RU2094861C1 - Method for detecting depressurized fuel elements - Google Patents
Method for detecting depressurized fuel elements Download PDFInfo
- Publication number
- RU2094861C1 RU2094861C1 RU9494037392A RU94037392A RU2094861C1 RU 2094861 C1 RU2094861 C1 RU 2094861C1 RU 9494037392 A RU9494037392 A RU 9494037392A RU 94037392 A RU94037392 A RU 94037392A RU 2094861 C1 RU2094861 C1 RU 2094861C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rods
- pressure
- fuel elements
- gpa
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 87
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 40
- 238000012360 testing method Methods 0.000 claims description 14
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 10
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 4
- 238000003860 storage Methods 0.000 abstract description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 16
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 14
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 13
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 12
- 230000008569 process Effects 0.000 description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 8
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 7
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 7
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 7
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 4
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 4
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 3
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 3
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 2
- 230000035699 permeability Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- 230000002547 anomalous effect Effects 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- -1 for example Substances 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000013102 re-test Methods 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 238000010998 test method Methods 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
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
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано на АЭС и на других объектах, связанных с изготовлением, эксплуатацией, переработкой и хранением ядерного топлива. The invention relates to nuclear energy and can be used at nuclear power plants and other facilities related to the manufacture, operation, processing and storage of nuclear fuel.
Известен способ идентификации негерметичных твэлов, так называемый "мокрый" метод [1] основанный на регистрации продуктов деления и/или их радиоактивности, выходящих при саморазогреве топлива через дефектные оболочки твэлов в изолированный объем воды. A known method for identifying leaking fuel rods, the so-called "wet" method [1] based on the registration of fission products and / or their radioactivity, emerging during self-heating of fuel through defective cladding of fuel rods in an isolated volume of water.
Недостатком известного способа является неудовлетворительная надежность обнаружения поврежденных твэлов, так как независимо от герметичности на внешних поверхностях оболочек всех твэлов имеются отложения детектируемых нуклидов, а регистрируемые детекторами активности сигналы относительно невелики из-за ограничений по величине и темпу разогрева твэлов в воде. Кроме того, контроль этим способом требует много времени и частого проведения повторного испытания. The disadvantage of this method is the unsatisfactory reliability of the detection of damaged fuel elements, since regardless of the tightness on the outer surfaces of the cladding of all fuel elements there are deposits of detectable nuclides, and the signals recorded by the activity detectors are relatively small due to limitations in the size and rate of heating of the fuel elements in water. In addition, monitoring this method requires a lot of time and frequent re-testing.
Известен способ контроля герметичности оболочек твэлов, так называемый "сухой" метод [2] в котором жидкий теплоноситель в испытательных герметичных контейнерах заменяется газом, например, воздухом. Уровень и темп разогрева в этом случае могут быть значительно выше и соответственно больше регистрируемых детекторами активности сигналов, выше надежность этого метода. A known method of controlling the tightness of the cladding of the fuel rods, the so-called "dry" method [2] in which the liquid coolant in the test sealed containers is replaced by gas, for example, air. The level and rate of heating in this case can be significantly higher and, accordingly, more than the signals recorded by the activity detectors, and the reliability of this method is higher.
Недостатками известного способа являются большая вероятность оболочек твэлов из-за отсутствия эффективного хладоагента, неполная вероятность обнаружения дефектов, например, при малой степени разгерметизации оболочек твэлов, при медленном разогреве топлива с малым выгоранием, а также из-за ограничений по температуре и темпу разогрева и еще большая длительность процесса, в том числе из-за необходимости повторных проверок. The disadvantages of this method are the high probability of the cladding of the fuel rods due to the lack of an effective refrigerant, the incomplete probability of detecting defects, for example, with a low degree of depressurization of the cladding of the fuel rods, with slow heating of the fuel with low burnup, and also due to restrictions on the temperature and rate of heating and a longer process, including due to the need for repeated checks.
Известен способ идентификации дефектных ТВС, основанный на применении "маркированных" газов, в соответствии с которым в газовую полость каждого твэла в процессе изготовления добавляют смесь с определенным содержанием, например, стабильных изотопов Xe и Kr, причем во все твэлы одной ТВС добавляется одинаковая смесь [3]
Недостатком известного способа является сложность процесса проверки, особенно для реакторов с большим количеством ТВС (например, в реакторах типа ВВЭР число ТВС более 160), неполная вероятность обнаружения дефектов, длительность процесса обнаружения.A known method for identifying defective fuel assemblies, based on the use of "marked" gases, according to which a mixture with a certain content of, for example, stable Xe and Kr isotopes is added to the gas cavity of each fuel element during manufacture, moreover, the same mixture is added to all fuel elements of one fuel assembly [ 3]
The disadvantage of this method is the complexity of the verification process, especially for reactors with a large number of fuel assemblies (for example, in WWER reactors, the number of fuel assemblies is more than 160), the incomplete probability of detection of defects, the duration of the detection process.
Ближайшее техническое решение способ обнаружения негерметичных твэлов, основанный на извлечении из-под разгерметизированных оболочек твэлов газообразных продуктов деления за счет перепада давления [4] так называемый вакуумный метод. Проверяемый твэл или тепловыделяющую сборку (ТВС) устанавливают в исследуемом объеме, наполненном водой, над которой создается газовая полость. Из этой полости берут пробы, которые затем проверяют на детекторе активности. Истечение газов через неплотности в оболочках твэлов происходит под действием разряжения, создаваемого в испытательном контейнере с помощью вакуумного насоса. Этот метод сочетает относительно высокую чувствительность "сухого" и безопасность "мокрого" методов. Проверка одной ТВС длится 8-10 мин. The closest technical solution is a method for detecting leaking fuel rods, based on the extraction of gaseous fission products from under the sealed cladding of the fuel rods due to the pressure drop [4] the so-called vacuum method. The fuel rod or fuel assembly to be checked (FA) is installed in the test volume filled with water above which a gas cavity is created. Samples are taken from this cavity, which are then checked on an activity detector. The outflow of gases through leaks in the cladding of the fuel rods occurs under the action of the vacuum generated in the test container using a vacuum pump. This method combines the relatively high sensitivity of dry and the safety of wet methods. Checking one fuel assembly lasts 8-10 minutes.
Недостатком известного технического решения является неполная вероятность обнаружения дефектных твэлов, что имеет место, например, для топлива с небольшим выгоранием при малых темпе и величине разрежения, при малой степени разгерметизации. Кроме того, к недостаткам следует отнести большую длительность испытаний, при этом не исключена повторная проверка, а также необходимость иметь относительно мощную вакуумную систему, с чем связано снижение безопасности и надежности этого метода. A disadvantage of the known technical solution is the incomplete probability of detecting defective fuel elements, which is, for example, for fuel with a small burnup at a low rate and amount of vacuum, with a low degree of depressurization. In addition, the disadvantages include a longer test duration, while repeated testing is not excluded, as well as the need to have a relatively powerful vacuum system, which is associated with a decrease in the safety and reliability of this method.
Технический результат предложения -увеличение эффективности обнаружения негерметичных твэлов, сокращение длительности процесса испытания, увеличение безопасности и надежности процесса. The technical result of the proposal is to increase the detection efficiency of leaky fuel rods, reducing the duration of the test process, increasing the safety and reliability of the process.
Технический результат достигается тем, что в способе обнаружения негерметичных твэлов, включающем уменьшение внешнего по отношению к твэлам давления в испытуемом объеме и измерение выхода радионуклидов, предварительно увеличивают внешнее давление до величины не более максимального давления в реакторе, выдерживают его, а затем сбрасывают до первоначального уровня и по регистрируемому качку выхода радионуклидов при сбросе давления судят о разгерметизации твэлов. The technical result is achieved by the fact that in the method for detecting leaking fuel rods, including reducing the external pressure in relation to the fuel rods in the test volume and measuring the yield of radionuclides, the external pressure is preliminarily increased to a value not exceeding the maximum pressure in the reactor, maintained, and then dropped to the initial level and according to the recorded pitching of the radionuclide output when depressurizing, they are judging the depressurization of the fuel rods.
Большинство используемых видов ядерного топлива имеет пористую структуру, причем часть пор является открытой [5] Пористость увеличивается при выгорании топлива, при его разогреве, зависит от темпа нагрева и охлаждения, от количества циклов нагрева за время эксплуатации и т.д. причем доля открытых пор при этом увеличивается. Поры заполняются газами "технологическим" газом (или "маркированным" газом, и/или конденсированной фазой), заполняющим поры при изготовлении твэлов; газообразными продуктами деления (ГПД), нарабатываемыми при эксплуатации твэлов (облучении); газами или жидкостями из внешней по отношению к твэлам среды (теплоноситель первого контура, атмосфера контейнмента и пр.), что может происходить при соответствующем перепаде давлений (когда внешнее давление больше давления газов в открытых порах). Most types of nuclear fuel used have a porous structure, and some of the pores are open [5]. The porosity increases when the fuel burns out, when it is heated, it depends on the rate of heating and cooling, on the number of heating cycles during operation, etc. and the proportion of open pores in this case increases. The pores are filled with gases by a “process” gas (or “marked” gas, and / or a condensed phase) filling the pores in the manufacture of fuel elements; gaseous fission products (GPA) generated during the operation of fuel elements (irradiation); gases or liquids from the environment external to the fuel elements (primary coolant, containment atmosphere, etc.), which can occur with a corresponding pressure drop (when the external pressure is greater than the gas pressure in open pores).
Понятие о пористой структуре топлива позволяет правильно оценить некоторые аномальные явления по выходу продуктов деления из облученного ядерного топлива [6] Сюда следует отнести увеличение скорости выхода продуктов деления на начальной стадии разогрева, существенно превышающее скорости, лимитируемые диффузионными процессами в твердом теле; эффект "выжигания" продуктов деления, заключающийся в существенном понижении выхода, если наблюдение ведется при температуре ниже температуры предыдущего отжига или температуре облучения. В вакуумном методе диагностики дефектных твэлов косвенно используют свойства пористого топлива при разряжении (без нагрева топлива) из топлива выходят ГПД, находящиеся в открытых порах. В других методах ("мокрый", "сухой") вытеснение ГПД из пор происходит за счет нагрева топлива. Причем "сухой" метод по сравнению с "мокрым" позволяет получить заметно больший нагрев и темп нагрева топлива (саморазогрев за счет остаточного тепла). Поэтому выход ГПД и соответственно активности будет больше. Кроме того, при относительно большом разогреве заметный вклад на суммарный выход активности будут давать различные механизмы выхода продуктов деления из твердого тела концентрационная диффузия, диффузия в неоднородных полях напряжений и температур и др. [7]
Неточность в определении дефектных твэлов или ТВС (не все дефектные твэлы или ТВС идентифицированы или за дефектный приняты "нормальные" твэлы, пригодные для эксплуатации) может быть обусловлена многими причинами, например:
отложение детектируемых нуклидов на внешних поверхностях твэлов или наличие их в испытуемом объеме внутренняя поверхность контейнера, рабочее тело (вода, воздух и др.) и пр. что в целом может давать существенное искажение сигналов на детекторе;
малое количество ГПД в топливе при проверке, например, из-за малого его выгорания или из-за утечки до проверки;
малая степень разгерметизации оболочек твэлов;
малая величина влияющих параметров (температура в "сухом" и особенно в "мокром" методах проверки; давление разряжения в вакуумном методе) или малый темп их изменения, что может привести к слишком плавному изменению выхода радиоактивности, трудно идентифицируемому.The concept of the porous structure of fuels allows one to correctly evaluate some anomalous phenomena in the yield of fission products from irradiated nuclear fuel [6] This should include an increase in the rate of exit of fission products at the initial stage of heating, significantly exceeding the rates limited by diffusion processes in a solid; the effect of “burning out” fission products, which consists in a substantial decrease in the yield, if observation is carried out at a temperature lower than the temperature of the previous annealing or irradiation temperature. In the vacuum method for diagnosing defective fuel elements, the properties of porous fuel are indirectly used during discharging (without heating the fuel) GPA in open pores comes out of the fuel. In other methods ("wet", "dry"), the displacement of the GPA from the pores occurs due to the heating of the fuel. Moreover, the "dry" method compared to the "wet" method allows to obtain a significantly greater heating and rate of heating of the fuel (self-heating due to residual heat). Therefore, the yield of GPA and, accordingly, activity will be greater. In addition, with relatively large heating, a significant contribution to the total activity yield will be made by various mechanisms of fission products exit from the solid, concentration diffusion, diffusion in inhomogeneous stress and temperature fields, etc. [7]
Inaccuracy in the identification of defective fuel elements or fuel assemblies (not all defective fuel elements or fuel assemblies are identified or “normal” serviceable fuel elements are accepted as defective fuel elements) can be caused by many reasons, for example:
deposition of detected nuclides on the outer surfaces of the fuel rods or their presence in the test volume, the inner surface of the container, the working fluid (water, air, etc.), etc., which in general can give a significant distortion of the signals on the detector;
a small number of GPA in the fuel during inspection, for example, due to its small burnout or due to leakage prior to inspection;
low degree of depressurization of the claddings of fuel elements;
a small value of the influencing parameters (temperature in the "dry" and especially in the "wet" test methods; vacuum pressure in the vacuum method) or a low rate of change, which can lead to a too smooth change in the radioactivity output, which is difficult to identify.
В предлагаемом способе обнаружения негерметичных твэлов предварительно перед разряжением увеличивают внешнее по отношению к твэлам давление. Происходит поджатие ГПД в открытых порах разгерметизированных твэлов в сторону внутренних областей пористого топлива, внешнее рабочее тело (вода, воздух и пр. ) проникает по открытым порам внутрь топлива, вытесняя находящиеся там ранее ГПД и концентрируя их во внутренних областях. Граница между внешним рабочим телом и газом в открытых порах смещается от поверхности внутрь топлива. Происходит как бы запирание ГПД в центре топлива. При этом саморазогрев топлива (и ГПД) во внутренней области ускоряется. Вероятность перегрева оболочек твэлов уменьшается. Если далее сбросить внешнее давление до прежнего уровня (а тем более создать разряжение, как это делается в вакуумном методе), произойдет быстрое расширение нагретых ГПД в порах топлива и выход их из разгерметизированных твэлов, который значительно более точно идентифицируется. Необходимость в вакуумной системе отпадает. Наддув испытуемого объема и последующий сброс давления можно осуществить проще и быстрее, безопасней и надежней. Причем чем больше будут давление наддува, скорость наддува, время выдержки, скорость сброса давления и меньше его новое значение, тем больше будет скачок активности для разгерметизированных твэлов даже при малом исходном количестве ГПД в топливе и малой степени разгерметизации. Очевидными ограничениями по величине этих влияющих параметров служат ограничения по прочности оболочек неразгерметизированных твэлов, соответствующей максимальному давлению в реакторе и прочности оболочки испытуемого объема. In the proposed method for detecting leaking fuel rods, prior to discharge, the pressure external to the fuel rods is increased. The GPA is preloaded in the open pores of the unsealed fuel rods towards the inner regions of the porous fuel, the external working fluid (water, air, etc.) penetrates the open pores into the fuel, displacing the GPA located there earlier and concentrating them in the inner regions. The boundary between the external working fluid and the gas in open pores is shifted from the surface into the fuel. It happens as if locking the GPA in the center of the fuel. At the same time, the self-heating of the fuel (and the GPA) in the inner region is accelerated. The probability of overheating of the cladding of the fuel rods is reduced. If the external pressure is further reduced to the previous level (and even more so, a vacuum is created, as is done in the vacuum method), there will be a rapid expansion of the heated GPA in the fuel pores and their exit from the unsealed fuel rods, which is much more accurately identified. There is no need for a vacuum system. The pressurization of the test volume and the subsequent depressurization can be done easier and faster, safer and more reliable. Moreover, the greater the boost pressure, boost speed, holding time, depressurization speed and the lower its new value, the greater the activity spike for unsealed fuel rods even with a small initial number of GPA in the fuel and a low degree of depressurization. Obvious limitations on the magnitude of these influencing parameters are limitations on the strength of the shells of unsealed fuel rods, corresponding to the maximum pressure in the reactor and the strength of the shell of the test volume.
Способ обнаружения негерметичных твэлов рассмотрим на примере реакторов типа ВВЭР, РБМК и др. в которых выгрузку твэлов (ТВС) сопровождают сбросом внешнего по отношению к твэлам давления. В корпусных реакторах (ВВЭР) давление порядка 160 атм сбрасывают перед снятием крышки во всем реакторе (первом контуре); в канальных реакторах (РБМК) сброс давления порядка 70 атм производят в специальных контейнерах с размещением в них ТВС [8] В это время и происходит основной выход ГПД из-под оболочек и из открытых пор топлива разгерметизированных твэлов (для твэлов с достаточно большим выгоранием топлива, в которых давление ГПД в порах устанавливаемого внешнего давления). Это наиболее удачное время для измерения выхода радиоактивности и проверки герметичности оболочек твэлов предлагаемым способом, так как предварительный наддув в этом случае, очевидно, не нужен. Если это по тем или иным причинам не было сделано либо заметного выхода активности не было зарегистрировано (например, из-за малого выгорания топлива и соответственно малого давления ГПД в порах), то перед последующей проверкой по предлагаемому способу целесообразно сменить рабочее тело в испытуемом объеме. Далее производят в нем наддув, например, до 10 атм со скоростью порядка 1 атм/с, выдержку в течении времени τ и сброс давления до первоначального уровня. При этом регистрируют выход детектируемых нуклидов и их радиоактивность, резкий скачок величины которой свидетельствует о разгерметизации. Время t можно оценить по формуле [6]
где L характерный размер (радиус) твэла, м;
μ[Пa•c] вязкость газов (ГПД);
P давление, Па;
K коэффициент проницаемости пористой среды, м2.We will consider the method for detecting leaking fuel rods using the example of VVER, RBMK, and other reactors in which the unloading of fuel rods (fuel assemblies) is accompanied by the release of pressure external to the fuel rods. In vessel reactors (VVER), a pressure of about 160 atm is released before removing the cover in the entire reactor (primary circuit); in channel reactors (RBMKs), pressure of about 70 atm is released in special containers with the placement of fuel assemblies [8]. At this time, the main GPA comes out from under the cladding and from open fuel pores of unsealed fuel rods (for fuel rods with sufficiently large fuel burnup in which the GPA pressure in the pores of the set external pressure). This is the best time to measure the yield of radioactivity and check the tightness of the cladding of the fuel rods of the proposed method, since the preliminary pressurization in this case, obviously, is not needed. If this was not done for one reason or another or there was no noticeable activity output (for example, due to low fuel burn-up and, accordingly, low GPA pressure in the pores), it is advisable to change the working fluid in the test volume before subsequent verification by the proposed method. Then, it is pressurized, for example, up to 10 atm with a speed of the order of 1 atm / s, holding for a time τ and depressurizing to the initial level. In this case, the output of the detected nuclides and their radioactivity are recorded, a sharp jump in the value of which indicates depressurization. Time t can be estimated by the formula [6]
where L is the characteristic size (radius) of the fuel rod, m;
μ [Pa • c] gas viscosity (GPA);
P pressure, Pa;
K the coefficient of permeability of the porous medium, m 2 .
При радиусе твэла L 3,065 • 10-3 м, давлении P 106 Па (порядка 10 атм), вязкости ГПД μ ≈ 25 • 10-6Па • с и проницаемости K ≈ 10-18 м2 время t будет t ≥ 100 с.With a fuel rod radius L of 3.065 • 10 -3 m, a pressure of P 10 6 Pa (about 10 atm), a GPA viscosity of μ ≈ 25 • 10 -6 Pa • s and a permeability of K ≈ 10 -18 m 2, the time t will be t ≥ 100 s .
Суммарное время проверки ts можно оценить из условия
τs ≈ 3•τ ≈ 300 c.
Это время примерно в 1,5-2,0 раза меньше времени проверки, характерного для вакуумного метода.The total verification time t s can be estimated from the condition
τ s ≈ 3 • τ ≈ 300 s.
This time is approximately 1.5-2.0 times less than the verification time characteristic of the vacuum method.
Использование изобретения позволит:
увеличить эффективность обнаружения разгерметизированных твэлов, так как создаются условия для более резкого изменения выхода активности из разгерметизированных твэлов;
уменьшить время проверки в 1,5 раза и более, так как не требуется длительный процесс разряжения за счет вакуумной системы откачки и интенсифицируется процесс разогрева топлива в разгерметизированных твэлах;
уменьшить вероятность перегрева твэлов из-за уменьшения времени проверки и уменьшения тепловой нагрузки на оболочки и вероятности кризиса теплоотдачи;
отказаться от относительно мощной вакуумной системы, упростить систему изменения давления в испытуемом объеме;
улучшить безопасность и надежность процесса проверки твэлов;
улучшить радиационную безопасность объектов ядерной энергетики.Using the invention will allow:
increase the detection efficiency of depressurized fuel elements, as conditions are created for a more drastic change in the activity output from depressurized fuel elements;
reduce the test time by 1.5 times or more, since it does not require a long discharge process due to the vacuum pumping system and the process of heating the fuel in unsealed fuel rods is intensified;
to reduce the likelihood of overheating of fuel rods due to reduced inspection time and reduced heat load on the cladding and the likelihood of a heat transfer crisis;
abandon the relatively powerful vacuum system, simplify the system of pressure changes in the test volume;
Improve the safety and reliability of the fuel check process;
improve radiation safety of nuclear facilities.
Источники информации
1. Атомная техника за рубежом, 1990, N 2, с. 3.Sources of information
1. Nuclear technology abroad, 1990, N 2, p. 3.
2. Атомная техника за рубежом, 1990, N 2, с. 3 4. 2. Nuclear technology abroad, 1990, N 2, p. 3 4.
3. Уолтер А. Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М. Энергоатомиздат, 1986, с. 347, 348. 3. Walter A. Reynolds A. Fast neutron multiplier reactors. M. Energoatomizdat, 1986, p. 347, 348.
4. Атомная техника за рубежом, 1990, N 2, с. 3 4. 4. Nuclear technology abroad, 1990, N 2, p. 3 4.
5. Дегальцев Ю.Г. и др. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М. 1987, с. 31 35. 5. Degaltsev Yu.G. et al. Behavior of high-temperature nuclear fuel upon irradiation. M. 1987, p. 31 35.
6. Ivanov A.S. Initial stage of the fission gas release out of fuel. 6. Ivanov A.S. Initial stage of the fission gas release out of fuel.
7. Дегальцев Ю.Г. и др. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М. 1987. 7. Degaltsev Yu.G. et al. Behavior of high-temperature nuclear fuel upon irradiation. M. 1987.
8. Ядерные энергетические установки./Под ред. Н.А. Долежаля. М. 1983, с. 434 447. 8. Nuclear power plants. / Ed. ON THE. Dolozhalya. M. 1983, p. 434,447.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9494037392A RU2094861C1 (en) | 1994-09-29 | 1994-09-29 | Method for detecting depressurized fuel elements |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9494037392A RU2094861C1 (en) | 1994-09-29 | 1994-09-29 | Method for detecting depressurized fuel elements |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU94037392A RU94037392A (en) | 1996-07-10 |
| RU2094861C1 true RU2094861C1 (en) | 1997-10-27 |
Family
ID=20161311
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU9494037392A RU2094861C1 (en) | 1994-09-29 | 1994-09-29 | Method for detecting depressurized fuel elements |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2094861C1 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2147148C1 (en) * | 1999-08-31 | 2000-03-27 | Межотраслевой координационный научно-технический центр "НУКЛИД" | Tightness check technique for cans of fuel elements before placing them in dry storage |
| WO2001007886A1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-02-01 | Otkrytoe Aktsionernoe Obschestvo 'mashinostroitelny Zavod' | Method and device for controlling leak tightness of fuel elements |
| RU2186429C2 (en) * | 2001-10-19 | 2002-07-27 | Славягин Павел Дмитриевич | Method and device for recharging fuel assembly of liquid-cooled reactor and for checking its tightness |
| RU2401468C1 (en) * | 2009-11-24 | 2010-10-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Computer-based plant to continuously control tightness of special-shape fuel cells |
| RU2727072C1 (en) * | 2019-12-27 | 2020-07-17 | Константин Владимирович Родионов | Method for detecting depressurization of process equipment at an early stage by reducing the value of the minimum detectable fluid activity of a radiometric unit (versions) |
-
1994
- 1994-09-29 RU RU9494037392A patent/RU2094861C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Атомная техника за рубежом, 1990, N 2, с. 3 - 4. * |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001007886A1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-02-01 | Otkrytoe Aktsionernoe Obschestvo 'mashinostroitelny Zavod' | Method and device for controlling leak tightness of fuel elements |
| RU2164672C1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-03-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Process of uninterrupted test of leak-proofness of fuel elements and gear for its realization |
| RU2147148C1 (en) * | 1999-08-31 | 2000-03-27 | Межотраслевой координационный научно-технический центр "НУКЛИД" | Tightness check technique for cans of fuel elements before placing them in dry storage |
| RU2186429C2 (en) * | 2001-10-19 | 2002-07-27 | Славягин Павел Дмитриевич | Method and device for recharging fuel assembly of liquid-cooled reactor and for checking its tightness |
| WO2003034442A1 (en) * | 2001-10-19 | 2003-04-24 | Pavel Slavyagin | Method and device for liquid coolant nuclear reactor fuel rod assembly handling and leakage monitoring |
| RU2401468C1 (en) * | 2009-11-24 | 2010-10-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Computer-based plant to continuously control tightness of special-shape fuel cells |
| RU2727072C1 (en) * | 2019-12-27 | 2020-07-17 | Константин Владимирович Родионов | Method for detecting depressurization of process equipment at an early stage by reducing the value of the minimum detectable fluid activity of a radiometric unit (versions) |
| WO2021137729A1 (en) * | 2019-12-27 | 2021-07-08 | Константин Владимирович РОДИОНОВ | Method for detecting leaks in process equipment |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU94037392A (en) | 1996-07-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4034599A (en) | Device for locating defective fuel | |
| Peehs et al. | Out-of-pile testing of iodine stress corrosion cracking in Zircaloy tubing in relation to the pellet-cladding interaction phenomenon | |
| US4696788A (en) | Process and device for detecting defective cladding sheaths in a nuclear fuel assembly | |
| EP0616338A1 (en) | Sensitivity enhancement for airborne radioactivity monitoring system to detect reactor coolant leaks | |
| RU2094861C1 (en) | Method for detecting depressurized fuel elements | |
| CN111354488B (en) | Nuclear fuel assembly vacuum off-line sipping detection device and method | |
| US3073767A (en) | Reactor fuel elements testing container | |
| KR102372548B1 (en) | Analytical device for detecting fission products by measurement of radioactivity | |
| Eichenberg et al. | Effects of irradiation on bulk uranium dioxide | |
| US20240282473A1 (en) | Method for online radioisotope measurement for failed fuel characterization in primary sodium systems | |
| Gilbert et al. | Tritium permeation and related studies on barrier treated 316 stainless steel | |
| Somfai et al. | Experimental simulation of activity release from leaking fuel rods | |
| RU2147148C1 (en) | Tightness check technique for cans of fuel elements before placing them in dry storage | |
| RU2622107C1 (en) | Method of inspection of the fuel collision of the shells of fuels of the worked heat-fuel assembly of transport nuclear energy installations | |
| Montgomery et al. | Sister Rod Destructive Test Results (FY19) | |
| Alvani et al. | Tritium removal from various lithium aluminates irradiated by fast and thermal neutrons (COMPLIMENT experiment) | |
| RU2410772C1 (en) | Method of determining integrity of casing of irradiated fuel elements | |
| Sasajima et al. | Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition. Results of NSRR Test MH-3 | |
| KR900002339A (en) | Method and device for checking leakage defect of neutron absorbing rod installed in nuclear reactor | |
| Miklos et al. | Improving of spent fuel monitoring in condition of slovak wet interim spent fuel storage facility | |
| Aristarkhov et al. | Detection of packets with non-hermetic fuel elements on sodium-cooled fast reactors | |
| Kohli et al. | The behavior of breached boiling water reactor fuel rods on long-term exposure to air and argon at 598 K | |
| JP2025018968A (en) | Method and apparatus for assessing damage to a fuel assembly | |
| CN115331851A (en) | Nuclear fuel element for power transient test, test device and method | |
| Koshcheev et al. | Experimental capabilities of IVV-2M reactor and its research complex to determine workability of coated particles and fuel elements of high temperature gas-cooled reactors |