Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Методика выявления разгерметизации твэлов по активности радионуклидов Xe во время работы реакторов ВВЭР

22.06.2018 2018 - №02 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

П.М. Калиничев И.А. Евдокимов В.В. Лиханский

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.2.10

УДК: 621.039.548

При эксплуатации ядерного топлива на АЭС возможна разгерметизация оболочек твэлов. Это может приводить к значительным финансовым потерям. Для снижения потерь важно своевременно выявлять факты разгерметизации твэлов во время работы реактора.

В настоящее время для выявления разгерметизации в стационарном режиме работы реакторов ВВЭР используют соотношение приведенных активностей 131I и 134I. Однако на основе активностей радионуклидов йода не всегда можно однозначно выявить факт разгерметизации. Такая ситуация может возникать при мелком дефекте в оболочке негерметичного твэла или при повышенном выгорании топлива, если дефект перекрывается поверхностью топливной таблетки. В этом случае основной вклад в активности радионуклидов йода могут вносить топливные отложения, и разгерметизация может быть незаметной на уровне фоновой активности.

В работе предложена методика для выявления разгерметизации твэлов по активности инертных радиоактивных газов в первом контуре реактора ВВЭР. Показано, что активности инертных радиоактивных газов могут быть более надежным индикатором разгерметизации, чем активности реперных радионуклидов йода. Предложенный критерий выявления разгерметизации основан на анализе соотношения активностей 133Xe и 135Xe. Приведены примеры практического применения разработанной методики.

Ссылки

  1. Shumkova N. Yu., Bykov O.V., Belousova L.P. Ukrainian WWER-type NPP units. Results of cladding tightness inspection. – IAEA-TECDOC-1345. – 2003. – PP. 77-86.
  2. Burman D.L. Development of a coolant activity evaluation model & related application experience. Proc. Int. Top. Mtg «LWR Fuel Performance». – Paris, 1991. – Vol. 1. – P. 363.
  3. Beyer C.E. An analytical model for estimating the number and size of defected fuel rods in an operating reactor. Proc. Int. Top. Mtg «LWR Fuel Performance». –Paris, 1991. – Vol. 2. – P. 437.
  4. Parrat D., Genin G.B., Musante Y., Petit C., Harrer J. Failed rod diagnosis and primary circuit contamination level determination, thanks to the DIADEME code. – IAEA-TECDOC-1345. – 2003. – PP. 265-276.
  5. ElJaby A. et al. A General Model for Predicting Coolant Activity Behaviour for Fuel-failure Monitoring Analysis. // J. Nucl. Mater. – 2010. – Vol. 399. – PP. 87-100.
  6. Likhanskii V. et al. Modelling of Fission Product Release from Defective Fuel under WWER Operation Conditions and in Leakage Tests During Refuelling. Proc. Int. Top. Mtg «LWR Fuel Performance». – Florida, 2004. – PP. 798-812.
  7. Oliver Lena et al. Fission product analysis using the FPA code. Proc. Int. Westhinghouse Electric Sweden AB. – 2017. – PP. 2-3.
  8. Slavyagin P., Lusanova L., Miglo V. Fuel failure diagnostics in normal operation of nuclear power plants with WWER-type reactors. – IAEA-TECDOC-1345. – 2003. – PP. 303-315.
  9. 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. – М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2016. – С. 28-34.
  10. Review of fuel failures in water cooled reactors in 2006-2015. // The IAEA nuclear energy series. – 2018. – PP. 43-45.
  11. Slavyagin P., Lusanova L., Miglo V. Regulation of the fission product activity in the primary coolant and assessment of defective fuel rod characteristics in steady state WWER-type reactor operation. – IAEA-TECDOC-1345. – 2003. – PP. 326-337.
  12. Wise C. The transport of short-lived fission products close to the fuel surface. // J. Nucl. Mater. – 1988. – Vol. 152. – PP. 102-113.
  13. White R.J. The fractal nature of the surface of uranium dioxide: a resolution of short-lived/stable gas release dichotomy. // J. Nucl. Mater. – 2001. – Vol. 295. – PP. 133-148.
  14. Olander D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements. – Department of nuclear engineering University of California, Berkeley, 1976. – 624 p.
  15. Wise C. Recoil release of fission products from nuclear fuel. // J. Nucl. Mater. – 1985. – Vol. 136. – PP. 30-47.
  16. Turnbull J.A. and Friskney C.A. The diffusion coefficients of gaseous and volatile species during the irradiation of uranium dioxide. // J. Nucl. Mater. – 1982. – Vol. 107. – PP. 168-184.
  17. Rossiter G., White R. The Fission Gas Diffusion Coefficient in Irradiated Oxide Fuel: An Analysis of Current Experimental Data. Proc. Enlarged Halden Programme Group Meeting, Storefjell, 2002.
  18. Tasaka K. et al. JNDC nuclear data library of fission products; ver. 2. // JAERI. 1990. – No. 1320. – PP. 92-96.

ВВЭР твэл разгерметизация продукты деления методика активность теплоносителя радионуклиды йода инертные радиоактивные газы