Применение метода вакуумного увода инертных радиоактивных газов для контроля герметичности оболочек твэлов ТВС ядерных реакторов типа ВВЭР при работе на мощности

. 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.

1. 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.

2. 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/s004036361402009x