Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах

Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах

Реферат

 

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах. Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах содержит извлечение тепловыделяющих сборок из каналов, размещение их в бассейне выдержки, проведение контроля разгруженных каналов, замену дефектных каналов и последующую их загрузку тепловыделяющими сборками. При этом тепловыделяющие сборки 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 так далее, а последнюю группу каналов загружают тепловыделяющими сборками из бассейна выдержки. При загрузке тепловыделяющих сборок в технологические каналы предусмотрен ряд ограничений по степени выгорания топлива, т.е. загрузку 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 полиячейке четырех смежных каналов не более 100 МВтсут/ТВС, а тепловыделяющие сборки с более высоким обогащением 2,4% и энерговыработкой менее 200 МВтсут/ТВС загружают в несмежные каналы. Технический результат - сокращение транспортно-технологических операций, уменьшение времени простоя реактора, снижение вероятности повреждения топлива и дозовых нагрузок на персонал. 3 ил., 7 табл.

Предложение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах.

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.

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.

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].

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.

Процесс выгрузки ТВС из всех технологических каналов, подлежащих контролю, включает следующие операции: 1. Перемещение и установка РЗМ на выгружаемых ТК.

2. Разуплотнение каналов путем съема запорной пробки.

3. Извлечение ТВС в приемный отсек РЗМ.

4. Перемещение РЗМ в направлении бассейна выдержки.

5. Установка ТВС в пенал для хранения.

6. Перемещение РЗМ на нужную траверсу бассейна выдержки.

7. Установка пенала с ТВС на траверсу бассейна выдержки.

8. Обратное перемещение РЗМ к реактору.

После контроля технологических каналов выполняют следующие операции: 2.1. Перемещение РЗМ к бассейну выдержки и установка на нужную траверсу.

2.2. Извлечение пенала из бассейна выдержки.

2.3. Извлечение ТВС из пенала и установка в приемный отсек РЗМ.

2.4. Перемещение РЗМ к реактору.

2.5. Установка РЗМ на загружаемый технологический канал.

2.6. Разуплотнение канала путем съема запорной пробки.

2.7. Установка ТВС в загружаемый канал.

2.8. Уплотнение канала запорной пробкой.

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.

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.

Задачей предложения является сокращение транспортно-технологических операций, уменьшение времени простоя реактора, снижение вероятности повреждения топлива и дозовых нагрузок на персонал.

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 МВтсут/ТВС, и отклонением средней энерговыработки в окружающей полиячейке из четырех смежных каналов не более 100 МВтсут/ТВС, а тепловыделяющие сборки с более высоким обогащением и энерговыработкой менее 200 МВтсут/ТВС загружают в несмежные каналы.

Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом позволил выявить отличительные признаки, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "новизна".

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".

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.

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.

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.

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.

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 МВтсут/ТВС, и отклонением средней энерговыработки в окружающей полиячейке из четырех смежных каналов не более 100 МВтсут/ТВС. Кроме того ТВС с максимальным обогащением и энерговыработкой менее 200 МВтсут/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.

В качестве примера реализации способа перегрузки ТВС при контроле ТК на водографитовых ядерных реакторах приводим схему перегрузок ТВС, выполненную на Курской АЭС.

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.

В таблице 1 также приведены результаты измерений ряда параметров. Расчетные оценки этих параметров согласуются с результатами измерений в пределах погрешностей расчетов и измерений.

Подкритичность реактора при взведенных стержнях аварийной защиты является основным фактором, определяющим ядерную безопасность работ по проведению контроля ТК и замене дефектных каналов.

Расчетное значение подкритичности в холодном разотравленном состоянии после останова реактора составляет 4,2% (около 7_эф), эффекты обезвоживания КМПЦ и КОСУЗ отрицательны и равны минус 1,0_эф и минус 0,6 _эф, соответственно. Эффективность взведенных стержней аварийной защиты в подкритическом состоянии составляет ~1,2_эф. Таким образом, реактор надежно заглушен и обеспечена эффективность аварийной защиты более 1_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.

2. Перестановка ДП может осуществляться только в ТК, где в исходном состоянии находился ДП однотипной конструкции.

3. Перестановка ТВС может осуществляться в ТК, где в исходном состоянии находилась ТВС того же обогащения с отклонением в энерговыработке не более 200 МВтсут/ТВС.

4. Средняя энерговыработка ТВС в полиячейке 44 канала при установке ТВС не должна отличаться более чем на 100 МВтсут/ТВС от средней энерговыработки ТВС полиячейки в исходной загрузке.

5. Не допускается установка в смежные ТК двух ТВС 2,4% обогащения с энерговыработкой менее 200 МВтсут/ТВС.

Ограничения 1, 2 определяют методологию выбора перестановки ТВС и ДП при проведении перегрузок, направленную на формирование загрузки активной зоны с заданными свойствами.

Ограничение 3 призвано наиболее простым способом гарантировать от формирования загрузки с высокой локальной неравномерностью.

Ограничение 4 призвано обеспечить выполнение требований по подкритичности.

Ниже приведены расчетные оценки, подтверждающие достаточность этих ограничений для соблюдения требований ядерной безопасности.

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 МВтсут/ТВС. Результаты расчетов приведены в таблице 2.

Результаты расчетов показывают, что уменьшение энерговыработки топлива во всех ТК на 100 МВтсут/ТВС от исходного значения приводит к уменьшению подкритичности реактора на 1,2% (2,0_эф), подкритичность реактора при этом становится равной 3,0%, что отвечает ПБЯ РУ АС-89. Для ТВС с энерговыработкой в исходном состоянии менее 100 МВтсут/ТВС в расчете была задана нулевая энерговыработка.

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% (~3_эф). В состоянии с обезвоженным КМПЦ подкритичность реактора после выгрузки 117 ТВС увеличивается примерно на 1% (2_эф). Выгрузка 5 ДП, равномерно расположенных в плане активной зоны, уменьшает подкритичность примерно на 0,6% (1_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.

Ниже представлен анализ влияния факторов, способных привести к уменьшению подкритичности, выполненных без учета выгрузки ТВС в БВ, т.е с использованием консервативного подхода.

Рассмотрим следующие события, способные привести к уменьшению подкритичности: - уменьшение в процессе перестановок топлива энерговыработки на 200 МВтсут/ТВС в ТВС, расположенной в области максимума нейтронного потока; - уменьшение на 100 МВтсут/ТВС энерговыработок топлива в ТВС, находящихся в локальной области (44 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 МВтсут/ТВС в области 44, извлечение 5 ДП, равномерно расположенных в активной зоне, и извлечение на ВК стержня СУЗ в области максимума нейтронного потока).

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.

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%.

Извлечение стержня СУЗ или 5 ДП приводит к более заметному уменьшению подкритичности 0,2% и 0,6%, соответственно (варианты 3, 4 в таблице 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%.

Таким образом, приведенные расчетные исследования показали, что при выполнении перегрузок тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов предложенным способом обеспечивается ядерная безопасность реактора.

Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Курской АЭС проводились для состояния на мощности перед остановом и на момент проведения измерений нейтронно-физических характеристик.

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).

Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик перед остановом по программам БОКР, POLARIS и STEPAN приведены в таблице 4.

Перед остановом на реакторе выполнены измерения парового коэффициента реактивности и быстрого мощностного коэффициента реактивности.

Расчетные и экспериментальные значения характеристик паспорта РУ перед остановом реактора приведены в таблице 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.

В таблице 5 приведены результаты расчета нейтроно-физических характеристик при проведении измерений нейтронно-физических характеристик.

Сопоставление результатов расчетов и измерений нейтронно-физических характеристик показало удовлетворительное согласие.

Консервативная оценка подкритичности реактора по результатам расчетного моделирования и результатам измерений составила 6.9_эф (более 4.0%), что удовлетворяет требованиям ПБЯ для проведения ядерно-опасных работ.

Контроль ТК на водографитовых ядерных реакторах проводят на расхоложенном разотравленном реакторе в незагруженных ТК со "столбами воды".

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.

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.

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.

С целью обеспечения безопасности предусмотрен ряд ограничений при проведении перегрузок и соответствующий контроль подкритичности.

На реакторе Курской АЭС была извлечена в БВ первая партия ТВС в количестве 87 ТВС из следующих ТК (см. табл.Б).

Это привело к дополнительному увеличению подкритичности на 1.4 _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 МВтсут/ТВС; - средняя энерговыработка ТВС в полиячейке 44 канала при установке ТВС не должна отличаться более чем на 100 МВтсут/ТВС от средней энерговыработки ТВС полиячейки в исходной загрузке; - не допускается установка в смежные ТК двух ТВС 2.4% обогащения с энерговыработкой менее 200 МВтсут/ТВС.

При этом: При выгрузке ДП для проведения контроля ТК осуществляли предварительную загрузку дополнительного ДП в соседний ТК.

Контроль подкритичности реактора производили: - по показаниям камер КНТ-31 в каналах ИСС; - по результатам поверочных расчетов для каждых 20-ти перегрузок ТК.

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.

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".

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.

Таким образом, при проведении контроля ТК в полной мере была обеспечена ядерная безопасность реактора, что подтверждено экспериментальными и расчетными исследованиями.

Выбранная схема проведения перестановок топлива обеспечивает проведение контроля ТК в сжатые сроки.

Источники информации 1. А. Я. Швец, А.Г. Кузнецов "Ремонт атомных реакторов" Москва, Энергоиздат, 1982 г., с. 86-89.

2. Патент 2132091 по МПК⁶ G 21 C 19/26, опубл. 1999 г., выданный Курской АЭС.

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.

Формула изобретения

Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах, включающий извлечение тепловыделяющих сборок из каналов, размещение их в бассейне выдержки, проведение контроля разгруженных каналов, замену дефектных каналов и последующую их загрузку тепловыделяющими сборками, отличающийся тем, что тепловыделяющие сборки 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 МВтсут/ТВС, и отклонением средней энерговыработки в полиячейке четырех смежных каналов не более 100 МВтсут/ТВС, а тепловыделяющие сборки с более высоким обогащением и энерговыработкой менее 200 МВтсут/ТВС загружают в несмежные каналы.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10

PD4A - Изменение наименования обладателя патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение

(73) Новое наименование патентообладателя:Открытое акционерное общество «Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (ОАО «Концерн Энергоатом») (RU)

Адрес для переписки:307250, Курская обл., г. Курчатов, Филиал ОАО «Концерн Энергоатом», «Курская атомная станция», АКБ-1, Промзона

Извещение опубликовано: 10.06.2009        БИ: 16/2009