glonucsecГлобальная ядерная безопасностьGlobal Nuclear Safety2305-414X2499-9733National Research Nuclear University "MEPhI"10.26583/gns-2023-03-06QENCPDglonucsec-219Research ArticleЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИOPERATION OF FACILITIES NUCLEAR INDUSTRYПрименение метода вакуумного увода инертных радиоактивных газов для контроля герметичности оболочек твэлов ТВС ядерных реакторов типа ВВЭР при работе на мощностиApplication of the method of vacuum withdrawal inert radioactive gases to control of fuel rods leaking of nuclear reactors WWER types while operationhttps://orcid.org/0009-0001-0352-768XКалмыковС. Н.KalmykovS. N.

начальник лаборатории спектрометрии и КГО отдела ядерной безопасности и надежности

KalmykovSN@nvnpp1.rosenergoatom.ruhttps://orcid.org/0000-0002-7938-4208ПолозковС. Д.PolozkovS. D.

инженер лаборатории спектрометрии и КГО отдела ядерной безопасности и надежности 

PolozkovSD@nvnpp1.rosenergoatom.ruhttps://orcid.org/0009-0000-2841-8394КуринаА. И.KurinaA. I.

инженер 1 категории лаборатории спектрометрии и КГО отдела ядерной безопасности и надежности

KurinaAI@nvnpp1.rosenergoatom.ruhttps://orcid.org/0009-0009-3886-5126ГолубевЕ. И.GolubevE. I.

начальник отдела ядерной безопасности и надежности

GolubevEI@nvnpp1.rosenergoatom.ruФилиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»РоссияNovovoronezh Nuclear Power Plant – a branch of Rosenergoatom Concern JSCRussian Federation2023210920234836271Copyright © Калмыков С.Н., Полозков С.Д., Курина А.И., Голубев Е.И., 20232023Калмыков С.Н., Полозков С.Д., Курина А.И., Голубев Е.И.Kalmykov S.N., Polozkov S.D., Kurina A.I., Golubev E.I.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/219

. В настоящее время развивается комплексный подход по контролю герметичности оболочек твэлов ТВС на реакторных установках типа ВВЭР. Одним из главных этапов является этап достоверной регистрация наличия негерметичного твэла(ов) ТВС в составе активной зоны реактора при работе энергоблока на мощности. В представленной работе рассмотрены общие тенденции изменения активностей радионуклидов-продуктов деления в теплоносителе 1‑го контура реакторных установок типа ВВЭР разных поколений и проектов. Рассмотрен опыт Нововоронежской АЭС по способу отбора и выделению инертны радиоактивных газов из теплоносителя первого контура. Проведено сравнение методов измерения инертных радиоактивных газов в теплоносителе первого контура: методом прямой спектрометрии, криогенным методом и методом вакуумного увода. Рассмотрен вопрос достоверной регистрации момента разгерметизации твэла во время работы реакторной установки на мощности на примере энергоблока №5 Нововоронежской АЭС. Приведены сравнительные результаты анализа состояния активной зоны на герметичность твэлов ТВС по основным реперным радионуклидам. Наиболее достоверные результаты, свидетельствующие о факте разгерметизации твэла, были получены по результатам контроля удельных активностей и анализа изменения соотношения инертных радиоактивных газов, выполненного с применением метода вакуумного увода ИРГ. Контроль удельной активности инертных радиоактивных газов в теплоносителе первого контура позволяет с высокой достоверностью оценивать состояние физических барьеров. Предложенный метод отбора и выделения ИРГ, имеет высокую достоверность и сходимость результата, что является дополнительным инструментом при проведении контроля герметичности оболочек твэлов при работе энергоблока на мощности. Имея представительные данные по удельным активностям инертных радиоактивных газов, можно достоверно говорить о состоянии твэлов ТВС в активной зоне реактора.

Currently, a comprehensive approach is being developed for the integrity control of fuel rod claddings in pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants. One of the key stages is the reliable detection of leaking fuel rods within the reactor's active zone during power operation. This study examines the general trends in the activity of fission product radionuclides in the primary coolant of various generations and designs of PWRs. The experience of Novovoronezh Nuclear Power Plant is considered regarding the method of sampling and separation of inert radioactive gases from the primary coolant. A comparison is made between different methods of measuring inert radioactive gases in the primary coolant: direct spectrometry, cryogenic method, and vacuum extraction method. The issue of reliable detection of fuel rod leakage during reactor operation is discussed, using the example of Unit 5 at Novovoronezh Nuclear Power Plant. Comparative results are presented for the analysis of the integrity of fuel rod claddings based on key reference radionuclides. The most reliable results indicating fuel rod leakage were obtained through the control of specific activities and analysis of changes in the ratio of inert radioactive gases using the vacuum extraction method. Control of the specific activity of inert radioactive gases in the primary coolant enables a highly reliable assessment of the condition of physical barriers. The proposed method of sampling and separation of inert radioactive gases demonstrates high reliability and convergence of results, serving as an additional tool for integrity control of fuel rod claddings during power operation. Having representative data on the specific activities of inert radioactive gases allows for a reliable assessment of the condition of fuel rod claddings within the reactor core.

инертные радиоактивные газырадионуклидывыделение инертных радиоактивных газовразгерметизация твэлаконтроль герметичности оболочек твэлфизические барьерыВВЭРАЭС.inert radioactive gasesradionuclidesextraction of inert radioactive gasesfuel rod breachesfuel assembly cladding integrity controlphysical barriersVVERnuclear power plant.ReferencesБыков В.И., Горобцов Л.И., Калмыков С.Н. Опыт Нововоронежской АЭС по использованию данных по активности ИРГ в теплоносителе 1-го контура при контроле состояния 2 го физического барьера при работе энергоблоков на мощности. Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом. Сборник тезисов Международной научно-технической конференции. Нововоронеж: Нововоронежская АЭС, 2014. С. 3710.Быков В.И., Горобцов Л.И., Калмыков С.Н. Опыт Нововоронежской АЭС по использованию данных по активности ИРГ в теплоносителе 1-го контура при контроле состояния 2 го физического барьера при работе энергоблоков на мощности. Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом. Сборник тезисов Международной научно-технической конференции. Нововоронеж: Нововоронежская АЭС, 2014. С. 3710.Поваров В.П., Терещенко А.Б., Кравченко Ю.Н. и др. Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на НВ АЭС. Теплоэнергетика. 2014;2:54–58. https://doi.org/10.1134/s004036361402009xПоваров В.П., Терещенко А.Б., Кравченко Ю.Н. и др. Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на НВ АЭС. Теплоэнергетика. 2014;2:54–58. https://doi.org/10.1134/s004036361402009x

The authors declare that there are no conflicts of interest present.