Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Детальное изучение состояния твэлов, достигших необходимого выгорания и выгруженных из реактора, осуществляется в защитной камере. В процессе исследований оценивается состояние отработавших твэлов и других узлов ТВС, выявляются дефектные твэлы и причины возникновения дефектов, оцениваются возможности достижения сверхпланового выгорания и намечаются пути совершенствования ТВС. Кроме того, при γ-спектрометрических исследованиях отработавших твэлов можно экспериментально определить абсолютное значение выгорания топлива и распределение выгорания по сечению и высоте ТВС и получить сведения о миграции осколков деления, что косвенно позволяет оценить рабочую температуру топлива в твэлах.
Твэлы ВВЭР работают при высоких перепадах температуры между центральной частью твэлов и оболочкой, создающих термические напряжения. Флюенсы нейтронов, воздействующие на твэлы, достигают значений порядка 1021 нейтр/см2. При таких условиях эксплуатации твэлов происходит распухание топлива с накоплением газообразных осколков деления под оболочкой и изменение прочностных свойств оболочек твэлов.
Экспериментальное изучение отработавших ТВС в защитной камере позволило сделать вывод, что конструкция ТВС ВВЭР и твэлов и технология их изготовления обеспечивают достаточную работоспособность топлива до проектного выгорания и выше.
При исследовании отработавших ТВС в защитной камере в первую очередь производится визуальный осмотр с целью выявления возможных дефектов и оценки характера отложений продуктов коррозии. Оборудование защитной камеры позволяет измерить диаметр и длину твэла, давление газообразных продуктов деления под оболочкой, предел прочности и относительное удлинение оболочек твэла и определить химический состав обнаруженных отложений.
В табл. 8.6 для примера приведены экспериментальные данные об изменении диаметра и длины твэлов ТВС ВВЭР-365 2-го блока НВАЭС [112]. Изменение диаметра твэла находится в пределах допуска на изготовление, т. е. поперечное распухание оболочек фактически отсутствует. Увеличение длины твэлов несколько выше допуска на изготовление. Конструкция ТВС позволяет компенсировать температурные удлинения твэлов, при этом отсутствие их искривления указывает на нормальную компенсацию таких удлинений.
Давление газообразных осколков деления под оболочкой твэла определяется путем прокола оболочки. В исследованных ТВС ВВЭР- 365 давление газа под оболочками твэла в рабочих условиях равно около 10 кгс/см2. Такое значение давления под оболочкой указывает на то, что температура топливных таблеток при работе твэлов не превышает 1600 °С [113].

Таблица 8.6. Изменение геометрических размеров твэлов под облучением


Изменение размеров твэла, %

диаметра

. длины

7,5

-0,55

+0,16

19,1

' -0,22

+0,17

25,6

+ 0,33

+0,24

Особое внимание уделяется изучению твэлов с обнаруженными дефектами в оболочке.
В качестве возможных причин повреждения оболочек твэлов можно назвать следующие: 1) местный перегрев; . 2) растрескивание, связанное с напряжениями или усталостью, а также с влиянием термических циклов сердечника и оболочки твэла при быстрых и значительных изменениях мощности ТВС и реактора в целом; 3) распухание или чрезмерное удлинение твэлов, вызванное накоплением газообразных продуктов деления или структурными изменениями топливных таблеток; 4) развитие микродефектов оболочки твэлов, не выявленных в процессе изготовления ТВС на заводе.
Основной причиной появления повреждений оболочек твэлов является, по-видимому, развитие скрытых дефектов, не выявленных при заводском контроле.
Количество отложений продуктов коррозии на поверхности твэла незначительно [114] и не может привести к серьезным нарушениям теплоотвода. В значительной степени это объясняется отсутствием застойных зон в ТВС. Обнаруживаемые отложения имеют темно-коричневую окраску на фоне темно-серой окисной пленки оболочек твэлов и легко снимаются ватным тампоном. Застойные зоны появляются в зазорах между чехлами ТВС. На поверхности чехлов
Таблица 8.7. Ядерно-физические свойства характерных осколков деления

Схема установки для гамма-спектрометрического исследования выгорания топлива
Рис. 8.3. Схема установки для гамма-спектрометрического исследования выгорания топлива:
1 — детектор; 2 — захват; 3 — тепловыделяющий элемент; 4 — коллиматор; 5 — стол для разделки ТВС

TBC поэтому наблюдается повышенное осаждение коррозионных отложений, которые активируются в нейтронном потоке. Активированные продукты коррозии, отложившиеся на чехлах ТВС и внутрикорпусных устройствах, при нарушениях водного режима могут распространиться по всему 1-му контуру и увеличить радиоактивное загрязнение оборудования.
Исследование отработавших ТВС позволяет получить информацию об условиях работы топлива в реакторе.
С помощью γ-спектрометрии отработавших твэлов можно определить абсолютное значение выгорания топлива, распределение выгорания по сечению и высоте ТВС и ряд других характеристик [115 —117].

Таблица 8.8. Экспериментальные значения глубины выгорания ядерного топлива в ТВС ВВЭР-210 и ВВЭР-365

Таблица 8.9. Содержание изотопов урана, плутония, америция и кюрия в образцах с различной глубиной выгорания (соответственно по столбцам 10,97 + 0,36; 35,5 ±1,6; 36,5±1,7; 11,18±0,32 и 11,89±0,42 кг/т U)

Метод γ-спектрометрии осколков деления позволяет проводить измерения выгорания без предварительной радиохимической переработки облученного топлива. Для оценки выгорания выбирают осколки деления и продукты их распада, имеющие высокий выход и достаточно большой период полураспада (табл. 8.7).
В защитной камере НВАЭС γ-спектры осколков деления определяют полупроводниковым германий-литиевым детектором с использованием многоканального анализатора. После разборки ТВС твэлы устанавливают перед щелью коллиматора и перемещают по высоте относительно детектора (рис. 8.3). С помощью многоканального анализатора хорошо разрешаются γ-линии 513 кэВ от 85Кг и 106Ru, 605 и 796 кэВ 134Cs, 622 кэВ 106Ru, 724 и 757 кэВ 85Zr и др.

Для определения выгорания ядерного топлива используется γ-линия изотопов 137Cs и 106Ru. Изотоп 137Cs имеет большой выход при делении 235U и 239Ри. Изотоп 106Ru имеет преимущественный выход от деления ядер 239Ри и 241Ри. Абсолютное выгорание определяют сравнением интенсивности γ-линии 137Cs исследуемого топлива и эталонного цезиевого источника (табл. 8.8). Погрешность определения выгорания 235U не превышает ± 10%, а 239Ри — ± 15%.
Проверку γ-спектрометрического метода определения выгорания осуществляют масс-спектрометрическим методом (табл. 8.9).
По измерению распределения изотопов цезия и рутения может быть сделан вывод о температурном режиме работы твэлов. Миграция изотопов цезия наблюдается при температуре двуокиси урана выше 1600 °С [113], а при проплавлении топлива мигрирует изотоп 106Ru. Исследования твэлов ТВС ВВЭР-210 и ВВЭР-365 показали, что температура топлива не превышает 1600 °С.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети