Размещено на http://www.allbest.ru/

1. Специальная часть

контроль герметичность теплоноситель реакторный

1.1 Анализ методов контроля герметичности оболочек твэл. Современные методы КГО на примере Sipping метода

Исследования ядерного топлива

Ядерное топливо

Типичное топливо реакторов предоставлено в виде таблеток спеченной окиси урана UO2. Маленькая по размерам топливная таблетка масса которой не превышает 15г, выделяет столько энергии, сколько мы получаем при сжигании 0,6м3 нефти.

Таблица 1.1 Основные технические и эксплуатационные характеристики комплекса кассет в составе активной зоны реактора

Характеристика	Значение
1.Общее количество кассет в активной зоне реактора, шт., из них: с СВП с ПС СУЗ 2.Масса топлива, номинальная, кг 3.Мощность тепловая, МВт 4.Продолжительность работы на номинальной мощности между перегрузками топлива (эффективное время), ч: 5.Средняя расчетная глубина выгорания в выгружаемых кассетах в режиме стационарных перегрузок, МВт·сут/т U Средний подогрев теплоносителя в реакторе при номинальных параметрах, 0С 7.Эксплуатационный предел повреждения твэлов, % не более: для твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочки для твэлов с прямым контактом топлива и теплоносителя 8.Предел безопасности эксплуатации при повреждении твэлов, % не более: для твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочки; для твэлов с прямым контактом топлива и теплоносителя	163 54 61 74249,76 3000 7000 40100 30,3 0,2 0,02 1 0,1

Топливные таблетки укладываются в длинные металлические трубки в результате чего получают тепловыделяющие элементы (твэл). твэлы объединяют в пучок и скрепляют посредством решеток. Так получают тепловыделяющие сборки (ТВС). Топливная сборка представляет собой герметичную металлическую конструкцию шестиугольной формы. ТВС, погруженные в корпус реактора, образуют активную зону реактора, где происходит цепная ядерная реакция.

Каждая ТВС работает в реакторе 4 года. Ежегодно заменяют треть или четверть ТВС активной зоны. Оставаясь в активной зоне, уран расщепляется с выделением тепловой энергии, которая используется для получения пара и выработки электроэнергии.

Причины разгерметизации оболочки твэл

Исследования отработавшего топлива в сочетании с термодинамическими расчетами многокомпонентных систем позволили следующим образом классифицировать продукты деления:

-- летучие продукты деления (Кг, Хе, Rb, Cs, Br, I, Se, Те);

-- образующие металлические фазы (Mo, Te,Ru, Pd, Ag, Cd, Zn, Sb);

-- образующие оксидные фазы (Rb, Cs, Sr, Ba, Zr, Nb, Mo);

-- растворяющиеся в виде оксидов в матрице смешанного оксидного топлива (Sr, Zr, Nb, Y, La, Се).

Анализ процессов протекающих в твэлах позволил сформулировать основные причины разгерметизации оболочки:

- коррозионное растрескивание, вызванное йодом и кадмием накапливающимся в зазоре между топливной матрицей и оболочкой;

- трение, связанное с наличием посторонних предметов в виде металлических фрагментов и трение между твэлами и дистанционирующими решетками;

- скачкообразное изменение мощности, которое приводит к механическому взаимодействию термически распирающегося топлива и оболочки за счет разной температуры оболочки твэла и топливной матрицы и существенно меньшего коэффициента термического расширения у материалов оболочки по сравнению с ядерным топливом.

Низкая температура теплоносителя и умеренная линейная мощность (около 35 кВт/м) приводят к тому, что температура в центре топливного сердечника не превышает 1200°С, в связи с чем большинство продуктов деления удерживается в топливе, хотя небольшое количество наиболее летучих продуктов деления попадает в зазор между топливом и оболочкой. При нормальных режимах эксплуатации в зазор между сердечником и оболочкой попадает менее 1% общего количества образующихся продуктов деления. В случае повышенной рабочей температуры или под воздействием переходных режимов, при скачках мощности, а также при аварийных ситуациях продукты деления поступают в зазор между оболочкой и топливом преимущественно диффузионным путем.

Эксперименты с отработанным топливом показали, что наряду с Хе и Кг столь же легко выходят из матрицы диоксид цезия, йод и теллур. Во время лабораторных экспериментов получены значения всплеска газовыделения, значительно превышающие ожидаемые при повышенной скорости диффузии. Анализ графика изменения доли выделяющихся газов при наибольшей мощности от скорости повышения температуры во время скачка мощности показал, что максимальная доля выделяющихся газов соответствует скорость повышения температуры 10°С/сек и равна - 50%.

Выгорание в тонком наружном слое велико (~100 МВт * сут/кг, при среднем по сечению выгорании 48 МВт * сут/кг). Это приводит к значительному изменению свойств наружного слоя (в том числе и по выходу газообразных продуктов деления из него). Выгорание топлива в конце работы твэла приводит к созданию промежуточной среды между топливом и оболочкой. Свойства этой среды могут значительно влиять на работоспособность твэла.

Попадание осколков деления ядерного горючего в воду первого контура приводит к значительному повышению уровня радиоактивности его оборудования и представляет большую опасность для обслуживающего персонала станции, особенно при наличии неплотностей в системе первого контура.

Радиоактивность теплоносителя первого контура определяется тремя группами изотопов:

радиоактивные продукты деления (изотопы йода, цезия, бария, лантана, стронция, нептуния и пр.);

радиоактивные продукты активации коррозии (изотопы кобальта, хрома, марганца, железа и пр.);

радиоактивные продукты активации примесей воды 1-го контура (изотопы калия, натрия, сурьмы и пр.).

Одним из определяющих компонентов, создающих высокий уровень мощности доз от оборудования первого контура, являются именно продукты деления ядерного топлива, попадающие в теплоноситель вследствие разгерметизации твэл. Дозозатраты на проведение ремонтных работ в первую очередь определяются уровнем герметичности оболочек твэл при эксплуатации энергоблока.

Появление протечек в трубной системе парогенераторов при повышенном уровне активности теплоносителя первого контура неизбежно приведет к созданию опасной радиационной обстановки в турбинном зале. Попадание радиоактивной воды на ФСД БОУ может привести к накоплению радиоактивных изотопов на ионообменных смолах и, как следствие, повышению мощности дозы от фильтров, возникновению радиоактивности регенерационных стоков, увеличению количества радиоактивных отходов. Радиоактивные изотопы йода обладают повышенной летучестью и, поэтому, при появлении протечек в парогенераторах, часть радиоактивных изотопов может попадать в окружающую среду через паровые эжектора турбины. Технологическим регламентом установлены пределы безопасной эксплуатации блока, ограничивающие его работу при повышении удельной активности изотопов йода в теплоносителе первого контура и появлении радиоактивных изотопов в рабочих средах второго контура.[7] Удельная активность суммы изотопов йода должна быть менее 5,0·10-3 Ки/л, величина протечки теплоносителя первого контура во второй не должна превышать 5,0 л/час в отдельном ПГ, удельная активность йода -131 в продувочной воде одного ПГ не должна быть более 2,0·10-8 Ки/л, объемная активность парогазовых сдувок с эжекторов турбины должна быть не более 5,0 10-8 Ки/л. Если установленные регламентом пределы не могут быть соблюдены при эксплуатации энергоблока, то реакторная установка должна быть остановлена.

При появлении в активной зоне реактора негерметичных твэл увеличивается суммарная активность выбросов через систему спецгазоочистки в венттрубу энергоблока, в том числе, радиоактивных долгоживущих изотопов йода - 131, что может вызвать превышение контрольных допустимых уровней радиационного воздействия на окружающую среду.

Вследствие этого, для недопущения установки ТВС с негерметичными твэлами в активную зону реактора, на остановленной реакторной установки, во время ППР, проводится контроль герметичности оболочек твэлов ТВС.

1.2 Характеристика существующих методов КГО твэл

КГО на работающей реакторной установке ВВЭР-1000

Цели проведения КГО на работающей реакторной установке

Контроль герметичности оболочек твэлов ТВС на работающем реакторе проводится с целью:

- раннего обнаружения и слежения за развитием появившихся дефектов в оболочках твэлов,

- оценки степени негерметичности и числа негерметичных твэлов,

- определения объема КГО твэлов на остановленном реакторе

- недопущения эксплуатации реактора при превышении пределов допустимых повреждений оболочек твэлов.

Фактически контроль герметичности оболочек твэлов ТВС на работающей реакторной установке является контролем целостности второго защитного барьера (оболочки твэла) на пути распространения накопившихся продуктов деления

Требования к контролю герметичности оболочек твэлов ТВС на работающей реакторной установке

Контроль герметичности оболочек твэлов ТВС на работающем реакторе проводится путем отбора, подготовки пробы теплоносителя первого контура и измерения удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 в теплоносителе первого контура.

Для анализа состояния оболочек твэлов дополнительно производится измерение пробы теплоносителя первого контура и определение удельной активности радионуклидов, характеризующих негерметичность оболочек твэлов (134Cs, 137Cs, 140Вa, 103Ru, 106Ru, 239Np, 133Хе, 140La, 141Ce, 144Ce), а также радионуклидов - продуктов коррозии оборудования 1-го контура (54Mn, 58Co, 60Co, 51Cr, 59Fe).

Характеристики реперных радионуклидов йода-131135 и радионуклидов, используемых для анализа состояния оболочек твэлов ТВС, представлены в таблице 1.2.

Возможность эксплуатации РУ, а также необходимость принятия оперативным персоналом АЭС мер, определяется значениями суммарной удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 в теплоносителе первого контура, пересчитанными к проектным (номинальным) параметрам РУ и связанными только с их выходом из негерметичных твэлов.

Периодичность измерения удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 в теплоносителе первого контура один раз в сутки.

Погрешность определения активности реперных радионуклидов в теплоносителе 1-го контура не должна превышать:

5% - за счет статистического характера радиоактивного распада;

15% - за счет градуировки спектрометрической установки;

10% - за счет других погрешностей.

Таким образом, суммарная погрешность не будет превышать 20%

( < 20)

Таблица 1.2 - Характеристики радионуклидов, используемых для проведения КГО на работающем и остановленном реакторе

Радионуклид	Период полураспада Т1/2	Энергия -излучения, кэВ	Квантовый выход, квантов/100распадов
131I	8.04 дня	364.5	81.24
132I	2.3 час.	667.7 772.6	98.70 720
133I	20.8 час.	530.0	0.863
134I	52.6 мин.	847.0 884.0	95.41 64.88
135I	61 час.	1260.5	28.60
134Cs	2.062 года	795.8	85.40
137Cs	30.17 лет	661.66	85.21
140Вa	12.79 сут.	537.32	24.39
103Ru	39.35 час	497.08	88.90
106Ru	368.2 сут	621.84	20.6
239Np	2.35 сут	277.60 228.18	14.1 10.72
140La	40.22 час.	15949 487.03	95.49 45.55
133Хе	5.29 сут	81.0	37.0
141Ce	32.5 сут	145.44	48.40
144Ce	284.29 сут	133.54	10.8
54Mn	312,7 сут.	834.83	99,97
51Cr	27,7 сут.	320,08	9,83
59Fe	44,63 сут.	1099,20 1291,60	56,50 43,20
58Co	70,8 сут	810,76	99,43
60Co	5,271 лет	1173,20 1332,50	100 100

Порядок проведения КГО на работающем реакторе

1 Подготовка гамма-спектрометров к эксплуатации.

2 Отбор, подготовка и измерения проб для измерений.

3 Определение активности реперных радионуклидов йода-131135, цезия-134 и цезия-137 в теплоносителе первого контура.

4 Запись в базу данных результатов измерений, мощности реактора, фиксация отклонений в работе реакторной установки и систем, связанных с 1-м контуром, за прошедшее от последнего анализа время.

5 Оценка негерметичности оболочек твэлов.

6 Выпуск Акта контроля герметичности оболочек твэлов ТВС на работающем реакторе.

Определение активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура работающей реакторной установки

Удельная активность реперных радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура работающей РУ измеряется в периоды работы РУ на постоянной мощности, когда утечка ПД из негерметичных твэлов стабилизируется после всплесков (импульсного выхода) при штатных параметрах работы системы очистки и продувки теплоносителя первого контура.

Работа РУ на постоянной мощности - это работа на заданном уровне мощности не менее 70% от номинального значения с изменениями ±5% в течение не менее 3 суток.

Утечка ПД из негерметичных твэлов считается стабильной, если значения удельной активности радионуклидов йода имеют постоянные значения в пределах погрешности измерения за период времени не менее 3 суток.

Для идентификации и расчета активности радионуклидов йода-131135 в пробах теплоносителя первого контура используются энергии гамма-излучения, указанных в таблице 1.2.

Значения удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура работающей РУ, рассчитываются по значениям активности этих радионуклидов к следующим условиям:

- на момент отбора пробы;

- номинальной тепловой мощности реактора - 3000 МВт;

- уровня расхода воды первого контура на очистку ионообменными фильтрами СВО-2 - 30 т/ч;

- коэффициента очистки теплоносителя первого контура от изотопов йода на фильтрах СВО-2 не менее 10.

Для периодов работы РУ на постоянной мощности менее 70% от номинального значения пересчет измеренных величин удельной активности реперных радионуклидов йода к номинальной мощности не проводится. Значение суммарной удельной активности реперных радионуклидов йода-131135, измеренное в периоды работы РУ на постоянной мощности менее 70%, сопоставляются с рассматриваемым регламентируемым пределом по суммарной удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 в теплоносителе первого контура для номинальной мощности.

Идентификация случаев отсутствия негерметичных твэлов в составе эксплуатируемой топливной загрузки и определение обьема проведения КГО на остановленном реакторе

Вся имеющаяся непосредственно перед остановом энергоблока на ППР информация по значениям удельной активности реперных радионуклидов йода исследуется на предмет наличия "spike-эффекта" - роста удельной активности радионуклида йода-131 в 5 и более раз после срабатывания аварийной защиты или плановых изменений мощности не менее 20 % от текущего уровня.

В случае, если в течение всего периода эксплуатации топливной загрузки "spike-эффект" не зарегистрирован, то во время останова энергоблока на ППР проводятся измерения активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура с целью регистрации наличия или отсутствия "spike-эффекта".

Регистрация наличия "spike-эффекта" при останове блока на ППР проводится путем измерения удельной активности йода-131 теплоносителя 1-го контура периодичностью каждые 2 часа в течение 48 часов с момента начала останова блока. Дополнительно регистрируются активности других ПД: 134Cs, 137Cs, 140Вa, 103Ru, 106Ru, 239Np.

В случае, если в течение всего периода эксплуатации топливной загрузки и во время останова энергоблока на ППР "spike-эффект" не зарегистрирован, то анализируются соотношения между значениями удельной активности реперных радионуклидов йода.

Для периодов работы реактора на постоянной мощности определяются средние значения так называемой нормированной удельной активности реперных радионуклидов йода по формуле:

, (1.1)

где :

- нормированное значение удельной активности i-го радионуклида йода в период

работы РУ на постоянной мощности (соответствующее среднему измеренному), Ки/кг;

Ji - количество измерений удельной активности i-го радионуклида йода в течение работы РУ на постоянной мощности;

- коэффициенты пересчета измеренных значений удельной активности к номинальной мощности РУ ВВЭР-1000, отн.ед.;

- измеренное значение удельной активности i-го радионуклида йода в теплоносителе первого контура на момент отбора пробы, Ки/кг;

i - постоянная радиоактивного распада i-го радионуклида йода, с-1.;

текущее значение постоянной выведения i-го радионуклида йода фильтрами СВО-2, при проведении j-го измерения удельной активности в теплоносителе первого контура в течение периода работы РУ на постоянной мощности, с-1;

- кумулятивный выход i-го радионуклида йода на деление одного ядра U235, отн.ед;

Если отношение A(йода-131)/ A(йода-134) 5, то в составе эксплуатировавшейся топливной загрузки негерметичные твэлы отсутствуют и КГО твэлов ТВС во время ППР не проводится.

Если отношение A(йода-131)/ A(йода-134) > 5, то в составе эксплуатировавшейся топливной загрузки могут иметься негерметичные твэлы, и решение о проведении КГО твэлов ТВС во время ППР и его объеме принимается в соответствии с требованиями:

1 Если суммарное значения удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 только за счет выхода из негерметичных твэлов в период эксплуатации топливной загрузки превышало значение 210-4 Ки/кг (20% от значения эксплуатационного предела по числу негерметичных твэлов), то проводится КГО твэлов всех ТВС, эксплуатировавшихся в составе данной топливной загрузки.

2 Если установлено, что в составе эксплуатируемой топливной загрузки имеются негерметичные твэлы, но суммарное значение удельной активности реперных радионуклидов йода-131135 за счет выхода из негерметичных твэлов за весь период эксплуатации топливной загрузки не превышало значение 210-4 Ки/кг, то является обязательным проведение КГО твэлов ТВС, выгружаемых на хранение в бассейн выдержки и оставляемых на четвертый топливный цикл.

3 КГО твэлов на остановленной РУ во время ППР не проводится ни для отработавших, ни для оставляемых для дальнейшей работы ТВС (в том числе и для оставляемых на 4 год эксплуатации), при отсутствии в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэлов.

Обзор методов КГО твэл на остановленной реакторной установке.

Все методы контроля основаны на загрузке ТВС в замкнутый объем, в который принудительно выводят продукты деления и из которого отбирают пробы для химического анализа. В зависимости от выбора среды (вода или пар), заполняющей замкнутый объем, различают "мокрый" и "сухой" способы контроля. Герметичность ТВС реакторов PWR контролируется в бассейне, а ТВС ректоров BWR, благодаря наличию у них кожуха, можно контролировать непосредственно в реакторе. При сухом способе ТВС устанавливают на дне бассейна и надевают на нее герметичный чехол, соединенный с воздушной магистралью для вытеснения воды. После саморазогрева ТВС газы из негерметичного твэла выходят под чехол, откуда и берутся пробы воздуха для анализа на содержание Хе и Кг. Достоинство сухого способа - высокая скорость саморазогрева ТВС, но сопряженная с этим опасность ограничивает его применение лишь проверкой небольших ТВС. Поэтому на АЭС широкое распространение получил мокрый способ. Различают два варианта: 1-й основан на саморазогреве, вызывающем выход из твэла газообразных продуктов деления и воды с растворенными в ней 131I, 134Cs и 137Cs. Во 2-ом - над поверхностью воды внутри чехла создается дополнительное разрежение. Иногда для ускорения процесса вызывают принудительную циркуляцию воды, омывающей твэлы, или даже применяют электрический обогрев чехла. Радиоактивность проб контролируют Ge(Li)-детектором, а при низком выгорании проводят химический анализ воды.

В ряде случаев через заполняющую чехол воду прокачивают азот, уносящий газообразные продукты деления. Контроль ведется по содержанию Хе, который присутствует в достаточном количестве, химически инертен, хорошо проникает через мелкие течи и уверенно регистрируется аппаратурой.

Для КГО и оценок количества разгерметизировавшихся твэлов в качестве реперных используются 131-135I; 133-135Хе, 88Kr. В одних физических моделях и соответствующих им математических алгоритмах в качестве основного процесса, определяющего выход йода и инертных газов из диоксида урана, предполагается диффузия, в других - существенное значение придается энергии отдачи при делении ядер урана и испарению урана в треках осколков деления.

На выход продуктов деления из негерметичных твэлов в 1-й контур помимо степени выгорания топлива и мощности твэла влияют такие факторы, как место расположения дефектов, история и длительность эксплуатации твэла до образования дефектов, наличие воды под оболочкой, взаимодействие топлива и оболочки. Один и тот же твэл с одним и тем же дефектом будет обусловливать выход радионуклидов, различающийся в 20 раз, в зависимости от места расположения твэла в активной зоне и времени разгерметизации. На достоверность оценки негерметичности твэла существенно влияет остаточное загрязнение 1-го контура топливной композицией в результате эксплуатации негерметичных твэлов. Влияние этого фактора на формирование осколочной активности теплоносителя и оценку негерметичности твэла может иметь место в течение всего периода измерений, т. к. вывод топливной композиции, вымытой из негерметичного твэла, достаточно длительный процесс.

Принятая во всем мире концепция предусматривает обеспечение эксплуатации твэла в течение всей кампании без превышения давления газа в твэле над давлением теплоносителя.

При потере герметичности внутрь твэла попадает вода, в которой растворяются продукты деления, в частности, цезий и йод, кроме того, в газосборнике могут оставаться изотопы криптона и ксенона.

Рассматривая "газовый" метод КГО с матричной структурой топлива, в идентификации дефектных твэлов путем их разогрева до температуры 1500С и измерения активности по газообразным продуктам деления. Однако контроль возможен только для ТВС с малой выдержкой, так как короткоживущих Хе и Кг, которые хорошо выходят в газовую среду, в твэлах с большой выдержкой почти нет. Наиболее информативными для контроля являются слаболетучие продукты деления цезий, церий, рутений. Эти радионуклиды, осаждаемые на поверхностях топливного сердечника, хорошо растворяются в воде и почти не выходят в газовый носитель. Исходя из этого, при выгрузке ТВС, имеющих длительную выдержку после облучения, за основу был взят "мокрый" метод контроля герметичности.

Дефектные ТВС определяются по следующей схеме. В пенал под слоем воды дистанционным ручным захватом вставляли ТВС из активной зоны, закрывали крышкой и начинали разогревать воду. После выдержки в течение некоторого времени при рабочей температуре пенал охлаждали, брали пробу воды на г - спектральный анализ, после чего ее сливали в бак выдержки или спецканализацию (при обнаружении продуктов деления).

Выход продуктов деления из матричных твэлов существенно меньше, чем обычно при контроле твэлов на основе UCX. Поэтому были проведены работы для повышения чувствительности метода. В их основу были положены следующие принципы Скорость истечения продуктов деления из топливного сердечника значительно повышается в процессе изменения температуры. При этом интенсивность утечки заметно зависит от скорости изменения температуры. Поэтому повышение чувствительности и надежности можно достичь подбором оптимальной (с точки зрения выхода продуктов деления) скорости разогрева контролируемой сборки (0,05-0,5°С/сек). Кроме того, для увеличения суммарного выхода продуктов деления из дефектных твэлов целесообразно перед измерением активности охладить разогретые сборки со скоростью 2-30 С /сек до начальной температуры. При этом достигается достаточный для уверенного детектирования выход продуктов деления и, кроме того, малый коэффициент десорбции радионуклидов с поверхности оболочек твэлов, что позволяет снизить влияние поверхностного загрязнения сборок на радиоактивность контролируемого газа.

Были отработаны две процедуры.

Идентификация выхода продуктов деления за счет цикла разогрев - охлаждение в пенале под давлением. Разогревали со скоростью 0,1°С/сек до 130-1600С , охлаждали со скоростью 5°С/сек до 40°С/сек, после чего отбирали пробу воды на анализ. Рабочее давление воды в пенале при разогреве достигало значение 0,8 МПа, что обеспечивало ее поддавливание через дефект под оболочку негерметичного твэла.

При отборе пробы происходил сброс давления в пенале и выход насыщенной продуктами деления воды из-под оболочки дефектного твэла. Время контроля 30 мин.

Использовалось кипение воды под оболочкой. Экспериментально установлено, что кипение под оболочкой значительно повышает десорбцию продуктов деления с поверхности топливного сердечника. При вскипании воды происходит выброс паровых пузырей из-под оболочки с захваченными продуктами деления. Для достижения этого эффекта была предложена следующая процедура. Сборку разогревали при повышенном давлении, что обеспечивало поддавливание воды под оболочку и предотвращало кипение воды. После разогрева перед охлаждением давление сбрасывали по линии пробоотбора ниже давления насыщения, что приводило к интенсивному вскипанию воды в пенале и под оболочкой.

При контроле по методике с кипением выход изотопов возрастал в 21 раз. Можно различить ТВС, имеющие значительное поверхностное загрязнение и дефекты.

В ФРГ коррозионное поведение оболочек твэлов реакторов PWR , изготовленных из сплава циркалой-4, контролируют путем внутриреакторных измерений толщины оксидной пленки. К настоящему времени зафиксированная максимальная толщина оксидной пленки для твэлов диаметром 9.5 мм при глубине выгорания 47 МВт*сут/кг составила около 6 мкм.

Коррозия не является, однако, единственной проблемой сплава циркалой-4 при больших глубинах выгорания. Отмечается существенное снижение пластичности сплава при выгорании больше 55МВт-сут/. Рост флюенса направляющих трубок был основным фактором, сдерживающим увеличение выгорания.

Для определения энерговыделения по длине твэла, выгорания топлива и измерения параметров столба топлива применяется у -сканирование. В качестве детекторов излучения используются ионизирующие камеры, сцинтилляционные или полупроводниковые детекторы. При измерении энерговыделения по длине твэла регистрируются активность короткоживущих продуктов деления через несколько суток после извлечения ТВС из реактора. При контроле герметичности оболочки при изготовлении твэл чаще всего используется масспектрометрический метод с использованием гелия в качестве индикаторного газа, вводимого под оболочку перед окончательной герметизацией. Для контроля обычно применяют коммерческие гелиевые течеискатели.

Твэлы с повышенным давлением гелия подвергают выборочному контролю путем прокалывания оболочки и определения количества вышедшего газа.

Известен ультразвуковой метод контроля давления газа внутри твэла. Установлено, что интенсивность прошедших через внутреннюю полость твэла (в области компенсационного объема) ультразвуковых колебаний пропорциональна квадрату давления находящегося в нем газа.

В качестве известных физических основ обнаружения разгерметизированных твэлов можно указать следующие:

-- измерение активности воды, прокачиваемой через ТВС.

На выход продуктов деления из негерметичных твэлов влияет:

а) выгорание;

б) мощность твэла;

в) место расположения дефекта;

г) история и длительность эксплуатации до образования дефекта;

д) наличие воды под оболочкой;

е) взаимодействие топлива и оболочки.

-- ультразвуковой метод.

Использование ультразвукового метода на твэлах ТВС 44-х топливных загрузок показала, что его эффективность составляет 89%. Для повышения эффективности ультразвукового метода КГО было предложено дополнить его визуальным осмотром твэла и анализом измерения активности йода.

Фирма KWU применяет ультразвуковой контроль для обнаружения негерметичных твэлов, газосборник которых заполнен водой. Контролируемый твэл слегка вытягивают из ТВС, и торец вводят в измерительное устройство, состоящее из расположенного над твэлом ультразвукового преобразователя и электрического нагревателя, окружающего газосборник. Когда вода внутри твэла закипает, то скапливающиеся под заглушкой пузырьки изменяют акустический контакт и увеличивается амплитуда сигнала, отраженного от внутреннего торца заглушки.

Фирмы "Краутремер" и "Бабкок Браун Бовери реактор" (ФРГ) разработали более совершенный метод контроля, основанный на прозвучивании твэла по диаметру в районе газосборника. Уровень сигнала от излучающего преобразователя к приемнику уменьшается при наличии воды в газосборнике.

Визуальный контроль проводится с применением перископов, эндоскопов, кинокамер и телевизионных систем. Контроль ведется как при прямом рассмотрении через окуляр или на экране телевизора, так и при просмотре изображения на кинопленке или видеомагнитофоне. Фотографическая пленка выявляет намного больше деталей, чем визуальный контроль.

Контроль вихревыми токами используется для обнаружения дефектов в оболочке (трещины, фреттинг-коррозия, гидриды), для измерения наружного диаметра твэла и толщины окисной пленки. При контроле в бассейнах практически не используется, а лишь в "горячих" камерах. Сигнал с выхода измерительного моста усиливается, обрабатывается и представляется в виде двух значений напряжения в комплексной плоскости. На экране осциллографа в прямоугольной системе координат формируется фигура Лиссажу, форма которой зависит от вида и глубины залегания дефекта в оболочке твэла. Вихретоковый контроль с одной рабочей частотой имеет ряд недостатков. Так, например, он не позволяет обнаружить мелкие трещины, возникающие на внутренней поверхности оболочки в местах взаимодействия с таблетками. Поэтому в горячих лабораториях контроль ведется на нескольких частотах или в импульсном режиме.

В настоящее время на украинских АЭС с ВВЭР-1000 используется метод КГО ТВЭЛ с помощью системы обнаружения дефектных сборок (СОДС). На остановленном реакторе в процессе перегрузки топлива каждая ТВС индивидуально помещается в СОДС, где по результатам анализа активности обдуваемой среды делается заключение о герметичности твэл в ТВС. Далее детально рассмотрим данный метод.

КГО твэл с помощью СОДС

Описание конструкции СОДС

Система СОДС относится к группе систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, соответствующих 3 классу безопасности. В соответствии с классификацией по категориям сейсмостойкости система СОДС относится к первой категории.

Индивидуальный контроль ОТВС на остановленном реакторе предназначен для получения данных по отбраковке ТВС, т.е. решения вопроса о возможности продолжения эксплуатации контролируемой ТВС в последующую кампанию, хранение в БВ, гермопенале, СХОЯТ.

СОДС состоит из четырех автономных контуров. Каждый контур состоит из пенала, устанавливаемого в бассейне выдержки, арматурного блока, панели управления электрооборудованием арматурного блока и общей панели питания. Арматурные блоки панели управления и панель питания располагаются в специальном помещении за пределом оболочки реакторного зала. Для обеспечения радиационной безопасности на магистральных трубопроводах, соединяющих пенал с арматурным блоком, расположена двойная отсечная арматура под оболочкой и за оболочкой реактора.

Для безопасной работы СОДС обеспечена её связь с внешними системами, требования к которым приведены ниже.

От системы спецводоочистки подается раствор борной кислоты с параметрами:

давление (0,5±0,02) МПа

температура 20-35С

расход (6±0,5) м3/ч

активность не более 37 Бк/кг (1·10-9 Ки/кг)

концентрация борной кислоты не менее 16 г/дм3.

От системы подачи сжатого воздуха подается сжатый воздух с параметрами: давление (0,64±0,02) МПа.

От системы подачи дистиллята подается дистиллят с параметрами:

давление (0,5±0,02) МПа

температура 20-35С

активность не более 37 Бк/кг (1·10-9 Ки/кг).

Система энергопитания имеет параметры: напряжение 380/220 ±10%; частота 50 ±1;4Гц.

Управление и контроль

Процесс приготовления и отбора пробы ведется в дистанционном режиме управления пробоотборной частью СОДС с помощью тумблеров щита управления. При этом происходит контроль следующих параметров.

В режиме промывки:

давление воды в компенсаторе объема контура пробоотборной части СОДС (0,46±0,02) МПа

расход воды (6±0,5) м3/ч

время промывки 12 мин.

В режиме настаивания:

давление воды в компенсаторе объема контура пробоотборной части СОДС (0,45±0,02) МПа

время настаивания и отбора проб при давлении (0,46±0,02) МПа - 5 мин

давление воды в компенсаторе объема контура пробоотборной части СОДС (0,1+0,01) МПа

время настаивания и отбора пробы при давлении (0,1+0, 01) МПа - 20 мин.

При обнаружении отклонений от значений вышеуказанных параметров производится их немедленное регулирование. Также проводится контроль за концентрацией борной кислоты от системы спецводоочистки. Она должна составлять не менее 16 г/ дм3.

Нормальное функционирование системы

Тепловыделяющая сборка, подлежащая контролю, устанавливается перегрузочной машиной в один из пеналов. Пенал уплотняется пробкой. Процесс приготовления пробы состоит из двух последовательных режимов:

промывка контура и ТВС

настаивание пробы.

Промывка контура осуществляется раствором борной кислоты с концентрацией борной кислоты 16 г/дм3 и активностью <10-9 Ки/кг:

- промывка стенда при открытой крышке пенала КГО осуществляется за 6 мин до окончания опускания ТВС в пенал встречным потоком раствором борной кислоты

- промывка стенда при закрытой крышке сверху вниз - 4 мин, снизу вверх - 8 мин (направление определяется относительно ТВС и пенала).

При промывке с расходом 6 м3/час вода сливается в баки борсодержащих вод в каждом направлении. В режиме настаивания пробы включается насос. Вентили арматурного блока перестраиваются и образуют замкнутый контур насос-пенал-насос. Во время циркуляции воды по замкнутому контуру происходит выход продуктов деления из неплотных твэл. Настаивание осуществляется при двух давлениях в компенсаторе давления контура пробоотборной части СОДС: Р=0,46 МПа и Р=0,1 МПа Время циркуляции воды в контуре в режиме настаивания пробы 5 минут при Р=0,45 МПа и 20 мин при Р=0,1 МПа.

Время приготовления проб контролируемой ТВС составляет 25 мин. Для учета фоновой активности реперных радионуклидов и продуктов коррозии периодически производится измерение их активности в воде, подаваемой на промывку ТВС, и в бассейне выдержки. Для выявления ТВС, содержащих негерметичные твэлы, строится гистограмма распределения числа ТВС по активности радионуклидов йода-131, цезия-134, цезия-137.

Определение ТВС с негерметичными твэлами

Для определения ТВС, содержащих твэлы с негерметичными оболочками, необходимо провести анализ статистического распределения данных по удельной активности радионуклидов йода-131, цезия-134, цезия-137 и продуктов коррозии в воде стенда КГО, полученных при проверке ТВС приведенных в таблице 1.3.

Для каждой ТВС, исследуемой на стенде КГО, определяется:

- Аi - значение удельной активности йода-131 (или цезия-134, цезия-137) в пробе при проверке i-й ТВС, приведенное к моменту останова реактора, Ки/кг;

- А'i - значение удельной активности марганца-54 (или другого радионуклида коррозионного происхождения) в пробе при проверке i-й ТВС, приведенное к моменту останова реактора, Ки/кг.

Полученные значения А и А', для всех исследовавшихся ТВС представляются в графическом виде в строгой хронологической последовательности исследований ТВС на стенде КГО; пример такого графического представления результатов КГО показан на рисунке 1.2.

С помощью рисунка 1.2 анализируется, относится ли вся совокупность данных А, и А', к одному статистическому распределению. Таким образом проводится оценка соблюдения одинаковых условий проверки всех ТВС, т.е. удержания всех технологических параметров в пределах.

Таблица 1.3 Основные реперные радионуклиды г-излучения и их характеристики

Нуклид	Период полураспада	Энергия, кэВ	Абсолютная интенсивность гамма-квантов, %
51Сr	27,70 д	320,08	9,92
54Мп	312,12 д	834,85	99,98
58Со	70,86 д	810,76	99,45
59Fe	44,495 д	1099,25	56,5
		1291,59	43,2
60Со	1925,28 д	1173,23	99,85
		1332,49	99,98
85mКг	4,48 ч	304,87	14
		151,2	75
87Кг	76,3 м	402,59	50
88Кг	2,84 ч	196,3	26
		1529,77	10,9
		2392,11	34,6
103Ru	39,26 д	497,08	91
106Ru*	373,59 д	511,86	20,4
		621,93	9,93
131I	8,03 д	364,5	81,7
132I	1,387 ч	667,7	13,9
		772,6	14
133I	20,8 ч	529,87	87
133Хе	5,243 д	80,997	38
134Cs	2,06 г	604,72	97,62
		795,86	85,53
		569,33	15,38
134I	52,5 м	847,03	95,4
		884,09	64,9
135I	6,57 ч	1260,41	28,7
		1131,51	22,6
135Xe	9,14 ч	249,79	90
137Cs	30,04 г	661,66	85,1
138Xe	14,08 м	258,41	31,5
		434,56	20,3
140Ba	12,75 д	537,26	24,39
141Ce	32,51 д	145,44	48,29
144Ce	284,91 д	133,52	11,09

При несоблюдении одинаковых условий проведения КГО твэлов для различных групп ТВС значения активности контролируемых продуктов деления и коррозии в воде стенда КГО могут относиться к различным статистическим распределениям или вообще быть непредставительными (соответствующие примеры приведены на рисунке 1.3).

Непредставительные результаты КГО (зона К рисунка 1.3) не рассматриваются в ходе последующего статистического анализа.

Если в ходе проведенного статистического анализа окажется, что по значениям активности продуктов деления такие ТВС могут быть отнесены к имеющим негерметичные твэлы, то для них проводится повторный КГО.

Для каждой полученной совокупности данных, относящихся к одному и тому же статистическому распределению, вычисляются среднеарифметические величины удельной активности радионуклидов йода-131 (или цезия-134, цезия-137) и марганца-54 по формулам:

, (1.2)

, (1.3)

и их среднеквадратичные отклонения

, (1.4)

(1.5)

где n - количество проверенных ТВС (должно быть не менее 20).

Для выявления ТВС, содержащих твэлы с негерметичными оболочками, строится гистограмма распределения числа ТВС по активности йода-131 (цезия-134 или цезия-137). Пример такой гистограммы приведен на рисунке 1.1.

ТВС, для которых выполняется условие:

, (1.6)

содержат твэлы с герметичными оболочками.

ТВС, для которых одновременно выполняются условия:

, (1.7)

(1.8)

содержат твэлы с негерметичными оболочками.

Если в результате операций выявлены ТВС, содержащие твэлы с негерметичными оболочками, то проводится повторный расчет величин aj и <JA , построение гистограммы и проверка по условиям (1.6), (1.7) и (1.8) для числа ТВС, удовлетворяющих условию (1.6).

Повторение расчетов и проверок производится до тех пор, пока все ТВС, включаемые в повторную проверку, будут удовлетворять условию (1.6).

После завершения последовательно проведенных расчетов и проверок повторный КГО твэлов проводится для следующих ТВС:

- для которых выполняется условие (1.7) и одновременно не выполняется условие (1.8);

- для которых выполняется условие (1.7), но проверявшихся следом за ТВС, для которых также выполняется условие (1.7);

- ТВС, результаты КГО твэлов которых непредставительны (зона К рисунка 1.4), для которых выполняется условие (1.7).

При этом, если выявление ТВС с негерметичными твэлами по йоду-131 затруднено, например, одновременно выполняются условия

, (1.9

(1.10)

Если по активности цезия-134 или цезия-137 для ТВС получено условие (1.7), то ТВС имеет негерметичные твэлы.

Рисунок 1.1 Пример распределения числа ТВС (i) по активности реперного радионуклида в пробах воды из стенда КГО



Рисунок 1.2 Графическое хронологическое представление результатов КГО (активности реперных радионуклидов I в пробах воды из стенда КГО).

Рисунок 1.3 Пример принадлежности результатов КГО (активности реперных радионуклидов I в пробах из стенда) к различным статистическим распределениям.

Дополнительные меры по повышению представительности КГО твэлов с помощью СОДС

В тех случаях, когда имеются основания считать, что на результаты КГО твэлов на остановленном реакторе оказывает влияние подмешивание воды бассейна выдержки в. воду, заполняющую стенд КГО, в процессе загрузки в стенд или выгрузки из него проверяемой ТВС, необходимо проводить следующие дополнительные операции.

В воду бассейна выдержки вводят аммиак в количестве, обеспечивающем концентрацию его в бассейне выдержки около 25 мг/л (приблизительно 100 л) и поддерживают такую концентрацию в течение всего периода КГО. При этом электропроводность воды в бассейне выдержки будет доведена до значения (130-150) мкСм. Электропроводность промывочной воды, используемой в стенде КГО с концентрацией борной кислоты не менее 16 г/л, останется на уровне 19 мкСм.

Попадание воды бассейна выдержки в стенд КГО регистрируется по уровню электропроводности проб КГО, а также посредством сравнения значений электропроводности пробы воды, отобранной в конце режима промывки и электропроводности пробы КГО. При увеличении электропроводности промывочной воды в контуре циркуляции стенда КГО до 25 мкСм необходимо повторить промывку контролируемой ТВС.

Анализ рассмотренных методов КГО твэл

Анализ рассмотренных методов КГО твэл выявил основной их недостаток -- значительное время проведения непосредственно контроля и необходимость проведения дополнительных длительных транспортно - технологических операций для организации процесса КГО.

Необходимо предложить и разработать новые методы КГО твэл позволяющих определить ТВС с негерметичными твэлами без дополнительных затрат времени т.е. в процессе выполнения штатной транспортно-технологической операции, например при извлечении ТВС из активной зоны.

Анализ и классификация продуктов деления в сочетании с термодинамическими расчетами многокомпонентных систем, позволили разделить их на пять групп:

1. Инертные газы Кг и Хе с малой растворимостью в UO2 образующие газовые пузыри и поры;

2. Легкоподвижные (летучие) Rb, Cs, Br, I, Se, Те которые химически воздействуют на циркониевую оболочку твэла;

3. Образующие металлические фазы (Мо, Те, Ru, Pd, Ag, Cd, Zn, Sb);

4. Образующие оксидные фазы (Rb, Cs, Sr, Ba, Zn, Nb, Mo);

5. Редкоземельные элементы (Y, Zr, Nb, Sr, La, Се) окислы которых частично растворяются в матрице оксидного топлива.

К газообразным и летучим продуктам деления (согласно классификации продуктов деления) относятся элементы первой и второй группы. Некоторые легкоподвижные элементы вступают в химические взаимодействия с образованием соединений. Преимущественно соединения CsOH и Csl будут находится в газообразном состоянии. Изотопы йода могут находится в молекулярной форме.

В процессе эксплуатации РУ на мощности из топливной матрицы в газовый зазор выходит от 4% (при номинальных параметрах) до 50% (при скачкообразном изменении мощности) газообразных и летучих продуктов деления, создавая избыточное давление.

В процессе изготовления твэл под оболочкой создается начальное избыточное давление Хе до 2 МПа. В процессе эксплуатации давление и газообразных продуктов деления под оболочкой может достигать значения 32,8 МПа при 800 0К. Исходя из этого можно сделать предположение, что образование дефектов в оболочке твэлов можно зарегистрировать за счет истечения из микротрещин газообразных продуктов деления, находящихся под оболочкой. При истечении газа следует учесть, что микротрещины, зарождающиеся на внутренней поверхности, характеризуются малым раскрытием по сравнению с глубиной. Исходя из этого, микротрещина представляет собой суживающийся канал. При возникновении трещин наиболее вероятным может оказаться, что давление теплоносителя в определенные промежутки времени будут превышать давление газа под оболочкой. При снижении давления теплоносителя будет иметь место истечение парогазовой смеси из микротрещины.

Использование данного явления позволяет внедрить новый метод КГО твэл - Sipping-метод.

1.3 Совершенствование КГО твэл путем внедрения SIPPING - метода

Сиппинг - система КГО предназначена для проведения оперативного контроля герметичности оболочек твэл с использованием рабочей штанги перегрузочной машины во время транспортных операций. Состояние топливной сборки оценивается (для определения того, является она герметичной или подозрительной на негерметичность) на основании непрерывного измерения активности благородных радиоактивных газов (ксенон-133, криптон-85) после дегазации непрерывного отбора воды из штанги ПМ.

Выявление негерметичных кассет, дальнейшая эксплуатация которых не допускается, проводится только с помощью пенального водного метода КГО.

1.3.1 Сущность SIPPING - метода

Система sipping устанавливается на перегрузочной машине внутри реакторного здания. При помощи этой системы возможно обнаружение течи тепловых элементов в ходе перегрузки, что дает значительный выигрыш по времени перегрузки и уменьшения экономических расходов на проведение КГО. Система использует метод взятия пробы газа, обеспечивающий несравненно большую чувствительность по сравнению с традиционным методом пробы воды и не зависит от загрязнения бассейна реактора

Более того, эти пробы берутся через несколько дней после остановки реактора. В это время количество распадающихся продуктов газа максимально, так как распад не происходит в значительной мере (период полураспада Xe-133 составляет около 5 дней) и между двумя перегрузками они не рассеиваются полностью.

1.3.2 Принцип и задачи метода

Когда активная зона заполнена, начинается перегрузка сборок при помощи рабочей штанги и в случае повреждения элемента, через оболочку, под избыточным давлением высвобождаются продукты распада.

Задачей системы SIPPING является направление этих продуктов в систему измерения гамма-излучения при помощи воздушной струи.

Воздух непрерывно подается через рабочую штангу и захватывает газовые частички распада (чаще всего - ксенон-133), которою высвобождаются под давлением из поврежденных элементов. В этом воздухе постоянно производится замер гамма-излучения изотопов ксенона-133.

Расположение устройства захвата обеспечивает оптимальные условия замера, так как.

воздушная струя охватывает элементы полностью,

разница между внутренним и внешним давлением минимальна.

В течение этого процесса, передвижения рабочей штанги должны быть остановлены, для обеспечения замены воздуха и воды в штанге. Это является единственным изменением в операции перегрузки топлива.

1.3.3 Технологическая часть СКГО МП

Краткое описание конструкции машины перегрузочной

Перегрузочная машина (далее - МП) предназначена для выполнения технологических циклов связанных с перегрузкой ядерного топлива на атомной электрической станции.

Основными составными частями МП являются: мост, тележка, рабочая штанга и телевизионная штанга.

Рабочая штанга предназначена для извлечения и установки перегружаемых изделий - ТВС, кластера или пробок герметичного пенала - в зоне обслуживания МП.

Основными составными частями рабочей штанги являются: штанга телескопическая и механизм перемещения захвата ТВС и захвата кластера.

Основными составными частями телескопической штанги являются: наружная секция, средняя секция и внутренняя секция.

Наружная секция предназначена для размещения во внутренней полости средней и внутренней секций, а также перегружаемого изделия при транспортном положении рабочей штанги. Транспортное положение рабочей штанги - собранное положение наружной, средней и внутренней секций с (или без) перегружаемым изделием, обеспечивающее горизонтальные перемещения моста и (или) тележки МП. Наружная секция обеспечивает заданное перемещение средней секции, а также передачу крутящего момента при выполнении технологической операции, связанной с открыванием и закрыванием пробки герметичного пенала или пенала обнаружения дефектных сборок.

Средняя секция предназначена для размещения во внутренней полости внутренней секций, а также перегружаемого изделия при транспортном положении рабочей штанги. Средняя секция обеспечивает заданное перемещение внутренней секции, а также передачу крутящего момента при выполнении технологической операции, связанной с открыванием и закрыванием пробки герметичного пенала или пенала обнаружения дефектных сборок.

Внутренняя секция предназначена для сцепления и расцепления захвата ТВС или захвата кластера с перегружаемым изделием. Внутренняя секция обеспечивает извлечение и установку перегружаемого изделия. Внутренняя секция обеспечивает передачу крутящего момента при выполнении технологической операции, связанной с открыванием и закрыванием пробки герметичного пенала или пенала системы обнаружения дефектных сборок.

Краткое описание конструкции СКГО МП

СКГО МП состоит из технологической части и механической части.

Установка содержит:

устройство подготовки сжатого воздуха;

устройство измерения объемной активности (ОА) инертных радиоактивных газов (ИРГ);

устройство управления, обработки и отображения данных (пульт установки), обеспечивающее обработку и отображение поступающей информации, и управление работой всех элементов установки в определенной последовательности.

Основные элементы технологической части СКГО МП размещаются на тележке МП и на наружной и средней секциях рабочей штанги МП. Система управления СКГО МП (компьютер) размещается в пультовой МП и соединяется с блоком отбора кабельной линией связи.

Оборудование блока отбора (компрессор, воздушный насос,

электромагнитные клапаны) запитывалось от переносного однофазного источника питания напряжением -220 В.

При проектировании и изготовлении блока отбора была предусмотрена полная автоматизация всех операций КГО с помощью собственной системы управления, включая полностью автоматический режим работы и ручной режим. Работоспособность системы управления была проверена и подтверждена. При испытаниях системы КГО МП управление осуществлялось исключительно в ручном режиме для отработки технологии проведения КГО.