Досвід експлуатації ядерного палива Вестінгхауз на АЕС України

  • Валерій А. Зуйок «Ядерний паливний цикл» Науково-технічний заклад Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», Харків, Україна https://orcid.org/0000-0003-4256-1714
  • Roman Rud Науково-технічний заклад «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», Харків, Україна https://orcid.org/0009-0000-8430-7015
  • Михайло В. Трет’яков Науково-технічний заклад «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», Харків, Україна https://orcid.org/0000-0003-0062-8984
  • Яна О. Куштим Науково-технічний заклад «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», Харків, Україна
  • Вадим В. Грудницький Науково-технічний заклад «Ядерний паливний цикл» Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», Харків, Україна
Ключові слова: ВВЕР-1000, вигин, інспекція, подовження, скручування, стенд інспекції і ремонту палива, тепловидільна збірка, ядерне паливо

Анотація

Для забезпечення сумісності з більш жорсткою конструкцією ТВЗА компанії АТ “ТВЕЛ” у 2013 році було анонсовано модифікацію ТВЗ компанії Westinghouse під назвою ТВЗ-WR також з більш жорсткої конструкції. ТВЗ-WR експлуатується в Україні з 2015 року в режимі дослідно-промислової експлуатації, а з 2019 року – в промисловій експлуатації. Підприємства компанії Westinghouse виробляють тільки ТВЗ-WR для потреб АЕС України. Постачання ТВЗ Westinghouse для України відбувалося під постійним наглядом та контролем на всіх етапах експлуатації та після її завершення. З самого початку впровадження ТВЗ-W, спеціалістами ДП «НАЕК «Енергоатом» та компанії Westinghouse при науковій підтримці НТК ЯПЦ ННЦ ХФТІ, проводились щорічні обстеження паливних збірок. За результатами обстежень близько 86 ТВЗ-W/WR компанії Westinghouse після 1-3 років експлуатації було зроблено висновок, що отримані значення параметрів, які характеризують технічний стан ТВЗ-W/WR, не перевищують межі, закладені при проєктуванні палива та обґрунтуванні безпеки паливних завантажень, в яких експлуатувалися зазначені ТВЗ. Всі ТВЗ, планова інспекція яких проводилася після 1-3 років експлуатації, використовувалися у наступних паливних завантаженнях.

Завантаження

##plugins.generic.usageStats.noStats##

Посилання

IAEA-TECDOC-1050. Poolside Inspection, Repair and Reconstitution of LWR Fuel Elements, in: Technical Committee Meeting, IAEA, (1998). https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1050_prn.pdf

Examination of Fuel Assembly for Water Cooled Power Reactor, in: Specialists Meeting, Tokyo, Japan 9-13 November 1981. (IAEA, Vienna, 1982).

N.A. Ivanov, D.V. Bromirskij, D.V. Surov, L.A. Pervushin, A.N. Tishkov, A.V. Sementsov, S.V. Pavlov, and S.V. Amosov, “Fuel assembly inspection and repair stand for AES-2006 project,” Tyazheloye Mashinostroyeniye, 25-28, (2017). https://sosny.ru/files/publications/TM_%204_2017.pdf

A. Abdullayev, Y. Aleshin, G. Kulish, P. Lashevich, R. Latorre, O. Slyeptsov, S. Slyeptsov, et al., “Westinghouse Fuel Assemblies Performance after Operation in South-Ukraine NPP Mixed Core,” in: 10th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, (Sandanski, Bulgaria, 2013).

V. Zuyok, V. Krasnorutskyy, V. Grytsyna, R. Rud, M. Tretyakov, Y. Kyshtym, V. Hrudnytskyy, et al., “Experience of Irradiated Nuclear Fuel Examination at Ukrainian NPPs Using Fuel Inspection and Repair Equipment,” Nuclear and Radiation Safety, 95(3), 48-63 (2022). https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).05

S.V. Pavlov, “Methods and Means of VVER FAs Research for Experimental Support of New Fuel Implementation at NPPs,” Dr.Sci. Thesis, Dimitrovgrad, 2015.

D.V. Markov, “Main regularities of changes in properties and characteristics of new-generation VVER and RBMK fuel during operation based on the results of complex post-irradiation studies,” Dr.Sci. Thesis, Moscow, 2017.

Е.А. Zvir, V.B. Ionov, S.V. Pavlov, et al., Post-irradiation condition of VVER fuel rods and FAs, (Atlas, 2013).

J.W. Roddy, H.C. Claiborne, R.C. Ashline, P.J. Johnson, and B.T. Rhyne, Physical and decay characteristics of commercial LWR spent fuel, in: ORNL/TM-959 l/Vl and Rl, (Oak Ridgenational Lab, 1986).

I.D. Sokolova, “Experience of fuel operation in PWR reactor,” Atomnaya tehnika za rubezhom, 6, 3-11 (2010).

M. Dye, and H. Shah, “Enhanced Westinghouse WWER-1000 Fuel Design for Ukraine Reactors,” in: Proceedings of 11th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, (Bulgaria, 2015).

State enterprise standard of SE "NNEGC "Energoatom" 170:2019 "Nuclear Fuel Handling. Nuclear fuel control by means of fuel inspection and repair equipment", 2019.

IE-I.61.001-15, Instructions for operation of FIRE and measurement systems included in it. State Enterprise “National Nuclear Energy Generating Company “Energoatom”, Separate subdivision “Atomremonservis” SS ARS of SE "NNEGC “Energoatom”.

Опубліковано
2024-12-08
Цитовано
Як цитувати
Зуйок, В. А., Rud, R., Трет’яков, М. В., Куштим, Я. О., & Грудницький, В. В. (2024). Досвід експлуатації ядерного палива Вестінгхауз на АЕС України. Східно-європейський фізичний журнал, (4), 215-226. https://doi.org/10.26565/2312-4334-2024-4-21