Содержание к диссертации
Введение
Первая глава. Состояние вопроса и постановка задачи 9
1.1. КГО на АЭС с ВВЭР 9
1.2. Мониторинг активности радионуклидов на работающем реакторе .1 2
1.3. Определение основных параметров негерметичной ТВС при работе реактора на мощности 17
1.4. Код РТОП-СА 18
1.5. Экспертная система по сопровождению эксплуатации топлива ВВЭР 21
1.6. Газовая методика НВАЭС 23
1.7. Сиппинг-метод 26
1.8. Пенал СОДС и штатная методика КГО на остановленном реакторе 29
1.9. Обзор иностранного опыта КГО на остановленном реакторе 34
1.10. Методика с циклированием давления 41
1.11. Код РТОП-КГО 45
1.12. Эксперименты на стенде «ПЕНАЛ». Критерии анализа величины дефекта 47
1.13. ALARA 49
1.14. Концепция нулевого дефекта 50
1.15. Стенд инспекции и ремонта ТВС (СИР ТВС) 52
1.16. Тенденции по модернизации топлива ВВЭР 55
1.17. Цель и задачи настоящей работы 59
Вторая глава. Сравнительный анализ активности радионуклидов в в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ТВС-2 ВВЭР-1000 62
2.1. Постановка задачи 62
2.2.Основные характеристики топлива АЭС-2006 63
2.3. Выбор исходных данных 64
2.4. Анализ поставленной задачи 70
2.5. Результаты расчетов для первого года эксплуатации 71
2.6. Анализ результатов первого года эксплуатации.. 74
2.7. Результаты расчетов для 2-го, 3-го и 4-го года эксплуатации 8 0
2.8. Выводы 81
Третья глава. Оценка размера дефекта по результатам КГО на остановленном реакторе для модернизированного топлива ВВЭР 82
3.1. Определение дефектности топлива 82
3.2. Постановка задачи и исходные данные 84
3.3. Результаты 88
3.4. Неопределенности при оценке эффективного гидравлического диаметра дефекта 98
3.5. Оценка влияния скорости сброса/наброса давления 100
3.6. Выводы 101
Четвертая глава. Апробация использованных методик КГО на работающем и остановленном реакторе ВВЭР 103
4.1. Проведенные работы по апробации 103
4.2. КГО на работающем реакторе (24 топливная кампания 5 блок НВАЭС) 104
4.3. КГО на остановленном реакторе (2 блок РоАЭС в период ППР в 2011г.) 112
4.4. Выводы 117
Пятая глава. Заключение 118
Перечень условных сокращений 120
Список литературы. 122
- Определение основных параметров негерметичной ТВС при работе реактора на мощности
- Результаты расчетов для первого года эксплуатации
- Неопределенности при оценке эффективного гидравлического диаметра дефекта
- КГО на остановленном реакторе (2 блок РоАЭС в период ППР в 2011г.)
Введение к работе
Актуальность работы. В настоящее время ведутся работы по
модернизации топлива ВВЭР и режимов его эксплуатации. Изменяются
геометрические параметры топлива, повышается выгорание, внедряются более
продолжительные топливные циклы, повышается мощность энергоблоков.
Модернизируется топливо для действующих блоков (ВВЭР-440, ВВЭР-1000), а
также разрабатываются и реализуются новые проекты энергоблоков с реакторами
типа ВВЭР (ВВЭР-600, АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ). Целью проводимых
усовершенствований является повышение технико-экономических показателей установки, при этом должен обеспечиваться высокий уровень безопасности. Методики и критерии, применяемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть своевременно адаптированы с учетом вводимых изменений параметров эксплуатации ВВЭР.
При эксплуатации реакторов ВВЭР возможна разгерметизация твэлов, последствием чего является выход радиоактивных продуктов деления в теплоноситель. Наличие крупных дефектов в твэлах может приводить к вымыванию фрагментов топлива из негерметичного твэла и попаданию их в теплоноситель. Это в свою очередь несет опасность сильного радиационного загрязнения первого контура. Чтобы не допустить выхода радиоактивных продуктов в теплоноситель выше установленных норм, проводится контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов.
Проблема выявления негерметичных ТВС реакторов типа ВВЭР включает в себя две составляющие: это процедуры КГО на работающем и на остановленном реакторе. Контроль активности реперных радионуклидов в теплоносителе первого контура на работающем реакторе позволяет установить факт появления негерметичных твэлов и (при соответствующем уровне анализа данных) оценить их основные параметры (число дефектных твэлов, размер дефекта, выгорание и др.). Процедура проверки ТВС в ходе остановки реактора на планово-предупредительный ремонт (ППР) имеет целью точную идентификацию негерметичных ТВС и определение степени их дефектности для решения вопроса о дальнейшем обращении с негерметичным топливом.
Негерметичные ТВС, в зависимости от размера дефекта в оболочке твэла, хранятся либо в бассейне выдержки, либо в гермопенале. Проблема хранения
негерметичного топлива в гермопеналах заключается в их ограниченном количестве на АЭС. При обосновании радиационной безопасности возможно дальнейшее «дожигание» в активной зоне ТВС с небольшим размером дефекта.
В настоящее время проводятся работы по внедрению стенда инспекции и ремонта ТВС (СИР ТВС), который должен обеспечить возможность удаления негерметичного твэла из ТВС с целью ее дальнейшей эксплуатации или отправки на завод регенерации (ЗР) топлива. Решение о возможности ремонта в СИР негерметичной ТВС может быть принято только при наличии достоверной информации о параметрах дефекта и оценке состояния оболочки твэла с использованием данных по условиям эксплуатации негерметичной ТВС. Это требуется, чтобы не допустить разрушения дефектного твэла в процессе операций на стенде.
Имеющиеся средства, методики и критерии КГО на реакторах типа ВВЭР необходимо усовершенствовать и своевременно адаптировать в соответствии с проводимыми изменениями параметров эксплуатации, характеристик и геометрии топлива. Решение данного вопроса ведет за собой повышение радиационной безопасности и увеличение эффективности использования топлива.
Цель диссертационной работы. Целью диссертационной работы является:
-
Исследование особенностей выхода продуктов деления из негерметичных твэлов при работе реакторной установки (РУ) АЭС-2006.
-
Адаптация усовершенствованных методик оценки степени негерметичности твэлов по данным КГО на остановленном реакторе для модернизированного топлива ВВЭР.
Для достижения указанных целей решались следующие задачи:
-
Расчетная оценка активности радионуклидов в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива ВВЭР-1000 (ТВС-2) и топлива АЭС-2006 на работающем реакторе. Сравнение результатов расчетов для топлива ВВЭР-1000 (ТВС-2) и топлива АЭС-2006.
-
Анализ влияния проводимых изменений параметров эксплуатации топлива ВВЭР на выход радионуклидов из негерметичных твэлов в теплоноситель первого контура при работе реактора на мощности.
-
Определение критериев для оценки гидравлического диаметра дефекта топлива ВВЭР (РК-3, АЭС-2006) при проведении КГО в пенале системы обнаружения дефектных сборок (СОДС) по методике с циклированием давления. Проведение расчетов по связанному комплексу програмных средств для установления критериев с учетом основных факторов по условиям эксплуатации ТВС на работающей и остановленной РУ.
-
Апробация использованных расчетных средств и методик на различных задачах КГО для действующих энергоблоков с ВВЭР.
Научная новизна результатов, представленных в диссертации:
-
Проведено моделирование поведения активности в теплоносителе первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2) на работающем реакторе, с использованием связанного комплекса расчетных средств.
-
Выявлены и объяснены основные закономерности поведения активности теплоносителя первого контура работающего реактора, в случае разгерметизации топлива модернизированной конструкции (топливо АЭС-2006) в сравнении с топливом ВВЭР-1000 (ТВС-2).
-
Получены критерии по оценке размера дефекта негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (рабочая кассета третьего поколения (РК-3) реактора ВВЭР-440, топливо АЭС-2006), при проведении КГО на остановленном реакторе.
Практическая ценность результатов работы:
-
Оценка влияния конструкционных изменений в новых модификациях топлива ВВЭР, а также изменений условий эксплуатации, на выход радионуклидов из негерметичных твэлов позволяет более точно прогнозировать радиационную обстановку на АЭС.
-
Полученные результаты по активности теплоносителя первого контура можно использовать для модернизации методик КГО на работающем реакторе.
-
Разработанные карты кинетических зависимостей для негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (РК-3, топливо АЭС-2006) дают возможность оценивать размер дефекта. Эта информация позволяет решать вопрос о дальнейшем обращении с негерметичными ТВС.
Личный вклад автора. Автором была выбрана методика подготовки исходных данных для моделирования поведения негерметичного топлива на работающем и остановленном реакторе типа ВВЭР (АЭС-2006, ВВЭР-1000 (ТВС-2), ВВЭР-440 (РК-3)). Проведен расчетный сравнительный анализ поведения активности теплоносителя первого контура при разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2). Автор участвовал в объяснении полученных результатов. Получены критерии по оценке степени негерметичности топлива АЭС-2006 и РК-3 реактора ВВЭР-440 при проведении КГО на остановленном реакторе. Результаты работ были проанализированы при участии сотрудников АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ». Автор использовал применяемую методологию для оценки параметров негерметичности активной зоны (АЗ) (на работающем реакторе) и отдельных ТВС (на остановленном реакторе) на действующих энергоблоках с реакторами ВВЭР.
Автор защищает:
-
Результаты расчетов по поведению активности радионуклидов в теплоносителе в случае разгерметизации топлива АЭС-2006 и ВВЭР-1000 (ТВС-2). Определение причин основных различий в поведении активности радионуклидов на работающем реакторе.
-
Критерии оценки размера дефекта негерметичного топлива ВВЭР модернизированных конструкций (РК-3, топливо АЭС-2006) на остановленном реакторе в пенале СОДС. Методология получения критериев.
Достоверность результатов подтверждается обоснованным выбором исходных параметров и применением аттестованных расчетных средств. Используемая в данной работе методология применялась к решению вопросов КГО на действующих энергоблоках с ВВЭР.
Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждались на:
- двенадцатой научно-технической конференции молодых специалистов
ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (Россия, Подольск, март 2010г.);
- совещании-семинаре по методикам КГО твэлов ВВЭР на работающем и
остановленном реакторе (Россия, Троицк, март 2011г.);
- тринадцатой научно-технической конференции молодых специалистов
ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (Россия, Подольск, март 2011г.);
- восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность,
эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2012) (Россия, Москва,
май 2012г.).
Публикации. Материалы, вошедшие в диссертацию, опубликованы в 9 печатных работах, в том числе в 2 статьях рецензируемых журналов.
Определение основных параметров негерметичной ТВС при работе реактора на мощности
При достижении эксплуатационного предела повреждений твэлов работа энергоблока переводится в более «мягкие» условия эксплуатации. Проводится последовательность действий, установленная в проекте РУ (АЭС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АЭС и направленная на приведение блока АЭС к нормальной эксплуатации. В случае же достижения предела безопасной эксплуатации повреждения твэлов производится неплановая остановка блока АЭС для выявления и устранения причин превышения допустимых параметров эксплуатации топлива. Исходя из данных таблицы 1.2.2, мы видим, что для всех АЭС с ВВЭР-1000 установлены одинаковые значения удельных активностей реперных продуктов деления, соответствующих ЭП и ПБЭ. При этом на разных станциях и разных энергоблоках эксплуатируются различные типы топлива, внедряются ТВС модифицированных конструкций.
Та же философия выбора предела, связанного с разгерметизацией топлива на работающем реакторе, присутствует и для западных реакторов. При этом на западных станциях существует только один предел, соответствующий нашему ПБЭ (предел по 131I) [36]. 1.3. Определение основных параметров негерметичной ТВС при работе реактора на мощности
При проведении КГО на работающем реакторе помимо наблюдения за активностью теплоносителя первого контура в части достижения ЭП и ПБЭ важной задачей является определение параметров дефектности топлива в АЗ. При соответствующем уровне анализа данных по активности реперных радионуклидов в теплоносителе, на работающем реакторе возможно оценить следующие параметры: - наличие или отсутствие негерметичных твэлов; - количество негерметичных твэлов; - выгорание дефектного топлива; - размеры дефектов. Указанные параметры определяются на основе данных по моделированию поведения негерметичных твэлов и выхода радионуклидов в теплоноситель при работе реактора. В России для получения этих данных разработаны расчетные коды РТОП-СА [30,49,51] и RELWWER 2.0 [31]. Определение вышеуказанных параметров может значительно снизить длительность ППР, а тем самым уменьшить экономические затраты, связанные с простоем реактора. 1.4. Код РТОП-СА
Код РТОП-СА (Реакторное ТОПливо - Coolant Activity) создан для решения задач КГО на работающем реакторе и позволяет прогнозировать активность радиоактивных продуктов деления в теплоносителе первого контура реакторов ВВЭР в случае разгерметизации твэлов в активной зоне. Моделирование интенсивности выхода РПД из-под оболочки дефектного твэла в теплоноситель и динамики активности в теплоносителе первого контура проводится на основе исходных данных по размеру дефекта, высотного положения, линейной мощности, выгорания и геометрических характеристик топливного элемента.
Код РТОП-СА позволяет решать прямую задачу по расчету активности теплоносителя при заданной степени дефектности активной зоны. Располагая данными о параметрах дефекта (размер, высотное положение, выгорание) и условиями эксплуатации топлива, возможно смоделировать поведение дефектного топлива в предполагаемую топливную загрузку. Это важно для обоснования безопасной эксплуатации негерметичной сборки при решении вопроса ее дальнейшей эксплуатации. Помимо этого, расчеты с помощью кода позволяют оценить возможность достижения ЭП и ПБЭ при заданном количестве негерметичных твэлов с установленной степенью дефектности.
Код РТОП-СА относится к классу механистических кодов, то есть основан на согласованном и детальном физическом описании всех элементарных процессов, определяющих задачу, а также связей между ними. Структурно код РТОП-СА реализован как набор взаимосвязанных подпрограмм, объединенных в модули. Каждый модуль используется для расчета тех или иных процессов в дефектном твэле или теплоносителе первого контура. В качестве входных параметров модули используют выходные данные друг друга.
Результаты расчетов для первого года эксплуатации
В реакторах PWR на остановленном реакторе, КГО проводится в основном с помощью оперативного сиппинг- контроля. Данный метод за 10-20 минут позволяет подтвердить (или опровергнуть) наличие дефекта в контролируемой ТВС. При обнаружении в ходе перегрузки дефектной или «подозрительной» ТВС топливная сборка направляется на дополнительные исследования. На «стенде инспекции» проводится потвэльный ультразвуковой КГО [24,56], позволяющий обнаружить дефектный твэл, если он заполнен водой. Затем, анализируя данные по визуальному осмотру и ультразвуковому КГО, принимается решение о возможности ремонта негерметичной ТВС. Если ТВС признается ремонтопригодной, то поврежденный твэл заменяется новым, и ТВС загружается в активную зону для дожигания. Оперативный метод КГО в штанге перегрузочной машины считается в настоящее время наиболее быстрым способом обнаружения дефектных ТВС. Однако данный метод не позволяет определять величину дефекта и иногда дает сбои по идентификации негерметичных сборок.
Что касается проведения КГО на остановленном реакторе, за рубежом имеется опыт применения следующих методик: 1) «Водный» метод. Основан на детектировании йода и цезия, выходящих из твэлов через неплотные оболочки в изолированный объем воды при саморазогреве топлива [43]. При этом проверяемые на герметичность твэлов ТВС транспортируются из реактора в специальные контейнеры (пеналы), расположенные в БВ реактора отработавшего топлива и заполненные деминерализированной водой, где им дают в течение некоторого времени разогреться за счет остаточного энерговыделения. После этого производится отбор пробы воды и с помощью полупроводникового германиево-литиевого детектора осуществляется измерение активности присутствующих в отобранной пробе реперных ПД. Данный метод имеет несколько недостатков.
Основным из них является загрязнение поверхностей ТВС и твэлов реперными радионуклидами (всегда присутствующими в теплоносителе работающего реактора), в результате чего контрастность, а стало быть и достоверность проведения контроля по этой методике может существенно понижаться. Наличие этого фактора приводит к необходимости повторного испытания примерно 20 % ТВС, герметичность оболочек твэлов которых после первого испытания остается под вопросом. Еще одним недостатком этого метода являются большие затраты времени на проведение контроля. С одной стороны, эти временные затраты определяются необходимостью проведения дополнительных транспортных (помещение в пенал и извлечение оттуда исследуемой ТВС) и технологических (например, временные затраты на уплотнение пенала) операций, лежащих зачастую на критическом пути ППР. С другой стороны, время выдерживания ТВС в водной среде пенала до саморазогрева ее до необходимой температуры может быть достаточно велико и существенно зависеть от достигнутого ТВС выгорания и ее времени выдержки (до 30…60 мин).
«Водный» метод в принципе не пригоден для классификации дефектов в оболочках твэлов, т.к. количество реперных ПД, выходящих из негерметичных твэлов, сильно зависит от температуры разогрева ТВС.
«Сухой» метод. Некоторые из недостатков, которые имеет "водный" метод, устраняются при "сухом" настаивании ТВС в пенале. В испытаниях такого рода измеряется активность ИРГ в пробах воздуха, отбираемых из пенала. В "сухом" методе отсутствует фактор влияния загрязнения поверхностей ТВС и твэлов реперными радионуклидами на представительность результатов КГО и достоверность выдаваемых на их основе заключений, т.к. ИРГ практически не сорбируются на поверхностях. При использовании данного способа не требуется поддержание особого режима воды, которой заполняют пенал при "водном" методе (деминерализация, борирование и т.д.). Кроме того, поскольку газообразные ПД мигрируют легче, чем йод и цезий, "сухой" метод обладает большей, чем "водный" метод, чувствительностью, особенно, при идентификации ТВС с твэлами, в оболочках которых имеются повреждения типа "газовой неплотности". «Сухой» метод имеет следующие недостатки: - метод в принципе не пригоден для классификации дефектов в оболочках твэлов; - при наличии в оболочках твэлов дефектов с крупными размерами имеется вероятность не выявить ТВС с такими твэлами, т.к. количество реперных газообразных ПД под оболочками твэлов в этих случаях может быть незначительным.
Существенным фактором при использовании “сухого” и “водного” методов, является необходимость разогрева ТВС в случае малого ее остаточного энерговыделения, например, при КГО твэлов ТВС через длительный промежуток времени после ее выгрузки из реактора. Для разогрева возможно использование подогревателей. Конкретным примером такого решения является оборудование для контроля герметичности ТВС реактора типа PWR, разработанное фирмой "Kraftwerk Union", где замкнутая термоизолированная камера, в которую ТВС загружаются для проверки, снабжена электрическим нагревателем [6].
При исследовании «сухим» методом ТВС с большим остаточным энерговыделением в случае недостаточности контрольных мер возможен перегрев твэлов, что предъявляет к этому методу повышенные требования по соблюдению технологии проведения КГО.
«Комбинированный» метод. Опасность перегрева оболочек твэлов при использовании "сухого" метода КГО для свежевыгруженного топлива, а также другие недостатки "водного" и "сухого" метода, указанные выше, инициировали в свое время разработку и распространение "водно-газовых" и "вакуумного" методов, являющихся сочетанием "сухого" и "мокрого" методов.
Неопределенности при оценке эффективного гидравлического диаметра дефекта
Во многих странах Европы и в Японии дальнейшая эксплуатация выявленных во время ППР негерметичных твэлов не допускается в принципе. Эту, широко распространенную в международной практике, стратегию обращения с негерметичным топливом принято называть концепцией «нулевого дефекта». В настоящее время в российской атомной энергетике осуществляются попытки перехода к стратегии «нулевого дефекта» [35] для новых проектов АЭС с ВВЭР. Осуществление стратегии «нулевого дефекта» поможет повысить безопасность эксплуатации АЭС и избежать неплановых потерь энергии, связанных с достижением активности теплоносителем ЭП и ПБЭ.
Возможный вариант процедуры КГО при переходе к концепции «нулевого дефекта» следующий[35]: - мониторинг активности теплоносителя на работающем реакторе (контроль за соблюдением ЭП и ПБЭ, определение выгорания, количества и степени негерметичности твэлов); - при отсутствии негерметичных твэлов по результатам КГО на работающем реакторе КГО на остановленном реакторе не проводится; - проведение КГО в штанге МП для всех ТВС эксплуатировавшихся в составе последней топливной загрузки (сиппинг- метод), если в процессе КГО на работающем реакторе было установлено наличие негерметичного топлива в АЗ (по результатам КГО в штанге МП определяются ТВС, в которых предположительно присутствуют негерметичные твэлы); - проведение пенального КГО ТВС, признанных условно негерметичными по результатам КГО в штанге МП (подтверждение факта наличия негерметичного топлива, определение степени негерметичности ТВС); - загрузка в активную зону ТВС, признанных герметичными, а вместо ТВС с негерметичными твэлами из БВ загружаются ТВС резерва, специально выгруженные из АЗ в предыдущие кампании; - на начало кампании в реакторе присутствуют только герметичные твэлы. При реализации данной стратегии возникает проблема, связанная с большими экономическими потерями из-за топливной составляющей. ТВС с малыми размерами дефектов не дожигаются в последующую кампанию, а также увеличиваются экономические потери, связанные с хранением негерметичного топлива, тем самым повышается топливная составляющая себестоимости энергии. Для решения этого вопроса разработаны проекты стендов для ремонта негерметичных ТВС. Осуществление принципа «нулевого дефекта» позволит сократить издержки, связанные с эксплуатацией и хранением ТВС с негерметичными твэлами, уменьшить время ППР. Фактически исключается возможность значительных экономических потерь из-за внеплановых остановов и разгрузок реактора при достижении предела безопасной эксплуатации по негерметичности твэлов. Кроме того, переход к новой концепции обращения с ЯТ позволит на порядки сократить удельные активности продуктов деления в РАО, загрязненность ими оборудования реактора, дозозатраты персонала.
При этом важен высокий уровень анализа данных результатов КГО, а также наличие достоверных критериев, своевременно адаптируемых для внедряемых модификаций топлива ВВЭР и новых проектов. 1.15. Стенд инспекции и ремонта ТВС (СИР ТВС)
При совместной работе ОКБ ГИДРОПРЕСС, НПФ «Сосны» и АО «Атоммашэкспорт» был разработан проект стенда инспекции и ремонта ТВС для АЭС-2006 (рис. 1.15.1). СИР ТВС расположен на стене БВ. Оборудование стенда позволяет выполнять следующие операции: - визуальный осмотр и видеосъемку ТВС; - контроль геометрических размеров ТВС и ее элементов; - контроль прогиба и скручивания ТВС; - демонтаж (монтаж) головки ТВС; - ультразвуковой потвэльный контроль герметичности оболочек; - вихревую дефектоскопию твэлов; - извлечение негерметичных твэлов и установка их в пенал для негерметичных твэлов. Процедура проведения ремонта на СИР следующая: инспектируемая ТВС устанавливается в гнездо СИР с помощью МП. Далее проводится визуальный осмотр, определение основных геометрических характеристик, определение прогиба и скручивания ТВС. После проведения инспектирования ТВС производится демонтаж головки ТВС устройством для снятия головки и проводится потвэльный КГО, в результате которого определяется местонахождение негерметичного твэла. Потвэльный КГО проводится ультразвуковым методом.
При принятии решения о возможности ремонта ТВС, происходит следующая процедура: с помощью захвата дефектный твэл извлекается из пучка, проходит процедуру вихревой дефектоскопии и устанавливается на хранение в пенал для негерметичных твэлов. Вместо негерметичного твэла устанавливается имитатор твэла. Затем на место устанавливается головка и с помощью МП ТВС перемещается в стеллаж бассейна выдержки [10].
КГО на остановленном реакторе (2 блок РоАЭС в период ППР в 2011г.)
Вынос радионуклидов из негерметичных твэлов определяется гидродинамическим переносом продуктов деления внутри твэла и выносом через дефект в оболочке при проведении КГО. Гидродинамический перенос продуктов деления зависит от геометрических параметров твэла и топлива, включая зазор между топливом и оболочкой, геометрических параметров трещин и межтаблеточных зазоров, величины объема газа под оболочкой твэла. Для получения данных о геометрических параметрах дефектного топлива с помощью расчетного кода РТОП-СА было проведено моделирование поведения негерметичного топлива на работающем реакторе. В качестве исходных данных были взяты эксплуатационные и геометрические характеристики топлива. С помощью программного комплекса КАСКАД были получены данные по распределению энерговыделения по высоте активной зоны для всех ТВС в течение стационарной топливной загрузки. Для АЭС-2006 рассматривался базовый 4-х годичный топливный цикл (2.3). Для РК-3 распределение энерговыделения по высоте активной зоны бралось для всех РК в АЗ в течение базового 6-ти годичного топливного цикла ВВЭР-440. Для обоих типов топлива моделировалось поведение твэлов с энергонапряжением по модели ВАРИАНТ 1 («твэл со средним энергонапряжением») (2.3). При моделировании предполагалась разгерметизация твэла в середине топливной кампании. В расчетах учитывалась неопределенность исходных геометрических параметров твэлов и характеристик возможного дефекта (размер зазора топливо-оболочка, высотное расположение дефекта). В результате расчетов создана база данных зазоров топливо-оболочка и межтаблеточных зазоров для различных параметров дефектных твэлов (год эксплуатации, размер дефекта). Зазоры рассчитаны на момент начала перегрузки топлива при температуре теплоносителя 27С. Полученные результаты являются входными данными для расчетов с помощью кода РТОП-КГО (1.11).
Выход продуктов деления из дефектных твэлов при контроле герметичности оболочек с циклированием давления в пенале системы обнаружения дефектных сборок был смоделирован с помощью кода РТОП-КГО. Сценарий изменения давления, задаваемый при расчетах, учитывает транспортные операции и само циклирование давление. Вследствие большого набора возможных неопределенностей, характерных для негерметичного твэла, расчеты были проведены при различных вариациях исходных параметров. В частности, изменялось значение начального зазора топливо/оболочка, что связано с невозможностью достоверного определения этого параметра в пределах допусков. Варьировалось высотное положение дефекта. Моделировалось поведение негерметичных твэлов с размерами дефектов от 20мкм до 250 мкм. Большое количество вариантов размеров дефектов были просчитаны, исходя из необходимости повысить точность оценки эффективного гидравлического диаметра дефекта. Указанные расчеты проводились для ТВС различных годов эксплуатации. В результате обработки расчетных данных были получены графики кинетических зависимостей выхода активности из дефектных твэлов, которые описывают поведение негерметичных твэлов с различными параметрами (год эксплуатации, размер зазора топливо/оболочка, размер дефекта, высотное положение дефекта) при проведении КГО с циклированием давления.
Графики активности реперных радионуклидов нормированы на значения удельных активностей соответствующих радионуклидов продуктов деления в пробе, отобранной через 20 минут после начала циклирования. Учет фоновой активности проводится вычитанием из полученных значений удельных активностей величины удельной активности на начало циклирования (3.3.1): A ц -A н А - (3.3.1), А -А кон нач где -Aотн нормированное значение активности, Aцикл- удельная активность реперного радионуклида в процессе циклирования, Aкон- удельная активность на конец циклирования, A нач - удельная активность на начало циклирования.
Для каждого эффективного диаметра дефекта твэла определенного года эксплуатации график выноса активности из негерметичного твэла строился с учетом возможных вариантов неопределенности связанным с начальным размером зазора топливо/оболочка и высотным положением дефекта. Таким образом, для каждого года эксплуатации были получены графики, характерные для различных размеров дефектов. Для оценки эффективных гидравлических диаметров дефектов негерметичных твэлов топлива АЭС-2006 были построены карты нормированных кинетических зависимостей по выходу активности при выполнении пенального КГО с циклированием давления.
На основе экспериментальных данных по значениям активности в отборах проб при проведении КГО с циклированием давления в пенале СОДС можно оценить эффективный гидравлический диаметр дефекта негерметичного твэла. Для этого проводится нормировка полученных значений активностей различных нуклидов и подбирается наиболее подходящий график из карты кинетических зависимостей. Далее по соответствующим прилагающимся таблицам определяются параметры дефекта.
На рисунках 3.3.1 – 3.3.4 представлены карты нормированных кинетических зависимостей выхода активности для оценки эффективного гидравлического диаметра дефекта при выполнении КГО с циклированием давления для негерметичного топлива АЭС-2006 1-4 года эксплуатации. Также в таблицах 3.3.1 - 3.3.4 показано соответствие различных кинетических зависимостей диапазону размеров дефекта в оболочке твэла топлива АЭС-2006 и значениям удельной активности в пробах после начала циклирования с учетом возможных неопределенностей измерений удельных активностей радионуклидов (5 % и 15 %) в контуре СОДС.