Досвід обстеження опроміненого ядерного палива на АЕС України за допомогою стенду інспекції і ремонту палива

Ключові слова

ВВЕР-1000, вигин, інспекція, подовження, скручування, стенд інспекції і ремонту палива, тепловидільна збірка, ядерне паливо

Як цитувати

Zuyok, V., Krasnorutskyy, V., Grytsyna, V., Rud, R., Tretyakov, M., Kyshtym, Y., Hrudnytskyy, V., Zigunov, V., Slyeptsov, O., Kasperovych, I., Solovyov, Y., Medintsov, V., & Glushenkov, R. (2022). Досвід обстеження опроміненого ядерного палива на АЕС України за допомогою стенду інспекції і ремонту палива. Ядерна та радіаційна безпека, (3(95), 48-63. https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).05

Анотація

Під час робіт із впровадження у ДП «НАЕК «Енергоатом» стенду інспекції і ремонту палива виробництва компанії «Westinghouse» (США) фахівцями Відокремленого підрозділу «Атомремонтсервіс» та Науково-технічного комплексу «Ядерний паливний цикл» розроблено і верифіковано методики обробки результатів інспекції тепловидільних збірок, отриманих обладнанням стенду інспекції і ремонту палива, та проведено комплекс робіт з модифікації стенду для забезпечення можливості інспекції тепловидільних збірок виробництва компанії АТ «ТВЭЛ» (РФ) і встановлення формозмінених тепловидільних збірок.

Продемонстровано, що обладнання стенду інспекції і ремонту палива із реалізованими модифікаціями дозволяє з використанням розроблених методик отримати дані, які характеризують технічний стан твелів та тепловидільних збірок, які наразі експлуатуються на АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 типу В-320.

На підставі результатів обстеження близько 86 тепловидільних збірок типу ТВЗ-W/WR (компанії «Westinghouse», США) та 10 тепловидільних збірок типу ТВЗА (компанії АТ «ТВЭЛ», РФ) зроблено висновок, що отримані значення параметрів, які характеризують технічний стан збірок типу ТВЗА і ТВЗ-W/WR, не перевищують межі, закладені під час проєктування палива і обґрунтування безпеки паливних завантажень, у яких експлуатувалися ці тепловидільні збірки. Всі тепловидільні збірки, планова інспекція яких проводилася після 1-3 років експлуатації, використовувалися у наступних паливних завантаженнях. Значення параметрів, які характеризують технічний стан тепловидільних збірок типу ТВЗА і ТВЗ-W/WR після експлуатації протягом чотирьох паливних циклів, вказують на те, що ядерне паливо не вичерпало свій ресурс і має достатній запас контрольованих параметрів для досягнення більш високих глибин вигоряння.

Запропоновано додаткові види інспекції, які можуть дозволити визначати фактори, що дозволять установити запас надійності палива для запобігання різним видам розгерметизації і розробити рекомендації з підвищення безпеки та ефективності його експлуатації. Ці види інспекції охоплюють контроль формозміни оболонки твелів залежно від глибини вигоряння і контроль місця контакту оболонки твелів з дистанціонуючими решітками, які виготовлені з цирконієвого та хромонікелевого сплавів.

https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).05

Посилання

Poolside Inspection. Repair and reconstitution of LWR fuel elements. Proceedings of a Technical Committee Meeting (TECDOC-1050). Bad Zurzach, Switzerland, 7-10 October, 1997. Vienna, IAEA, 1998. 135 p.

Examination of fuel assembly for water cooled power reactor. Specialists meeting, Tokyo, Japan, 9-13 November 1981. IAEA, Vienna, 1982.

Ivanov, N., Bromyrskyi, D., Surov, D., Pervushyn, L., Tyshkov, A., Sementsov, A., Pavlov, S., Amosov, S. (2017). Equipment for inspection and repair of fuel assemblies for the AES-2006 project. Heavy Engineering, 25-28.

Abdullayev, A., Aleshin, Y., Kulish, G., Lashevich, P., Latorre, R., Slyeptsov, O., Slyeptsov, S., Sokolov, D., Sparrow, J. (2013). Westinghouse fuel assemblies performance after operation in South-Ukraine NPP mixed core. 10th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 7-14 September, Sandanski, Bulgaria.

Medyntsov, V. (2008). Inspection of nuclear fuel using the fuel inspection and repair equipment, improving safe operation of fuel assemblies at nuclear power plants of Ukraine. Safety and efficiency of nuclear energy. VI International Scientific and Practical Conference, Odessa.

Pavlov, S. (2015). Methods and tools for research of VVER fuel assemblies for experimental support of the introduction of new fuel at nuclear power plants. Thesis for the degree of Doctor of Technical Sciences: 14 May 2003. Dimitrovgrad, 339 p.

Markov, D. (2017). The main patterns of changes in the properties and characteristics of new generation VVER and RBMK fuel during operation based on the results of comprehensive post-irradiation studies. Thesis for the degree of Doctor of Technical Sciences: 14 May 2003. Moscow, 397 p.

Zvir, E., Ionov, V., Pavlov, S. et al. (2013). Post-reactor state of VVER fuel rods and fuel assemblies. Atlas. Moscow, 2013. 227 p.

Roddy, J. W., Claiborne, H. C., Ashline, R. C., Johnson, P. J., Rhyne, B. T. (1986). Physical and decay characteristics of commercial LWR spent fuel. ORNL/TM-959 l/V1-R1. Oak Ridge National Lab.

Sokolova, I. (2010). Experience in operating fuel in a PWR reactor. Nuclear Technology Abroad, 6, 3-11.

IE-I.61.001-15. Operating instructions for SIRT and measuring systems included in its composition. State Enterprise “National Nuclear Power Generation Company Energoatom”. Separated subdivision “Atomremontservis”. SE ARS of SE NNEGC Energoatom.

SOU NAEK 170:2019. Nuclear fuel management. Nuclear fuel control using a fuel inspection and repair equipment. Approved by SE NNEGC Energoatom Order No. 215 of 6 March 2019.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.