Метод дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения с топливом дисперсионного типа тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Фоменков Роман Викторович

• Фоменков Роман Викторович
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Фоменков Роман Викторович

ВВЕДЕНИЕ

Первая глава. Состояние вопроса и постановка задачи

1.1 Обоснование надёжности твэлов а.з. новых ЯЭУ

1.2 Методы дефектации ОТВС

1.2.1 Дефектация ОТВС «Акустическим» методом

1.2.2 Дефектация «мокрым» методом

1.2.3 Дефектация ОТВС «сухим» методом

1.2.4 Дефектация ОТВС «комбинированным» методом

1.3 Опыт дефектации ОТВС с разными типами дефектов

1.3.1 Опыт дефектации ОТВС с крупными дефектами

1.3.2 Опыт дефектации ОТВС со средними дефектами

1.4 Способы повышения скорости выхода ГПД

1.4.1 Влияние давления на скорость выхода ГПД

1.4.2 Влияние температуры на скорость выхода ГПД

1.5 Проблемы, возникшие при дефектации ОТВС с нагревом ГИК до 300°С. Постановка задачи

1.5.1 Априорные данные о коэффициентах диффузии

1.5.2 Появление новых эффектов при дефектации ОТВС

1.6 Выводы по первой главе. Цели и задачи работы

Вторая глава. Теоретический анализ закономерностей выхода 85Ит из негерметичных твэлов

2.1 Математические модели миграции продуктов деления в облучённом топливе

2.2 Приведение модели выхода ГПД к условно стационарным условиям

2.3. Алгоритмы расчёта параметров аналитических соотношений по результатам дефектации

2.3.1 Определение скорости выхода ГПД из топлива

2.3.2 Определение эффективного времени

2.3.3 Определение «меры дефекта» О

2.4 Критерий выхода на равновесие

2.5 Сопоставление между собой результатов дефектации

2.5.1 Если все параметры расчётной модели определены

2.5.2 Если не все параметры определены в процессе анализа

2.5.3 Если при повторном нагреве активность 85Кг была на уровне фоновых значений

2.6 Выводы по второй главе

Третья глава. Апробация аналитических соотношений

3.1 Снижение скорости выхода в ходе дефектации с нагревом

3.2 Снижение скорости выхода в ходе дефектации без нагрева

3.3 Сопоставление экспериментальных данных с расчётом

3.4 Выводы по третьей главе

Четвёртая глава. Выявление и устранение факторов, мешающих измерению активности 85Ит при дефектации

4.1 Сравнительный анализ результатов радиометрического и гамма-спектрометрического контроля

4.2 Динамика изменения активности газа на УСД при нагреве

4.3 Выявление мешающих примесей

4.4 Отработка различных способов удаления мешающих примесей

4.5 Модернизация системы очистки стенда дефектации и результаты, полученные после её проведения

4.6 Выводы по четвёртой главе

Пятая глава. Методика поиска микродефектов в оболочках твэлов. Апробация заложенных в методику алгоритмов

5.1 Методика поиска ОТВС с микродефектами в оболочках твэлов

5.1.1 Выполнение работ на стенде дефектации ОТВС

5.1.2 Статистическая обработка результатов дефектации

5.1.3 Определение параметров при росте объёмной активности газа

5.1.4 Оценка параметров при отсутствии явного роста объёмной активности

5.1.5 Сопоставление результатов двух нагревов... 5.2 Апробация разработанной методики дефектации

93

5.3 Выводы по пятой главе

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

СПИСОК УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ

ПРИЛОЖЕНИЕ А. ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ УСТАНОВОК

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ, ВЫПОЛНЕННЫХ С

НЕГЕРМЕТИЧНЫМИ ОТВС

ПРИЛОЖЕНИЕ В. ОЦЕНКА ЗНАЧЕНИЙ КОЭФФИЦИЕНТОВ ДИФФУЗИИ

ПРИЛОЖЕНИЕ Г. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ, РАССМОТРЕННЫХ

ПРИ АПРОБАЦИИ АНАЛИТИЧЕСКИХ СООТНОШЕНИЙ

ПРИЛОЖЕНИЕ Д. ДИНАМИКА ИЗМЕНЕНИЯ ПОКАЗАНИЙ УДГ-1Б В

ПРОЦЕССЕ ЭКСПЕРИМЕНТОВ С ГЕРМЕТИЧНЫМИ ОТВС

ПРИЛОЖЕНИЕ Е. ТЕМПЕРАТУРНАЯ КАЛИБРОВКА УСД

ПРИЛОЖЕНИЕ Ж. АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ ПЕРВИЧНОГО И ПОВТОРНОГО

НАГРЕВОВ ОТВС

ПРИЛОЖЕНИЕ И. РЕАЛИЗАЦИЯ И ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАБОТЫ

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Метод дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения с топливом дисперсионного типа»

Актуальность темы исследований

Диссертационная работа посвящена решению задачи, важной для обеспечения целостности защитных барьеров безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) транспортного назначения. Она заключается в совершенствовании метода обнаружения отработавших (облучённых) тепловыделяющих сборок (ОТВС) с топливом дисперсионного типа, в составе которых присутствуют негерметичные твэлы (далее - негерметичные ОТВС).

Реальные размеры трещин (сквозных отверстий) в оболочках твэлов могут варьироваться в достаточно широком диапазоне: от нескольких десятков микрон до сотен миллиметров. В то же время, даже при использовании современных методов дефектации, негерметичные ОТВС с топливом дисперсионного типа могут быть идентифицированы лишь в случае, когда линейные размеры дефектов превышают несколько десятых миллиметра.

Для активных зон (а.з.) ЯЭУ нового типа достоверное выявление негерметичных сборок на стадии образования микродефектов (трещины, размеры которых исчисляются микронами) является крайне важным. Это связано, прежде всего, с необходимостью выбора ОТВС для последующих материаловедческих исследований, цель которых заключается в установлении причин разгерметизации на начальных стадиях её образования. Также поиск негерметичных ОТВС необходим для обеспечения их раздельного хранения от герметичных.

С целью идентификации микродефектов оболочек твэлов было необходимо исследовать процессы выхода реперного радионуклида 85Кг из топлива дисперсионного типа в зависимости от температуры нагрева и давления при внереакторной дефектации ОТВС реальных ЯЭУ.

Цель работы: Разработка нового метода обнаружения дефектов на ранних стадиях разгерметизации оболочек твэлов с топливом дисперсионного типа, характеризующегося повышенной достоверностью.

Для достижения намеченной цели поставлены следующие задачи:

1. Разработать аналитические соотношения, позволяющие связать объёмную активность 85Кг в контуре стенда дефектации с площадью открытой поверхности топлива дисперсионного типа.

2. Выявить факторы, снижающие достоверность определения активности 85Кг в контуре стенда дефектации с применением средств системы радиационного контроля (СРК). Определить способ устранения данных факторов и провести его экспериментальную проверку.

3. Разработать методику обнаружения ОТВС с микродефектами в оболочках твэлов дисперсионного типа.

4. Апробировать методику по результатам экспериментов с реальными ОТВС.

Научная новизна работы

1. Впервые разработаны аналитические соотношения, позволившие связать объёмную активность 85Кг в контуре стенда внереакторной дефектации с площадью открытой поверхности топлива негерметичной ОТВС. Вместо реальных времени и температуры дефектации в данных соотношениях используются эффективные параметры.

2. Впервые предложено для отбраковки ложных результатов дефектации использовать такую характеристику ОТВС, как «мера дефекта», которая косвенно связана с размером суммарной площади открытой поверхности топлива в области трещин оболочек твэлов и остаётся неизменной при повторных нагревах сборок до одной и той же температуры.

3. Установлено, что при нагреве стенда дефектации с ОТВС до температуры 300°С в измерительный контур поступает нуклид 14С, что снижает достоверность определения активности 85Кг с использованием средств СРК.

Практическая значимость работы

1. Разработана методика обнаружения ОТВС с микродефектами в оболочках твэлов дисперсионного типа, включающая последовательность проведения самой дефектации, а также алгоритмы обработки экспериментальных данных и отбраковки ложных результатов с использованием математической модели выхода 85Кг из негерметичных твэлов. Алгоритмы, заложенные в данную методику, предназначены для анализа результатов дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения, прошедших испытания во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова».

2. Разработана система удаления нуклида 14С из контура стенда дефектации, которая позволяет идентифицировать ОТВС с микродефектами оболочек твэлов без привлечения трудоёмких гамма-спектрометрических исследований.

Методы исследования

При решении поставленных в работе задач использовались:

- экспериментальные методы, включающие универсальный стенд внереакторной дефектации, позволяющий определять герметичности ОТВС за счёт контроля активности радионуклида 85Кг, выходящего при различных температурах нагрева в контур стенда дефектации;

- расчётные методы, включающие: математический аппарат с применением решений уравнения диффузии для разработки расчётной модели описания выхода 85Кг из негерметичных твэлов в процессе дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения; математическое моделирование на ЭВМ алгоритмов расчётной модели выхода 85Кг из негерметичных твэлов.

Положения, выносимые на защиту

1. Аналитические соотношения, позволяющие связать объёмную активность 85Кг в контуре стенда дефектации с площадью открытой поверхности топлива и временем нагрева ОТВС за счёт использования «эффективных» параметров.

2. Методика обнаружения ОТВС с микродефектами в оболочках твэлов дисперсионного типа при внереакторной дефектации «сухим» методом.

3. Результаты экспериментальных исследований по влиянию выхода радионуклида ^ в измерительный контур при нагреве стенда дефектации с ОТВС до температуры 300°С на точность метода обнаружения негерметичных твэлов с использованием установки УДГ-1Б.

4. Результаты апробации методики обнаружения ОТВС с микродефектами оболочек твэлов дисперсионного типа.

Достоверность представленных результатов, выводов и

рекомендаций обеспечена использованием аттестованных методик, поверенных средств измерения, а также согласованием результатов расчёта с экспериментальными данными, полученных при дефектации негерметичных сборок.

Реализация и внедрение результатов работы

Система очистки универсального стенда дефектации была модернизирована в соответствии с предложенным способом КГО твэлов (патент № 2 622 107, G21C 17/00; акт №РБ-17-392 А от 05.09.2017 «Об использовании изобретения по патенту № 2 622 107»). Представленные в диссертационной работе алгоритмы, соотношения и критерии, а также предложения по порядку проведения нагрева ОТВС и очистке газа от «мешающих» примесей формализованы в виде «Методики обнаружения ОТВС с микродефектами в оболочках твэлов дисперсионного типа» (уч. №05-23-755/1 М от 28.11.2023). Алгоритмы, заложенные в методику, предназначены для анализа результатов дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения, прошедших дефектацию во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова».

Апробация результатов

Результаты и основные положения работы докладывались и обсуждались на межотраслевых научно-технических совещаниях: «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной

энергетике «Атомэнергоаналитика-2005», «Атомэнергоаналитика-2007», «Атомэнергоаналитика-2017», (2005, 2007 и 2017 годы) г. Сосновый Бор Ленинградской области; IX Российской конференции с международным участием «Радиохимия 2018» (2018 год), г. Санкт-Петербург; XXVI и XXVII международных семинарах «Спектрометрический анализ. Аппаратура и обработка данных» (2019 и 2021 годы) г. Обнинск; межотраслевой научно-технической конференции «Реакторные материалы атомной энергетики» (2021 год), г. Екатеринбург.

Публикации: По теме диссертации опубликовано 12 работ, из них 4 статьи в научно-технических рецензируемых журналах, включенных в перечень ВАК; 7 материалов конференций и семинаров; 1 патент Российской Федерации. Кроме того, результаты, которые включены в диссертацию, содержатся в 15 отчётах о НИР, выпущенных во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова».

Соответствие паспорту специальности

Содержание диссертационного исследования соответствует направлениям исследований п.1,2 паспорта научной специальности 2.4.9. Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность.

Личный вклад автора в совместных исследованиях и работах, которые выполнялись для разработки рассматриваемой методики дефектации, заключается в следующем:

1. Анализ теоретических зависимостей, описывающих выход продуктов деления из облучённого топлива. Разработка на основании данного анализа аналитических соотношений, позволяющих связать скорость выхода 85Кг при дефектации с размерами открытой поверхности топлива и временем дефектации, а также критерия отбраковки экспериментальных данных.

2. Обобщение результатов дефектации и их анализ с применением разработанных критериев, аналитических соотношений и алгоритмов расчёта.

3. Обнаружение выхода с поверхностей ОТВС бета-излучающих примесей в контур стенда дефектации при его нагреве до 300°С. Обоснование необходимости поиска и устранения данных примесей. Определение эффективности очистки газа от ^ при использовании различных методов очистки.

4. Организация и выполнение анализа проб газа со стенда дефектации с применением гамма-спектрометрических методов. Участие в организации экспериментов по исследованию ОТВС, включая разработку программ данных исследований. Обобщение и анализ результатов экспериментов, поставленных на стенде дефектации с герметичными и негерметичными ОТВС.

Структура и объём работы

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, основных результатов и выводов, библиографии, включающей 84 наименования, и приложений. Работа изложена на 1 13 страницах машинописного текста (209 страницах вместе с приложениями), включая 26 рисунков, 8 таблиц и 8 приложений (40 рисунков и 42 таблицы).

Работа выполнена в отделе химико-технологических исследований (ОХТИ) ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова».

Автор признателен своему научному руководителю Рустему Эдуардовичу Зинатуллину за наставления и неоценимую помощь в процессе осуществления научной деятельности, постоянное внимание к деталям работы, а также Анатолию Алексеевичу Ефимову за его поддержку и неоценимую помощь при подготовке данной работы.

Автор благодарит В.А. Василенко, И.В. Мирошниченко, Ю.В. Крюкова, А.В. Ельшина, В.Н. Епимахова, А.А. Змитродана, И.С. Орлёнкова, О.Н. Саранчу, М.Н. Баева, А.Л. Митенкова, Ю.К. Корнева, С.Н. Орлова, А.М. Ситникова, без чьей помощи выполнение данной работы было бы невозможно.

Первая глава. Состояние вопроса и постановка задачи

В разделе 1.1 данной главы приведены основные отличия а.з., эксплуатирующихся на АЭС и на ЯЭУ транспортного назначения, а также представлен порядок проведения исследований, направленных на обоснование надёжности твэлов.

Выбор ОТВС для исследований осуществляется по результатам дефектации. В разделе 1.2 представлены методы её проведения как на стационарных ЯЭУ большой мощности, так и типовых установках транспортного назначения.

Опыт идентификации ОТВС с разными типами дефектов представлен в разделе 1.3.

Способы повышения скорости выхода реперных нуклидов из негерметичных твэлов в процессе их дефектации рассмотрены в разделе 1.4.

Проблемы, которые возникли при поиске ОТВС с микродефектами (с микротрещинами - трещинами, видимыми исключительно под микроскопом [1]) в оболочках твэлов выбранным методом, приведены в разделе 1.5.

Основные выводы по главе 1, а также задачи, которые необходимо было решить в процессе диссертационной работы, приведены в разделе 1.6.

1.1 Обоснование надёжности твэлов а.з. новых ЯЭУ

Безопасность ЯЭУ неотъемлемо связана с надёжностью используемых в составе а.з. тепловыделяющих элементов. Твэлы, предназначенные для использования на установках различного назначения, существенно отличаются друг от друга конструкцией, используемыми материалам оболочки и топливной композиции. Различаются они также по количеству загруженного топлива и его обогащению.

Для повышения эффективности использования ядерного топлива и, соответственно, обоснования достижения его глубокого выгорания, а также для определения предельных возможностей конструкции твэла [2] возникла тенденция к внедрению эксплуатационных режимов с маневрированием

мощностью на АЭС [3]. Несмотря на это, а.з. ЯЭУ транспортного назначения и атомных станций малой мощности (АСММ) [4], по сравнению с АЭС, всегда обладали большей маневренностью, что приводило к высоким динамическим и термическим нагрузкам. Периодические остановки и пуски реактора, а также частые изменения мощности при маневрах судна приводят к циклическим упругопластическим нагрузкам на отдельные участки а.з. [5].

В отличие от АЭС, замена а.з. транспортных и транспортабельных установок выполняется только в заводских условиях, поскольку требует вскрытия прочного корпуса корабля. Это приводит к выходу реакторной установки из действия на долгое время, что влечёт за собой стратегические и экономические потери [6]. В связи с этим, конструкция а.з. подобного типа должна обеспечивать работоспособность ЯЭУ в случае её длительной эксплуатации с негерметичными твэлами, при условии допустимой активности теплоносителя первого контура [4].

Результаты многочисленных испытаний показали, что твэлы дисперсионного типа с теплопроводящей матрицей способны сохранять работоспособность даже в условиях манёвренных режимов эксплуатации. С 2000 года в реакторах действующих атомных ледоколов используется, в основном, дисперсионные твэлы [7]. Основными преимуществами твэлов данного типа являются: наличие матрицы из неделящегося материала высокой теплопроводности, отсутствие зазора между топливом и оболочкой, низкая рабочая температура топлива и локальный характер наблюдаемой разгерметизации твэлов [4-5,8].

Согласно НП-001-15 [9], для новых а.з. АЭС пределы безопасной эксплуатации по повреждению твэлов должны быть установлены в техническом проекте. Те же принципы распространяются на ЯЭУ транспортного назначения - суда и другие плавсредства с ядерными реакторами НП-022-17 [10]. Используемые технические и организационные решения, применяемые на ЯЭУ, должны быть апробированы с применением

имеющегося опыта эксплуатации установок, а также результатов испытаний прототипов нового оборудования.

Обоснование надёжности твэлов новых а.з. требует создания новых прочностных расчётных моделей. Верификация данных моделей выполняется по результатам материаловедческих исследований ОТВС, которые были испытаны на петлевых установках или в составе а.з. полномасштабных стендов-прототипов [6,11].

Время исследования твэлов на надёжность занимает от 6 до 9,5 лет. Эксперименты на работающем реакторе длятся от 4 до 6 лет, промежуточное хранение для расхолаживания в бассейне выдержки - от 1 до 2 лет, исследование ТВС в «горячих» камерах - от 1 до 1,5 лет [7]. В процессе исследований в «горячих» камерах особое внимание уделяется негерметичным ОТВС, поскольку анализ имеющихся дефектов позволяет выявить слабые места их конструкции [12]. Поскольку выполнение материаловедческих исследований связано с большими трудозатратами и высокой стоимостью работ, из всего массива облучённых сборок отбираются лишь несколько негерметичных ОТВС. Выбор сборок для исследований осуществляется на основании результатов дефектации ОТВС.

Образующиеся в процессе эксплуатации а.з. ЯЭУ дефекты твэлов, как правило, представляют собой физические повреждения материала оболочки твэлов в виде трещин различного размера: от микротрещин до макротрещин, приводящим к непосредственному контакту топлива с теплоносителем [13,14].

Отметим, что, помимо прочего, достоверная дефектация решает задачу рационального дальнейшего обращения с облучённым топливом, что приводит к снижению нагрузки на объекты долговременного хранения и захоронения ядерных и радиационно-опасных материалов [14].

1.2 Методы дефектации ОТВС

Для контроля герметичности тепловыделяющих сборок, облучённых в ходе эксплуатации на АЭС и транспортных ЯЭУ, а также в ходе реакторных

испытаний, проводят дефектацию ОТВС: «акустическим» методом, «мокрым» методом, «сухим» методом, а также «комбинированным» методом.

1.2.1 Дефектация ОТВС «Акустическим» методом

Дефектация ОТВС «акустическим» методом основана на регистрации акустических колебаний, возникающих:

- при истечении газа в теплоноситель через имеющуюся микротрещину, за счёт наличия избыточного давлении под оболочкой твэлов инертных газов, закачиваемых в подоболочечное пространство при изготовлении твэлов или поступающих из топлива при эксплуатации ЯЭУ [16];

- за счёт возбуждения в оболочке твэла ультразвуковых волн, с последующей регистрацией отражённого сигнала [17].

К минусам «акустического» метода следует отнеси возможность его реализации только на заранее изученных тепловыделяющих сборках, для которых были проведены специализированные исследования при различных стадиях развития дефектов.

1.2.2 Дефектация «мокрым» методом

Дефектация «мокрым» методом основана на регистрации активности продуктов деления, выходящих из топлива через дефектные оболочки твэлов в изолированный объём воды. Способы реализации «мокрого» метода дефектации отличаются друг от друга различными вариантами ускорения процесса:

- за счёт реализации цикла разогрева-охлаждения ОТВС в специализированном пенале под давлением с последующим отбором проб для анализа [18];

- за счет принудительного снижения давления в изолированном объёме с ОТВС, из которого отбираются пробы воды для радиометрических анализов [19];

- за счёт реализации цикла повышения-понижения внешнего давления в пенале системы обнаружения дефектных сборок, в который загружается исследуемая ОТВС, с последующим анализом активности радионуклидов 131^ 134Cs, в отобранных пробах [20-22].

Изложенные выше способы стимуляции выхода ПД из-под оболочки негерметичных твэлов успешно применяются для твэлов контейнерного типа. Тем не менее, проблема «мокрого» метода дефектации заключается в неоднозначной связи между размером дефекта твэла и интегральным выходом радионуклидов [23]. При этом скорость их выхода в воду сильно ограничена температурой разогрева сборок [19] и локальным характером дефектов [8]. Также отмечается значительное влияние на результаты дефектации поверхностных загрязнений ТВС реперными радионуклидами, которые могут поступать в воду из поверхностных отложений [14].

Для интенсификации выхода продуктов деления из негерметичного твэла с матричным топливом в работе [18] предложен способ дефектации, который использует кипение воды. Дефектация проводится «мокрым» методом с тем отличием, что ОТВС разогревается до температуры 130-160°С при избыточном давлении 0,8 МПа. После разогрева, перед охлаждением сборки, избыточное давление сбрасывается по линии пробоотбора. Это приводит к интенсивному вскипанию воды в пенале и в области дефекта оболочки негерметичных твэлов. При этом авторами работы отмечается выброс паровых пузырей с захваченными продуктами деления из негерметичных твэлов в контролируемый объём воды. В процессе дефектации герметичных ОТВС данным способом роста активности продуктов деления, присутствующих в отложениях на поверхности сборок, зафиксировано не было, что позволяет рассматривать его как наиболее перспективный для ОТВС с матричным топливом.

1.2.3 Дефектация ОТВС «сухим» методом

В рамках «сухого» метода дефектации исследуемая ОТВС помещается в специальный вакуумный испытательный контейнер и заполняется газом, чаще всего, воздухом. Температура сборки повышается либо за счёт собственного остаточного энерговыделения, либо путём принудительного разогрева паром или электронагревателями. После нагрева сборки выполняется анализ активности газов, поступающих в контур.

В процессе реализации «сухого» метода дефектации различают:

- дефектацию ОТВС по «штатному» регламенту, в ходе которой сборка помещается в специальный вакуумный контейнер и нагревается до температуры порядка 150°С [24];

- дефектацию «экспресс-методом», которая выполняется сразу после загрузки ОТВС в ячейку чехла хранилища типа ЧТ-14, из которой, с помощью специального устройства, отбирается проба газа для её последующих измерений [7];

- дефектацию с криогенным концентрированием, в ходе которой ТВС помещается в юстирующем устройстве газосборником вниз и охлаждается до температуры ниже температуры кипения криптона с последующей регистрацией гамма-излучения от радионуклида 85& [25];

- дефектацию за счёт измерения концентрации 220Кл, которая заключается в экспрессном выделении методом электроосаждения из проб газа, отобранных из чехла хранения ОТВС, его дочерних продуктов распада с последующим измерением альфа-активности полученных образцов [26].

К недостаткам «сухого» метода следует отнести опасность перегрева оболочек твэлов, необходимость использования сложного и дорогостоящего оборудования [7], а также сильное ограничение по температуре нагрева ОТВС. В качестве реперного радионуклида при дефектации ОТВС с большим временем выдержки используется долгоживущий радионуклид 85Kr, при бета-распаде которого испускается гамма-кванты с энергией 514 кэВ. На 10000

бета-распадов данного нуклида испускается всего 43 гамма-кванта указанной энергии, что снижает чувствительность контроля активности 85& с применением методов гамма-спектрометрии.

1.2.4 Дефектация ОТВС «комбинированным» методом

Дефектация «комбинированным» методом сочетает в себе признаки «мокрого» и «сухого» методов. В ходе её реализации исследуемая ОТВС помещается в контейнер, заполненный жидким теплоносителем (преимущественно водой), из которого путём подачи сжатого воздуха выделяются газообразные продукты деления, поступающие из негерметичных сборок. Различают несколько способов дефектации «комбинированным» методом:

- контроль герметичности ОТВС выполняется в перегрузочной машине («сиппинг-метод») в процессе операции транспортировки при перегрузке топлива за счёт сепарации ГПД из воды [27-28] с последующим анализом активности газа (нуклидов 133Xe, 131mXe, 85Kr) в пробах воздуха из верхней полости штанги;

- дефектация при переводе на сухое хранение выполняется путём размещения ОТВС в контейнере, предварительно заполненным химобессоленной водой, с последующим анализом в пробах настоя приращения активности радионуклидов 134Cs и 13"^; после опорожнения контейнера выполняется его вакуумирование с последующим анализов в пробах газа Р-активности благородных газов 85&, 133Хе [29].

- внутриреакторная дефектация ОТВС, при реализации которой сборка изолирования в реакторе от основного массива специальным устройством, после чего выполняется замещение теплоносителя дистиллированной водой с последующим наблюдением накопления в данной воде реперных продуктов деления; в первые 1,5 месяца после останова в качестве реперов используются радионуклиды 133Xe, 13^ Xe и 13% при больших выдержках ОТВС - радионуклиды 85& и 13^ [7,30];

- методика «EDF», в процессе реализации которой контролируемая ОТВС помещается в герметичный пенал и заполняется водой; температура воды увеличивается ступенчатым образом через равные промежутки времени с непрерывным контролем активности радионуклидов 133Хе или 85£г [14];

- контроль ОТВС осуществляется за счёт циклических подъёмов и сбросов давления в герметичном пенале системы обнаружения дефектных сборок, за счёт чего провоцируется быстрый массоперенос нуклидов внутри твэла с их последующим выходом из дефектов [23,31].

В общем случае, выбор метода дефектации ОТВС зависит от скорости выхода из негерметичных твэлов газообразных продуктов деления. На скорость влияют:

- размеры дефекта (площадь открытой поверхности топлива, включая открытые поры);

- скорость миграции продуктов деления в топливе (топливной композиции);

- скорость миграции продуктов деления в подоболочечном пространстве (при наличии свободного газового объёма внутри твэла), контактирующем с дефектом.

Суммируя вышесказанное, отметим, что для поиска негерметичных ОТВС с топливом дисперсионного типа, которые эксплуатируются на ЯЭУ транспортного назначения и АСММ, прямое использование (перенесение) опыта «большой» энергетики невозможно. Рассмотрим отдельно опыт дефектации ОТВС транспортных установок при различных размерах дефектов.

1.3 Опыт дефектации ОТВС с разными типами дефектов

Поиск ОТВС ЯЭУ транспортного назначения с разными размерами дефектов может выполняться с использованием отличных друг от друга методов дефектации. Ниже рассмотрен опыт дефектации ОТВС дефектами в

оболочках твэлов, которые условно можно отнести к «крупным» и «средними».

1.3.1 Опыт дефектации ОТВС с крупными дефектами

Для поиска ОТВС с крупными дефектами на ЯЭУ транспортного назначения хорошо зарекомендовали себя: метод оперативного КГО твэлов («экспресс-метод») [7] и метод внутриреакторной дефектации ОТВС [30].

В процессе дефектации «экспресс-методом» выполняется контроль герметичности ОТВС после её загрузки в ячейку чехла хранилища (типа ЧТ-14). С помощью специального устройства проба газа над головками (заглушками) твэлов отбирается в систему, выполняющую радиометрические измерения активности. Превышение фоновых показаний прибора более чем в 2 раза (фон на уровне 50 имп./с) позволяет говорить о негерметичности ОТВС.

Данный метод был использован на атомном ледоколе «Россия», а.з. которого имела признаки разгерметизации твэлов (за короткое время удельная активность теплоносителя возросла до 1,2 108 Бк/кг) [7]. После останова реактора до выгрузки ОТВС прошло порядка 8 мес. В ходе дефектации было определено, что максимальная активность пробы газа превысила фоновые показания в двух случаях: для одной ОТВС - в 15 раз, а для другой - всего в 5 раз, что говорит о низкой чувствительности метода.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Фоменков Роман Викторович, 2024 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Примечание: если источник является авторским трудом, то к его номеру добавлена литера «А».

1. ГОСТ Р ИСО 6520-1-2012. Классификация дефектов геометрии и сплошности в металлических материалах. Часть 1. Сварка плавлением.

2. Бурукин А.В. Исследование в реакторе МИР.М1 поведения твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности: автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. - Димитровград, 2010. - 23 с.

3. Зборовский В.Г. Развитие моделей поведения ядерного топлива в условиях повышенного выгорания, переходных режимов и при пенальном контроле герметичности оболочек твэлов: автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. - Троицк, 2012. - 25 с.

4. Опыт и перспективы разработки материалов и твэлов для транспортных реакторов и атомных станций малой мощности / Г.В. Кулаков,

A.В. Ватулин, С.А. Ершов [и др.] // Атомная энергия. - 2015. - Т. 119, вып. 5. - С. 243-249.

5. Деев В.И. Основы расчета судовых ЯЭУ: учебное пособие /

B.И. Деев, Н.В. Щукин, А.Л. Черезов; ред. В.И. Деев. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. - 256 с.

6. Методические особенности моделирования работоспособности тепловыделяющих элементов / Г.В. Кулаков, Ю.В. Коновалов, А.А. Косауров, А.В. Ватулин // Инженерный журнал: наука и инновации. - 2015. - Вып. 6. -URL: http: //engj ournal .ru/catalog/pmce/nre/1408. html.

7. Метод оперативного контроля герметичности оболочек твэлов при выгрузке ледокольной активной зоны / М.М. Кашка, А.Н. Пастухов, О.Б. Самойлов [и др.] // Атомная энергия. - 2016. - Т. 121, вып. 5. - С. 290-293.

8. Самойлов А.Г. Дисперсионные твэлы: в 2-х т. Т.2. Конструкция и работоспособность / А.Г. Самойлов, А.И. Каштанов, В.С. Волков. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 256 с.

9. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций: Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, дата введения 15 февраля 2016 г. -Москва: Ростехнадзор, 2016. - 57 с.

10. НП-022-17. Общие положения обеспечения безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами: Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору 04 сентября 2017 г. № 351. - Москва: Ростехнадзор, 2017.

11. Василенко В.А. Концепция и технология комплексных испытаний судовых ядерных энергетических установок на наземных стендах-прототипах.

- СПб.: Изд.-во «Моринтех», 2003. - 168 с.

12. Перепелкин С.О. Изучение состояния и возможности извлечения негерметичных твэлов из ремонтопригодных ТВС ВВЭР-1000: автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. -Димитровград, 2010. - 24 с.

13. Дезактивация АЭС и ЯЭУ с водным теплоносителем / В.Г. Крицкий, Ю.А. Радионов, П.С. Стяжкин, С.А. Матвеев; Государственная корпорация по атомной энергии «РОСАТОМ», ОАО «Научно -исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий «АТОМПРОЕКТ» (ОАО «АТОМПРОЕКТ»). - М: Буки Веди, 2016. - 475 с.

14. Иванов Н.А. Оценка степени негерметичности твэлов с модернизированным топливом на работающем и остановленном реакторе ВВЭР: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук.

- Подольск, 2017. - 156 с.

15. Исследование накопления долгоживущих радионуклидов в активных зонах реакторных установок атомных ледоколов / Н.Н. Мельников, В.П. Конухин, В.А. Наумов [и др.] // Вестник Кольского научного центра РАН. - 2013. - 3(14) - С. 9-19. - URL: https://docplayer.ru/51829077-Issledovanie-nakopleniya-dolgozhivushchih-radionuklidov-v-aktivnyh-zonah-reaktornyh-ustanovok-atomnyh-ledokolov.html.

16. Патент № 2069901 Российская Федерация, G21C17/00. Способ контроля газовой негерметичности твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления: опубликовано 27.11.1996 / А.В. Данилычев, В.А. Левченко, В.Г. Щекотов, Л.А. Щекотова.

17. Патент № 2262757 Российская Федерация, (13) C1 (51) 7 G21C17/06, G21C17/07. Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов: опубликовано 20.10.2005 / С.В. Павлов, В.П. Смирнов, А.В. Смирнов [и др.].

18. Жемжуров М.Л. Разработка методов КГО ТВС с матричным топливом и их применение при перегрузке энергетического ядерного реактора / М.Л. Жемжуров, В.А. Левадный, В.В. Бурнос // Атомная энергия. - 1992. -Т.72, вып. 3. - С. 296-298.

19. Патент № 2094861 Российская Федерация, G21C 17/06. Способ обнаружения негерметичных твэлов: опубликовано 27.10.1997 / И.А. Белов, А.С. Иванов.

20. РД ЭО 1.1.2.10.0521-2009. Типовая методика контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Сборки тепловыделяющих ядерных реакторов ВВЭР-1000. - М.: Концерн «Росэнергоатом», 2009.

21. РД ЭО 1.1.2.10.0522-2009. Типовая методика контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Сборки тепловыделяющих ядерных реакторов ВВЭР-440. - М.: Концерн «Росэнергоатом», 2009.

22. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А. Андрушечко, А.М. Афров, Б.Ю. Васильев [и др.]. - М.: Логос, 2010. - 604 с.

23. Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на Нововоронежской АЭС / В.П. Поваров, А.Б. Терещенко, Ю.Н. Кравченко [и др.] // Теплоэнергетика. -2014. - № 2. - С. 54-64.

24. Обоснование методики контроля герметичности оболочек твэлов с матричной структурой топлива при перегрузках реактора / М.Л. Жемжуров, В.А. Левадный, В.Б. Нестеренко, И.Я. Поплыко // Известия АН БССР. Сер. Физ.-энерг. наук. - 1987. - №4. - С. 7-10.

25. Патент №1267976 Российская Федерация 021С 17/04. Способ определения целостности оболочек облучённых тепловыделяющих элементов: опубликовано 27.11.2001 / Ю.М. Головченко, Е.П. Клочков, А.В. Сухих.

26. Применение метода электроосаждения для контроля герметичности отработавших ТВС / А.А. Котляров, А.Ю. Максимов,

A.А. Мавлютов, С.Д. Тиунов // Научная сессия МИФИ-2001: сб. науч. тр. в 14 т. Т.8. Молекулярно-селективные и нелинейные явления и процессы. Физико-технические проблемы нетрадиционной энергетики. Физико-технические проблемы ядерной энергетики. - М.: МИФИ, 2001. - С. 138-139.

27. Славягин П.Д. Совершенствование контроля герметичности твэлов при эксплуатации энергоблоков АЭС С ВВЭР-1000 / П.Д. Славягин,

B.А. Хрусталев // Вестник СГТУ. Энергетика и электротехника. - 2004. - № 4 (5). - С. 86-91.

28. Патент № 2186429 Российская Федерация, С2 021 С 17/07, 19/10. Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления: опубликован 27.07.2002 / В.Я. Геча, Л.А. Первушин, В.П. Середкин, П.Д. Славягин.

29. Патент № 2147148 Российская Федерация, G21C17/00, G01M3/00. Способ контроля герметичности оболочек твэлов при переводе на сухое хранение. Исследование устройств на герметичность: опубликован 27.03.2000 / Т.Ф. Макарчук, Ю.В. Козлов, Г.С. Кривошеин, В.Н. Кузнецов.

30. Патент № 2297680 Российская Федерация, 021С 17/07. Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления: опубликован 20.04.2007 / В.М. Ещеркин, А.С. Курский,

A.В. Ещеркин, А.М. Краснов.

31. Моделирование выноса радионуклидов при контроле герметичности тепловыделяющих элементов на остановленном реакторе /

B.Г. Зборовский, В.В. Лиханский, И.А. Евдокимов [и др.] // Математическое моделирование. - 2011. - Т. 23, № 7. - С. 145-160.

32А. Внереакторный контроль герметичности оболочек твэлов ОТВС ТЯЭУ / В.Г. Ильин, В.Н. Епимахов, В.В. Четвериков [и др.] // Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике (Атомэнергоаналитика-2017): восьмая научно-техническая конференция: материалы конференции; 30 мая - 01 июня 2017 г. / ред. Ю.В. Цапко. - СПб.: Изд-во ВВМ, 2017. - С. 391-394.

33А. Фоменков Р.В. Особенности внереакторной дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения / Р.В. Фоменков, Р.Э. Зинатуллин, О.Н. Саранча // Реакторные материалы атомной энергетики: тезисы докладов межотраслевой научно-технической конференции; г. Екатеринбург 6-9 сентября 2021 г. -

C. 37-39.

34. Новицкий П.В. Оценка погрешностей результатов измерений / П.В. Новицкий, И.В. Зограф. - Л.: Энергоатомиздат, 1991. - 304 с.

35. Дегальцев Ю.Г. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении / Ю.Г. Дегальцев, Н.Н. Понаморёв-Степной, В.Ф. Кузнецов В.Ф. - М.: Энергоатомиздат,1987. - 208 с.

36. Ластман Б. Радиационные явления в двуокиси урана. - М.: Атомиздат, 1964. - 288 с.

37. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций: Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, постановление от 10 декабря 2007 г. №4. - Москва: Ростехнадзор, 2007. - 23 с.

38. Сорокин А.А. Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов: автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. - Троицк: ФГУП «Государственный научный центр Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований», 2010. - 27 с.

39. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: учеб. пособие для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 224 с.

40. Harnden A.M.C. Fission product release from SLOWPOKE-2 reactors: Ph.D. Thesis. - Queen's University, Department of Physics, 1993.

41. J. Crank. The mathematics of diffusion. - Second edition. - Clarendon press Oxford, 1975. - 421 p.

42. Изменение потока трития при термоциклировании образца литиевой керамики в процессе реакторного облучения / И.Н. Бекман, И.М. Бунцева, И.Л. Тажибаева И.Л. [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Термоядерный синтез. - 2009. - Вып. 2. - С. 83-92.

43. Lassmann K. Numerical algorithms for intragranular fission gas release / K. Lassmann, H. Benk // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - Vol. 280. - P. 127-135.

44. Forderg K. Difusion theory of fission gas migration in irradiated nuclear fuel UO2 / K. Forderg, A.R. Massihl // Journal of Nuclear Materials. - 1985. - Vol. 135. - P.140-148.

45. Castleman A.W. Diffusion of iodine through aluminum / A.W. Castleman, F.E. Hoffmann, A.M. Eshaya. - BNL 644 (T-205), September 1960.

46. Diffusion phenomena and isotope effects in the extraction of fission-product xenon and krypton from irradiated U3O8 / Can. J. [et al.] // Canadian Journal of Physics. 1960. - Vol. 38. - P. 945 - 954.

47. Lewis B.J. A kinetic model for fission-product release and fuel oxidation behavior Zircoloy-clad fuel elements under reactor accident conditions / B.J. Lewis, D.S. Cox, F.C. Iglesias // Journal of Nuclear Materials. - 1993. - Vol. 207. - P. 228-241.

48. Van Uffelen Paul. Modelling of Nuclear Fuel Behaviour. - EUR 22321 EN - DG Joint Research Centre, Institute for Transuranium Elements. 2006.

49. Fission Products Release from Irradiated FBR MOX Fuel during Transient Conditions / I. Sato [et al.] // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2003. - Vol. 40, No. 2. - P. 104-113.

50. Release of fission products (Xe, I, Te, Cs, Mo and Tc) from polycrystaline U02 / S.G. Prussin [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 1988. -Vol. 154. - P. 25-37.

51. Lawrence G.T. A review of the diffusion coefficient of fission-product rare gases in uranium dioxide // Journal of Nuclear Materials. - 1978. - Vol. 71. - P. 195-218.

52. Denis A. Simulation of fission gas release during temperature transients. Studies on fuels with low fission gas release, IAEA. - Moscow, Russia, October 1996. - P. 43-51.

53. Denis A. Simulation of isothermal fission gas release / A. Denis, R. Piotrkowski // Journal of Nuclear Materials. - 1996. - Vol. 229. - P. 149-154.

54А. Краснопёров В.М. Основные закономерности развития негерметичности интерметаллических твэлов на остановленном реакторе / В.М. Краснопёров, Р.В. Фоменков, И.С. Орлёнков // Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: материалы IV-го научно-технического совещания «Атомэнергоаналитика-2007»: Вып. 6. - СПб.: Изд.-во «Менделеев», 2007. - С. 214 - 218.

55. Бекман И.Н. Математика диффузии: учебное пособие. - М.: Издательство «ОнтоПринт», 2016. - 400 с.

56А. Фоменков Р.В. Разработка методики дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения с нагревом до различных температур / Р.В. Фоменков, Р.Э. Зинатуллин // Реакторные материалы атомной энергетики: тезисы докладов межотраслевой научно-технической конференции, г. Екатеринбург, 6-9 сентября 2021 г. - С. 39-40.

57А. Фоменков Р.В. Математическая модель выхода долгоживущих газообразных продуктов деления из негерметичных ОТВС с топливом дисперсионного типа / Р.В. Фоменков, А.В. Ельшин, Р.Э. Зинатуллин // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: научно-технический сборник. - 2023. - N 1(31). - С. 16-30.58.

58. Гмурман В.Е. Теория вероятности и математическая статистика: учебное пособие для вузов. - М.: «Высш. Школа», 1972. - 368 с.

59А. Фоменков Р.В. Апробация математической модели выхода долгоживущих газообразных продуктов деления из негерметичных облучённых тепловыделяющих сборок c топливом дисперсионного типа / Р.В. Фоменков, А.А. Ефимов, Р.Э. Зинатуллин // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: научно-технический сборник. - 2023. - N 3(33). - С. 25-37.

60. Гамма-спектрометры с полупроводниковыми детекторами. Методика поверки: методические указания; МИ 1916-88. - М.: НПО «ВНИИФТРИ», 1989. - 34с.

61. Кукин С.Р. Проблемы обращения с газообразными радиоактивными отходами и регистрацией радионуклидов при выбросе газа системы ГВД в атмосферный воздух / С.Р. Кукин, Д.В. Поникаровских, А.В. Пучков // Корабельная ядерная энергетика: межотраслевая научно-техническая конференция КЯЭ-2018. Секция 2. Вопросы обеспечения жизненного цикла корабельных ЯЭУ: сборник тезисов докладов. - Нижний Новгород: АО "ОКБМ Африкантов", 2018. - С. 45-46.

62А. Фоменков Р.В. Модернизация стенда дефектации ОТВС ЯЭУ транспортного назначения для идентификации микродефектов оболочек дисперсионных твэлов / Р.В. Фоменков, В.Н. Епимахов, Р.Э. Зинатуллин, А.А. Ефимов // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: научно-технический сборник. - 2022. - N 4 (30). - С. 31-40.

63. Газоаэрозольные отходы Нововоронежской АЭС и оценка загрязнения внешней среды / Г.Г. Дорошенко, Е.С. Леонов, С.В. Панченко [и др.] // Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС: сборник докладов научно-технической конференции СЭВ: Книга 5, г. Вильнюс, май 1982 г. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - С. 48-52.

64A. Совершенствование технологии радиохимического контроля при дефектации ОТВС: отчёт о НИР, инв. №1186/О / В.Н. Епимахов, Р.В. Фоменков, В.В. Четвериков [и др.]. - Сосновый Бор: НИТИ, 2015. - 65 с.

65. Бекман И.Н. Ядерная индустрия: курс лекций. - М.: МГУ, 2005. -

870 с.

66A. Внереакторный контроль герметичности оболочек твэлов транспортных ЯЭУ / В.Н. Епимахов, В.В. Четвериков, В.Г. Ильин [и др.] // Радиохимия 2018: IX Российская конференция с международным участием: сборник тезисов докладов, г. Санкт-Петербург, 17-21 сентября 2018 г. - Санкт-Петербург, 2018 - С. 180.

67. Стыро Б.И. Динамика фоновых концентраций йода-129 и методика его определения / Б.И. Стыро, Т.Н. Недвецкайте, В.И. Филистович // Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС: сборник докладов научно-технической конференции СЭВ: Книга 5, г. Вильнюс, май 1982 г. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - С. 155-159.

68A. Leak detection of irradiated fuel assemblies in naval marine plants / Vitalii Epimakhov, V.G. Ilyin, V.V. Chetverikov [et al.] // 18th Radiochemical Conference: Czech Chemical Society Symposium Series 16 (2). 49-268 (2018). -ISSN 2336-7202. - http://www.ccsss.cz. - P. 172-173.

69. Рублевский В.П. АЭС с реактором ВВЭР-440 как источник выброса углерода-14 // Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС: сборник докладов научно-технической конференции СЭВ: Книга 5, г. Вильнюс, май 1982 г. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - С. 151-154.

70. Москвин Л.Н. Радиохимический контроль водных и воздушных сред в атомной энергетике / Л.Н. Москвин, В.Н. Епимахов, В.В. Четвериков // Радиохимия. - 2011. - Т.53, № 6. - С. 3-13.

71A. Патент № 2622107 Российская Федерация, G21C 17/00. Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок: опубликовано 13.06.2017 / В.Н. Епимахов, В.В. Четвериков, В.Г. Ильин [и др.].

72. Бендат Дж. Прикладной анализ случайных данных / Дж. Бендат, А. Пирсол. - М.: Мир, 1989. - 540 с.

73. ГОСТ Р 8.997-2021. Алгоритмы оценки метрологических характеристик при аттестации методик измерений в области использования атомной энергии: национальный стандарт Российской Федерации: дата введения 2021-10-01.

74А. Фоменков Р.В. Методика обнаружения ОТВС с микродефектами оболочек твэлов и результаты апробации заложенных в неё алгоритмов / Р.В. Фоменков, Р.Э. Зинатуллин // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: научно-технический сборник. - 2023. - N 2(32). - С. 41-53.

75. Rest J. Modeling the behavior of Xe, I, Cs, Te, Ba and Sr in the solid and liquefied fuel during severe accidents // Journal of Nuclear Materials. - 1987. -Vol. 150. - P. 203-225.

76. Turnbull J.A. The diffusion coefficient of gaseous and volatile species during the irradiation of uranium dioxide / J.A. Turnbull, C.A. Friskney // Journal of Nuclear Materials. - 1982. - Vol. 107. - P. 168-184.

77. Toshiaki Kogai. Modelling of fission gas release and gaseous swelling of light water reactor fuels // Journal of Nuclear Materials. - 1997. - Vol. 244. - P. 131-140.

78. Vinson D.W. Containment evaluation of breached al-snf for cask transport / D.W. Vinson, R.L. Sindler, N.C. Lyer // Wsrc-MS-2005-00654.

79. Fission gas release in FBR MOX fuel irradiated to high burnup / K. Maeda [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2005. - V. 346. - P. 244-252.

80. Lewis B.J. Fundamental aspects of defective nuclear fuel behavior and fission product release // Journal of Nuclear Materials. -1988. - Vol. 160. - P. 201217.

81. Anne M.C. Harnden-Gillis. Fission product release from SLOWPOKE-2 reactors: Ph.D. Thesis. - Queen's University, Department of Physics, 1993.

82. Емельянов И.Я. Конструирование ядерных реакторов: учебное пособие для вузов // И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 400 с.

83. Shibata T. Release of fission products from irradiated aluminide fuel at high temperatures / T. Shibata, T. Tamai, M. Hayashi, J.C. Posey, J.L. Snelgrove // Nuclear Science and Engineering. - 1984. - V. 87. - P. 405-417.

84. Thermal extraction of krypton in aluminum using mass spectrometer / K. Takaishi [et al.] // Physica Status Solidi (A). - 1986. - 95 (135). - P. 135-139.

СПИСОК УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ

а.з. - активная зона

АСММ - атомная станция малой мощности

АЭС - атомная электрическая станция

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ГИК - герметичный испытательный контейнер

ГПД - газообразные продукты деления

ИК - измерительный контур

КГО - контроль герметичности оболочек твэлов

КМЦГ - контур многократной циркуляции газа

НИТИ - научно-исследовательский технологический институт

ОТВС - облучённые тепловыделяющие сборки

РБМК - реактор большой мощности канальный

СРК - система радиационного контроля

УСД - универсальный стенд дефектации

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

114

ПРИЛОЖЕНИЕ А

ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ УСТАНОВОК

В настоящей работе приведены результаты экспериментов с герметичными и негерметичными ОТВС, полученные во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» с использованием следующих экспериментальных установок:

- универсальный стенд дефектации ОТВС (см. раздел А.1);

- специализированный стенд контроля (см. раздел А.2).

Выполнение измерений объёмной активности 85Кг на обоих установках

осуществлялось с применением УДГ-1Б. Процедура выполнения измерений объёмной активности газа с использованием УДГ-1Б приведена в разделе А.3.

А.1 Универсальный стенд дефектации

Принципиальная схема универсального стенда дефектации приведена на рисунке А.1. Функционально он состоит из трех основных частей:

- герметичного испытательного контейнера (ГИК) с электронагревателями, в который помещается исследуемая ОТВС;

- контура многократной циркуляции газа (КМЦГ) с запорной и соединительной арматурой и газодувкой;

- измерительного контура (ИК), включающего радиометры, дозиметры, контрольно-измерительные приборы и систему отбора газовых и аэрозольных проб.

А.1.1 Герметичный испытательный контейнер

ГИК представляет собой герметичную колбу из коррозионностойкой стали, заключенную в кожух с теплоизоляцией. Верхняя часть колбы имеет герметизирующее устройство, выполненное в виде съёмного колпака с байонетным разъёмом и размещенной на колпаке винтовой парой с пробкой. В герметизирующей пробке имеется сквозное отверстие с трубкой, выведенной на поверхность опорного модуля для продувки ГИК.

В спецвентиляцию

I

! !

Вход дезактивирующих растворов

Азот

Воздух Р = 6 кгс/см2

Продувка ИК ►

Рисунок А.1 - Принципиальная схема универсального стенда дефектации

Труба заканчивается клапаном, соединенным гибким шлангом с трубопроводом продувки универсального стенда дефектации в спецвентиляцию.

Верхняя часть ГИК при снятом запирающем устройстве позволяет, с помощью комплекта сменных втулок, размещать различные типы ОТВС таким образом, чтобы их активная часть была установлена в нижней части колбы, где расположен нагреватель. Электрическая схема блока питания и управления позволяет регулировать мощность нагрева.

ГИК устанавливается в опорном модуле, который состоит из:

- набора стальных плит, обеспечивающих биологическую защиту персонала при проведении работ по дефектации;

- центрирующей воронки и приемного кольца, служащих для наведения и установки транспортного контейнера при загрузке и выгрузке ОТВС в ГИК.

А. 1.2 Контур многократной циркуляции газа

КМЦГ предназначен для регулирования подачи газообразных продуктов деления, выделяющихся из негерметичной ОТВС при нагреве, в измерительный контур стенда дефектации. В функции КМЦГ входит: перемешивание газовой среды по системам, продувка после окончания измерений, изолирование измерительного контура от ГИК.

В состав КМЦГ входят следующие элементы:

- микрокомпрессор (или газодувка) (МК-1);

- холодильник (ТО1);

- каплеотбойник (КО1);

- редуктор (РД1);

- ротаметр (РТ1);

- аэрозольные фильтры (ФД1 и ФД2);

- арматура, включая клапаны сильфонные запорные типа ВН;

- клапан манометрический КМ1;

- манометры МН1 - МН3;

- термометр сопротивления ТП1.

Расход циркулирующей газовоздушной смеси по КМЦГ составляет 20-40 л/мин. Температура газовоздушной смеси за холодильником не превышает 40°С. Давление воздуха при продувке измерительного контура не превышает 0,3 кгс/см2, а давление воздуха при продувке рабочей камеры - не выше 6 кгс/см2. Температура воды, подаваемой на холодильник, не превосходит 250С.

Газодувка (ГД-1) в КМЦГ предназначена для отбора газовоздушной смеси из ГИК, перемешивания смеси по контуру.

Холодильник ОК-550 04А 185 453-63 (ТО1) предназначен для охлаждения воздушной смеси, нагнетаемой газодувкой в измерительный контур. Охлаждающая вода под давлением подается через входной штуцер внутрь корпуса холодильника и, омывая змеевик, сбрасывается через выходной штуцер наружу.

Каплеотбойник предназначен для сбора и удаления влаги, образующейся при конденсации в холодильнике пара, появляющегося при нагреве «мокрых» ОТВС в ГИК. Влага и твёрдые примеси оседают в нижней части каплеотбойника и периодически удаляются через нижний штуцер.

Аэрозольные фильтры с фильтродержателями предназначены для отсечки радиоактивных аэрозолей от попадания их в блоки детектирования измерительного контура и установлены перед ними. После окончания дефектации каждой ОТВС аэрозольные фильтры, предназначенные для контроля выхода из ОТВС продуктов деления, заменяются и передаются на радиометрический и спектрометрический контроль.

А. 1.3 Измерительной контур

В состав комплекса измерительной аппаратуры входят блоки системы радиационно-технологического контроля, предназначенной для измерения объемной активности газообразных ПД, мощности амбиентной дозы

внешнего фотонного излучения, индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы фотонного излучения.

Измерения объёмной активности радиоактивных газов в газовоздушной смеси КМЦГ выполнялись непосредственно на УСД с применением различных средств измерений.

В качестве основного радиометрического оборудования использовалась установка для измерений объемной активности радиоактивных газов в воздухе УДГ-1Б.

А. 1.4 Работа УСД

В процессе дефектацией ОТВС размещается в ГИК (А1), который может быть предварительно нагрет до требуемой температуры дефектации с помощью встроенных электронагревателей, либо оставаться холодным.

Конструкция ГИК позволяет устанавливать ОТВС таким образом, чтобы активная часть сборки была установлена в нижней части контейнера, где расположен нагреватель. После установки сборки в контейнер, ГИК герметизируется. Если ГИК не был нагрет, нагреватели включаются.

В соответствии с регламентом дефектации, через заданное время после размещения ОТВС в ГИК производится продувка газа по системам стенда для равномерного перемешивания газовой среды. Перемешивание осуществляется за счёт включения газодувки (ГД1).

В процессе перемешивания газ из ГИК поступает на теплообменник (ТО1), где охлаждается до температуры не выше 40°С. Затем газ подаётся на каплеотбойник (КО1), где из него удаляются влага и твёрдые примеси, которые оседают в нижней части каплеотбойника и периодически удаляются.

Температура газа после каплеотбойника контролируется термопарой (ТП1). Поступая в КМЦГ (А2), газ очищается на аэрозольных фильтрах (ФД1^ФД5), которые удаляют из газа примеси в виде аэрозолей. Измерение давления в контуре обеспечивается манометрами МН3 - МН4. Скорость прокачки газовой среды по контуру контролируется ротаметром (РТ1).

Отсечение и подсоединение различных частей стенда дефектации обеспечивается за счёт работы запорных клапанов ВН4, ВН9, ВН11-14, ВН16-20, ВН22-ВН44.

После завершения перемешивания, измерительный контур (А3) может отсекаться от системы. На время отсечения контура выполняется измерение суммарной объёмной активности в газовой среде стенда с применением радиометрической аппаратуры (УДГ-1Б).

После выполнения измерений, ИК (если был отсоединён) подсоединяется к КМЦГ. Цикл перемешивания и измерений повторяется. По окончанию дефектации нагреватель ГИК отключается. Выполняется продувка контура воздухом низкого давления. Газ сдувается через фильтр, заполненный активированным углем (УФ), в спецвентиляцию.

А.2 Специализированный стенд контроля

Специализированный стенд контроля (ССК) использовалась для выполнения серии измерений с негерметичной ОТВС при различном внешнем давлении газа (воздуха). Принципиальная схема ССК приведена на рисунке А.2.

Отметим, что в составе ССК использовались ГИК и радиометрическая установка объемной активности газа по бета-излучению (УДГ-1Б) из состава УСД. Газовый (воздушный) измерительный контур ССК был модернизирован для снижения его суммарной объёма, по сравнению с УСД (на рисунке А.2 -МГИК). Для обеспечения циркуляции газа через ССК использовался микронагнетатель (газодувка) пробоотборника ППА-2, обеспечивающий скорость прокачки воздуха в данной системе на уровне 16 л/мин.

С помощью клапанов, указанных на рисунке А.2, и дополнительного оборудования, которое не отражено на рисунке, выполнялись следующие операции:

- измерения объёмной активности газа с циркуляцией воздуха от газодувки по всему контуру (измерительный контур и воздушный объем ГИК);

В спецвентиляцию

Л

Продувка контура

Герметичный

Испытательный

Контейнер

Контур

Многократной

Циркуляции

Газа

Модернизированный Газовый Измерительный Контур

Рисунок А.2 - Принципиальная схема ССК: 1 - охладитель; 2 - устройство измерения температуры газа; 3 - фильтродержатель с фильтром РСП-20; 4 -аэрозольный фильтр; 5 - устройство измерения объёмной активности газов УДГ-1Б; 6 - газодувка; 7 - съёмная измерительная ёмкость; 8 - ротаметр; 9 -аэрозольный фильтр; 10 - аэрозольный фильтр

- измерения при отсутствии циркуляции воздуха по контуру;

- измерения только при циркуляции или отсутствии циркуляции воздуха в измерительном контуре;

- продувка сжатым воздухом ГИК или продувка под разрежением;

- продувка только измерительного контура или всего контура с помощью газодувки;

- повышение давления в ГИК до 6 кгс/см2;

- понижение давления в ГИК до 0,01 кгс/см2.

А.3 Процедура выполнения измерений

Измерение объёмной активности 85Кг, поступающей из негерметичных ОТВС в объём ИК (установка УСД) или газового измерительного контура (установка ССК), выполнялось непосредственно в процессе дефектации с использованием установки УДГ-1Б.

С определённой периодичностью проводилось перемешивание газа по контуру за счёт включения газодувки. После завершения переходных процессов в контуре, вызванных работой газодувки, выполнялась процедура измерения объёмной активности газа. Время работы газодувки, периодичность её включения, а также длительность процедуры измерений могли варьироваться для разных экспериментов, однако в рамках одного эксперимента оставались постоянными.

Устройство УДГ-1Б обеспечивало проведение измерений объёмной активности газа в ИК по бета излучению на протяжении всего эксперимента в непрерывном режиме. Экспозиция измерений составляла 10 с. При реализации периодической процедуры измерений объёмной активности газа, длительность которой могла варьироваться от 5 до 30 минут (в зависимости от регламента) с использованием УДГ-1Б выполнялось от 30 до 180 определений активности соответственно. Расчёт усреднённой объёмной активности газа в контуре за время одной процедуры измерений выполнялся в соответствии с рекомендациями [34]. Значение усреднённой активности а1 приписывалось времени начала процедуры измерений и.

При необходимости, газ со стенда дефектации отбирался в пробоотборную ёмкость для его последующего анализа в лабораторных условиях (в том числе с использованием методов гамма-спектрометрии высокого разрешения).

123

ПРИЛОЖЕНИЕ Б

РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ, ВЫПОЛНЕННЫХ С НЕГЕРМЕТИЧНЫМИ ОТВС

Б.1 Эксперименты с ОТВС №28

Полный массив результатов экспериментов, выполненных в процессе дефектации негерметичной ОТВС №28, представлен на рисунке Б.1 в виде графика.

1,0Е+10 1,0Е+09 1,0Е+08 1,0Е+07 1,0Е+06 1,0Е+05 1,0Е+04 1,0Е+03

19:12 19:40 20:09 20:38 21:07 21:36 22:04 22:33 23:02

Рисунок Б.1 - График изменения показаний УДГ-1Б в процессе дефектации

ОТВС №28

Последовательность измерений объёмной активности ГПД в ИК, время измерений, а также данные о температуре ГИК приведены в таблице Б. 1.

Расчёт доверительных интервалов для результатов многократных измерений активности криптона выполнялся в соответствии с рекомендациями [34]. Результаты выполненных вычислений с указанием средних значений, а также относительных погрешностей определения искомой величины приведены в таблице Б.2.

серия №1 измерений серия измер №2 ений серия №3 измерений серия измер( №4 ний

-

/ ♦ ♦ ♦ ♦

ОТВС загрузена в нагретый ( ♦ ♦

Г НК ♦ и

> ♦ ♦

Ц: 1 ♦ ♦

Таблица Б. 1 - Последовательность выполнения измерений в процессе

экспериментов с ОТВС №28

Время Выполняемые операции (значения измеренных величин)

Разогрев ГИК до 150°С Загрузка ТВС в ГИК, герметизация ГИК

19:25-19:40 перемешивание (Т = 150°С)

19:40-20:10 измерение активности (период разогрева ОТВС, А = 1,56 1 04 Бк/м3)

20:10-20:25 перемешивание (Т = 150°С)

20:25-20:55 измерение активности (серия №1 измерений, А = 3,72 107 Бк/м3)

20:55-21:10 перемешивание (Т = 150°С)

21:10-21:40 измерение активности (серия №2 измерений, А = 1,38 108 Бк/м3)

21:40-21:55 перемешивание (Т = 150°С)

21:55-22:25 измерение активности (серия №3 измерений А = 2,11108 Бк/м3)

Таблица Б. 2 - Результаты расчёта объёмной активности при дефектации ОТВС

№28

Время измерения Усреднённый результат, Бк/м3 Случайная составляющая погрешности измерений

19:40 20:10 1,56 104 6,8%

20:25 20:55 3,72-107 0,1%

21:10 21:40 1,38108 0,1%

21:55 22:25 2,11108 0,3%

Полный массив результатов экспериментов, выполненных в процессе дефектации негерметичной ОТВС №29, представлен на рисунке Б.2 в виде графика.

1,0Е+07

серия №1 серия №2 серия №3

измерений измерений измерений < > < > < »

1,0Е+03

8:24

9:21

10:19

11:16

12:14

13:12

14:09

15:07

Время

Рисунок Б.2 - График изменения показаний УДГ-1Б в процессе дефектации

ОТВС №29

Последовательность измерений объёмной активности ГПД в измерительном контуре, время измерений, а также данные о температуры ГИК приведены в таблице Б.3.

Расчёт доверительных интервалов для результатов многократных измерений активности криптона выполнялся в соответствии с рекомендациями [34]. Результаты выполненных вычислений для ОТВС №29 с указанием средних значений, а также относительных погрешностей определения искомой величины приведены в таблице Б.4.

Таблица Б. 3 - Последовательность выполнения измерений в процессе

экспериментов с ОТВС №29

Время Выполняемые операции (значения измеренных величин)

Разогрев ГИК до 150°С Загрузка ТВС в ГИК, герметизация ГИК

11:25-11:35 перемешивание (Т = 150°С)

11:35-12:05 измерение активности (период разогрева ОТВС, А = 2,25 104 Бк/м3)

12:05-12:15 перемешивание (Т = 150°С)

12:15-12:45 измерение активности (серия №1 измерений, А = 3,19105 Бк/м3)

12:45-12:55 перемешивание (Т = 150°С)

12:55-13:25 измерение активности (серия №2 измерений, А = 9,45 105 Бк/м3)

13:25-13:35 перемешивание (Т = 150°С)

13:35-14:05 измерение активности (серия №3 измерений, А = 1,23 1 06 Бк/м3)

Таблица Б. 4 - Результаты расчёта объёмной активности при дефектации ОТВС

№29

Время измерения Усреднённый результат, Бк/м3 Случайная составляющая погрешности измерений

11:35 12:05 2,25-104 5,3%

12:15 12:45 3,19105 1,1%

12:55 13:25 9,45 105 1,1%

13:35 14:05 1,23 ■ 106 1,0%

Полный массив результатов экспериментов, выполненных в процессе дефектации негерметичной ОТВС №18, представлен на рисунке Б.3 в виде графика.

серия №2 серия №3 измерений измерений

1,0Е+09 -,

серия №1 измерений

1,0Е+08---*--*-

^ а.

л ♦ ♦

5Й

^ 1,0Е+07-----1-

£ ОТВС

и *

о установлена в

Е х

б ГИК

¡8 1,0Е+06--------1-

! _ __к*

1,0Е+05----*---

1,0Е+04---*---

1,0Е+03 -I----

13:12 14:24 15:36 16:48 18:00

Время

Рисунок Б.3 - График изменения показаний УДГ-1Б в процессе дефектации

ОТВС №18

Последовательность измерений объёмной активности ГПД в измерительном контуре, время измерений, а также данные о температуры ГИК приведены в таблице Б. 5.

Экспозиция измерений активности с применением установки УДГ составляла 10 с, а время выполнения измерений 30 минут. В связи с этим, за 30 минут измерений выполнялось 180 определений активности газа в контуре, выполненных с погрешностью порядка 20-50%.

серия №2 серия №3 измерений измерений

серия измере - гний ♦ 1-► ♦

♦ ♦

у ОТВС становлена в ГИК 1

\г ♦

:12 14:24 15:36 16:48 18:

Время

Расчёт доверительных интервалов для результатов многократных измерений выполнялся в соответствии с рекомендациями [34]. Результаты выполненных приведены в таблице Б.6.

Таблица Б. 5 - Последовательность выполнения измерений в процессе

экспериментов с ОТВС №18

Время Выполняемые операции (значения измеренных величин)

Разогрев ГИК до 150°С

14:30-14:40 перемешивание (T = 150°С)

14:40-15:10 измерение фона (А = 3,64 104 Бк/м3)

15:10-15:20 Загрузка ТВС в ГИК, герметизация ГИК, перемешивание (T = 150°С)

15:20-15:50 измерение активности (серия №1 измерений, А = 5,61 105 Бк/м3)

15:50-16:00 перемешивание (T = 150°С)

16:00-16:30 измерение активности (серия №2 измерений, А = 1,98 108 Бк/м3)

16:30-16:50 перемешивание (T = 150°С)

16:50-17:20 измерение активности (серия №3 измерений, А = 3,60 108 Бк/м3)

Таблица Б. 6 - Результаты расчёта объёмной активности

Время измерения Усреднённый результат, Бк/м3 Случайная составляющая погрешности измерений

14:40 15:10 3,64 104 4,0%

15:20 15:50 5,61 ■ 105 1,2%

16:00 16:30 1,98108 0,6%

16:50 17:20 3,60108 0,2%

Б.4 Эксперименты с ОТВС №19

Полный массив результатов экспериментов, выполненных в процессе дефектации негерметичной ОТВС №19, представлен на рисунке Б.4 в виде графика.

1,0Е+09

1,0Е+08

(в ю О

г 1,0Е+07

1,0Е+06

1,0Е+05

1,0Е+04

1,0Е+03 + 9:36

серия №1 серия №2

измерении <-► ♦ измерении ►

ОТВС -4 ♦ ♦

установлено в ГИК ♦ ♦ ♦

\ 1 . ♦

(V* ф У/*" ИМ

♦ ♦

10:48

12:00

13:12 Время

14:24

15:36

16:48

Рисунок Б.4 - График изменения показаний блока детектирования УДГ в

процессе дефектации ОТВС №19 Последовательность измерений объёмной активности ГПД в измерительном контуре, время измерений, а также данные о температуры ГИК приведены в таблице Б. 7.

Расчёт доверительных интервалов для результатов многократных измерений активности криптона выполнялся в соответствии с рекомендациями [34]. Результаты выполненных вычислений с указанием средних значений, а также относительных погрешностей определения искомой величины приведены в таблице Б.8.

Таблица Б. 7 - Последовательность выполнения измерений в процессе

экспериментов с ОТВС №19

Время Выполняемые операции (значения измеренных величин)

Разогрев ГИК до 150°С

11:00-11:25 перемешивание (Т = 150°С)

11:25-11:55 измерение фона (6,43 104 Бк/м3)

11:55-12:20 Загрузка ТВС в ГИК, герметизация ГИК перемешивание (Т = 150°С)

12:20-12:50 измерение активности (серия №1 измерений, А = 4,52 107 Бк/м3)

12:50-13:15 перемешивание (Т = 150°С)

13:15-13:45 измерение активности (серия №2 измерений, А = 1,17108 Бк/м3)

Таблица Б. 8 - Результаты расчёта объёмной активности

Время измерения Усреднённый результат, Бк/м3 Случайная составляющая погрешности измерений

11:25 11:55 6,43 104 2,0%

12:20 12:50 4,52 107 0,1%

13:15 13:45 1,17108 0,5%

Б.5 Эксперименты с ОТВС №3 при изменении внешнего давления

Б.5.1 Порядок проведённых эксперимента

Последовательность операций, выполненных в процессе различных этапов эксперимента с негерметичной ОТВС №3, приведена в таблице Б. 9.

Б.5.2 Полученные экспериментальные данные

Значения объёмных активностей нуклида ^Ю-, полученные в процессе различных этапов эксперимента на момент начала (Ан) и завершения (Аз) каждого из этапов, а также время, прошедшее от начала до окончания рассматриваемых этапов (отсчёт времени идёт от начала этапа №1) приведены в таблице Б.10.

Таблица Б.9 - Регламент экспериментов с изменением внешнего давления

Время эксперимента Эксперименты, операции*

первый день 15:00 Определение активности газа в измерительном контуре. Начало «первого» этапа экспериментов

второй день 10:00 Определение активности газа, поступившего в процессе «первого» этапа эксперимента, который проходил при нормальном давлении газа в контуре УСД

второй день 12:25-13:00 Продувка ГИК сжатым воздухом Продувка измерительного контура газодувкой

второй день 14:00 Определение активности газа в измерительном контуре. Начало «второго» этапа эксперимента при нормальном давлении газа в контуре УСД

Третий день 10:00 Определение активности газа, поступившего в процессе «второго» этапа эксперимента

третий день 13:19-13:30 Продувка измерительного контура ГИК. Начало «третьего» этапа эксперимента: Повторение 10 раз циклического изменения давления газа в ГИК: 1105 Па ^ 6105 Па ^ 1105 Па

третий день 14:00 Определение активности газа в измерительном контуре. Газодувка периодически включается.

Четвёртый день 09:50 Определение активности газа, поступившего в контур УСД после подъёма давления газа (в процессе «второго» этапа эксперимента)

Время эксперимента Эксперименты, операции*

четвёртый день 13:32-14:26 Начало «четвёртого» этапа эксперимента. Выполнение трёх циклов изменений давления в ГИК: 1 105 Па ^ 0,04-105 Па ^1105 Па; Выполнение двух циклов изменения давления в ГИК: 1105 Па ^ 0,01105 Па ^ 1105 Па

четвёртый день 14:30 Определение активности газа в измерительном контуре. Газодувка периодически включается.

Пятый день 09:45 Определение активности газа, поступившего в объём контура УСД в процессе «четвёртого» этапа эксперимента (после понижения давления газа)

пятый день 10:40-11:00 Продувка измерительного контура газодувкой

пятый день 11:05-12:05 Продувка ГИК сжатым воздухом. Выполнение циклических изменений давления газа в ГИК: 1105 Па ^ 6105 Па ^ 1105 Па

с 16:48 пятого дня по 09:40 восьмого дня Отключение измерительного контура от ГИК. Включена постоянная продувка ГИК под небольшим разрежением

восьмой день 10:17-11:30 Продувка измерительного контура газодувкой. Продувка ГИК сжатым воздухом

восьмой день 11:30 Начало «пятого» этапа эксперимента. Определение активности газа в измерительном контуре. Газодувка периодически включается.

Девятый день 10:00 Определение активности газа, поступившего в объём контура УСД в процессе «пятого» этапа эксперимента.

Примечание * - Эксперименты описаны в Технической справке «Исследование выхода 85-криптона из ОТВС», инв. №8609/И (по учёту НИТИ). 2005 г. 51 стр.

Таблица Б.10 - Результаты эксперимента с негерметичной ОТВС №3 и результаты обработки полученных данных

№ Этапа эксперимента и его название На начало эксперимента К завершению эксперимента

Ан, Бк/л и ч Аз, Бк/л tз, ч

№1 «нормальное давление» 1,52 102 0 1,70104 19

№2 «нормальное давление» 4,44 102 23 1,41104 43

№3 «после подъёма давления» 2,22-102 47 1,30104 67