Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000
Рассмотрены проблемы, связанные с возможностью осуществления контроля
 герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при переходе украинских АЭС на
 новые виды топлива. Розглянуто проблеми, пов’язані з можливістю здійснення контролю
 герметичності оболонок тепловидільних е...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Дата: | 2014 |
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2014
|
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97502 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 / В.И. Богорад, Т.В. Литвинская, А.В. Носовский, А.Ю. Слепченко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 29-33. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859987395599925248 |
|---|---|
| author | Богорад, В.И. Литвинская, Т.В. Носовский, А.В. Слепченко, А.Ю. |
| author_facet | Богорад, В.И. Литвинская, Т.В. Носовский, А.В. Слепченко, А.Ю. |
| citation_txt | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 / В.И. Богорад, Т.В. Литвинская, А.В. Носовский, А.Ю. Слепченко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 29-33. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | Рассмотрены проблемы, связанные с возможностью осуществления контроля
герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при переходе украинских АЭС на
новые виды топлива.
Розглянуто проблеми, пов’язані з можливістю здійснення контролю
герметичності оболонок тепловидільних елементів у разі переходу українських АЕС на
нові види палива.
The paper considers issues associated with leakage monitoring of fuel claddings in
transition of Ukrainian NPPs to new fuel types.
|
| first_indexed | 2025-12-07T16:29:23Z |
| format | Article |
| fulltext |
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 29
УДК 621.039.548
В. И. Богорад, Т. В. Литвинская,
А. В. Носовский, А. Ю. Слепченко
Государственное предприятие
«Государственный научно-технический центр по ядерной
и радиационной безопасности», г. Киев, Украина
Вопросы контроля
герметичности оболочек
тепловыделяющих
элементов при внедрении
новых видов ядерного
топлива на АЭС Украины
с реакторами ВВЭР-1000
Рассмотрены проблемы, связанные с возможностью осуществле-
ния контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов
при переходе украинских АЭС на новые виды топлива.
К л ю ч е в ы е с л о в а: активная зона, контроль, радионуклид, твэл,
ядерный реактор, ядерная безопасность.
В. І. Богорад, Т. В. Литвинська, А. В. Носовський,
О. Ю. Слепченко
Питання контролю герметичності оболонок тепло
видільних елементів із впровадженням нових видів
ядерного палива на атомних станціях України з реакто
рами ВВЕР1000
Розглянуто проблеми, пов’язані з можливістю здійснення контролю
герметичності оболонок тепловидільних елементів у разі переходу
українських АЕС на нові види палива.
К л ю ч о в і с л о в а: активна зона, контроль, радіонуклід, твел,
ядерний реактор, ядерна безпека.
© В. И. Богорад, Т. В. Литвинская, А. В. Носовский А. Ю. Слепченко, 2014
О
дним из основных видов радиационного кон‑
троля на атомной станции (АС) является ра‑
диационный контроль состояния защитных
барьеров, который включает, помимо всего
прочего, контроль герметичности оболочек
(КГО) тепловыделяющих элементов (твэлов) путем из‑
мерения объемной активности реперных радионуклидов
или их групп в теплоносителе основного циркуляцион‑
ного контура.
Основной нормативный критерий возможности экс‑
плуатировать топливную загрузку, в соответствии с ПБЯ‑
2008 [1], — количество негерметичных (поврежденных) твэлов
в активной зоне разного типа неплотности. Повреждения,
при которых из‑под оболочки твэла в теплоноситель по‑
падают только летучие продукты деления, принято назы‑
вать газовой неплотностью. Другой вид повреждений —
это повреждения, допускающие контакт топлива с водой.
Требования ПБЯ‑2008, ограничивающее количество не‑
герметичных твэлов в активной зоне для каждого из типов
повреждений, звучат так:
1. «Эксплуатационные пределы повреждения твэлов
за счет создания микротрещин с дефектами типа газовой
неплотности оболочки не должны превышать 0,2 % твэлов
и 0,02 % твэлов при прямом контакте ядерного топлива
с теплоносителем».
2. «Предел безопасной эксплуатации по количе‑
ству и характеру дефектов твэлов составляет 1 % твэлов
с дефектами типа “газовая неплотность” и 0,1 % твэлов,
для которых имеет место прямой контакт теплоносителя
с ядерным топливом».
Как видим, численное значение данного критерия же‑
стко закреплено нормативным документом и тем самым
служит исходной точкой для оценки всех радиационных
параметров энергоблока.
Следующие по значимости критерии герметичности
оболочек твэлов —пределы безопасной эксплуатации и экс-
плуатационные пределы по активности теплоносителя по ре-
перным радионуклидам. ОПБУ‑2008 [2] устанавливает связь
между критериями по количеству поврежденных твэлов
и критериями по активности теплоносителя по реперным
радионуклидам:
«В проекте АС устанавливаются эксплуатационные
пределы, пределы безопасной эксплуатации и максималь‑
ные пределы повреждения (количество и степень повреж‑
дения) тепловыделяющих элементов и соответствующие
им пределы радиоактивности теплоносителя первого кон‑
тура по реперным радионуклидам при нормальной экс‑
плуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации
и при проектных авариях».
Другими словами, в соответствии с требованиями дей‑
ствующих нормативных документов незыблемым является
критерий по количеству негерметичных твэлов в активной
зоне, а критерий по активности теплоносителя по репер‑
ным радионуклидам — производная от него величина.
Контроль герметичности оболочек твэлов (КГО) прово‑
дится как во время работы, так и после остановки реактор‑
ной установки (РУ). Цель КГО —выявление негерметич‑
ных отработанных сборок для организации их хранения
согласно нормам и правилам радиационной безопасности,
а также недопущение дальнейшей эксплуатации сборок,
превысивших критерий отказа.
Согласно [3], негерметичным является твэл, в оболочке
которого имеется сквозное повреждение. Различают два
типа таких нарушений: образование микротрещин, че‑
рез которые могут проникать только газообразные про‑
дукты деления (газовая неплотность), и наличие дефектов,
30 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
В. И. Богорад, Т. В. Литвинская, А. В. Носовский, А. Ю. Слепченко
при которых возможен непосредственный контакт топлива
с теплоносителем, что приводит к проникновению в него,
кроме газообразных, еще и других осколков деления.
КГО топлива реакторов типа ВВЭР‑1000 в Украине
проводится на основании документа [4], разработанного
ОКБ «Гидропресс».
Исходными данными для оценки степени герметично‑
сти твэлов работающей РУ служит либо активность изото‑
пов 131–135I в теплоносителе первого контура работающей
РУ, либо удельная активность этих же изотопов в воде кон‑
тура циркуляции стенда КГО для остановленной РУ.
Используемая на сегодняшний день методика [4] поз‑
воляет констатировать наличие (отсутствие) негерметич‑
ных твэлов и определить их оценочное число в загрузке
на работающей РУ или, при пенальном контроле на оста‑
новленной РУ, определить соответствие тепловыделяющих
сборок (ТВС) с негерметичными твэлами критерию отказа.
К основным недостаткам методики относятся, во‑первых,
её привязанность к твэлам заданной геометрии, имеющим
осевое отверстие и содержащим строго определенное ко‑
личество делящегося материала, и, во‑вторых, отсутствие
возможности оперативного определения величины выго‑
рания поврежденных твэлов на основании оперативных
данных по соотношению реперных радионуклидов в пер‑
вом контуре.
Для иллюстрации сказанного в табл. 1 приведены дан‑
ные (в условных единицах) по активности газового зазо‑
ра в топливе, для которого разрабатывалась методика [4],
а в табл. 2 — в топливе ТВСА‑12.
таблица 1. Активность газового зазора твэлов
по реперным радионуклидам йода для ТВСА
Радио-
нуклид
Продолжительность эксплуатации, лет
1 2 3 4
I‑131 6,7 6,4 5,2 6,8
I‑132 6,0 5,8 4,7 6,1
I‑133 5,5 5,2 4,3 5,6
I‑134 1,8 1,7 1,4 1,9
I‑135 2,2 2,1 1,8 2,3
С у м м а 22,2 21,2 17,4 22,7
таблица 2. Активность газового зазора твэлов/твэгов
по реперным радионуклидам йода для ТВСА‑12
Радио-
нуклид
Продолжительность эксплуатации, лет
1 2 3 4 5
I‑131 5,4/5,2 6,1/5,9 5,2/4,5 7,2/5,1 2,5/1,8
I‑132 4,0/3,9 4,6/4,4 3,9/3,4 5,3/3,7 1,8/1,3
I‑133 2,7/2,6 3,1/3,0 2,6/2,2 3,6/2,5 1,3/0,9
I‑134 0,5/0,5 0,6/0,5 0,5/0,4 0,9/0,6 0,4/0,3
I‑135 0,9/0,8 1,0/1,0 0,9/0,7 1,3/0,9 0,5/0,4
Сумма 13,5/13 15,4/14,8 13,1/11,2 18,3/12,8 6,5/4,7
Из таблиц видно, что, во‑первых, активность газового
зазора топлива ТВСА‑12 существенно отличается (в мень‑
шую сторону) от активности газового зазора топлива ТВСА,
а во‑вторых, в большей степени зависит от величины вы‑
горания. Все это в комплексе приводит к неприменимости
методики, разработанной для «старого» топлива, к топливу
ТВСА‑12, и по большому счету требует, по меньшей мере,
ее модернизации, а то и полной замены.
Если обратиться к мировой практике, то можно конста‑
тировать, что задачи контроля за целостностью ядерного
топлива являются общими [5], и везде основным физиче‑
ским принципом оценки является контроль содержания
осколков деления ядерного топлива в теплоносителе. При
этом отличаться могут только радионуклиды, по которым
ведется контроль. Как правило, это следующие группы
представительных нуклидов:
радиоактивные благородные газы: 133Xe, 133mXe, 135Xe,
138Xe, 85mKr, 87Kr, 88Kr;
изотопы йода: 131I, 132I, 133I, 134I, 135I;
изотопы цезия: 134Cs, 136Cs, 137Cs.
Методика [4] использует только информацию об изото‑
пах йода и цезия, хотя уже с 80‑х годов прошлого столетия
в КГО активно используется информация о благородных
газах, прежде всего изотопах ксенона [6]. В публикации [5]
показано, что контроль герметичности по благородным
радиоактивным газам более оперативен.
На сегодняшний день на основании полученных дан‑
ных об активности теплоносителя созданы и внедрены
экспертные системы КГО, позволяющие не только опре‑
делять уровень активности реперных нуклидов в тепло‑
носителе, но и давать рекомендации по режиму работы
реактора и дальнейшему использованию негерметичных
сборок в зависимости от степени разгерметизации. В ка‑
честве примера могут быть приведены такие системы, как
системы инженерной поддержки и контроля BEACON‑7
и ANC‑9 (компания «Вестингхауз»), которые используются
на 52 АЭС с PWR и ВВЭР в 10 странах. Работает в on‑line
режиме и система на основе кода DIADEME (Франция),
которая проводит мониторинг и анализ активности в пер‑
вом контуре PWR на основании измерения активности
радиоактивных благородных газов тоже в on‑line режиме.
Аналогичные разработки успешно ведутся и в России,
где созданы экспертные системы для анализа поведения
топлива ВВЭР, включающие расчетные коды РТОП‑СА,
РТОП и РТОП‑КГО (коды РТОП‑СА, РТОП‑КГО аттесто‑
ваны в Ростехнадзоре).
Экспертные системы не только решают обозначенные
выше проблемы, связанные с неоднородностью активной
зоны, но и позволяют проводить оценку выгорания повреж‑
денных твэлов (например, при отсутствии цезиевых спай‑
ков*), оценку выгорания при разгерметизации ТВС с разным
сроком эксплуатации, а также выявлять новые разгерметиза‑
ции по изменению соотношений Kr/Xe. Кроме того, внедрив
в практическую деятельность экспертные системы, можно
оптимизировать режимы изменения мощности РУ таким об‑
разом, чтобы эти изменения вызывали минимальный рост ак‑
тивности реперных радионуклидов в теплоносителе первого
контура при наличии в активной зоне негерметичных твэлов.
Такая экспертная система уже внедрена на Балаковской АЭС
и энергоблоке № 5 Нововоронежской АЭС.
* Под цезиевым спайком понимается скачкообразный рост удельной
активности радионуклидов цезия в теплоносителе при снижении мощно‑
сти реакторной установки.
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 31
Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины
таблица 3. Активность теплоносителя для разных видов топлива при нахождении
в активной зоне одного средненапряженного твэла для разной степени негерметичности, Бк/кг
Вид ТВС
Радио-
нуклид
µ1
i , с–1
10–6 10–5 10–4 10–3 10–2 >>λ3*
ТВС (ВВЭР‑1000)
131I 1,21E+04 2,19E+04 2,39E+04 2,41E+04 2,41E+04 2,41E+04
132I 1,99E+03 1,80E+04 9,25E+04 1,58E+05 1,70E+05 1,71E+05
133I 7,25E+03 3,85E+04 6,77E+04 7,33E+04 7,07E+04 7,40E+04
134I 7,66E+02 7,36E+03 5,29E+04 1,39E+05 1,66E+05 1,70E+05
135I 2,80E+03 2,16E+04 6,59E+04 8,29E+04 8,51E+04 8,55E+04
С у м м а 2,49E+04 1,07E+05 3,03E+05 4,77E+05 5,16E+05 5,25E+05
N 7,43E+03 1,73E+03 6,11E+02 3,88E+02 3,59E+01 3,52E+01
N%** 15 3 1 1 0,1 0,1
ТВСА
131I 1,32E+04 2,41E+04 2,62E+04 2,64E+04 2,64E+04 2,65E+04
132I 2,05E+03 1,85E+04 9,51E+04 1,62E+05 1,75E+05 1,76E+05
133I 7,84E+03 4,14E+04 7,29E+04 7,92E+04 7,96E+04 7,99E+04
134I 7,77E+02 7,47E+03 5,37E+04 1,42E+05 1,68E+05 1,72E+05
135I 2,95E+03 2,28E+04 6,96E+04 8,73E+04 8,99E+04 9,00E+04
С у м м а 2,68E+04 1,14E+05 3,18E+05 3,55E+05 3,71E+05 5,44E+05
N 6,90E+03 1,62E+03 5,82E+02 5,21E+02 4,99E+01 3,40E+01
N% 14 3 1 1 0,1 0,1
ТВС с удлиненным
топливным столбом
с центральным
отверстием
131I 1,04E+04 1,88E+04 2,05E+04 2,07E+04 2,07E+04 2,07E+04
132I 1,15E+03 1,04E+04 5,33E+04 9,10E+04 9,81E+04 9,88E+04
133I 6,14E+03 3,26E+04 5,74E+04 6,22E+04 6,25E+04 6,25E+04
134I 4,92E+02 4,70E+03 3,39E+04 8,92E+04 1,06E+05 1,08E+05
135I 2,08E+03 1,60E+04 4,92E+04 6,14E+04 6,29E+04 6,36E+04
С у м м а 2,03E+04 8,25E+04 1,57E+05 2,62E+05 2,88E+05 2,91E+05
N 9,11E+03 2,24E+03 1,18E+03 7,06E+02 6,42E+01 6,36E+01
N%** 18 4 2 1 0,1 0,1
ТВСА‑12
с удлиненным
топливным столбом
без центрального
отверстия
131I 7,73E+03 1,41E+04 1,54E+04 1,54E+04 1,55E+04 1,55E+04
132I 1,39E+02 1,26E+03 6,51E+03 1,00E+04 1,19E+04 1,20E+04
133I 2,65E+03 1,41E+04 2,47E+04 2,68E+04 2,69E+04 2,70E+04
134I 1,90E+01 1,83E+02 1,31E+03 3,44E+03 4,11E+03 4,18E+03
135I 4,40E+02 3,42E+03 1,04E+04 1,31E+04 1,35E+04 1,35E+04
С у м м а 1,10E+04 3,31E+04 5,83E+04 5,87E+04 7,19E+04 7,22E+04
N 1,68E+04 5,59E+03 3,17E+03 3,15E+03 2,57E+02 2,56E+02
N% 33 11 6 6 0,5 0,5
* Постоянная распада.
** Значения округлены так, чтобы их отношение к значению предела безопасной эксплуатации было кратно целому числу.
32 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
В. И. Богорад, Т. В. Литвинская, А. В. Носовский, А. Ю. Слепченко
Необходимо также отметить, что на сегодняшний день
ОАО «ВНИИАЭС» совместно с РНЦ КИ, Институтом
ядерных реакторов РНЦ КИ при участии ФГУП ГНЦ РФ
«ТРИНИТИ» разработана новая типовая методика конт‑
роля герметичности оболочек тепловыделяющих элемен‑
тов с возможностью использования для топлива разных
типов.
Таким образом, проблема методического обеспечения
КГО при эксплуатации топлива новых видов (ТВСА‑12)
может быть успешно решена путем усовершенствования
либо замены существующей на сегодняшний день методи‑
ческой базы КГО.
Другая проблема, связанная с появлением на рынке но‑
вых видов топлива ТВСА‑12, — это соответствие основного
критерия по количеству негерметичных твэлов критерию
по активности теплоносителя по реперным радионуклидам
йода. В табл. 3 приведены взятые из официальных доку‑
ментов значения активности теплоносителя по реперным
радионуклидам йода для разных видов топлива при на‑
хождении в активной зоне одного средненапряженного*
твэла разной степени негерметичности и рассчитанные
на их основании показатели количества (N ) и процент‑
ного содержания (N%) негерметичных твэлов в активной
зоне, соответствующие пределу безопасной эксплуатации
(1,85⋅108 Бк/кг) и эксплуатационному пределу (1,85⋅107 Бк/кг).
При этом для проведения оценки принималось, что по‑
вреждения твэлов типа «газовая неплотность» соответст‑
вуют показателям негерметичности 10–4 с–1 ≤ µ1
i ≤10–3 с–1,
а повреждения твэлов типа «контакт топлива с водой» —
показателям негерметичности µ1
i ≥ 10–2 с–1.
Как видно из табл. 3, предел безопасной эксплуатации
по количеству негерметичных твэлов, равный 1 % всех за‑
гружаемых в активную зону твэлов, соответствует преде‑
лу безопасной эксплуатации по суммарной активности
реперных радионуклидов йода только для топлива ТВС
(ВВЭР‑1000) и ТВС(А). Для других видов топлива такого
соответствия нет. Для того, чтобы топливо ТВСА‑12 со‑
ответствовало требованиям ПБЯ‑2008, потребовалось бы
снизить предел безопасной эксплуатации в 5—6 раз.
Естественно, что, с точки зрения необходимости выполне‑
ния требований нормативных документов, регулирующий
орган должен потребовать от эксплуатирующей организа‑
ции такого снижения эксплуатационных пределов и пре‑
делов безопасной эксплуатации при переходе на топливо
ТВСА‑12 даже несмотря на то, что все радиационные па‑
раметры энергоблока, включая выбросы в окружающую
среду, на порядки меньше своих допустимых уровней,
которые являются основным показателем безопасности
при нормальной работе АЭС. С другой стороны, такое
снижение эксплуатационного предела и предела безопас‑
ной эксплуатации приведет к необходимости пересмотра
всего радиационного контроля, проводимого в рамках
КГО, в сторону увеличения его объема из‑за низких зна‑
чений этих пределов.
Рассмотрим в качестве примера действующую на се‑
годняшний день методику [4] определения объема КГО
на остановленном реакторе по данным КГО на работа‑
ющем реакторе. В соответствии с этой методикой, КГО
всех 163 сборок на остановленном реакторе должен прово‑
диться, если во время работы на мощности удельная сум‑
марная активность радионуклидов йода в первом контуре
* Под средненапряженным, в контексте данной статьи, следует пони‑
мать твэл, отработавший половину всей кампании.
превысит 20 % своего эксплуатационного предела. С уче‑
том того, что для всех сборок ТВСА эксплуатационный
предел по удельной суммарной активности радионукли‑
дов йода составляет 3,7⋅107 Бк/кг, эксплуатационный пре‑
дел для сборки ТВСА‑12 будет равен 6,2⋅106 Бк/кг; 20 %
эксплуатационного предела составит 1,3⋅106 Бк/кг. Таким
образом, КГО всех 163 сборок ТВСА‑12 на остановленном
реакторе, в соответствии с требованиями документа [4],
должен проводиться, если во время работы на мощно‑
сти удельная суммарная активность радионуклидов йода
в первом контуре превысит 1,3⋅106 Бк/кг. В то же время,
как показывает практика, этот показатель удельной актив‑
ности соответствует загрязнению первого контура только
за счет поверхностного загрязнения твэлов топливной
композицией даже при отсутствии негерметичных твэлов.
Сформулированная выше проблема уже не может быть
решена только с помощью развития методической базы
КГО, так как связана с недостатками в самом норматив‑
ном документе ПБЯ‑2008.
В этой связи уместно напомнить историю появления са‑
мого требования к критерию безопасности по числу негер‑
метичных твэлов в активной зоне. Обратимся к правилам
ядерной безопасности атомных электростанций, выпущен‑
ным в 1974 г. [7]. В них требование к допустимому числу
негерметичных твэлов звучит следующим образом: «При
проектировании активной зоны реактора должны быть за‑
ранее установлены и обоснованы по условиям безопасной
эксплуатации АЭС допустимые пределы повреждения, ко‑
личество и степень повреждения твэлов» и «Активная зона
должна быть спроектирована таким образом, чтобы при
нормальной эксплуатации на протяжении всего расчет‑
ного срока службы не превышались допустимые пределы
повреждения твэлов». Само значение численного критерия
по числу негерметичных твэлов в документе отсутствует.
Впервые численное значение критерия появляется
в приложении к ПБЯ‑89 [8] под названием «Допол ни‑
тельные требования по безопасности АС с наиболее рас‑
пространенными в СССР типами РУ»: «Предел безопасной
эксплуатации по числу и величине дефектов ТВЭЛов со‑
ставляет 1 % ТВЭЛов с дефектами типа газовой неплот‑
ности и 0,1 % ТВЭЛов, для которых имеет место прямой
контакт теплоносителя и ядерного топлива». Следует от‑
метить, однако, что данная численная конкретизация пре‑
дела безопасной эксплуатации в [8] относится к опреде‑
ленному виду топливных сборок (из табл. 2 видно, что это
число соответствует пределу безопасной эксплуатации по
удельной суммарной активности теплоносителя по радио‑
нуклидам йода).
И, наконец, в украинском варианте ПБЯ‑2008 [1] дан‑
ный критерий распространяется на все виды топлива не‑
зависимо от его типа. Это и приводит к появлению про‑
блем при лицензировании его новых видов, связанных
с необходимостью существенного и, более того, не вполне
корректного снижения предела безопасной эксплуатации
по параметру активности первого контура по реперным
радионуклидам йода.
Таким образом, проблема несоответствия основного
критерия по количеству негерметичных твэлов критерию
по активности теплоносителя по реперным радионуклидам
йода для новых видов топлива может быть решена только
путем внесения соответствующих изменений в ПБЯ‑2008.
Резюмируя сказанное, следует констатировать, что пе‑
реход на новые виды топлива украинских АЭС должен
повлечь за собой, с одной стороны, усовершенствование
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 33
Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины
нормативной базы КГО на работающей установке, а с дру‑
гой — требует внесения изменений в действующие пра‑
вила безопасности ядерных установок путем исключения
количественных показателей по допустимому количеству
негерметичных твэлов.
Список использованной литературы
1. НП 306.2.145–2008. Правила ядерної безпеки реакторних
установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском. —
Затвердж. наказом Держатомрегулювання від 15.04.2008 № 73;
зареєстр. Мін’юстом 09.06.2008 за № 512/15203. — К. : ДКЯРУ,
2008. — 52 с.
2. НП 306.2.141–2008. Загальні положення безпеки атомних
станцій : Затвердж. наказом Держатомрегулювання від 19.11.2007
№ 162; зареєстр. Мін’юстом 25.01.2008 за № 56/14747. — К. :
3. ГОСт 28506—90. Сборки тепловыделяющие ядерных энер‑
гетических реакторов типа ВВЭР. Методы контроля герметич‑
ности оболочек тепловыделяющих элементов. —Введ. 01.07.91. —
(Межгосударственный стандарт. Группа Ф67 ВВЭР Fuel assemblies
in nuclear power W’WEK reactors. Fuel failure detection methods
MKC 27.120.10 ОКСТУ 6960)
4. Установка реакторная В‑320. Технические требования по кон‑
тролю герметичности оболочек твэлов ВВЭР‑1000 во время работы
и после остановки реакторной установки 320.00.00.00.000 Д119.
5. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors. — Vienna :
IAEA, 2010. — (IAEA Nuclear Energy Series No. NF‑T‑2.1).
6. K. Ono. Experience with the Fission Products Monitoring Sys‑
tem in Japanese Reactors, IAEA‑TECDOC‑709, Fuel failure in normal
operation of water reactors: experience, mechanisms and management
Proceedings of a Technical Committee Meeting held in Dimitrovgrad,
Russian Federation, 26–29 May.
7. ПБЯ‑04–74. Правила ядерной безопасности атомных элек‑
тростанций : Утвержд. Госатомнадзором СССР 31.12.1974. — М. :
Атомиздат, 1976.
8. ПНАЭ Г-1-024–90. Правила ядерной безопасности реак‑
торных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС‑89). — Утвержд.
Постановлением Госатомнадзора СССР от 12.06.90 № 7. Дата вве‑
дения 01.09.1990. — М., 1991.
References
1. NP 306.2.145–2008. Rules for Nuclear Safety of Nuclear Power
Plants with Pressurized Water Reactors: approved by SNRIU Order
No. 73 of 15.04.2008. — Kyiv: SNRIU, 2008. — P. 52. (Ukr)
2. NP 306.2.141–2008. General Safety Provisions for Nuclear Pow‑
er Plants: approved by SNRIU Order No. 162 of 19.11.2007 // Ofitsi‑
inyi visnyk Ukrainy. — 2008. — No. 9. — P. 226. (Ukr)
3. GOST 28506—90. Fuel Assemblies in Nuclear Power WWER
Reactors. Fuel Failure Detection Methods. — Introduced 01.07.91. —
(Interstate Standard. Group F67. ICS 27.120.10, OKSTU 6960) (Rus)
4. Reactor Facility V‑320. Technical Requirements for WWER‑
1000 Fuel Leakage Detection during Reactor Operation and after
Shutdown 320.00.00.00.000 Д119. (Rus)
5. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors. — Vienna:
IAEA, 2010. — (IAEA Nuclear Energy Series No. NF‑T‑2.1).
6. K. Ono. Experience with the Fission Products Monitoring System
in Japanese Reactors. IAEA‑TECDOC‑709. Fuel Failure in Normal
Operation of Water Reactors: Experience, Mechanisms and Manage‑
ment. Proceedings of a Technical Committee Meeting held in Dimi‑
trovgrad, Russian Federation, 26–29 May.
7. PBYa-04–74. Nuclear Safety Rules for Nuclear Power Plants:
approved by USSR Gosatomnadzor 31.12.1974. — Moscow: Atomizdat,
1976.
8. PNAE G-1-024–90. Nuclear Safety Rules for NPP Reactors
(PBYa RU AS‑89). — approved by Order of USSR Gosatomnadzor No.
7 of 12.06.90. Introduced 01.09.1990. — Moscow, 1991.
Получено 06.02.2014.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97502 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T16:29:23Z |
| publishDate | 2014 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Богорад, В.И. Литвинская, Т.В. Носовский, А.В. Слепченко, А.Ю. 2016-03-28T18:49:51Z 2016-03-28T18:49:51Z 2014 Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 / В.И. Богорад, Т.В. Литвинская, А.В. Носовский, А.Ю. Слепченко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 29-33. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97502 621.039.548 Рассмотрены проблемы, связанные с возможностью осуществления контроля
 герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при переходе украинских АЭС на
 новые виды топлива. Розглянуто проблеми, пов’язані з можливістю здійснення контролю
 герметичності оболонок тепловидільних елементів у разі переходу українських АЕС на
 нові види палива. The paper considers issues associated with leakage monitoring of fuel claddings in
 transition of Ukrainian NPPs to new fuel types. ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 Питання контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів із впровадженням нових видів ядерного палива на АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 Leakage Monitoring of Fuel Claddings in Introduction of New Nuclear Fuel Types at WWER-1000 NPPs in Ukraine Article published earlier |
| spellingShingle | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 Богорад, В.И. Литвинская, Т.В. Носовский, А.В. Слепченко, А.Ю. |
| title | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 |
| title_alt | Питання контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів із впровадженням нових видів ядерного палива на АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 Leakage Monitoring of Fuel Claddings in Introduction of New Nuclear Fuel Types at WWER-1000 NPPs in Ukraine |
| title_full | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 |
| title_fullStr | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 |
| title_full_unstemmed | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 |
| title_short | Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 |
| title_sort | вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на аэс украины с реакторами ввэр-1000 |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97502 |
| work_keys_str_mv | AT bogoradvi voprosykontrolâgermetičnostioboločekteplovydelâûŝihélementovprivnedreniinovyhvidovâdernogotoplivanaaésukrainysreaktoramivvér1000 AT litvinskaâtv voprosykontrolâgermetičnostioboločekteplovydelâûŝihélementovprivnedreniinovyhvidovâdernogotoplivanaaésukrainysreaktoramivvér1000 AT nosovskiiav voprosykontrolâgermetičnostioboločekteplovydelâûŝihélementovprivnedreniinovyhvidovâdernogotoplivanaaésukrainysreaktoramivvér1000 AT slepčenkoaû voprosykontrolâgermetičnostioboločekteplovydelâûŝihélementovprivnedreniinovyhvidovâdernogotoplivanaaésukrainysreaktoramivvér1000 AT bogoradvi pitannâkontrolûgermetičnostíobolonokteplovidílʹnihelementívízvprovadžennâmnovihvidívâdernogopalivanaaesukraínizreaktoramivver1000 AT litvinskaâtv pitannâkontrolûgermetičnostíobolonokteplovidílʹnihelementívízvprovadžennâmnovihvidívâdernogopalivanaaesukraínizreaktoramivver1000 AT nosovskiiav pitannâkontrolûgermetičnostíobolonokteplovidílʹnihelementívízvprovadžennâmnovihvidívâdernogopalivanaaesukraínizreaktoramivver1000 AT slepčenkoaû pitannâkontrolûgermetičnostíobolonokteplovidílʹnihelementívízvprovadžennâmnovihvidívâdernogopalivanaaesukraínizreaktoramivver1000 AT bogoradvi leakagemonitoringoffuelcladdingsinintroductionofnewnuclearfueltypesatwwer1000nppsinukraine AT litvinskaâtv leakagemonitoringoffuelcladdingsinintroductionofnewnuclearfueltypesatwwer1000nppsinukraine AT nosovskiiav leakagemonitoringoffuelcladdingsinintroductionofnewnuclearfueltypesatwwer1000nppsinukraine AT slepčenkoaû leakagemonitoringoffuelcladdingsinintroductionofnewnuclearfueltypesatwwer1000nppsinukraine |