RU2169955C2 - Method for detecting single flaw in fuel element - Google Patents

Method for detecting single flaw in fuel element Download PDF

Info

Publication number
RU2169955C2
RU2169955C2 RU99113762/06A RU99113762A RU2169955C2 RU 2169955 C2 RU2169955 C2 RU 2169955C2 RU 99113762/06 A RU99113762/06 A RU 99113762/06A RU 99113762 A RU99113762 A RU 99113762A RU 2169955 C2 RU2169955 C2 RU 2169955C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclide
coolant
activity
reactor
power
Prior art date
Application number
RU99113762/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU99113762A (en
Inventor
И.С. Орленков
Б.А. Гусев
В.Ф. Дегтев
В.М. Красноперов
В.В. Кривобоков
С.И. Орленков
Original Assignee
Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова
Министерство Российской Федерации по атомной энергии
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова, Министерство Российской Федерации по атомной энергии filed Critical Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова
Priority to RU99113762/06A priority Critical patent/RU2169955C2/en
Publication of RU99113762A publication Critical patent/RU99113762A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2169955C2 publication Critical patent/RU2169955C2/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: checking nuclear-reactor fuel element cans for depressurization. SUBSTANCE: activity of reference long- and short-living fission products contained in coolant is measured with reactor running at full power, constant of nuclide outlet from coolant is determined, and conclusion on presence of depressurized fuel elements in reactor core is made by their activity. Used as reference radionuclide is fission product whose constants of decay and deposition on surfaces are much lower than nuclide outlet constant at coolant cleaning filters; lifetime of nuclide is much shorter than hold time at cleaning filter and much longer than lifetime of predecessors in chain of radioactive transforms. Potential reference nuclides are Br, Rib, I, Cs; actually used are iodine isotopes I131, I133, I135. EFFECT: enhanced radiation safety. 5 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек (КГО) твэлов, и может быть использовано на ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с водным теплоносителем. The invention relates to the field of nuclear engineering, namely to control the tightness of the claddings (CGO) of fuel elements, and can be used in nuclear power plants (NPPs) with an aqueous coolant.

Известен способ КГО твэлов, заключающийся во введении под оболочку твэлов определенных нуклидов, например изотопов, инертных газов, и регистрации в технологических средах ЯЭУ этих нуклидов в случае разгерметизации оболочки твэла /1/. Основной недостаток способа связан со значительным усложнением технологии изготовления твэлов, что экономически неоправданно. Кроме того, способ может быть использован только для определенного типа твэлов, имеющих газовый объем под оболочкой. A known method of KGO fuel rods, which consists in introducing certain nuclides, for example, isotopes, inert gases, under the cladding of the fuel rods and registering these nuclides in the NPP technological media in case of depressurization of the cladding of the fuel rod / 1 /. The main disadvantage of this method is associated with a significant complication of the manufacturing technology of fuel elements, which is economically unjustified. In addition, the method can be used only for a certain type of fuel elements having a gas volume under the cladding.

Известен классический (радиометрический) способ КГО твэлов, основанный на измерении в теплоносителе работающего реактора активности долгоживущих и короткоживущих (реперных) продуктов деления, определении постоянных вывода реперных нуклидов из теплоносителя и регистрации негерметичности оболочек твэлов путем сравнения активности реперных нуклидов /2/. Этот способ наиболее близкий к заявленному и является его прототипом. Основной недостаток прототипа состоит в том, что существует принципиальный предел его работоспособности (чувствительности), определяемый фоновой активностью реперных нуклидов за счет загрязнения теплоносителя и (или) поверхностей оборудования первого контура делящимся веществом. Недостаток прототипа заключается также в необходимости измерения активности нескольких нуклидов, что усложняет контроль и снижает его достоверность вследствие сложения погрешностей измерений. The classical (radiometric) method of KGO fuel elements is known, based on measuring the activity of long-lived and short-lived (reference) fission products in the coolant of a working reactor, determining the constant output of reference nuclides from the coolant, and recording leakage of fuel claddings by comparing the activity of reference nuclides / 2 /. This method is the closest to the claimed and is its prototype. The main disadvantage of the prototype is that there is a fundamental limit to its performance (sensitivity), determined by the background activity of the reference nuclides due to contamination of the coolant and (or) the surfaces of the primary equipment with fissile material. The disadvantage of the prototype also lies in the need to measure the activity of several nuclides, which complicates the control and reduces its reliability due to the addition of measurement errors.

Задача, решаемая в данном изобретении, заключается в достижении любой заданной чувствительности и повышении достоверности контроля. The problem solved in this invention is to achieve any given sensitivity and increase the reliability of control.

Формализованное решение задачи базируется на следующих положениях. В общем случае удельная активность (концентрация) реперного нуклида - продукта деления в теплоносителе ядерного реактора - представляет сумму составляющих
A1 = Aф + A2, (1)
где A1 - активность нуклида в теплоносителе;
AФ - фоновая составляющая активности; A2 - активность нуклида, поступающая в теплоноситель из твэла.The formalized solution of the problem is based on the following provisions. In the general case, the specific activity (concentration) of the reference nuclide - the fission product in the coolant of a nuclear reactor - is the sum of the components
A 1 = A f + A 2 , (1)
where A 1 is the activity of the nuclide in the coolant;
A f - background component of activity; A 2 - the activity of the nuclide entering the coolant from the fuel rod.

Регистрация негерметичного твэла возможна в том и только в том случае, если
A2 ≥ Aф. (2)
Можно считать, что величина A2 является заданным пределом чувствительности радиометрического способа и ее минимальное значение определяется единичным дефектом твэла. Процесс образования единичного дефекта является случайной величиной, зависящей от многих факторов, в том числе и от конструкции твэла. Накопленный опыт исследований на ЯЭУ с водным теплоносителем свидетельствует о том, что минимальный среднестатистический единичный дефект твэла приводит к возрастанию активности продуктов деления в теплоносителе работающего реактора на величину A2 = (10-9 - 10-8) Ku/кг.Registration of an untight fuel rod is possible if and only if
A 2 ≥ A f . (2)
We can assume that the value of A 2 is a given limit of sensitivity of the radiometric method and its minimum value is determined by a single defect in a fuel rod. The process of formation of a single defect is a random variable that depends on many factors, including the design of the fuel rod. The accumulated experience of research on nuclear power plants with a water coolant indicates that the minimum average unit defect of a fuel element leads to an increase in the activity of fission products in the coolant of a working reactor by the value A 2 = (10 -9 - 10 -8 ) Ku / kg.

В общем случае фоновая составляющая активности продуктов деления в теплоносителе представляет собой сумму составляющих
Aф = Aф1 + Aф2 + Aф3,
где Aф1 - активность нуклида за счет деления атомов, находящихся в теплоносителе и (или) на поверхности оборудования;
Aф2 - активность нуклида, поступающего с фильтра очистки теплоносителя;
Aф3 - активность за счет распада предшественников в цепочке радиоактивных превращений, в том числе находящихся на поверхности оборудования.In the general case, the background component of the activity of fission products in the coolant is the sum of the components
A f = A f1 + A f2 + A f3 ,
where A f1 is the activity of the nuclide due to the fission of atoms in the coolant and (or) on the surface of the equipment;
A f2 - the activity of the nuclide coming from the filter cleaning the coolant;
A f3 - activity due to the decay of the precursors in the chain of radioactive transformations, including those located on the surface of the equipment.

Минимальный уровень фоновой активности в теплоносителе наблюдается в том случае, если количество открытого делящегося вещества в контуре определяется технологическим загрязнением оболочек твэлов в процессе изготовления. Например, по 235-U эта величина составляет m(235-U)

Figure 00000002
10-4 г и удельная активность продукта деления в теплоносителе находится в пределах Aф1 = 10-7 - 10-6 Ku/кг ("чистый" контур реактора). В случае загрязнения контура топливной композицией от предыдущих кампаний ЯЭУ с негерметичными твэлами величина m(235-U), а следовательно, и Aф1 возрастают на несколько, обычно на 2-3 порядка ("грязный" контур реактора). Таким образом, даже в условиях "чистого" контура регистрация единичного минимального дефекта, достижение заданной чувствительности способа практически невозможно без использования специального регламента контроля, который должен включать набор специальных операций (признаков), позволяющих добиться выполнения условия (2).The minimum level of background activity in the coolant is observed if the amount of open fissile material in the circuit is determined by the technological contamination of the cladding of the fuel rods in the manufacturing process. For example, at 235-U this value is m (235-U)
Figure 00000002
10 -4 g and the specific activity of the fission product in the coolant is in the range A f1 = 10 -7 - 10 -6 Ku / kg ("clean" reactor loop). In the case of contamination of the circuit with the fuel composition from previous nuclear power plant campaigns with leaking fuel rods, the value of m (235-U), and therefore, A ph1, increase by several, usually by 2-3 orders of magnitude (dirty reactor loop). Thus, even in the conditions of a “clean” circuit, registration of a single minimal defect, achievement of a given sensitivity of the method is practically impossible without the use of special control regulations, which should include a set of special operations (features) that make it possible to fulfill condition (2).

Сущность изобретения заключается в том, что за счет выбора реперного нуклида с требуемыми физико-химическими характеристиками и определенного алгоритма уменьшения мощности реактора осуществляется вывод фоновой активности на фильтре очистки теплоносителя до момента времени, когда остаточный фоновый уровень окажется меньше заданной чувствительности, определяемой скоростью поступления реперного нуклида из твэла. В качестве иллюстрации на фиг. 1 представлена качественная картина процесса изменения в теплоносителе составляющих Aф1 и A2 после снижения начальной мощности P1 до конечной P2 при условии A2 >> Aф2 + Aф3 .На временном интервале [t1;t2] достигается выполнение условия (2). В случае P2 = 0 t1 сместится в область больших времен, поскольку A2 снизится примерно на порядок за счет остывания топлива. Однако после достижения неравенства A2 >> Aф1 оно сохраняется на последующем временном интервале вплоть до t2→ ∞.
Для реализации процесса необходимо выполнение определенных требований к реперному нуклиду. Во-первых, он должен эффективно выводиться из теплоносителя на фильтре очистки, т.е. постоянная очистки фильтра (Ф) должна быть много больше постоянной распада нуклида. Поэтому в качестве реперного нуклида не могут быть использованы короткоживущие продукты деления, нуклиды Kr, Xe, для которых Ф = 0, а также нуклиды, сорбирующиеся на поверхностях. В последнем случае в контуре появляется дополнительный источник Aф3 за счет последующей десорбции нуклида с поверхности, имеющей временную зависимость Aф3~ e-λt . Во-вторых, время жизни (период полураспада) реперного нуклида должно быть много меньше времени удерживания нуклида данного элемента (tф) на фильтре очистки теплоносителя. Это требование вытекает из неравенства Aф2 < A2, или

Figure 00000003
что эквивалентно λtф≫ 1 или tф >> T1/2. Практически время tф удерживания на ионнообменном фильтре примесей, присутствующих в теплоносителе в ионной форме, составляет порядка тысячи часов. Время жизни реперного нуклида определяется отношением A2/A1 из выражения
Figure 00000004

и обычно не должно превышать 1-10 суток. Поэтому, в частности, в качестве реперных нуклидов не могут быть использованы долгоживущие изотопы иода и цезия. Наконец, для исключения влияния физико-химических свойств материнских нуклидов на фоновое значение реперного нуклида в теплоносителе время жизни реперного нуклида должно значительно превышать время жизни предшественников в цепочках радиоактивных превращений продуктов деления. По этой причине, в частности, в качестве реперного нуклида не может быть использован 132-I, имеющий долгоживущего предшественника 132-Te. Из зависимости фиг. 1 также следуют определенные требования к изменению режима работы установки для достижения заданной чувствительности A2. Первое из них связано с уменьшением начального уровня мощности P1, которое должно приводить к выполнению условия
A1(P1)
Figure 00000005
Aф1(P2) ≅ A2 (5)
на конечном уровне мощности P2. Так как A1 прямо пропорционально мощности, это условие выполняется при
Figure 00000006

включая P2 = 0. Поскольку активность нуклида в твэле пропорциональна мощности и времени работы реактора, для достижения максимального A2, при данной негерметичности твэла начальная мощность реактора должна быть близка к номинальной, а время работы на этом уровне мощности равно (3-5) времени жизни реперного нуклида. Второе требование - длительность (t1) работы на конечном уровне мощности с подключенным фильтром очистки теплоносителя, после чего реализуется условие (5). Это время может быть найдено из соотношения
Figure 00000007

Поскольку
Figure 00000008

Figure 00000009

Таким образом, по сравнению с известным способом предлагаемый способ при правильном выборе реперного нуклида и режима работы ЯЭУ обеспечивает достижение любой заданной чувствительности и повышает достоверность.The essence of the invention lies in the fact that due to the choice of a reference nuclide with the required physicochemical characteristics and a certain algorithm for reducing the power of the reactor, the background activity is output on the heat-treatment filter until a time when the residual background level is less than the specified sensitivity determined by the rate of arrival of the reference nuclide from the fuel rod. By way of illustration in FIG. Figure 1 shows a qualitative picture of the process of changes in the coolant components A f1 and A 2 after reducing the initial power P 1 to the final P 2 under the condition A 2 >> A f2 + A f3 . At the time interval [t 1 ; t 2 ], the condition ( 2). In the case of P 2 = 0, t 1 will shift to the region of large times, since A 2 will decrease by about an order of magnitude due to cooling of the fuel. However, after reaching the inequality A 2 >> A ф1, it remains on the subsequent time interval up to t 2 → ∞.
To implement the process, it is necessary to fulfill certain requirements for the reference nuclide. Firstly, it should be effectively removed from the coolant on the cleaning filter, i.e. the filter cleaning constant (Ф) should be much larger than the decay constant of the nuclide. Therefore, short-lived fission products, Kr, Xe nuclides, for which Ф = 0, and also nuclides sorbed on surfaces cannot be used as a reference nuclide. In the latter case, an additional source A f3 appears in the circuit due to the subsequent desorption of the nuclide from a surface with a time dependence A f3 ~ e -λt . Secondly, the life time (half-life) of the reference nuclide should be much less than the retention time of the nuclide of this element (t f ) on the filter for cleaning the coolant. This requirement follows from the inequality A φ2 <A 2 , or
Figure 00000003
which is equivalent to λt ф ≫ 1 or t ф >> T 1/2 . In practice, the retention time t f on the ion-exchange filter of impurities present in the coolant in ionic form is about a thousand hours. The life time of the reference nuclide is determined by the ratio A 2 / A 1 from the expression
Figure 00000004

and usually should not exceed 1-10 days. Therefore, in particular, long-lived isotopes of iodine and cesium cannot be used as reference nuclides. Finally, to exclude the influence of the physicochemical properties of the parent nuclides on the background value of the reference nuclide in the coolant, the lifetime of the reference nuclide should significantly exceed the lifetime of the precursors in the chains of radioactive transformations of fission products. For this reason, in particular, 132-I having the long-lived 132-Te precursor cannot be used as a reference nuclide. From the dependence of FIG. 1 also follows certain requirements for changing the operating mode of the installation to achieve a given sensitivity A 2 . The first of them is associated with a decrease in the initial power level P 1 , which should lead to the fulfillment of the condition
A 1 (P 1 )
Figure 00000005
A f1 (P 2 ) ≅ A 2 (5)
at the final power level P 2 . Since A 1 is directly proportional to power, this condition is satisfied when
Figure 00000006

including P 2 = 0. Since the activity of a nuclide in a fuel element is proportional to the power and operating time of the reactor, to achieve maximum A 2 , for a given fuel element leakage, the initial power of the reactor should be close to the nominal, and the operating time at this power level is (3-5) life time of the reference nuclide. The second requirement is the duration (t 1 ) of operation at the final power level with the connected coolant filter, after which condition (5) is realized. This time can be found from the relation
Figure 00000007

Because the
Figure 00000008

Figure 00000009

Thus, in comparison with the known method, the proposed method, with the correct choice of the reference nuclide and the operating mode of the nuclear power plant, ensures the achievement of any given sensitivity and increases the reliability.

Практическая реализация данного способа не вызывает затруднений, что подтверждается проведением КГО твэлов ядерного реактора с аммиачным водно-химическим режимом (ВХР) теплоносителя. В этих условиях все продукты деления могут быть условно разбиты на три группы:
1 - газы-изотопы Kr, Xe, которые не могут быть реперными, поскольку Ф

Figure 00000010
0;
2 - нуклиды Br, Rb, I, Cs - потенциальные реперные нуклиды, т.к. для них Ф ≠ 0 и отсутствует сорбция на поверхностях;
3 - нуклиды Sn, Ba, Te, Ce, Mo, Ru и т.д., для которых постоянная осаждения на поверхностях значительна (0 ≥ 3 ч-1 >> Ф), поэтому они также не могут быть использованы в качестве реперных нуклидов.The practical implementation of this method does not cause difficulties, as evidenced by the conduct of KGO fuel rods of a nuclear reactor with ammonia water-chemical regime (water chemistry) of the coolant. Under these conditions, all fission products can be conditionally divided into three groups:
1 - gases-isotopes Kr, Xe, which cannot be reference, since Ф
Figure 00000010
0;
2 - nuclides Br, Rb, I, Cs - potential reference nuclides, because for them Φ ≠ 0 and there is no sorption on the surfaces;
3 - nuclides of Sn, Ba, Te, Ce, Mo, Ru, etc., for which the deposition constant on the surfaces is significant (0 ≥ 3 h -1 >> Ф), therefore they also cannot be used as reference nuclides .

При реальных значениях постоянных Ф = 0,5 ч-1, tф = 103 ч группа потенциальных реперных нуклидов сокращается до трех изотопов йода - 131, 133, 135-I и дальнейший их выбор определяется уровнем фоновой активности нуклида в теплоносителе и заданным пределом чувствительности A2.With real values of the constants Ф = 0.5 h -1 , t ф = 10 3 h, the group of potential reference nuclides is reduced to three iodine isotopes - 131, 133, 135-I and their further choice is determined by the level of background activity of the nuclide in the coolant and a predetermined limit sensitivity A 2 .

На фиг. 2 приведены расчетно-экспериментальные зависимости изменения активности потенциальных реперных нуклидов в теплоносителе в случае остановки реактора (P2 = 0) с мощностью P = 30% P номинальной и заданной чувствительностью контроля A2 = 10-10 Ku/кг - расхоложенного реактора. Дополнительно на фиг.2 указаны пределы обнаружения негерметичности твэлов (An) известным способом, предполагая, что погрешность измерения активности нуклида

Figure 00000011
10%. Согласно приведенным на фиг.2 зависимостям при данных условиях в качестве реперного нуклида может быть использован нуклид 133-I при временах t1
Figure 00000012
35 ч после останова реактора. Значение t1, рассчитанное по формуле (8), составляет t1 = 23 ч. Однако за счет распада материнского изотопа 133-Te, 133m-Te, находящегося на поверхностях, происходит снижение скорости вывода 133-I из теплоносителя, и реализация условия (5) достигается при t1 = 35 ч. Для 131-I уровень фоновой активности за счет составляющих Aф2 + Aф3 составляет порядка 10 -8 Ku/кг, что значительно превышает заданный предел чувствительности. По нуклиду 135-I время t1
Figure 00000013
25 ч, при этом величина активности A2 будет составлять A2 (135-I)
Figure 00000014
10-13 Ku/кг, что значительно усложняет аналитическую часть контроля. Для нуклида 133-I уровень активности, который измеряется в теплоносителе, составляет A2 (133-I)
Figure 00000015
5•10-11 Ku/кг, что не вызывает трудностей его определения. Кроме того, имеются возможности повышения измеренного уровня A2 в теплоносителе, например, за счет отключения фильтра в момент времени t1, после чего A2 будет возрастать пропорционально
Figure 00000016
(пунктирная линия на фиг. 2), а Aф убывать
Figure 00000017
В случае, если величина постоянной очистки Ф < 0,5 ч-1, кривые фиг. 2 становятся более пологими, величина t1 для 133-I смещается в сторону больших времен, а контроль по 135-I становится вообще невозможен. Аналогичное смещение времени t1 происходит при снижении предела чувствительности A2 < 10-10 Ku/кг. При повышении предела чувствительности A2 < 10-10 Ku/кг - картина закономерностей обратная. Для реакторов с другими ВХР теплоносителя выбор реперного нуклида зависит от постоянных осаждения.In FIG. Figure 2 shows the calculated and experimental dependences of the change in the activity of potential reference nuclides in the coolant in the event of a reactor shutdown (P 2 = 0) with a power of P = 30% P with a nominal and predetermined control sensitivity of A 2 = 10 -10 Ku / kg of the located reactor. Additionally, figure 2 shows the limits of detection of leakage of fuel rods (A n ) in a known manner, assuming that the error in measuring the activity of the nuclide
Figure 00000011
10%. According to the dependencies shown in FIG. 2, under these conditions, a nuclide 133-I at times t 1 can be used as a reference nuclide
Figure 00000012
35 hours after shutdown of the reactor. The value of t 1 calculated by formula (8) is t 1 = 23 h. However, due to the decay of the parent isotope 133-Te, 133 m -Te located on the surfaces, the rate of removal of 133-I from the coolant decreases, and the condition (5) is achieved at t 1 = 35 h. For 131-I, the level of background activity due to the components A f2 + A f3 is of the order of 10 -8 Ku / kg, which significantly exceeds the specified sensitivity limit. Nuclide 135-I time t 1
Figure 00000013
25 hours, while the activity value of A 2 will be A 2 (135-I)
Figure 00000014
10 -13 Ku / kg, which greatly complicates the analytical part of the control. For nuclide 133-I, the level of activity that is measured in the coolant is A 2 (133-I)
Figure 00000015
5 • 10 -11 Ku / kg, which does not cause difficulties in determining it. In addition, there is the possibility of increasing the measured level A 2 in the coolant, for example, by turning off the filter at time t 1 , after which A 2 will increase in proportion
Figure 00000016
(dashed line in Fig. 2), and A f decrease
Figure 00000017
In the event that the value of the continuous purification f <0.5 h -1 , the curves of FIG. 2 become more gentle, the value of t 1 for 133-I shifts toward greater times, and control over 135-I becomes completely impossible. A similar shift of time t 1 occurs when the sensitivity limit A 2 <10 -10 Ku / kg decreases. With an increase in the sensitivity limit A 2 <10 -10 Ku / kg, the pattern of laws is reversed. For reactors with other coolant chemistry, the choice of a reference nuclide depends on the precipitation constant.

Иcточники информации
1. Способ обнаружения утечки в компонентах активной зоны ядерных реакторов. Патент США N 4033813 от 5.07.77. G 21 С 17/04.Sources of information
1. A method for detecting leaks in the components of the core of nuclear reactors. U.S. Patent 4,033,813 dated July 5, 2017. G 21 C 17/04.

2. Жемжуров М.Л. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на ядерных реакторах. Изв. АН БССР сер. физ. энерг. наук. 1990, N 2, 21-30. 2. Zhemzhurov M.L. Methods for monitoring the tightness of the cladding of fuel rods in nuclear reactors. Izv. AN BSSR ser. physical energy sciences. 1990, N 2, 21-30.

Claims (5)

1. Способ обнаружения единичного дефекта твэла ядерного реактора, заключающийся в том, что измеряют активность реперных долгоживущих и короткоживущих продуктов деления в теплоносителе при работе реактора на мощности, определяют постоянные вывода нуклидов из теплоносителя и по величине активности делают заключение о наличии в активной зоне негерметичных твэлов, отличающийся тем, что в качестве реперного радионуклида используют продукт деления, имеющий постоянные распада и осаждения на поверхностях значительно меньше постоянной вывода нуклида на фильтрах очистки теплоносителя, а время жизни нуклида значительно меньше времени удерживания на фильтре очистки и значительно больше времени жизни предшественников в цепочке радиоактивных превращений. 1. A method for detecting a single defect in a nuclear fuel rod of a nuclear reactor, which consists in measuring the activity of reference long-lived and short-lived fission products in the coolant when the reactor is operating at power, determine the output constants of the nuclides from the coolant, and determine the presence of leaky fuel rods in the active zone , characterized in that as a reference radionuclide use a fission product having decay and deposition constants on surfaces much less than the output constant and the nuclide on the filters for cleaning the coolant, and the lifetime of the nuclide is much less than the retention time on the filter and significantly longer than the life of the precursors in the chain of radioactive transformations. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что активность нуклида в теплоносителе измеряют на двух уровнях мощности, относящихся как
Figure 00000018

где P1 - начальная мощность реактора;
A1 - активность нуклида в теплоносителе при работе реактора на мощности P1;
P2 - конечная мощность реактора;
A2 - активность, соответствующая заданной чувствительности контроля.2. The method according to claim 1, characterized in that the nuclide activity in the coolant is measured at two power levels, related as
Figure 00000018

where P 1 is the initial reactor power;
A 1 - the activity of the nuclide in the coolant during operation of the reactor at a power of P 1 ;
P 2 is the final power of the reactor;
A 2 - activity corresponding to a given control sensitivity. 3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что измерение активности реперного нуклида в теплоносителе на конечном уровне мощности проводят через время после перехода, равное
Figure 00000019

где Ф - постоянная вывода нуклида на фильтре очистки теплоносителя.3. The method according to claims 1 and 2, characterized in that the measurement of the activity of the reference nuclide in the coolant at the final power level is carried out after a time after the transition, equal to
Figure 00000019

where f is the constant of the output of the nuclide on the filter for cleaning the coolant. 4. Способ по пп.1 - 3, отличающийся тем, что после достижения времени t работы ядерного реактора на конечном уровне мощности отключают фильтр очистки и проводят измерение активности реперного нуклида в теплоносителе через время, равное 1 - 2 временам жизни реперного нуклида. 4. The method according to claims 1 to 3, characterized in that after reaching the time t of operation of the nuclear reactor at the final power level, the purification filter is turned off and the activity of the reference nuclide in the coolant is measured after a time equal to 1 - 2 times the life of the reference nuclide. 5. Способ по пп.1 - 4, отличающийся тем, что начальную мощность реактора устанавливают близкой к номинальной, работают на этой мощности в течение времени, равном 3 - 5 времени жизни реперного нуклида, после чего снижают уровень мощности до нуля. 5. The method according to claims 1 to 4, characterized in that the initial reactor power is set close to the nominal one, they are operated at this power for a time equal to 3-5 times the lifetime of the reference nuclide, and then the power level is reduced to zero.
RU99113762/06A 1999-06-22 1999-06-22 Method for detecting single flaw in fuel element RU2169955C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99113762/06A RU2169955C2 (en) 1999-06-22 1999-06-22 Method for detecting single flaw in fuel element

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99113762/06A RU2169955C2 (en) 1999-06-22 1999-06-22 Method for detecting single flaw in fuel element

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU99113762A RU99113762A (en) 2001-04-10
RU2169955C2 true RU2169955C2 (en) 2001-06-27

Family

ID=20221823

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99113762/06A RU2169955C2 (en) 1999-06-22 1999-06-22 Method for detecting single flaw in fuel element

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2169955C2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110033873A (en) * 2019-04-25 2019-07-19 广西防城港核电有限公司 Method for analyzing and judging nuclear fuel assembly breakage

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ЖЕМЖУРОВ М.Л. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на ядерных реакторах. Изв. АН БССР. Сер. Физ.энерг. наук, 1990, № 2, с.21 - 30. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110033873A (en) * 2019-04-25 2019-07-19 广西防城港核电有限公司 Method for analyzing and judging nuclear fuel assembly breakage
CN110033873B (en) * 2019-04-25 2021-11-26 广西防城港核电有限公司 Method for analyzing and judging breakage of nuclear fuel assembly

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5398269A (en) Water quality control method and device for nuclear power plant, and nuclear power plant
US4764335A (en) Method and apparatus for diagnosing breached fuel elements
RU2169955C2 (en) Method for detecting single flaw in fuel element
US6345081B1 (en) Method and a device for evaluating the integrity of the nuclear fuel in a nuclear plant
JPS6310799B2 (en)
US4080250A (en) Method of locating a leaking fuel element in a fast breeder power reactor
Lorenz Fission Product Release from BWR Fuel Under LOCA Conditions
Heeb et al. Reconstruction of radionuclide releases from the Hanford Site, 1944–1972
JP2013257209A (en) Method for subcritical concentration monitoring using measured value of nuclear fission produced gas
Ollila Dissolution of unirradiated UO 2 and UO 2 doped with 233 U in low-and high-ionic-strength NaCl under anoxic and reducing conditions
US4881247A (en) Measuring nuclear fuel burnup
JP2008241510A (en) Method for determining failure of fuel rod, method for estimating burn-up of failed fuel and method for operating nuclear reactor
Smith et al. CLADDING FAILURE SIMULATION TESTS IN EBR-II.
JP4351943B2 (en) Evaluation method for core structural materials
Oversby et al. Spent fuel performance data: An analysis of data relevant to the NNWSI project
Zanker Defective fuel rod detection in operating pressurized water reactors during periods of continuously decreasing fuel rod integrity levels
JP4690757B2 (en) Off-gas transition time evaluation method and damaged fuel cell identification system
Raindl Monitoring, Prediction, and Identification of Fuel Failures During 17 th Campaign on Each Unit of Temelín NPP and Overview of All Fuel Failures Since 2010
RU2302676C1 (en) Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor
JP4660154B2 (en) Method for evaluating fissile nuclide deposition on the surface of a fuel cladding tube and program therefor
JPH03215797A (en) Method for monitoring subcriticalness of nuclear reactor
Vajda et al. Analysis of actinides in the primary coolant of a WWER-440 type reactor
Bergmann et al. Fission Product Levels in the SM-1 Coolant
Appelhans et al. Fission gas release in LWR fuel measured during nuclear operation
Weis Enhancement of reactor coolant leakage measurement using radiation instrumentation

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20070623