ГНЦ РФ ТРИНИТИ, Москва, Россия

 

Для повышения эффективности использования ядерного топлива нужно обеспечить высокую чувствительность методик контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов в процессе эксплуатации реактора и при плановых ремонтах в период останова энергоблока. На реакторах ВВЭР методики КГО на остановленном и работающем реакторе базируются на измерениях активностей реперных радионуклидов.

До недавнего времени при КГО на работающем реакторе основные выводы о герметичности или степени негерметичности тепловыделяющих сборок (ТВС) на АЭС с ВВЭР получали по результатам измерений уровня активностей реперных изотопов йода и суммарной активности изотопов йода. Выгорание топлива в негерметичных твэлах оценивается по соотношению активностей изотопов цезия, А(Cs134)/A(Cs137) в теплоносителе первого контура. КГО на остановленном реакторе проводился в пенале системы обнаружения дефектных сборок (СОДС).

За последние годы на АЭС с ВВЭР были развиты и внедрены новые методики КГО как на работающем, так и на остановленном реакторе. К ним относится "сипинг" метод в штанге машины перегрузки и методика с "циклированием давления" в пенале СОДС. Для анализа состояния топлива при КГО на работающем реакторе были созданы и аттестованы расчетные коды, позволившие использовать дополнительные данные измерений активности радиоактивных газовых продуктов деления. Новые методики КГО позволили существенно повысить достоверность прогнозного анализа.

Для снижения затрат, связанных с неполным использованием топлива из-за разгерметизации, на АЭС с ВВЭР внедряется стенд инспекции и ремонта (СИР). На СИР имеется возможность извлечения негерметичного твэла из каркаса ТВС с заменой его стальной трубкой. После этого ТВС может снова использоваться в составе топливных загрузок. Мировой опыт показывает, что каких-либо специфических проблем при эксплуатации отремонтированных ТВС не возникает. Возможность ремонта негерметичных ТВС также востребована при отправке отработавшего топлива на длительное хранение.

В докладе рассматриваются физические основы модернизированных методик КГО на остановленном и работающем реакторе. Приводятся модели расчетных кодов РТОП-КГО и РТОП-СА, на которых базируются модернизированные методики. В докладе также описана разработанная расчетная программа для определения допустимых усилий извлечения негерметичных твэлов при ремонте ТВС на СИР. Сформулирован перечень параметров по измерениям на СИР и условиям эксплуатации ТВС, которые необходимы для проведения анализа. Описана методика обработки исходных данных с целью оценки рисков разрушения негерметичного твэла при извлечении из каркаса ТВС.

 

 

ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ИРГ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ НА НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС

Л.И. Горобцов, В.И. Быков

Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»

Г. Нововоронеж, Россия

 

Выполнение гамма-спектрометрических измерений удельной активности радионуклидов инертных радиоактивных газов (ИРГ) в технологических средах АЭС является важной задачей с точки зрения обеспечения радиационной безопасности и контроля целостности физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ. Данные по удельной активности ИРГ в теплоносителе 1-го контура являются ценным источником информации при выполнении контроля герметичности оболочек твэлов (2-го физического барьера) при работе реакторных установок (РУ) с ВВЭР на мощности. На Нововоронежской АЭС разработаны и используются в настоящее время две оригинальные методики подготовки счетных образцов (СОБ) для выполнения гамма-спектрометрического контроля удельной активности ИРГ в технологических средах АЭС.

Отбор жидкой пробы для обеих методик выполняется одинаково. Жидкая проба теплоносителя отбирается из штатной пробоотборной линии в герметичную емкость для отбора проб (ПЕ) «закрытой струей» с разбрызгиванием. При подготовке СОБ по 1-й методике используется вакуумный увод ИРГ из газового объема ПЕ. При подготовке СОБ 2‑й методике используется физический принцип совместного сжижения выделившихся в газовый объем ПЕ ИРГ вместе с атмосферным воздухом при охлаждении газовой смеси до температуры жидкого азота (криогенная конденсация).

На НВ АЭС для измерения активности ИРГ в теплоносителе 1-го контура методика с использованием криогенной конденсации используется с 2008 года, методика с вакуумным уводом ИРГ – с 2010 года. Накопленный опыт подтверждает качество полученных результатов и возможность их использования для оценки состояния 2-го физического барьера на работающей РУ. В ряде случаев именно данные по активности ИРГ в теплоносителе, полученные с помощью вышеописанных методик, позволили сделать однозначное заключение о наличии или отсутствии негерметичных твэлов в активной зоне РУ еще во время кампании энергоблока, что дало возможность оптимизировать проведение работ в период ППР.

 

 

ОПЫТ НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ДАННЫХ
ПО АКТИВНОСТИ ИРГ В ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ 1-ГО КОНТУРА ПРИ КОНТРОЛЕ СОСТОЯНИЯ 2-ГО ФИЗИЧЕСКОГО БАРЬЕРА ПРИ РАБОТЕ ЭНЕРГОБЛОКОВ
НА МОЩНОСТИ