негерметичных ТВС на атомных станциях с РУ ВВЭР ограничено, как правило, средствами визуального наружного осмотра. Количество послереакторных исследований негерметичных ТВС в горячих камерах относительно невелико. При этом любая, даже косвенная информация о возможных причинах разгерметизации должна анализироваться и приниматься к сведению для выработки мероприятий по снижению числа отказов топлива.

2. Автоматизация обработки данных АЭС по разработанной методике позволит выявлять разгерметизацию твэлов в течение топливных кампаний в режиме, близком к режиму реального времени. Интеграция компьютерной программы с системой автономного мониторинга активности снизит трудозатраты персонала АЭС. Также это снизит риск ошибок, связанных с «человеческим фактором», которые неизбежно возникают при ручной обработке данных.

3. Предложенная методика для выявления выноса топлива из негерметичных твэлов дает информацию о степени повреждения оболочки негерметичного твэла. Это важно учитывать при принятии решений о дальнейшем обращении с ТВС после выгрузки из реактора по следующим причинам:

а) Установленный факт выноса топлива накладывает ограничения на условия промежуточного хранения ТВС на атомной станции. Тепловыделяющие сборки, из поврежденных твэлов которых выносилось топливо, в обязательном порядке необходимо размещать в гермопеналах бассейна выдержки.

б) Возможны дополнительные ограничения на вывоз этих ТВС с атомной станции на переработку или длительное хранение.

а Например, в переходных режимах по мощности на реакторах РЖЯ и ВЖЯ задокументированы случаи разгерметизации твэлов из-за взаимодействия топливных таблеток с оболочкой. Разгерметизация оболочек твэлов вследствие повреждения посторонними предметами возможна и при стационарной работе реактора.

в) Ряд эксплуатирующих организаций за рубежом использует технологии ремонта: в условиях атомной станции негерметичный твэл извлекается из ТВС и заменяется трубкой-вытеснителем. Стенды инспекции и ремонта включены в проект современных реакторов ВВЭР-1200/1300. Вывод о выносе топлива в ходе кампании можно использовать как критерий целесообразности ремонта негерметичной ТВС. Существуют большие риски, что негерметичный твэл, из которого выносилось топливо, при извлечении из ТВС может быть разрушен.

Разработанные методики выявления разгерметизации и выявления выноса топлива из негерметичных твэлов используются в рамках работ, проводимых российским поставщиком ядерного топлива АО «ТВЭЛ» по сопровождению эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР за рубежом.

На защиту выносятся:

1. Методика выявления разгерметизации твэлов по соотношению активностей радионуклидов Хе в теплоносителе первого контура во время работы реактора.

2. Алгоритм автоматического выявления разгерметизации по активности радионуклидов Xe.

3. Методика выявления выноса топлива из негерметичных твэлов по активности 1341

Методы, используемые при проведении исследования

В проведенных исследованиях применялись теоретические и расчетные методы. Результаты исследований сопоставлялись с эксплуатационными данными АЭС и результатами послереакторных исследований ТВС ВВЭР-1000.

Личное участие автора

Автором получены аналитические выражения для отношения активностей 133Xe и 135Xe в теплоносителе первого контура во время работы реактора при отсутствии негерметичных твэлов в активной зоне. Показано, что эта величина ограничена сверху. Оценка сверху отношения активностей 133Xe и 135Xe в разных условиях эксплуатации использована для построения критериальных пороговых кривых. На основе проведенного анализа предложена методика выявления

разгерметизации для реакторов ВВЭР. С участием автора предложен алгоритм автоматизации данной методики. Построен пример программной реализации данного алгоритма. Методика апробирована на эксплуатационных данных действующих АЭС.

При участии автора проанализированы процессы, определяющие изменение нуклидного состава топливных отложений на поверхности оболочек твэлов. Рассчитаны скорости роста активности короткоживущих продуктов деления в ходе кампании, которые свидетельствуют о выносе топливных частиц из негерметичных твэлов. Полученный критерий выноса топлива апробирован на эксплуатационных данных АЭС и результатах послереакторных исследований.

Подготовка основных публикаций проводилась с соавторами.

Степень достоверности результатов обеспечивалась путем сопоставления результатов расчетно-теоретических исследований с экспериментальными данными. Результаты анализа эксплуатационных данных по разработанным методикам согласуются с результатами КГО после останова РУ, данными осмотра негерметичных ТВС после выгрузки из реактора и результатами послереакторных исследований ТВС.

Апробация

Основные положения диссертационной работы докладывались на международных научных конференциях и публиковались в рецензируемых научных журналах. Всего было опубликовано 18 работ. Из них 5 в рецензируемых журналах «Известия Вузов. Ядерная Энергетика», «Journal of nuclear materials» и «Nuclear energy and technology». Результаты исследований докладывались на следующих конференциях и семинарах:

«Operation of Russian Fuel in WWER NPPs: experience, analyses, perspectives» (Чехия, 2018), «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Россия, 2018), "WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support" (Болгария, 2019), «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Россия, 2019), «Конференция по реакторному материаловедению» (Россия, 2019), «IAEA Technical Meeting on Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experience,

Causes and Mitigation» (Austria, 2020), «Ломоносов-2021» (Россия, 2021), Семинар АО «ТВЭЛ» по опыту эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР (Болгария, 2021), XXVIII ежегодный научно-технический международный семинар «Спектрометрический анализ. Аппаратура и обработка данных» (Обнинск, 2023), конф. «Реакторные материалы атомной энергетики» (Екатеринбург, 2023), конф. «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения» (Димитровград, 2023), конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2024), конф. «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (Сочи 2024).

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, разбитых на разделы, заключения и библиографии. Общий объем диссертации составляет 117 страниц и 65 рисунков. Библиография содержит 53 наименования, в число которых включены 8 работ автора диссертации.

Глава 1. Обзор текущего состояния исследований в области КГО на работающем реакторе и обобщение основных используемых моделей

1.1 Проблемы эксплуатации, связанные с разгерметизацией твэлов

на АЭС

Безопасность АЭС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации глубокоэшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности. Одним из таких барьеров является герметичная оболочка твэла. В случае разгерметизации твэла этот барьер нарушается (рисунок 1). При этом продукты деления, накопленные под оболочкой негерметичного твэла, выходят в теплоноситель. В нормальных условиях эксплуатации это приводит к увеличению дозовых нагрузок на персонал атомной станции. В аварийных условиях количество разгерметизаций может увеличиваться, и значительное количество продуктов деления может попадать в окружающую среду.

Рисунок 1 - Примеры сквозных повреждений оболочек твэлов [9]

Разгерметизация может приводить к значительным финансовым потерям:

— Снижение энерговыработки является наиболее значимым с точки зрения финансов последствием разгерметизации. Разгерметизация твэлов может привести к удлинению планового ремонта из-за необходимости проведения КГО твэлов на остановленной РУ, дополнительной инспекции ТВС, поиска ТВС на замену негерметичной ТВС или ремонта негерметичной ТВС. Для предупреждения облучения персонала может потребоваться отсрочка разуплотнения реактора, дополнительная очистка теплоносителя первого контура и воздуха на рабочих местах вследствие значительного поступления продуктов деления, радионуклидов ИРГ и йодов, из-под оболочек негерметичных твэлов при останове РУ для проведения планового ремонта. Во многих случаях при наличии негерметичных твэлов в составе эксплуатируемой топливной загрузки накладываются ограничения на скорость изменения мощности РУ для предупреждения развития сквозных повреждений оболочек твэлов [9] и образования новых дефектов. В случае превышения эксплуатационного предела по активности теплоносителя РУ может быть переведена на работу на пониженной мощности или внепланово остановлена.

— Необходимость проведения дополнительных мероприятий на АЭС в случае разгерметизации также является значимым фактором потерь. Разгерметизация твэлов приводит к необходимости увеличения частоты отбора проб теплоносителя первого контура во время работы РУ и при останове. Требуется проведение КГО твэлов на остановленной РУ. Кроме того, негерметичные ТВС выгружают из активной зоны и заменяют в составе топливной загрузки свежими или частично выгоревшими ТВС, которые находятся на хранении в приреакторном бассейне выдержки (БВ) ОЯТ. Выгружаемые досрочно ТВС могут обладать заметной остаточной стоимостью. Изменения состава ТВС в активной зоне приводят к необходимости перерасчета топливной загрузки. Отсутствие адекватной замены негерметичной ТВС может привести к снижению эффективности использования ядерного топлива. Для ТВС с негерметичными твэлами могут потребоваться особые условия хранения в БВ. Например, целесообразно устанавливать данные ТВС в пеналы герметичные (гермопеналы).

Кроме того, к дополнительным расходам приводит выявление причин разгерметизации, включая послереакторные исследования ТВС в горячих камерах, разработку и реализацию других корректирующих мероприятий.

- Разгерметизация твэлов также повышает расходы на эксплуатацию АЭС. Повышенная активность теплоносителя первого контура приводит к увеличению объема радиоактивных отходов, в результате чего растёт стоимость их утилизации, повышаются затраты на ионообменные фильтры, обслуживание систем СВО и выпарных аппаратов. В случае вымывания топлива из негерметичных твэлов происходит загрязнение контуров РУ альфа-излучающими радионуклидами. Разгерметизация твэлов способствует увеличению дозовой нагрузки на персонал.

Для смягчения последствий разгерметизации проводится КГО на работающем реакторе. Основными задачами КГО на работающем реакторе являются:

- контроль соблюдения эксплуатационных пределов повреждения твэлов;

- установление факта разгерметизации твэлов в составе эксплуатируемой топливной загрузки;

- оценка состояния негерметичных твэлов в активной зоне (число и тип дефектов, наличие вымывания топлива и др.);

- анализ параметров работы РУ, влияющих на уровни удельных активностей реперных радионуклидов (мощность РУ, ВХР, режим работы СВО и др.);

- подготовка информации, необходимой для принятия решений и выработки рекомендуемых действий при эксплуатации АЭС;

- выпуск заключения о необходимости проведения КГО на остановленной

РУ.

1.2 Основные результаты проектов по движению к нулевому отказу

Для повышения радиационной безопасности АЭС и снижения экономических потерь, связанных с отказами ТВС на энергоблоках ВВЭР-1000, топливной компанией АО «ТВЭЛ» в 2012 г. был инициирован международный проект «Нулевой уровень отказа (НУО)» ядерного топлива [1]. К отказам в рамках проекта НУО относят разгерметизацию одного или нескольких твэлов в ТВС, изменение геометрической формы ТВС свыше проектных пределов или механическое повреждение ТВС. Наибольшее количество отказов топлива ВВЭР в настоящее время происходит в результате разгерметизации твэлов во время эксплуатации. Проекты по повышению эксплуатационной надежности ядерного топлива ведутся и для реакторов PWR, BWR за рубежом [12-13].

Для снижения количества отказов анализировались в том числе механизмы разгерметизации на разных энергоблоках. На рисунке 2 показаны доли различных механизмов отказа на реакторах PWR в периоды 2006-2010 и 2011-2015 гг. На рисунке 3 показана аналогичная диаграмма за 2016-2020 гг. [14]. Из данных диаграмм видно, что основным механизмом разгерметизации на блоках PWR являлся фреттинг-износ оболочки. Также в период 2006-2010 часть разгерметизаций происходила из-за взаимодействия топлива с оболочкой, однако после 2011 года этот механизм удалось исключить за счет изменения структуры топливных таблеток. Данного результата удалось достичь с помощью послереакторных исследований и регулярной инспекции ТВС на стендах инспекции и ремонта (СИР).

В последние годы ведущие поставщики ядерного топлива и эксплуатирующие организации приложили значительные усилия для повышения эксплуатационной надежности топлива. На рисунке 4 в качестве примера показаны результаты движения к нулевому уровню отказов в США за период 2006-2015 г. Из рисунка видно, что количество отказов за данный период заметно снизилось.

На рисунке 5 показана динамика частоты отказов на блоках PWR до 2020 года. Из данной диаграммы следует, что частота отказов твэлов за указанный период уменьшилась более чем в 10 раз.

Рисунок 2 - Доля механизмов разгерметизации на PWR за периоды 2006-2010 и 2011-2015 гг.

[13]

Рисунок 3 - Доля механизмов разгерметизации на PWR за период 2016-2020 гг. [14]

Движение к нулевому уровню отказов топлива в США

изизизизг^г^г^г^ооооооооа^а^а^а^оооо^'Н'Н'Нгчгчгчгчгпгпгпгп^^^ ■ 1111111111111111

100 90 80 70

-Р 60

50 40 30

Н- 20 10 0

■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■ ■

о. -

ш ш д оо О 2

о. -

0) <и оо О

.

ш ш д оо О 2

.

оо О

с о. з ш

00

ф П5 §

о 5 =

Рисунок 4 - Динамика относительной доли блоков, «чистых» несколько лет подряд в США [13]

Рисунок 5 - Динамика частоты отказов на блоках PWR до 2020 года [14]

Таким образом, в результате проектов НУО для ряда атомных станций, в том числе для некоторой группы РУ ВВЭР-1000, были достигнуты высокие показатели эксплуатационной надежности. Тем не менее, международный опыт показывает,

что совсем исключить разгерметизацию твэлов на АЭС (при разумном уровне затрат) не представляется возможным.

Кроме того, опыт эксплуатации АЭС в разных странах показывает, что постепенно вносимые изменения в условия эксплуатации или в конструкцию ТВС могут иметь накопительный эффект, приводя иногда к возникновению новых механизмов разгерметизации твэлов и росту частоты отказов. Например, для «толерантного» топлива рассматриваются варианты керамических или тонкостенных стальных оболочек. При этом нарушение герметичности твэлов может возникать вследствие хрупкости, пористости и склонности керамики к растрескиванию, из-за радиационного охрупчивания ряда сплавов и фреттинг-износа тонкостенных оболочек из стали.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Калиничев Петр Михайлович, 2026 год

Список литературы

1 Dolgov, A.B. VVER nuclear fuel. Development and prospects. /A.B. Dolgov // Proc. 12th Int. Conf. on WWER fuel performance, modelling and experimental support, Nesebar, Bulgaria, September 18-22, 2017.

2 Slavyagin, P.D. Fuel failure diagnostics in normal operation of nuclear power plants with WWER-type reactors. / P.D. Slavyagin, L.M. Lusanova, V.N. Miglo // IAEA-TECDOC-1345, 2003, pp. 303-315.

3 Parrat, D. Failed rod diagnosis and primary circuit contamination level determination, thanks to the DIADEME code. / D. Parrat, G.B. Genin, Y. Musante, C. Petit, A. Harrer // IAEA-TECDOC-1345, 2003, pp. 265-276.

4 EL-Jaby, A. A General Model for Predicting Coolant Activity Behaviour for Fuel-failure Monitoring Analysis. / A. EL-Jaby, B.J. Lewis [et al.] // J. Nucl. Mater., Vol. 399 ,2010, pp. 87-100.

5 Likhanskii, V.V. Modelling of Fission Product Release from Defective Fuel under WWER Operation Conditions and in Leakage Tests During Refuelling. / V.V. Likhanskii, , I.A. Evdokimov [et al.] // [Proc. Int. Top. Mtg LWR Fuel Performance], Florida, 2004. , pp. 798-812.

6 Oliver, L. Fission product analysis using the FPA code. / L. Oliver, P. Svensson [et al.] // Proc. 12th Int. Conf. WWER fuel performance, modelling and experimental support, Nessebar, Bulgaria, September 16-23, 2017, pp.321-324.

7 Калиничев, П.М. Развитие и применение методик контроля герметичности топлива во время работы реакторов ВВЭР / П.М. Калиничев, И. А. Евдокимов [и др.] // 11 конф. по реакторному материаловедению, ГНЦ НИИАР, 28-30 мая, 2019 г., Димитровград.

8 Lewis, B.J. Fission product release modelling for application of fuel-failure monitoring and detection - An overview. / B.J. Lewis, P.K. Chan, A. El-Jaby, F.C. Iglesias, A. Fitchett // Journal of nuclear materials, 489, 2017, pp. 64-83.

9 Alvarez, L. Review of fuel failures in water cooled reactors / L. Alvarez, T. Daniels [et al.] // IAEA Nuclear Energy Series No.NF-T-2.1, IAEA, Vienna, 2010.

10 РД ЭО 1.1.2.10.0521-2009 Сборки тепловыделяющие ядерных реакторов типа ВВЭР-1000. Типовая методика контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов с Изм. №2, АО «Концерн Росэнергоатом», 2016.

11 Wright, J. Summary of test reactor experiments to simulate secondary fuel degradation and its mitigation / J. Wright, T. Tverberg, S. Yagnik, M. Limback, D. Schrire // 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (TopFuel-2017), September 10-14, 2017, Ramada Plaza Jeju, Jeju Island, Korea.

12 Edsinger, K. Zero by 2010 and recent U.S. fuel reliability experience / K. Edsinger, B. Cheng [et al.] // Proc. Water Reactor Fuel Performance Meeting (TopFuel), Chengdu, China, Sept.11-14, 2011, paper T2-41.

13 Deshon,J. Establishing and Sustaining a Technical Program to Achieve Zero Fuel Failures / J. Deshon, K. Whiteside // (EPRI, INPO), IAEA Tech. Meet. "Achieving Zero Fuel Failure Rates: Challenges and Perspectives," Nessebar, Bulgaria, 1-2 October, 2015.

14 Na An Updates on Fuel Failure statistics /An Na // IAEA, Vienna International Centre, June 4th, 2024

15 Аттестационный паспорт программного средства RELWWER-UNI, №414 от 15.06.2017 - ФБУ «НТЦ ЯРБ», Совет по аттестации программных средств при Ростехнадзоре, 2017

16 Clink L.J. Estimating PWR fuel rod failures throughout a cycle, / L.J. Clink, H.R. Freeburn // Trans. Am. Nucl. Soc.(United States), 54 (CONF-870837), 1987

17 W. Liu Modeling axial gas transport in defective fuel rods / Liu W., Lyon W., Rashid J., Yagnik S., // Trans. Intern. Meet. "Reactor Fuel Performance" (Top Fuel), Manchester, United Kingdom, 2-6 September 2012

18 В.В Лиханский Аттестационный паспорт программного средства РТОП-СА / Лиханский В.В., Евдокимов И.А., Афанасьева Е.Ю., Курчатов С.Ю., Хоружий О.В., Сорокин А.А., Канюкова В.Д. // НТЦ ЯРБ, регистрационный

номер 258 от 17.03.2009 г.

19 P. Chatelard ASTEC V2 severe accident integral code main features, current V2.0 modelling status, perspectives / Chatelard P., Reinke N., Arndt S., Belon S., Cantrel L., Carenini L., Chevalier-Jabet K., Cousin F., Eckel J., Jacq F., Marchetto C., Mun C., Piar L.// Nuclear Engineering and Design, 272 (June 2014), pp. 119-135

20 «Аттестационный паспорт программного средства СОКРАТ/В1», НТЦ ЯРБ, регистрационный номер 275 от 13.05.2010 г.

21 Lewis B. J. Modelling of defective CANDU fuel phenomena//B.J. Lewis// J. Nucl. Mater., 590 (2024)

22 Wise, C. The transport of short-lived fission products close to the fuel surface / C. Wise// Journal of nuclear materials 152 (1988) pp. 102-113.

23 White, R.J. The fractal nature of the surface of uranium dioxide: a resolution of short-lived/stable gas release dichotomy / R.J. Wise // Journal of nuclear materials 295 (2001) pp.133-148.

24 Olander, D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements / D.R. Olander. Department of nuclear engineering University of California, Berkeley, 1976.

25 Wise, C. Recoil release of fission products from nuclear fuel / C. Wise // Journal of nuclear materials 136 (1985) pp.30-47.

26 Turnbull, J.A. The diffusion coefficients of gaseous and volatile species during the irradiation of uranium dioxide / J.A. Turnbull, C.A. Friskney // Journal of nuclear materials 107 (1982) pp.168-184.

27 Rossiter, G. The Fission Gas Diffusion Coefficient in Irradiated Oxide Fuel: An Analysis of Current Experimental Data / G. Rossiter, R. White // Proc. Enlarged Halden Programme Group Meeting, Storefjell, Gol, Norway, 8-13 September, 2002.

28 Tasaka, K. Katakura, J.; Ihara, H.; Yoshida, T.; Iijima, S.; Nakashima, R.; Nakagawa, T.; Takano, H. JNDC nuclear data library of fission products; Second version. / K. Tasaka, J. Katakura, H. Ihara, T. Yoshida, S. Iijima, R. Nakashima, T. Nakagawa, H. Takano. JAERI-1320, 1990.

29 ТМТ 1.1.3.04.1796-2020 Сборки тепловыделяющие ядерных реакторов типа ВВЭР-1200. Контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Типовая методика, АО «Концерн Росэнергоатом», 2020.

30 Dong, B. An improved method for PWR fuel failure detection using cascade-forward neural network with decision tree / B. Dong, K. Yang, W. Zhang [et al.] //, Frontiers in Energy Research, Vol. 10, March 2022.

31 Калиничев, П. М. И.А. Евдокимов и др. «Комплексная автоматизированная методика для оперативного выявления разгерметизации твэлов во время работы реакторов ВВЭР»/ П. М. Калиничев, И.А. Евдокимов [и др.] // Международный семинар по вопросам, связанным с проектированием, производством и эксплуатацией ядерного топлива для ВВЭР-1000, г. Несебр, 12-18 сентября 2021 г.

32 Kalinichev, P. M. Experience in detection of WWER fuel failures by activity of 133Xe and 135Xe during reactor operation / P. M. Kalinichev, I.A. Evdokimov, V.V. Likhanskii [et. al.] // Technical Meeting on Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experience, Causes and Mitigation, IAEA, 14-18 December 2020.

33 Alonso Pacheco, J.M. Review of fuel failures in water cooled reactors in 20062015. In addition to the IAEA energy series No. NF-T-2.1 / J.M. Alonso Pacheco, J. Armstrong, J. Bertsch [et al.] // The IAEA Nuclear Energy Series, No.NF-T-2.5, 2019.

34 Поваров, В.П. Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на Нововоронежской АЭС / В.П. Поваров, А.Б. Терещенко, Ю.Н. Кравченко, И.В. Позычанюк, Л.И. Горобцов, Е.И. Голубев, В.И. Быков, В.В. Лиханский, И.А. Евдокимов, В.Г. Зборовский, А.А. Сорокин //, Теплоэнергетика, 2014, № 2.

35 Калиничев, П.М. Методика выявления разгерметизации твэлов по активности радионуклидов Xe во время работы реакторов ВВЭР / П.М. Калиничев, И.А. Евдокимов, В.В. Лиханский // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2018, №2, с. 10-113.

36 Olsson M., "Uranium contamination of repaired fuel assemblies", 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Ramada Plaza Jeju, Jeju Island, Korea, September 10-14, 2017

37 Ingemansson, T. Assessment Of Fuel Washout In LWRs - New Methodologies / T. Ingemansson, P. Rudling, K. Lundgren // , Proc. Int. Meet. on LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

38 Hozer, Z. Simulation of leaking fuel rods in VVER reactor / Z. Hozer // Annals of Nuclear Energy, 70 (2014) 122-129.

39 Shestakov, Yu. M. Problems and perspectives of moving toward zero fuel failures and mitigation of fuel failure consequences at NPPs with WWER reactors in Russia / Yu. M. Shestakov, A.S. Semenovykh // 11th int. conf. «WWER fuel performance, modelling and experimental support» Bulgaria, Varna, September 26-October 03, 2015.

40 Kalinichev, P. M. Experience in detection of WWER fuel failures by activity of 133Xe and 135Xe during reactor operation / P. M. Kalinichev, I.A. Evdokimov, V.V. Likhanskii [et. al.] // Technical Meeting on Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experience, Causes and Mitigation, IAEA, 14-18 December 2020.

41 Евдокимов, И.А. Об особом регламенте изменения мощности РУ ВВЭР в случае разгерметизации твэлов / И.А. Евдокимов, О.В. Хоружий, А.А. Сорокин, В.В. Лиханский, Е.Ю. Афанасьева, В.Д. Канюкова, В.Г. Зборовский, К.Е. Улыбышев, А.А. Ковалишин М.Н. Лалетин // 13-ая Международная конференция «Эксплуатация, моделирование и экспериментальная поддержка топлива ВВЭР», Болгария (г. Несебр), 15 - 21 сентября 2019.

42 Галкина, Е.Д. Некоторые оценки параметров распределения Коши / Е.Д. Галкина, С.В. Лещева, Н.С. Лукичев, В.Е. Рыков. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева №3, 2015 г.

43 Ван дер Варден, Б.Л., Математическая статистика / Б.Л. Ван дер Варден. М., «ИЛ», 1960.

44 Афанасьева Е.Ю. Разработка программных средств для решения

эксплуатационных вопросов, связанных с разгерметизацией твэлов на РУ ВВЭР / Е.Ю. Афанасьева, И.А. Евдокимов, П.М. Калиничев, А.Г. Хромов, Л.А. Маслова, А. А. Сорокин, И.О. Горюшин, А.Ю. Бурцев, С.П. Золотарев, С.В. Бабкин // МНТК РЕАКТОРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, 12 -14 сентября 2023, Екатеринбург

45 Евдокимов И.А. Развитие методик и расчетных средств для сопровождения эксплуатации ядерного топлива при разгерметизации твэлов на АЭС с ВВЭР / И.А. Евдокимов, А.А. Сорокин, П.М. Калиничев, А.Г. Хромов, Е.Ю. Афанасьева, Л.А. Маслова, И.О. Горюшин, А.Ю. Бурцев, С.П. Золотарев, С.В. Бабкин // журнал ВАНТ, выпуск 5 (121), 2023, с 52-63

46 Никитин, О.Н. Закономерности изменения микроструктуры и распределения ксенона в UO2 при высоком выгорании в условиях ВВЭР: диссертация на соискание ученой степени кандидата ф-м наук: 01.04.07/ Никитин Олег Николаевич. - М.,2010. - 109 с.

47 Крюков, Ф.Н. Электронно-зондовый рентгеноспектральный микроанализ топливных композиций и оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов: диссертация на соискание ученой степени доктора ф-м наук: 01.04.07/ Крюков Федор Николаевич. - М.,2006. - 211 с.

48 Галанин, А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах / А.Д. Галанин. Изд. 2, г. Москва: Энергоатомиздат, 1989, с. 209-217.

49 Evdokimov, I. A. Detection of fuel washout from leaking fuel rods during operation of WWER power units / I. A. Evdokimov, A. G. Khromov, P. M. Kalinichev, V. V. Likhanskii, A. A. Kovalishin, M. N. Laletin, M. I. Gurevich, V. G. Zborovskii // J. Nucl. Mater., 538 (2020) pp. 152 - 205.

50 Строжук, А. В. Результаты исследования негерметичных твэлов ВВЭР-1000, проведенных в АО «ГНЦ НИИАР» в период 2016 - 2017 гг. / А. В. Строжук, Е. А. Звир, А. В. Жителев, А. А. Боков, И. Н. Волкова // 11-я МНТК, Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. Москва, АО «Концерн Росэнергоатом», 23-24 мая, 2018 г.

51 Lin, C.C. Radiochemistry in Nuclear Power Reactors / C.C. Lin. Nuclear science series, National Academy Press Washington, D.C. 1996.

52 Slavyagin, P. Regulation of the fission product activity in the primary coolant and assessment of defective fuel rod characteristics in steady state WWER-type reactor operation/ P. Slavyagin, L. Lusanova, V. Miglo // IAEA-TECDOC-1345, 2003, pp. 326337.

53 Parrat D. Behaviour of a defective MOX fuel rod in a PWR / D. Parrat, C. Leuthrot, A. Harrer, D. Dangouleme // Proc. Tech. Meet. on recycling of plutonium and uranium in water reactor fuel, Newby Bridge, Windermere, United Kingdom, 3-7 Jul 1995, IAEA TECDOC-941 (1997), pp.319-340