ГОСТ 28506-90

ГОСТ 28506-90


                 М           Е   Ж   Г   О   С   У   Д   А   Р   С     Т   В    Е   Н   Н   Ы   Й   С   Т   А   Н   Д   А   Р   Т




                           СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ
                       ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
                                   ТИПА ВВЭР
                                 МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК
                                      ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ



                                                                     Издание официальное
                БЗ 10-2004




                                                                                   Н оам
                                                                               С ш од лтф орм
                                                                                    ЮМ




схема кружева

УДК 621.039.548.001.4:006.354                                                                   Группа Ф67


М   Е   Ж   Г   О   С    У   Д   А   Р    С   Т   В   Е   Н   Н   Ы   Й        С Т А Н Д А Р Т

        СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЯДЕРНЫХ
        ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР

            Методы контроля герметичности оболочек
                 тепловыделяющих элементов                                           ГОСТ
                                                                                  28506-90
            Fuel assemblies in nuclear power WWER reactors.
                      Fuel failure detection methods

МКС 27.120.10
ОКСТУ 6960


                                                                                     Дата введения 01.07.91


     Настоящий стандарт распространяется на тепловыделяющие сборки (ТВС) ядерных энергети­
ческих водо-водяных корпусных реакторов типа ВВЭР и устанавливает методы контроля герметич­
ности оболочек тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, отработавших или
подлежащих дальнейшей эксплуатации, на остановленном реакторе при стендовых испытаниях.

                                         I. ОБЩ ИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

      1.1. Методы контроля герметичности оболочек (КГО) тепловыделяющих элементов (твэлов)
тепловыделяющих сборок (ТВС) основаны на косвенном измерении утечки из негерметичных твэлов
реперных радионуклидов йода-131 или цезия-134 (цезия-137), являющихся продуктами деления
урана-235, путем измерения удельной радиоактивности пробы волы из стенда в процессе испытаний
ТВС в специальном стенде КГО при остановленном реакторе.
     Термины, используемые в стандарте, и их пояснения приведены в приложении 1.
      1.2. Инициирование выхода радионуклидов йода-131, цезия-134 (цезия-137) в воду стенда
осуществляется изменением давления циркулирующей по контуру стенда воды в процессе выдержки
ТВС в этой воде — настаивании.
      1.3. Выбор реперных радионуклидов обусловлен их ядерно-физическн.ми характеристика­
ми, приведенными в приложении 2, позволяющими выявить ТВС с негерметичными твэлами: в
течение 28 сут с момента остановки реактора — при использовании метода КГО по йоду-131:
через 28 сут и позже с момента остановки реактора — при использовании метода КГО по цезию-134
(цезию-137).
      1.4. Радионуклиды цезия-134 (цезия-137) самостоятельно используются для обнаружения ТВС
с негерметичными твэлами через 28 сут с момента остановки реактора только для контроля отрабо­
тавших ТВС.
      1.5. Обнаружение отработавших ТВС, содержащих негерметичные твэлы. по цезию-134
(цезию-137) осуществляется в течение одного года после окончания их эксплуатации.

                             2. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДСТВАМ КОНТРОЛЯ

     2.1. Контроль герметичности оболочек твэлов должен проводиться на специальном стенде КГО
с дистанционным управлением, пеналы которого расположены в бассейне выдержки.
     2.2. Стенд КГО, структурная схема которого приведена на черт. 1, состоящий из пенала и
арматурного блока, содержит следующие элементы:
     циркуляционный насос:

Издание официальное                                                                 Перепечатка воспрещена

                                                                          © Издательство стандартов, 1990
                                                                                © Стандартинформ. 2006

ГОСТ 28506-90 С. 2

                                                    Структурная схема стенда КГО




          / — п ен ал ; 2 — насос: 3 — с и с т е м а у п р а в л е н и я ; 4 — к о м п е н с а т о р лапленим : 5 — а р м а т у р н ы й бл о к


                                                                      Черт. I

     систему управления, оснащенную приборами для измерения температуры и давления воды в
стенде;
     компенсатор давления для испытаний ТВС при различных давлениях в стенде;
     контур циркуляции воды по стенду для промывки ТВС и настаивания.
     2.3. Стенд КГО должен удовлетворять следующим техническим требованиям.
     2.3.1. Объем воды в стенде должен быть:
     для ВВЭР-440 - от 100 до 200 л;
     для ВВЭР-1000 - не более 400 л.
     2.3.2. Стенд КГО должен обеспечивать изменение избыточного давления воды в циркуляци­
онном контуре в интервале от 5-104 до 5 ИР Па.
     2.3.3. Насос должен обеспечивать такой расход воды в контуре стенда, чтобы время прохож­
дения в теаюносителе реперной точки от начала до конца контура не превышало 5 мин.
     2.3.4. Промывка контура циркуляции и ТВС должна проводиться в двух направлениях.
     2.4. В стенде КГО должны быть предусмотрены:
     подача в компенсатор давления сжатого воздуха, очищенного от пыли и масла, или азота при
избыточном давлении до 5 10s Па;
     подача на стенд технической воды или чистого конденсата со следующими характеристиками:
радиоактивность — не более 37 Бк/л; концентрация борной кислоты — 12—16 г/дм**;
     подача растворов для дезактивации оборудования, арматуры и трубопроводов стенда.
     2.5. Приборы, предназначенные для контроля давления и температуры в пенале стенда, долж­
ны иметь классы точности не ниже 1,0 и 0.5 соответственно.
     2.6. Измерение удельной активности радионуклидов в пробах воды из стенда КГО осущест­
вляется на спектрометрической установке, состоящей из детектора гамма-излучения, имеющего
разрешение не более 8,0 10"4 пДж по гамма-линии 0,21 пДж кобальта-60 и многоканального амп­
литудного анализатора с числом каналов не менее 1000, с последующей обработкой полученных
результатов на ЭВМ и выводом результатов на цифропечатающее устройство. Алгоритм обработки
приведен в разд. 5.
     2.7. Погрешность измерения удельной активности с помощью спектрометрической установки
не должна превышать 15 % при доверительной вероятности Р - 0.99.




     * Концентрации борной кислоты в указанных единицах измерена при нормальных условиях: 25 "С и
0,1 МПа.

С. 3 ГОСТ 28506-90

                       3. ТРЕБОВАНИЯ К ПОДГОТОВКЕ КОНТРОЛЯ

     3.1. Для проверки на герметичность ТВС необходимо поместить в пенал стенда КГО и провести
промывку ТВС.
     3.2. Перемещение ТВС в пенал стенда КГО производится в воде в соответствии с техническими
условиями на кассету ТВС реактора данного типа.
     3.3. Промывка ТВС должна проводиться сначала при открытой, потом при закрытой крышке
пенала.
     3.3.1. При открытой крышке пенала ТВС следует промывать встречным потоком воды в
течение времени опускания в пенал.
     3.3.2. При закрытой крышке пенала ТВС следует промывать в двух направлениях, не менее
5 мин в каждом направлении.
     Количество воды, необходимое для промывки в каждом направлении, должно составлять не
менее двух объемов стенда.
     3.3.3. Качество промывки ТВС характеризуется значением удельной активности радионукли­
дов марганца-54, одного из продуктов коррозии в воде стенда КГО.

                      4. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ КОНТРОЛЯ

     4.1. Испытание ТВС должно проводиться при циркуляции поды по контуру стенда (без замены
воды) и состоять из двух последовательных циклоп настаивания:
      первый цикл — настаивание при избыточном давлении в контуре стенда <4,0—5.0) 1(Г Па в
течение 5 мин;
      второй цикл — настаивание при избыточном давлении 1,0-105 Па в течение времени, кратного
периоду циркуляции воды в контуре стенда, но не менее 4 мин.
     4.2. Период циркуляции для каждого цикла определяется экспериментально на каждом кон­
кретном стенде.
     4.3. Пробу из стенда КГО следует отбирать в течение всего второго цикла непрерывно,
равномерной струей.
      Перед отбором пробы необходимо произвести дренаж всей воды, находящейся в пробоотбор­
ной линии.
     4.4. При испытании бесчехловых ТВС (реакторов типа ВВЭР-1000) настаивание при давлении
1,0 10' Па следует проводить в течение 20 мин до полного перемешивания воды в стенде КГО.
     Отбор пробы следует проводить посте предварительного дренажа в конце режима настаивания
в течение 1—10 с.
     4.5. Расположение точки отбора пробы на стенде КГО определяется конструкцией арматурного
блока.
     4.6. В пробе воды, взятой из стенда КГО. на спектрометрической установке определяются:
     значение удельной активности реперных радионуклидов йода-131. цезия-134 (цезия-137);
     значение удельной активности радионуклидов марганца-54.
     4.7 Проба воды из стенда, взятая во время настаивания, должна характеризовать радиоактив­
ность поды в стенде по измеряемым радионуклидам с погрешностью не более 10 %, при погрешности
отбора пробы не более 5 %.
     4.8.       Исследование отработавших ТВС и обработка результатов измерений по цезию-134
(цезию-137) приводятся так же, как и по йоду-131.

               5. ТРЕБОВАНИЯ К ОБРАБОТКЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ

      5.1. Для выявления ТВС, содержащих твэлы с негерметичными оболочками, проводится ана­
лиз статистического распределения полученных при проверке ТВС данных по активности одного
из реперных радионуклидов: йода-131 или цезия-134 (цезия-137) и продуктов коррозии (марганца-
54) в воде стенда КГО.
      5.2. Для каждой ТВС. исследуемой на стенде КГО, определяют:
      О]. Бк/л — значение удельной активности радионуклидов йода-131 или цезия-134 (цезия-137)
в пробе на момент остановки реактора:
      а-, Бк/л — значение удельной активности радионуклидов марганца-54 в пробе на момент
остановки реактора.