RU2182734C1

RU2182734C1 - Method for refueling water-graphite reactors to inspect their process channels

Info

Publication number: RU2182734C1
Application number: RU2000128580/06A
Authority: RU
Inventors: Ю.И. Слепоконь; хин В.М. Р; В.М. Ряхин; С.П. Крылов; Ю.М. Черкашов; Ю.Н. Филимонцев; нских С.А. Пол; С.А. Полянских; П.Т. Николаев; М.Х. Ахметкереев; В.Е. Дружинин; М.И. Рождественский; рев В.Г. Дегт; В.Г. Дегтярев; А.И. Васильев; А.М. Паршин; А.А. Шашкин; Ю.Б. Чижевский; В.М. Панин; В.И. Перегуда
Original assignee: Курская Атомная Электростанция
Priority date: 2000-11-16
Filing date: 2000-11-16
Publication date: 2002-05-20

Abstract

FIELD: servicing nuclear power plants. SUBSTANCE: method involves extraction of fuel assemblies from channels, their transport to cooling pond, inspection of empty channels, replacement of defective channels followed by recharging process channels with fuel assemblies. Fuel assemblies are extracted only from some channels whose quantity should not exceed 5.9% of their total number in reactor; each group of channels is inspected, fuel assemblies are extracted from second-group channels to be inspected and charged into channels of first group that have passed inspections; then fuel assemblies are extracted from third group of channels to be inspected and charged into channels of second group that have passes inspections, and so on; the last group of channels is charged with fuel assemblies taken from cooling pond. Certain limits are imposed onto fuel burnout in charging fuel assemblies into process channels, that is, only channels in which fuel assemblies were originally of same enrichment with energy production deviation not over 200 MW/day per fuel assembly and mean energy production in multiple cell of four adjacent channels is not over 100 MW/day per fuel assembly should be charged and fuel assemblies with higher enrichment of 2.4% and energy production lower than 200 MW/day per fuel assembly are charged in non-adjacent channels. EFFECT: reduced number of transport and processing operations, reduced outage time and fuel trouble probability, enhanced radiation safety for personnel. 3 dwg, 7 tbl

Description

Предложение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах. The proposal relates to the operation technique of nuclear power plants and can be used to control technological channels at water-graphite nuclear reactors.

Блоки графитовой кладки (ГК) и технологические каналы (ТК) находятся под постоянным сложным воздействием эксплуатационных факторов, важнейшими из которых являются повышенная температура и реакторное облучение, вследствие чего трубы ТК и блоки ГК претерпевают необратимые изменения в первоначальных геометрических размерах за счет протекания термодинамической ползучести и радиационного роста. При этом диаметр и длина ТК увеличиваются, а диаметр гнезда в ГК уменьшается. Изменение диаметра ТК происходит неравномерно. Наименьшее значение внутреннего диаметра ТК имеет место на верхнем и нижнем его концах, а наибольшее - в зоне максимального нейтронного флюэнса. В свою очередь "распухание" ГК уменьшает проектный зазор между кладкой и стенкой канала до его полного исчерпания, что приводит к увеличению кантактного давления между ними и, в конечном счете, к растрескиванию блоков ГК. Кроме того, деформация ГК приводит к изгибу периферийных ТК, вызывает затруднение перегрузок, перемещение стержней системы управления защитой (СУЗ) и создает возможности касания тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ) стенок ТК, что является запроектными условиями работы реактора. Для поддержания безопасных условий работы реактора, в процессе эксплуатации контролируют величину зазора ТК-ГК, величину внутреннего диаметра ТК по высоте и состояние переходников сталь - цирконий. Graphite masonry blocks (GK) and process channels (TK) are under the constant complex influence of operational factors, the most important of which are elevated temperature and reactor irradiation, as a result of which TK pipes and GK blocks undergo irreversible changes in their initial geometric dimensions due to thermodynamic creep and radiation growth. In this case, the diameter and length of the TC increase, and the diameter of the nest in the HA decreases. The change in the diameter of the TC occurs unevenly. The smallest value of the TC inner diameter occurs at its upper and lower ends, and the largest - in the zone of maximum neutron fluence. In turn, the “swelling” of the HA reduces the design gap between the masonry and the channel wall until it is completely exhausted, which leads to an increase in cantact pressure between them and, ultimately, to cracking of HA blocks. In addition, the deformation of the HA leads to the bending of the peripheral fuel cells, complicates overloads, the movement of the rods of the protection control system (CPS) and makes it possible for the fuel element (TVEL) to touch the walls of the fuel cell, which is beyond design conditions of the reactor. To maintain safe conditions for the operation of the reactor, in the process of operation, the clearance of the TC-GK, the value of the internal diameter of the TC in height and the state of the steel-zirconium adapters are controlled.

Технология проведения контроля и замены дефектных ТК требует перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) и дополнительных поглотителей (ДП) из каждого ТК в бассейн выдержки (БВ) и обратно в отконтролированный, признанный годным или замененный технологический канал. The technology for monitoring and replacing defective fuel cells requires the overload of fuel assemblies (fuel assemblies) and additional absorbers (DP) from each fuel cell to the holding pool (BV) and back to a controlled, recognized or replaced process channel.

Известен способ перегрузки ТВС при контроле ТК на водографитовых реакторах, включающий извлечение ТВС из ТК, размещение их в бассейне выдержки, проведение контроля разгруженных ТК, по необходимости, замену дефектных ТК и последующую их загрузку ТВС из БВ [1]. There is a known method for reloading fuel assemblies when monitoring fuel assemblies on water-graphite reactors, including extracting fuel assemblies from fuel assemblies, placing them in the holding pool, monitoring unloaded fuel assemblies, if necessary, replacing defective fuel assemblies and their subsequent loading of fuel assemblies from fuel assemblies [1].

При контроле ТК работы с облученным ядерным топливом являются наиболее трудоемкими и ответственными операциями и осуществляются дистанционно с использованием штатной разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) центрального зала. When monitoring the fuel cell, work with irradiated nuclear fuel is the most time-consuming and demanding operation and is carried out remotely using a standard unloading and loading machine (REM) in the central hall.

Процесс выгрузки ТВС из всех технологических каналов, подлежащих контролю, включает следующие операции:
1. Перемещение и установка РЗМ на выгружаемых ТК.The process of unloading fuel assemblies from all technological channels subject to control includes the following operations:
1. Relocation and installation of rare-earth metals on unloadable fuel cells.

2. Разуплотнение каналов путем съема запорной пробки. 2. The decompression of the channels by removing the locking plug.

3. Извлечение ТВС в приемный отсек РЗМ. 3. Removing fuel assemblies into the receiver compartment of the rare-earth metals.

4. Перемещение РЗМ в направлении бассейна выдержки. 4. The movement of rare-earth metals in the direction of the exposure pool.

5. Установка ТВС в пенал для хранения. 5. Installing fuel assemblies in a storage case.

6. Перемещение РЗМ на нужную траверсу бассейна выдержки. 6. Moving the rare-earth metals to the desired crosshead of the exposure pool.

7. Установка пенала с ТВС на траверсу бассейна выдержки. 7. Installation of a pencil case with fuel assemblies on the crosshead of the exposure pool.

8. Обратное перемещение РЗМ к реактору. 8. The reverse movement of the rare-earth metals to the reactor.

После контроля технологических каналов выполняют следующие операции:
2.1. Перемещение РЗМ к бассейну выдержки и установка на нужную траверсу.After monitoring the technological channels, the following operations are performed:
2.1. Relocation of rare-earth metals to the exposure pool and installation on the desired crosshead.

2.2. Извлечение пенала из бассейна выдержки. 2.2. Removing a pencil case from the aging pool.

2.3. Извлечение ТВС из пенала и установка в приемный отсек РЗМ. 2.3. Removing fuel assemblies from the case and installing in the receiver compartment of the rare-earth metals.

2.4. Перемещение РЗМ к реактору. 2.4. Relocation of rare-earth metals to the reactor.

2.5. Установка РЗМ на загружаемый технологический канал. 2.5. Installation of rare-earth metals on a loading technological channel.

2.6. Разуплотнение канала путем съема запорной пробки. 2.6. Channel softening by removing the locking plug.

2.7. Установка ТВС в загружаемый канал. 2.7. Installing fuel assemblies in a downloadable channel.

2.8. Уплотнение канала запорной пробкой. 2.8. Sealing the channel with a stopper.

Таким образом, извлечение ТВС из ТК, подлежащих контролю, и загрузка их в отконтролированные ТК предусматривает выполнение 16 операций на каждом из 1693 технологических каналов, включая перемещение РЗМ от реактора к бассейну выдержки и обратно. Thus, the extraction of fuel assemblies from the fuel cells to be controlled and loading them into the controlled fuel cells involves 16 operations on each of 1693 technological channels, including the movement of rare-earth metals from the reactor to the holding pool and back.

Выполнение указанных работ трудоемко и достаточно продолжительно, не исключает возможного механического повреждения ТВС в процессе транспортировки и установки топлива в БВ и связано с увеличением дозовых нагрузок на персонал. The implementation of these works is time-consuming and quite long, does not exclude possible mechanical damage to the fuel assemblies during transportation and installation of fuel in the explosives and is associated with an increase in dose loads for personnel.

Задачей предложения является сокращение транспортно-технологических операций, уменьшение времени простоя реактора, снижение вероятности повреждения топлива и дозовых нагрузок на персонал. The objective of the proposal is to reduce transport and technological operations, reduce the downtime of the reactor, reduce the likelihood of damage to the fuel and dose loads on personnel.

Поставленная задача достигается за счет того, что в способе перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах, включающем извлечение тепловыделяющих сборок из каналов, размещение их в бассейне выдержки, проведение контроля разгруженных каналов, замену дефектных каналов и последующую их загрузку тепловыделяющими сборками, последние извлекают лишь из части каналов, не превышающей по количеству 5-9% от общего числа каналов в реакторе, проводят контроль первой группы каналов, извлекают тепловыделяющие сборки из подлежащих контролю каналов второй группы и загружают их в отконтролированные каналы первой группы, проводят контроль второй группы каналов, выгружают тепловыделяющие сборки из третьей, подлежащей контролю группы каналов и загружают их в отконтролированные каналы второй группы и т.д., а последнюю группу каналов загружают тепловыделяющими сборками из бассейна выдержки, при этом загрузку тепловыделяющих сборок ведут только в те каналы, в которых в исходном состоянии находились тепловыделяющие сборки того же обогащения с отклонением в энерговыработке не более 200 МВт•сут/ТВС, и отклонением средней энерговыработки в окружающей полиячейке из четырех смежных каналов не более 100 МВт•сут/ТВС, а тепловыделяющие сборки с более высоким обогащением и энерговыработкой менее 200 МВт•сут/ТВС загружают в несмежные каналы. The problem is achieved due to the fact that in the method of overloading the fuel assemblies during the control of technological channels on water-graphite nuclear reactors, which includes removing the fuel assemblies from the channels, placing them in the holding pool, monitoring the unloaded channels, replacing the defective channels and then loading them with the fuel assemblies, the latter are extracted only from a part of the channels, not exceeding 5-9% of the total number of channels in the reactor, the first group of channels is monitored, the fuel assemblies from the channels of the second group to be controlled are loaded and loaded into the monitored channels of the first group, the second group of channels is monitored, the fuel assemblies are unloaded from the third channel group to be controlled and loaded into the monitored channels of the second group, etc., and the last a group of channels is loaded with fuel assemblies from the exposure pool, while the loading of fuel assemblies is carried out only to those channels in which the fuel assemblies of f enrichment with a deviation in energy production of not more than 200 MW • day / fuel assemblies, and a deviation of the average energy production in the surrounding cell from four adjacent channels of not more than 100 MW • day / fuel assemblies, and heat generating assemblies with higher enrichment and energy production of less than 200 MW • day / FAs are loaded into non-adjacent channels.

Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом позволил выявить отличительные признаки, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "новизна". A comparative analysis of the proposed technical solution with the prototype revealed distinctive features, which proves the conformity of the claimed combination of features to the criteria of the invention of "novelty."

При поиске аналогов и прототипа не обнаружены технические решения, сходные с отличительными признаками заявляемого решения, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "изобретательский уровень". When searching for analogues and prototype, no technical solutions were found that are similar to the distinguishing features of the proposed solution, which proves the conformity of the claimed combination of features to the criteria of the invention "inventive step".

Сущность предложения поясняется из рассмотрения чертежей, на которых схематически представлены:
фиг.1 - выгрузка ТВС из ТК первой группы;
фиг.2 - перегрузка ТВС из ТК второй группы в первую;
фиг.3 - перегрузка ТВС из БВ в последнюю группу ТК.The essence of the proposal is illustrated from the consideration of the drawings, which are schematically represented:
figure 1 - unloading fuel assemblies from the TC of the first group;
figure 2 - reloading fuel assemblies from the TC of the second group to the first;
figure 3 - reloading fuel assemblies from BV in the last group of TC.

Исходное состояние реактора 1 перед началом контроля технологических каналов 2:
- реактор остановлен, расхоложен и после разотравления находится в подкритическом состоянии;
- все управляющие стержни системы управления защитой (СУЗ) находятся на нижнем концевике, кроме стержней БАЗ;
- стержни БАЗ - на верхнем концевике;
- уровень подкритичности реактора позволяет проводить ядерноопасные операции с активной зоной, что подтверждено результатами экспериментального и расчетного контроля.The initial state of the reactor 1 before monitoring the technological channels 2:
- the reactor is shut down, dampened and, after poisoning, is in a subcritical state;
- all control rods of the protection management system (CPS) are located on the lower limit switch, except for BAZ rods;
- BAZ rods - on the upper trailer;
- the level of subcriticality of the reactor allows nuclear hazardous operations with the core, which is confirmed by the results of experimental and calculated control.

При проведении контроля ТК по параметрам: состояние металла, величина зазора ТК-ГК, внутренний диаметр ТК и состояние переходников сталь - цирконий, выгружают ТВС из 100-150 ТК, что приводит к существенному увеличению подкритичности реактора, и 5 штук ДП, равномерно расположенных в плане активной зоны, и помещают их в БВ 3. Указанное количество ТК составляет 5-9% от общего числа каналов в реакторе и определяется технологией проведения контроля ТК. Таким образом, выгрузку ТВС осуществляют лишь из части каналов. Указанные выше контрольные операции проводят в незагруженных каналах со "столбами воды" с применением штатной технологической оснастки. When monitoring the fuel cell according to the parameters: metal state, gap size TK-GK, inner diameter of the TK and condition of the steel-zirconium adapters, the fuel assemblies are unloaded from 100-150 TK, which leads to a significant increase in the subcriticality of the reactor, and 5 pieces of DP evenly spaced plan of the active zone, and place them in BV 3. The specified amount of TC is 5-9% of the total number of channels in the reactor and is determined by the technology for monitoring the TC. Thus, fuel assemblies are unloaded only from a part of the channels. The aforementioned control operations are carried out in unloaded canals with "water columns" using standard technological equipment.

Далее извлекают ТВС из подлежащих контролю каналов второй группы по очередности и загружают извлеченные ТВС в отконтролированные каналы первой группы, а разгруженные каналы второй группы подвергают контролю последовательно на однотипные параметры. При этом обнаруженные в процессе контроля дефектные каналы заменяют. Выгружают ТВС из третьей, подлежащей контролю группы каналов, и загружают их в отконтролированные каналы второй группы, а ТК третьей группы подвергают контролю, по необходимости производят замену дефектных каналов и т.д. вплоть до оставшейся последней разгруженной группы ТК, при этом ход РЗМ осуществляют только в пределах пятака реактора. После контроля последнюю группу ТК загружают тепловыделяющими сборками из БВ, которые находились там после разгрузки первой группы каналов. Таким образом, производят последовательную перегрузку ТВС и ДП из каналов, которые не подвергались контролю в признанные пригодными для эксплуатации после проведения контроля или замененные ТК. Перестановку ДП осуществляют из условий сохранения картограммы загрузки активной зоны. Вместе с тем выбор ТК для перегрузки ТВС осуществляют из условия соблюдения определенных ограничений на отклонение в энерговыработке топлива от исходного состояния реактора после останова. Next, the fuel assemblies are removed from the channels of the second group to be monitored in sequence and the extracted fuel assemblies are loaded into the monitored channels of the first group, and the unloaded channels of the second group are monitored sequentially for the same parameters. In this case, the defective channels detected during the monitoring process are replaced. The fuel assemblies are unloaded from the third group of channels to be controlled, and loaded into the monitored channels of the second group, and the TCs of the third group are monitored, if necessary, defective channels are replaced, etc. up to the remaining last unloaded TK group, while the progress of rare-earth metals is carried out only within the pyatak of the reactor. After the control, the last group of fuel cells is loaded with fuel assemblies from BV, which were there after unloading the first group of channels. Thus, the fuel assemblies and DP are sequentially reloaded from channels that were not subjected to control to those deemed suitable for operation after the control or replaced by fuel cells. The permutation of the DP is carried out from the conditions of saving the cartogram of the loading of the active zone. At the same time, the selection of fuel cells for reloading fuel assemblies is carried out from the condition that certain restrictions are observed on deviations in fuel energy production from the initial state of the reactor after shutdown.

Эти ограничения следующие. Загрузку ТВС осуществляют только в те ТК, в которых в исходном состоянии находились ТВС того же обогащения с отклонением в энерговыработке не более 200 МВт•сут/ТВС, и отклонением средней энерговыработки в окружающей полиячейке из четырех смежных каналов не более 100 МВт•сут/ТВС. Кроме того ТВС с максимальным обогащением и энерговыработкой менее 200 МВт•сут/ТВС загружают в несмежные ТК. ДП загружают только в те ТК, в которых в исходном состоянии находились ДП однотипной конструкции. Указанные ограничения обеспечивают требования по подкритичности активной зоны реактора и наиболее простым способом гарантируют от формирования активной зоны с высокой локальной неравномерностью. These limitations are as follows. Fuel assemblies are loaded only in fuel cells in which the fuel assemblies of the same enrichment were in the initial state with a deviation in energy production of not more than 200 MW • days / fuel assemblies, and a deviation of the average energy production in the surrounding cell from four adjacent channels of not more than 100 MW • days / fuel assemblies . In addition, fuel assemblies with maximum enrichment and energy production of less than 200 MW • day / fuel assemblies are loaded into non-adjacent fuel cells. DP are loaded only in those TCs in which in the initial state there were DP of the same design. These restrictions provide requirements for the subcriticality of the reactor core and, in the simplest way, guarantee against core formation with high local non-uniformity.

В качестве примера реализации способа перегрузки ТВС при контроле ТК на водографитовых ядерных реакторах приводим схему перегрузок ТВС, выполненную на Курской АЭС. As an example of the implementation of the method of overloading fuel assemblies while monitoring fuel cells at water-graphite nuclear reactors, we present the fuel assembly overload circuitry performed at the Kursk NPP.

С целью обоснования ядерной безопасности предложенного способа перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле ТК выполнен ряд нейтронно-теплогидравлических расчетов по аттестованным Госатомнадзором России программам SADCO, STEPAN и POLARIS. На первом этапе проведены расчеты нейтронно-физических характеристик паспорта РУ на реальном состоянии реактора РБМК-1000 Курской АЭС перед остановом на ремонт с заменой ТК. Результаты расчетов приведены в таблице 1. In order to substantiate the nuclear safety of the proposed method of overloading fuel assemblies during fuel control, a number of neutron-thermal hydraulic calculations were performed according to the SADCO, STEPAN and POLARIS programs certified by the Russian State Atomic Supervision Authority. At the first stage, the neutron-physical characteristics of the reactor passport were calculated on the real state of the RBMK-1000 reactor at the Kursk NPP before shutdown for repair with replacement of the fuel cell. The calculation results are shown in table 1.

В таблице 1 также приведены результаты измерений ряда параметров. Расчетные оценки этих параметров согласуются с результатами измерений в пределах погрешностей расчетов и измерений. Table 1 also shows the results of measurements of a number of parameters. The calculated estimates of these parameters are consistent with the measurement results within the limits of calculation and measurement errors.

Подкритичность реактора при взведенных стержнях аварийной защиты является основным фактором, определяющим ядерную безопасность работ по проведению контроля ТК и замене дефектных каналов. The criticality of the reactor with cocked emergency protection rods is the main factor determining the nuclear safety of work on monitoring the fuel cells and replacing defective channels.

Расчетное значение подкритичности в холодном разотравленном состоянии после останова реактора составляет 4,2% (около 7β_эф), эффекты обезвоживания КМПЦ и КОСУЗ отрицательны и равны минус 1,0β_эф и минус 0,6 β_эф, соответственно. Эффективность взведенных стержней аварийной защиты в подкритическом состоянии составляет ~1,2β_эф.
Таким образом, реактор надежно заглушен и обеспечена эффективность аварийной защиты более 1β_эф.
Способ перегрузок топлива и ДП при проведении контроля ТК на реакторе РБМК-1000 Курской АЭС предусматривает следующие ограничения при проведении перегрузок ТВС и ДП:
1. Проведение перегрузок ТВС и ДП осуществляют из условия минимального отклонения картограммы загрузки активной зоны реактора от исходного состояния.The calculated value of the subcriticality in the cold etched state after shutting down the reactor is 4.2% (about 7β _ef ), the dehydration effects of KMPZ and KOSUZ are negative and equal to minus 1.0β _ef and minus 0.6 β _ef , respectively. The effectiveness of cocked emergency protection rods in a subcritical state is ~ 1.2β _eff .
Thus, the reactor is reliably shut off and emergency protection efficiency of more than 1β _{eff is} ensured.
The method of refueling fuel and DP during the monitoring of fuel cells at the RBMK-1000 reactor of the Kursk NPP provides for the following restrictions when overloading fuel assemblies and DP:
1. Conducting overloads of fuel assemblies and DP are carried out from the condition of minimal deviation of the cartogram of loading of the reactor core from the initial state.

2. Перестановка ДП может осуществляться только в ТК, где в исходном состоянии находился ДП однотипной конструкции. 2. The permutation of the DP can be carried out only in the TC, where in the initial state there was a DP of the same design.

3. Перестановка ТВС может осуществляться в ТК, где в исходном состоянии находилась ТВС того же обогащения с отклонением в энерговыработке не более 200 МВт•сут/ТВС. 3. Relocation of fuel assemblies can be carried out in a fuel cell where the fuel assemblies of the same enrichment were in the initial state with a deviation in energy production of not more than 200 MW • day / fuel assemblies.

4. Средняя энерговыработка ТВС в полиячейке 4•4 канала при установке ТВС не должна отличаться более чем на 100 МВт•сут/ТВС от средней энерговыработки ТВС полиячейки в исходной загрузке. 4. The average energy production of fuel assemblies in a 4–4 channel poly-cell during the installation of fuel assemblies should not differ by more than 100 MW • days / fuel assemblies from the average energy production of fuel assemblies of a poly-cell in the initial load.

5. Не допускается установка в смежные ТК двух ТВС 2,4% обогащения с энерговыработкой менее 200 МВт•сут/ТВС. 5. It is not allowed to install two fuel assemblies in adjacent fuel assemblies of 2.4% enrichment with energy production of less than 200 MW • day / fuel assembly.

Ограничения 1, 2 определяют методологию выбора перестановки ТВС и ДП при проведении перегрузок, направленную на формирование загрузки активной зоны с заданными свойствами. Limitations 1, 2 determine the methodology for choosing the permutation of fuel assemblies and aircraft during overloads, aimed at generating a core loading with specified properties.

Ограничение 3 призвано наиболее простым способом гарантировать от формирования загрузки с высокой локальной неравномерностью. Limit 3 is intended to ensure the easiest way to ensure that a load is generated with high local unevenness.

Ограничение 4 призвано обеспечить выполнение требований по подкритичности. Limit 4 is designed to ensure compliance with the requirements of subcriticality.

Ниже приведены расчетные оценки, подтверждающие достаточность этих ограничений для соблюдения требований ядерной безопасности. The following are estimates that confirm that these limitations are sufficient to comply with nuclear safety requirements.

Для оценки влияния погрешности в определении энерговыработок выполнен расчет реактора в подкритическом расхоложенном разотравленном состоянии с извлеченными стержнями БАЗ при одновременном уменьшении энерговыработки топлива во всех ТК на величину 100 МВт•сут/ТВС. Результаты расчетов приведены в таблице 2. To assess the impact of errors in determining energy production, the reactor was calculated in a subcritical, damp, etched state with extracted BAZ rods while reducing the fuel energy production in all fuel cells by 100 MW • day / fuel assembly. The calculation results are shown in table 2.

Результаты расчетов показывают, что уменьшение энерговыработки топлива во всех ТК на 100 МВт•сут/ТВС от исходного значения приводит к уменьшению подкритичности реактора на 1,2% (2,0β_эф), подкритичность реактора при этом становится равной 3,0%, что отвечает ПБЯ РУ АС-89. Для ТВС с энерговыработкой в исходном состоянии менее 100 МВт•сут/ТВС в расчете была задана нулевая энерговыработка.The calculation results show that a decrease in fuel energy production in all fuel cells by 100 MW • day / fuel assembly from the initial value leads to a decrease in the subcriticality of the reactor by 1.2% (2.0β _eff ), while the subcriticality of the reactor becomes 3.0%, which meets ABY RU AS-89. For fuel assemblies with power generation in the initial state of less than 100 MW • day / fuel assembly, the calculation was set to zero power generation.

Выполнены расчеты, моделирующие выгрузку 117 ТВС и 5 ДП из активной зоны в БВ. Выгрузка 117 ТВС, равномерно расположенных в активной зоне, увеличивает подкритичность реактора с заполненными КМПЦ и КОСУЗ примерно на 2% (~3β_эф).
В состоянии с обезвоженным КМПЦ подкритичность реактора после выгрузки 117 ТВС увеличивается примерно на 1% (2β_эф).
Выгрузка 5 ДП, равномерно расположенных в плане активной зоны, уменьшает подкритичность примерно на 0,6% (1β_эф).
Таким образом, выгрузка в БВ ТВС в количестве 100-140 штук приводит к существенному увеличению подкритичности реактора. Подкритичность при этом достигает величины более 5% как при заполненном, так и при обезвоженном КМПЦ и КОСУЗ.Calculations were performed simulating the unloading of 117 fuel assemblies and 5 aircraft from the core in the basement. Unloading 117 fuel assemblies uniformly located in the core increases the subcriticality of the reactor with filled KMPTs and KOSUZ by about 2% (~ 3β _eff ).
In a state with dehydrated CMPC, the subcriticality of the reactor after unloading 117 fuel assemblies increases by about 1% (2β _eff ).
Unloading 5 DPs evenly spaced in the plan of the core reduces subcriticality by about 0.6% (1β _eff ).
Thus, unloading in fuel assemblies of fuel assemblies in the amount of 100-140 units leads to a significant increase in the subcriticality of the reactor. In this case, subcriticality reaches a value of more than 5% both with filled and dehydrated KMPTs and KOSUZ.

Ниже представлен анализ влияния факторов, способных привести к уменьшению подкритичности, выполненных без учета выгрузки ТВС в БВ, т.е с использованием консервативного подхода. Below is an analysis of the influence of factors that can lead to a decrease in subcriticality, performed without taking into account the unloading of fuel assemblies in the fuel assemblies, i.e. using a conservative approach.

Рассмотрим следующие события, способные привести к уменьшению подкритичности:
- уменьшение в процессе перестановок топлива энерговыработки на 200 МВт•сут/ТВС в ТВС, расположенной в области максимума нейтронного потока;
- уменьшение на 100 МВт•сут/ТВС энерговыработок топлива в ТВС, находящихся в локальной области (4•4 ячейки) в районе максимума нейтронного потока;
- установка двух "свежих" ТВС в области максимума нейтронного потока;
- извлечение 5 ДП, равномерно расположенных в активной зоне;
- извлечение на верхний концевик стержня СУЗ, расположенного в области максимума нейтронного потока;
- одновременное сочетание всех пяти факторов, приведенных выше (установка двух свежих ТВС и уменьшение энерговыработок на 100 МВт•сут/ТВС в области 4•4, извлечение 5 ДП, равномерно расположенных в активной зоне, и извлечение на ВК стержня СУЗ в области максимума нейтронного потока).Consider the following events that can lead to a decrease in subcriticality:
- reduction in the process of rearrangement of fuel for energy generation by 200 MW • day / fuel assembly in a fuel assembly located in the region of the maximum neutron flux;
- reduction by 100 MW • day / fuel assembly of fuel energy production in fuel assemblies located in the local area (4 • 4 cells) in the region of the neutron flux maximum;
- installation of two “fresh” fuel assemblies in the region of the neutron flux maximum;
- extraction of 5 DP evenly spaced in the core;
- extraction on the upper end of the CPS rod located in the region of the maximum neutron flux;
- a simultaneous combination of all five factors described above (installing two fresh fuel assemblies and reducing power generation by 100 MW • day / fuel assemblies in the 4 • 4 region, extracting 5 DPs uniformly located in the core, and extracting the CPS rod to the VC in the neutron maximum region flow).

В таблице 3 приведены расчетные значения изменения подкритичности реактора при каждом из описанных выше событий, способных привести к уменьшению подкритичности, а также оценка влияния всех указанных факторов одновременно. Table 3 shows the calculated values of the change in the subcriticality of the reactor for each of the events described above, which can lead to a decrease in the subcriticality, as well as an assessment of the influence of all these factors at the same time.

Полученные результаты расчета подкритичности реактора показывают, что уменьшение подкритичности, обусловленное уменьшением выгорания топлива в области максимума нейтронного потока (варианты 1-3 таблицы 3), невелико и составляет не более 0,15% при исходном значении подкритичности 4,2%. The obtained results of calculating the subcriticality of the reactor show that the decrease in subcriticality due to the decrease in fuel burnout in the region of the neutron flux maximum (options 1-3 of Table 3) is small and amounts to no more than 0.15% with the initial value of subcriticality of 4.2%.

Извлечение стержня СУЗ или 5 ДП приводит к более заметному уменьшению подкритичности 0,2% и 0,6%, соответственно (варианты 3, 4 в таблице 3). Removing the CPS rod or 5 DP leads to a more noticeable decrease in the subcriticality of 0.2% and 0.6%, respectively (options 3, 4 in table 3).

Заметное уменьшение подкритичности при одновременном наложении всех факторов обусловлено увеличением размножающей способности в области максимума нейтронного потока. Одновременное сочетание всех факторов приводит к уменьшению подкритичности на 1,2%. Подкритичность реактора в этом состоянии равна примерно 3%. A noticeable decrease in subcriticality, while all factors are superimposed, is due to an increase in the reproduction ability in the region of the neutron flux maximum. The simultaneous combination of all factors leads to a decrease in subcriticality by 1.2%. The subcriticality of the reactor in this state is approximately 3%.

Таким образом, приведенные расчетные исследования показали, что при выполнении перегрузок тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов предложенным способом обеспечивается ядерная безопасность реактора. Thus, the above calculation studies have shown that when overloading fuel assemblies when controlling technological channels, the proposed method ensures nuclear safety of the reactor.

Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Курской АЭС проводились для состояния на мощности перед остановом и на момент проведения измерений нейтронно-физических характеристик. The neutron-physical characteristics of the RBMK-1000 reactor of the Kursk NPP were calculated for the state at power before shutdown and at the time of measurements of the neutron-physical characteristics.

Загрузка активной зоны перед остановом составляла, шт:
ТВС 2,0% обогащения - 590
ТВС 2,4% обогащения - 968
ДП сб.2641 - 52
ДП сб.1814 - 20
ДП сб.2605 - 38
СВ - 24
ПЯ - 1
Технологические параметры реактора перед остановом (см. табл. А).The core loading before shutdown was, pcs:
FA 2.0% enrichment - 590
Fuel assemblies 2.4% enrichment - 968
DP Sat. 2641 - 52
DP Sat. 1814 - 20
DP Sat.2605 - 38
SV - 24
PY - 1
Technological parameters of the reactor before shutdown (see table. A).

Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик перед остановом по программам БОКР, POLARIS и STEPAN приведены в таблице 4. The results of calculations of neutron-physical characteristics before shutdown using the BOKR, POLARIS, and STEPAN programs are shown in Table 4.

Перед остановом на реакторе выполнены измерения парового коэффициента реактивности и быстрого мощностного коэффициента реактивности. Before shutting down at the reactor, measurements were made of the steam reactivity coefficient and the fast power reactivity coefficient.

Расчетные и экспериментальные значения характеристик паспорта РУ перед остановом реактора приведены в таблице 4. The calculated and experimental values of the characteristics of the reactor passport before shutting down the reactor are shown in table 4.

За период с момента останова до проведения измерений были проведены перегрузки с выгрузкой 12-ти ТВС и загрузкой 10-ти ДП. После останова и расхолаживания реактора были выполнены измерения по определению нейтронно-физических характеристик. Over the period from the moment of shutdown to measurements, overloads were carried out with the unloading of 12 fuel assemblies and loading of 10 DP. After shutting down and damping the reactor, measurements were made to determine the neutron-physical characteristics.

В таблице 5 приведены результаты расчета нейтроно-физических характеристик при проведении измерений нейтронно-физических характеристик. Table 5 shows the results of calculating neutron-physical characteristics when measuring neutron-physical characteristics.

Сопоставление результатов расчетов и измерений нейтронно-физических характеристик показало удовлетворительное согласие. Comparison of the results of calculations and measurements of neutron-physical characteristics showed satisfactory agreement.

Консервативная оценка подкритичности реактора по результатам расчетного моделирования и результатам измерений составила 6.9β_эф (более 4.0%), что удовлетворяет требованиям ПБЯ для проведения ядерно-опасных работ.A conservative estimate of the subcriticality of the reactor based on the results of computational modeling and measurement results was 6.9β _eff (more than 4.0%), which meets the requirements of the ABY for nuclear hazardous work.

Контроль ТК на водографитовых ядерных реакторах проводят на расхоложенном разотравленном реакторе в незагруженных ТК со "столбами воды". TK control on water-graphite nuclear reactors is carried out on a disposed tattered reactor in unloaded TK with "water columns".

Технология проведения контроля ТК требует наличия в активной зоне минимум 100 незагруженных ТК, которые могут быть последовательно образованы за счет выгрузки партий ТВС и ДП в БВ, с последующей загрузкой в те же ячейки. The technology for monitoring fuel cells requires the presence in the core of at least 100 non-loaded fuel cells, which can be sequentially formed by unloading batches of fuel assemblies and aircraft in the storage tank, followed by loading them into the same cells.

Однако процедура последовательной выгрузки ТВС и ДП в БВ имеет следующие недостатки:
- повышается вероятность механического повреждения ТВС при загрузке и транспортно-технологических операциях в БВ;
- за счет транспортно-технологических операций при транспортировке и установке ТВС в БВ увеличиваются дозовые нагрузки на персонал.However, the procedure for the sequential unloading of fuel assemblies and airplanes in a storage tank has the following disadvantages:
- increases the likelihood of mechanical damage to fuel assemblies during loading and transport and technological operations in explosives;
- due to transport and technological operations during the transportation and installation of fuel assemblies in the fuel assemblies, the dose rates for personnel increase.

С целью их устранения предусматривается следующая схема перегрузок:
- выгрузка от 100 до 150 ТВС и до 5 ДП в БВ;
- последовательная перегрузка ТВС и ДП из ТК, в которых не проводился контроль, в признанные пригодными для эксплуатации после проведения контроля или замененные ТК.In order to eliminate them, the following overload scheme is provided:
- unloading from 100 to 150 fuel assemblies and up to 5 DP in the storage tank;
- consecutive reloading of fuel assemblies and fuel assemblies from the fuel cells, in which the control was not carried out, into those recognized suitable for operation after the control or replaced by the fuel cells.

С целью обеспечения безопасности предусмотрен ряд ограничений при проведении перегрузок и соответствующий контроль подкритичности. In order to ensure safety, there are a number of restrictions during congestion and appropriate control of subcriticality.

На реакторе Курской АЭС была извлечена в БВ первая партия ТВС в количестве 87 ТВС из следующих ТК (см. табл.Б). At the Kursk NPP reactor, the first batch of fuel assemblies in the amount of 87 fuel assemblies from the following fuel cells was recovered in the spent fuel pool (see Table B).

Это привело к дополнительному увеличению подкритичности на 1.4 β_эф.
Дальнейшую перегрузку ТВС и ДП с перестановкой в другие ТК, установку ТВС и ДП из БВ в ТК реактора осуществляли с соблюдением следующих ограничений:
- перестановка ТВС может осуществляться в ТК, где в исходном состоянии находилась ТВС того же обогащения с отклонением в энерговыработке не более 200 МВт•сут/ТВС;
- средняя энерговыработка ТВС в полиячейке 4•4 канала при установке ТВС не должна отличаться более чем на 100 МВт•сут/ТВС от средней энерговыработки ТВС полиячейки в исходной загрузке;
- не допускается установка в смежные ТК двух ТВС 2.4% обогащения с энерговыработкой менее 200 МВт•сут/ТВС.This led to an additional increase in subcriticality by 1.4 β _eff .
Further reloading of fuel assemblies and fuel assemblies with relocation to other fuel cells, the installation of fuel assemblies and fuel assemblies from the fuel assemblies to the reactor fuel cells was carried out in compliance with the following restrictions:
- fuel assemblies can be rearranged in a fuel cell where the fuel assemblies of the same enrichment were in the initial state with a deviation in energy production of not more than 200 MW • day / fuel assemblies;
- the average energy production of fuel assemblies in a poly-cell of 4 • 4 channels when installing a fuel assembly should not differ by more than 100 MW • days / fuel assemblies from the average energy production of fuel assemblies of a poly-cell in the initial load;
- it is not allowed to install two fuel assemblies in adjacent fuel assemblies of 2.4% enrichment with energy production of less than 200 MW • day / fuel assembly.

При этом:
При выгрузке ДП для проведения контроля ТК осуществляли предварительную загрузку дополнительного ДП в соседний ТК.Wherein:
When unloading the DP to carry out the control of the fuel cell, preliminary loading of the additional DP into the neighboring fuel cell was carried out.

Контроль подкритичности реактора производили:
- по показаниям камер КНТ-31 в каналах ИСС;
- по результатам поверочных расчетов для каждых 20-ти перегрузок ТК.The control of the subcriticality of the reactor was carried out:
- according to the testimony of KNT-31 cameras in the ISS channels;
- according to the results of verification calculations for every 20 overloads of the fuel cell.

На реакторе Курской АЭС выполнены контроль ряда параметров состояния металла всех ТК и определение величины зазора ТК-графит. Проведена частичная (по необходимости) замена ТК. К числу особенностей этих работ относится то, что при их выполнении производилось изменение местоположения ТВС по сравнению с их исходным положением. Первоначально ТВС из первой группы ТК, подлежащих обследованию, были выгружены в БВ. Затем, для уменьшения транспортных перемещений, ТВС из последующих групп ТК последовательно выгружали в свободные ТК предыдущей обследованной группы. После этого произведена загрузка ТВС из БВ в последнюю группу проконтролированных ТК. At the reactor of the Kursk NPP, a number of metal state parameters of all fuel cells were monitored and the size of the gap of TC-graphite was determined. A partial (if necessary) TC replacement was carried out. Among the features of these works is the fact that when they were performed, the location of the fuel assemblies was changed in comparison with their initial position. Initially, fuel assemblies from the first group of TCs to be examined were uploaded to the storage tank. Then, to reduce transport movements, fuel assemblies from subsequent TC groups were subsequently unloaded into free TCs of the previous examined group. After that, the fuel assemblies were loaded from BV to the last group of controlled fuel cells.

После проведения контроля ТК на Курской АЭС была сформирована загрузка реактора с заданными свойствами и выполнены измерения нейтронно-физических характеристик реактора на физическом и энергетическом уровнях мощности. Измерения подтвердили пригодность сформированной загрузки активной зоны для эксплуатации реактора и соответствие экспериментальных и расчетных характеристик паспорта РУ требованиям ПБЯ РУ АС-89 и "Технического обоснования безопасности". After monitoring the fuel cells at the Kursk NPP, a reactor load with the specified properties was formed and measurements of the neutron-physical characteristics of the reactor at physical and energy power levels were performed. The measurements confirmed the suitability of the generated core loading for reactor operation and the compliance of the experimental and calculated characteristics of the RU passport with the requirements of the ABY RU AS-89 and the "Technical Safety Justification".

Проведенные расчетные исследования и результаты измерений показали, что в ходе выполнения работ по перестановке топлива в реакторе РБМК-1000 подкритичность реактора составляет более 4%, что удовлетворяет требованиям ПБЯ для проведения ядерно-опасных работ. The performed computational studies and measurement results showed that during the work on the transfer of fuel in the RBMK-1000 reactor, the subcriticality of the reactor is more than 4%, which meets the requirements of the ABY for nuclear hazardous work.

Таким образом, при проведении контроля ТК в полной мере была обеспечена ядерная безопасность реактора, что подтверждено экспериментальными и расчетными исследованиями. Thus, when monitoring the fuel cell, the nuclear safety of the reactor was fully ensured, which was confirmed by experimental and computational studies.

Выбранная схема проведения перестановок топлива обеспечивает проведение контроля ТК в сжатые сроки. The selected scheme of fuel permutation provides control of the fuel cell in a short time.

Источники информации
1. А. Я. Швец, А.Г. Кузнецов "Ремонт атомных реакторов" Москва, Энергоиздат, 1982 г., с. 86-89.Sources of information
1. A. Ya. Shvets, A.G. Kuznetsov "Repair of nuclear reactors" Moscow, Energoizdat, 1982, p. 86-89.

2. Патент 2132091 по МПК⁶ G 21 C 19/26, опубл. 1999 г., выданный Курской АЭС.2. Patent 2132091 for IPC ⁶ G 21 C 19/26, publ. 1999, issued by Kursk NPP.

Перечень принятых сокращений:
ГК - графитовая кладка;
ТК - технологический канал;
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент;
ДП - дополнительный поглотитель;
СУЗ - система управления и защиты;
БВ - бассейн выдержки;
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина;
ТВС - тепловыделяющая сборка;
КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции;
КОСУЗ - контур охлаждения стержней СУЗ;
ПБЯ РУ AC-89 - правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций;
ВК - верхний концевой выключатель перемещения стержня СУЗ;
НК - нижний концевой выключатель перемещения стержня СУЗ;
БАЗ - быстродействующая аварийная защита;
AЗ - активная зона;
РР - стержень СУЗ "ручного" регулирования;
РВ - стержень СУЗ "ручного" регулирования с ленточным поглощающим звеном;
СВ - "столб воды" - незагруженный ТК;
ПЯ - "пустая ячейка" - ячейка с демонтированным ТК;
АР - стержни автоматического регулирования;
УСП - "укороченный" стержень СУЗ;
СФКРЭ - система физического контроля распределения энерговыделения;
РУ - реакторная установка;
ИСС - измеритель скорости счета.The list of accepted abbreviations:
GK - graphite masonry;
TK - technological channel;
TVEL - fuel element;
DP - additional absorber;
CPS - control and protection system;
BV - holding pool;
REM - unloading and loading machine;
TVS - fuel assembly;
KMPTs - a circuit of multiple forced circulation;
KOSUZ - cooling circuit of the rods CPS;
ABY RU AC-89 - nuclear safety rules for reactor facilities of nuclear power plants;
VK - the upper limit switch for the movement of the rod of the CPS;
NK - the lower limit switch for the movement of the rod CPS;
BAZ - high-speed emergency protection;
АЗ - active zone;
PP - the core of the CPS "manual"regulation;
RV - the core of the CPS "manual" regulation with a tape absorbing link;
SV - "water column" - unloaded TK;
ПЯ - "empty cell" - a cell with a dismantled TC;
AR - rods of automatic regulation;
USP - the "shortened" core of the CPS;
SFKRE - system of physical control of distribution of energy release;
RU - reactor installation;
ASC is a meter for counting speed.

Claims

A method of overloading fuel assemblies during monitoring of technological channels on water-graphite nuclear reactors, including extracting fuel assemblies from channels, placing them in a holding pool, monitoring unloaded channels, replacing defective channels and their subsequent loading with fuel assemblies, characterized in that the fuel assemblies are extracted only from part of the channels not exceeding in quantity 5.. . 9% of the total number of channels in the reactor, control the first group of channels, remove the fuel assemblies from the channels of the second group to be controlled and load them into the controlled channels of the first group, control the second group of channels, unload the fuel assemblies from the third channel group to be controlled and they are loaded into the controlled channels of the second group, etc., and the last group of channels is loaded with fuel assemblies from the holding pool, while only the fuel assemblies are loaded about those channels in which in the initial state there were fuel assemblies of the same enrichment with a deviation in energy production of not more than 200 MW • day / fuel assemblies, and a deviation in average energy production in a polycell of four adjacent channels not more than 100 MW • day / fuel assemblies, and fuel assemblies with higher enrichment and energy production of less than 200 MW • day / fuel assemblies are loaded into non-adjacent channels.