在 VVER-1000 反应堆实施燃料组件 TVS-WR 期间制定实施见证取样计划的方法

Q2 Energy

Nuclear and Radiation Safety Pub Date : 2024-03-13 DOI:10.32918/nrs.2024.1(101).03

V. Bukanov, O. Grytsenko, S. Radchenko, V. Revka, O. Trygubenko, E. Chalyi, L. Chyrko

{"title":"在 VVER-1000 反应堆实施燃料组件 TVS-WR 期间制定实施见证取样计划的方法","authors":"V. Bukanov, O. Grytsenko, S. Radchenko, V. Revka, O. Trygubenko, E. Chalyi, L. Chyrko","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).03","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"Дослідження зразків-свідків дозволяють оцінювати зміни механічних властивостей металу корпусів реакторів ВВЕР, що відбуваються, здебільшого, внаслідок нейтронного опромінення, та визначити залишковий ресурс корпусу реактора. Прогнозування змін механічних властивостей можливе за умови, що зразки-свідки накопичують флюенс нейтронів швидше, ніж внутрішня стінка корпусу реактора. Із впровадженням в експлуатацію паливних збірок ТВЗ-WR виробництва компанії Westinghouse густина потоку швидких (Е ≥ 0,5 МеВ) нейтронів на зразки-свідки суттєво знизилася, що сповільнює деградацію металу, однак ускладнило отримання прогнозних даних. У цій статті міститься огляд проблеми, пов'язаної з реалізацією програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на енергоблоках з реакторами ВВЕР-1000. Розглянуті варіанти вирішення питань щодо накопичення зразками-свідками випереджаючого флюенсу нейтронів та отримання прогнозних даних про стан металу корпусу реактора в період довгострокової експлуатації під час переходу на паливні збірки ТВЗ-WR. Крім того, у статті проаналізовані переваги та недоліки можливих способів отримання прогнозних даних за зразками-свідками, а також умови, за яких можуть бути застосовані розглянуті варіанти.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"20 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2024-03-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"0","resultStr":"{\"title\":\"Формування підходів до реалізації програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на реакторах ВВЕР-1000\",\"authors\":\"V. Bukanov, O. Grytsenko, S. Radchenko, V. Revka, O. Trygubenko, E. Chalyi, L. Chyrko\",\"doi\":\"10.32918/nrs.2024.1(101).03\",\"DOIUrl\":null,\"url\":null,\"abstract\":\"Дослідження зразків-свідків дозволяють оцінювати зміни механічних властивостей металу корпусів реакторів ВВЕР, що відбуваються, здебільшого, внаслідок нейтронного опромінення, та визначити залишковий ресурс корпусу реактора. Прогнозування змін механічних властивостей можливе за умови, що зразки-свідки накопичують флюенс нейтронів швидше, ніж внутрішня стінка корпусу реактора. Із впровадженням в експлуатацію паливних збірок ТВЗ-WR виробництва компанії Westinghouse густина потоку швидких (Е ≥ 0,5 МеВ) нейтронів на зразки-свідки суттєво знизилася, що сповільнює деградацію металу, однак ускладнило отримання прогнозних даних. У цій статті міститься огляд проблеми, пов'язаної з реалізацією програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на енергоблоках з реакторами ВВЕР-1000. Розглянуті варіанти вирішення питань щодо накопичення зразками-свідками випереджаючого флюенсу нейтронів та отримання прогнозних даних про стан металу корпусу реактора в період довгострокової експлуатації під час переходу на паливні збірки ТВЗ-WR. Крім того, у статті проаналізовані переваги та недоліки можливих способів отримання прогнозних даних за зразками-свідками, а також умови, за яких можуть бути застосовані розглянуті варіанти.\",\"PeriodicalId\":38519,\"journal\":{\"name\":\"Nuclear and Radiation Safety\",\"volume\":\"20 1\",\"pages\":\"\"},\"PeriodicalIF\":0.0000,\"publicationDate\":\"2024-03-13\",\"publicationTypes\":\"Journal Article\",\"fieldsOfStudy\":null,\"isOpenAccess\":false,\"openAccessPdf\":\"\",\"citationCount\":\"0\",\"resultStr\":null,\"platform\":\"Semanticscholar\",\"paperid\":null,\"PeriodicalName\":\"Nuclear and Radiation Safety\",\"FirstCategoryId\":\"1085\",\"ListUrlMain\":\"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).03\",\"RegionNum\":0,\"RegionCategory\":null,\"ArticlePicture\":[],\"TitleCN\":null,\"AbstractTextCN\":null,\"PMCID\":null,\"EPubDate\":\"\",\"PubModel\":\"\",\"JCR\":\"Q2\",\"JCRName\":\"Energy\",\"Score\":null,\"Total\":0}","platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Nuclear and Radiation Safety","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).03","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"Q2","JCRName":"Energy","Score":null,"Total":0}

引用次数: 0

摘要

通过对见证样品的研究，可以评估 VVER 容器金属机械性能的变化（主要是中子辐照造成的），并确定反应堆容器的剩余使用寿命。如果见证样品积累中子通量的速度比反应堆容器内壁快，就有可能预测机械性能的变化。随着西屋公司 TVS-WR 燃料组件的调试，见证样品的快中子（E ≥ 0.5 MeV）通量密度显著下降，这减缓了金属降解，但使预测数据的获取变得复杂。本文概述了在 VVER-1000 发电机组实施带 WWER-WR 的燃料组件期间与实施见证取样计划相关的问题。文章考虑了在向采用 TVS-WR 的燃料组件过渡期间，解决与见证取样积累中子前导通量有关的问题以及获取反应堆容器金属长期运行状态预测数据的各种方案。此外，文章还分析了从见证样品获取预测数据的可能方法的优缺点，以及所考虑方案的适用条件。

本文章由计算机程序翻译，如有差异，请以英文原文为准。

查看原文本刊更多论文

Формування підходів до реалізації програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на реакторах ВВЕР-1000

Дослідження зразків-свідків дозволяють оцінювати зміни механічних властивостей металу корпусів реакторів ВВЕР, що відбуваються, здебільшого, внаслідок нейтронного опромінення, та визначити залишковий ресурс корпусу реактора. Прогнозування змін механічних властивостей можливе за умови, що зразки-свідки накопичують флюенс нейтронів швидше, ніж внутрішня стінка корпусу реактора. Із впровадженням в експлуатацію паливних збірок ТВЗ-WR виробництва компанії Westinghouse густина потоку швидких (Е ≥ 0,5 МеВ) нейтронів на зразки-свідки суттєво знизилася, що сповільнює деградацію металу, однак ускладнило отримання прогнозних даних. У цій статті міститься огляд проблеми, пов'язаної з реалізацією програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на енергоблоках з реакторами ВВЕР-1000. Розглянуті варіанти вирішення питань щодо накопичення зразками-свідками випереджаючого флюенсу нейтронів та отримання прогнозних даних про стан металу корпусу реактора в період довгострокової експлуатації під час переходу на паливні збірки ТВЗ-WR. Крім того, у статті проаналізовані переваги та недоліки можливих способів отримання прогнозних даних за зразками-свідками, а також умови, за яких можуть бути застосовані розглянуті варіанти.

求助全文

通过发布文献求助，成功后即可免费获取论文全文。去求助

来源期刊

Nuclear and Radiation Safety Energy-Nuclear Energy and Engineering

CiteScore

0.80

自引率

0.00%

发文量

期刊介绍： General issues of nuclear energy use; nuclear energy (reactor theory and calculations, operation of nuclear power plants, NPP safety analysis (probabilistic safety analysis, deterministic safety analysis), research reactors, nuclear fuel and structural materials, fuel elements; neutron physics; general safety issues; decommissioning of nuclear facilities; long-term operation, spent fuel and radioactive waste management; radiation safety; I&C, physical protection.