<link rel="stylesheet" href="styles.f3b1fba60ec7970c.css">

Система контролю якості та оцінювання ризиків енергообладнання під час експлуатації енергоблоків АЕС

Анотація

Розроблено нову систему контролю герметичності тепловидільних елементів (твелів), що реалізується в машині перевантаження пального. Запропонована система дозволяє оперативно виявляти тепловидільні збірки з негерметичними твелами під час перевантаження, що є критично важливим для підвищення безпеки та ефективності експлуатації атомних електростанцій. Удосконалено механічні та технологічні компоненти системи контролю герметичності оболонок твелів. Механічна частина включає барботажний трубопровід і пробовідбірний трубопровід, розміщені на секціях робочої штанги. Технологічна частина містить блоки для підготовки стисненого повітря, відбору та вимірювання активності газових проб, а також систему управління даними. Принцип роботи системи полягає у барботуванні повітря через тепловидільні збірки, що дозволяє виявити газоподібні продукти поділу, які свідчать про наявність негерметичних твелів. Встановлено, що система дозволяє зменшити обсяги радіоактивних відходів, пов’язаних з перевантаженням, а також знижує добові навантаження на персонал. Впровадження системи контролю герметичності оболонок твелів забезпечує контроль герметичності кожної перевантажуваної тепловидільної збірки, що є важливим кроком у підвищенні безпеки експлуатації атомних електростанцій. Зниження ризиків аварій, скорочення часу перевантаження та зменшення потреби в чистій борованій воді є суттєвими перевагами нової системи. Економічний ефект від впровадження системи контролю герметичності оболонок твелів може становити від 17,5 до 26,5 млн гривень на один енергоблок, що еквівалентно економії 4—5 тепловидільних збірок свіжого пального. Таким чином, стаття надає важливі рекомендації щодо підвищення якості контролю герметичності твелів, що актуально у сучасних умовах енергетичної безпеки. Впровадження системи контролю герметичності сприятиме підвищенню загальної надійності та безпеки атомних електростанцій, що є важливим завданням для енергетичної галузі.
The paper develops a new system for monitoring the tightness of fuel elements (fuel rods), which is implemented in a fuel reloading machine. The proposed system enables to detect quickly fuel assemblies with leaking fuel rods during overloading, which is critical for improving the safety and efficiency of nuclear power plants. The mechanical and technological components of the fuel element cladding leakage monitoring system were improved. The mechanical part includes a bubbling pipeline and a sampling pipeline located on the sections of the working rod. The technological part includes units for compressed air preparation, gas sampling and activity measurement, as well as a data management system. The principle of operation of the system is to bubble air through a heat-emitting assembly, which allows detecting gaseous fission products that indicate the presence of leaky fuel rods. The system was found to reduce the amount of radioactive waste associated with overloading and also reduces the daily workload of personnel. Implementation of the fuel rod cladding leakage monitoring system ensures control of the tightness of each fuel assembly undergoing overload, which is an important step in improving the safety of nuclear power plant operation. Reducing the risk of accidents, shortening the time of reloading and reducing the need for clean borated water are significant advantages of the new system. The economic effect the implementation of the fuel rod cladding tightness control system can range 17.5 to 26.5 million UAH per power unit, which is equivalent to saving 4—5 fuel assemblies of fresh fuel. Thus, the article provides important recommendations for improving the quality of fuel element leakage control, which is relevant in the current energy security environment. Implementation of a leakage control system will help improve the overall reliability and safety of nuclear power plants, which is an important task for the energy industry.

Опис

Мова

Бібліографічний опис

Хом’як Е. А., Рудик Ю. І., Босенко Є. І. Система контролю якості та оцінювання ризиків енергообладнання під час експлуатації енергоблоків аес // Вісник Вінницького політехнічного інституту. 2024. № 5. С. 16-22. URI: https://visnyk.vntu.edu.ua/index.php/visnyk/article/view/3098.

Схвалення

Рецензія

Доповнено

Цитується в

Список використаної літератури (10)

  1. E. Khomiak, P. Budanov, І. Kyrysov, K. Brovko, S. Kalnoy, and O. Karpenko, “Building a model of damage to the fractal structure of the shell of the fuel element of a nuclear reactor,” Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, no. 4, 2022, pp. 60-70. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.263374.
  2. Е. Хом’як, П. Буданов, К. Бровко, і І. Кирисов, «Сучасні підходи та вимоги до методів контролю герметичності оболонки тепловидільного елемента,» Вісник Вінницького політехнічного інституту, № 3, 2022, с. 11-16. https://doi.org/10.31649/1997-9266-2022-162-3-11-16.
  3. R. Trishch, O. Cherniak, D. Zdenek, and V. Petraskevicius, “Assessment of the occupational health and safety management system by qualimetric methods,” Engineering Management in Production and Services, no.16 (2), pp. 118-127, 2024. https://doi.org/10.2478/emj-2024-0017.
  4. О. Іванов, М. Левченко, і В. Грищенко, «Застосування сучасних методів контролю герметичності оболонок твелів у машині перевантаження,» Ядерна енергетика і технології, № 3, 2020, с. 30-36. https://doi.org/10.32918/nets.2020.3(78).05.
  5. Т. Савченко, О. Кравченко, і П. Дяченко, «Вдосконалення методів контролю герметичності оболонок твелів для підвищення безпеки експлуатації енергоблоків АЕС,» Енергетичні технології, № 4, с. 22-27, 2019. https://doi.org/10.32918/et.2019.4(75).06.
  6. В. Мельник, С. Бондаренко, і А. Костенко, «Зниження радіаційного впливу через покращення контролю герметичності твелів на АЕС з ВВЕР-1000,» Вісник ядерної фізики, № 1, с. 15-20, 2018. https://doi.org/10.31649/1997-9266-2018-162-1-15-20.
  7. Р. Остапенко, Ю. Шевченко, і І. Гончаренко, «Вплив системи контролю герметичності оболонок твелів на скорочення часу ремонтних робіт,» Ядерна безпека і екологія, № 2, с. 18-23, 2017. https://doi.org/10.32918/nse.2017.2(72).04.
  8. С. Коваленко, В. Пушкар, і М. Лисенко, «Удосконалення методів контролю герметичності оболонок твелів для підвищення коефіцієнта використання потужності енергоблоків АЕС,» Технічні науки, № 3, с. 10-15, 2016. https://doi.org/10.32918/tn.2016.3(69).02.
  9. А. Даниленко, О. Костюк,і В. Федоренко, «Застосування нових технологій контролю герметичності оболонок твелів у машині перевантаження,» Вісник енергетики, № 4, с. 25-30, 2015. https://doi.org/10.31649/1997-9266-2015-162-4-25-30.
  10. І. Семененко, В. Ткаченко, і Р. Бабенко, «Оцінка ефективності системи контролю герметичності оболонок твелів на енергоблоках АЕС з ВВЕР-1000,» Екологічна безпека, № 1, с. 5-10, 2014. https://doi.org/10.32918/eb.2014.1(66).01.