UJV 8351 -V ZPRRVP O POKROCÍCH 87 Unor 1988 Zpracoval kolektiv pracovníků ÚJV Redakce: Ing. S. Havelka,CSc.
ÚJV 8351 -V ZPRÓVP O POKROCÍCH B7 Únor 1988 Zpracoval kolektiv pracovníků ÚJV Redakce: lng.s.havelka,csc.
act ca.o39tm Abstrakt * tpeiri Joou ehrnuty aojievainijii тмоок<, vuteko-tochnieké Cáatoeai 1 okonokteké výsledky, do**i*n< v rooo 1987 tfatovoa jadbřnélio vyxkaau т laii. Abatraet In the Retort th* aoat iapertaat scientific raaalta oa «oil и erofuetloa and eeonoale laauoo of ИЛ Réi tox tho y**r 1987 ar* resented. ÓJTMWT
throobh výucines-vývojovi MÍČE Jedtroá energetika Jedtrna bespeeneat Reaktorová fysika Reaktorovi materiály Reaktorovi taahnika Chemie palivového cyklu Soraalixaaa Vyuiltí ioniaujíeího cáraní Radiační technologie Rodioferaeeeutieká preparáty Reutronová aktivační analysa a nautronofrefla Radiační baapasnoát veaackoorganiaecní práee VÝROBA A SLUbr Výroba radiofaraok Výroba polovodičových detektor* ioniaujieího cáraní Sluiby tfatfedni kontrolní laboratoře Osefoveeí aluiby Výpočetní aluiby Informační aluiby SOCIÍLBÍ PROGRAM řvyfování kvalifikace Péoa o bydlení a sávodní otravování Páč» o sdreví, pracovní proatředí a rekreace ожаатхял стилями Z/vtRW
Ing. Таз11 Krett, DrSe. řadíte! tfít tfvodhi Ohládneme-li se ze uplynulém rokem, můžeme a uspokojením konátetovat, že ilo o rok neplněný činorodou prací jak ve vlastní výzkumná, servisní výrobní činnosti ústavu» tok při platní sociálního progremu T nepohlední řadí i та videckoorgenlzeení Sin» noatl. Na rosdíl od předloňského roku, eherekter 1st l e káno jednek vstupem do nové pětiletky a a tin spojených zrnin výzkumného plánu, jadnak oehválením Kemplexního programu vědeckotechnického pokroku zemí RVHP a tím opojeného přehodnocování programů mezinárodní spolupráce, nadoilo v roca prává uplynulém, к tak výřečným znaném v niplnl a metodice řízení výskvmmi-vývojovýefa prací fljv. 41 ставе - о to intensivni ji bylo aalc úsilí s třeno na jedné at roof na Intenzifikaci výskumne-vývejovýeh prací, servisu a výrob*, předepeenýeh nám pitiletým plánem, ne otřeni druhé* pak ne postupná procesování nových efektivnijlíeh farem nadnárodní spolupráce, předvídaných Komplexním programem vědeckotechnického pokroku zení RVHP. Reie rostoucí posornost věnovaná intenzifikaci zkvalitňování veikerá Sinnoeti «stavu je odrasem celospolečenského úsilí o urychlení dynamiky rosvoje naieho národního hospodářství, řolitieko-ekonomieké analysy přitom ukasují, ie v období vědeckotechnické revoluce není jiná cesty, jek rozvíjet efektivně* o potřebný» tenpen národní dftehod, než saj 1st it co nejplnijií využíváni výsledku vády techniky v národním hospodářství. Nepodeří-li se nám toho doeáhaout, nebudeme moci sebespečit žádoucí rusí neií životní úrovni. To platí nejen pro viecbny seat socialistického tábore jednotlivá, ale i pro socialistický systém jako celek. Prává proto vlnovel jak XXVIZ. sjesd KC3S, tek i XVZI. sjead КЗб e sjesdy deliíeh bratrských stran samí RVP otázkám účinná aplikace výsledku vády a techniky do rozvoje národního hospodářství mimořádnou posornost. Lze tedy očekávet, že pro celou Se. veaeekovýskumnou základnu vyplyne z přeatevby nefeho národního hospodářství řade velni náročných úkolu a že rychlost a kvalito táto přeatevby bude do znečné míry záviset ne tom, sda se-jcesná čs. WZ bude schopno soustředit svou kapacitu na rychlá a kvalitní řešení ekonomicky nojpotřebníjiíeh úkolu. To platí samozřejmí v plná míře 1 pro nái ústav, který se svými více nei -1000 pracovníky, z uiehí třetino má vysokeikolt«é vzdálení a přibližní 10 * videekou hodnost kandidáte li dok. tore vid, petří к nejvitlim centrální řízeným organizacím československá výzkumní-vývojová základny. Nái výzkumný plán i výrobní úkoly jsou sice v současná dob! do znočná míry stabilizovány jak státním /lánem vědeckotechnického rozvoje, tak třetím prioritním smírem Komplexního progremu vědeckotechnického pokroku zemí RVHP o Jeoe koneckonců dlouhodobí dány i stotutom ústavu a jeho specifickými povlřeními - Vedoucím precoviittm vmeckotecbnlckého rozvoje pro ablest jaderné energie e techniky a meziodvltvovou působností. Oborovým informačním střodlskem e j. Přesto jame povolovali za svoji prvořadou povinnoet využít vlech nových podnítд, vycházejících jek z vlastního řeiení výzkumných úkolft, tek z mínících ne potřeb národního beepedářství, к operativním účelným úpravám plánu. Svou nezastupitelnou úlohu zdo «ohřál i nái nadřízený orgán - SSKAE. Tra přirození předeviím určuj" celkové zamířeni práce ústovn a jeho dlouhodobou koncepci rozvoje, ala neformální pomoc pracovníků koclee pomohlo vyrosit řadu oporo» ;ivních problému. Pokud jde o rozvoj precí na Komplexním programu VTP torní RVHP, byl ústav у polovioi rok» 1967 jmenován geatorakou orgonisací hlavního úkolu 3.4.1 "Provedení souboru opatřeni ka ayvfani bezpečnosti jaderných elektráren a využitím zkulenoetí z jejich provozu", takio у současné do- Ы plní funkci grstorské organizace již pre 4 ze 17 hlavních úkolů 3. prioritního anoru podílí «a na řeiení dtliich plti z nich. Loni jame museli věnovat značné úsilí pfodavifi mffmmvl a uzavírání dohod o kontraktů м jednotlivé jmenovité úkoly, tyla tok uzavřena smlouvo * ao- 3
hlavní ergaaisaai M rafaní tří jmenovitých Úkolu hlavního úkolu "Radioaktivní odpe- koakejíe^ i cast týkající so apecielisece při výroba vyvíjených sařítaní. Rovniž tok smlouvy в* rafaní «YOU jmenovitých úkolu hlavního úkolu "vývoj metod a prostitlsovenýeh syatáao řísení technologického proeoau jaderných elektráren" v sáatedl-j jo příprava dvou kontraktu na řoioni dílčích tomat «kolu "Zlepšená využiti paliva"* lanařených JO společná využití experimentálního reaktoru LR-O. Značná pobyla to? vinováne rospreeování podrobného programu o smluvního sebespečení čs. prací úkolu "Bospočnost jaderných elektráren", který přoiol v polovin! roku do gestorak# povo úatavu. vmťledea к too» o jak nový. metodicky neproprecovaný spftsob meslnárodní spolupráce jdo, vyaladky nolaha úsilí tak senedbetelné. Hicménl práv* tlato problémta budeme muaot i vimsvet po včcaé i metodická a trine* intensivní posornoat o překonávat tím kenserveti«a< fttetap preživejíeí u řady pracovníku, oi Již naiich Si cizích. aekrá výsledky prvých dvou lot osmého aitlletého plánu nás viok nesmí ukolébat. T roea liti ajé* loká nejen ře.*a náročných výxkuaná-vývojových, servisních i výrobních úkolů, ale taká vajsjl asreeaá vsdeekeerganiseční práco, saajřená к tomu, aby ao struktura naiieh úkolů lépo pmsyjéaamla strukřo úkelů 3. prioritního sméru Komplexního proeraau vědeckotechnického рсчго- Ma ажея*. Součesni bychoa chtili koneantroovat svá síly a sníiit výresne* porot státních úkolu koordinovaných ústavem v oblosti Ю> ТТР. Bude tak.nit no připravit například kvalitetlvná neváno úkolu v oblosti bezpečnosti s soustředit na jeho řoioni potřebná kapacity, reahaiaeut o novém saslenení úkolu, řešených v ÓJV v oblasti diagnostiky, připravit sáváreeneu oponenturu úkole v oblasti rychlých reaktora, seřadit úkoly spojená s yeiuia experimentálního rooktoru LH-0 do státního úkolu a uskutečnit nfkterá dalií drobníjší flatmy» vsashay tyta projekty bude nutno velmi perliví připravit, tak aby jejich výsledkem bylo laak vyafití výskuaných kapacit a experimentální sákladny ústavu pro tajil tání 3. prioritního От vrata* se к raku 1967. Hodnotíme jej jako úspěšný, jako rok, kdy se nám podořilo u- «aafit «aery nástup «о в. АР, zahájený v тост 19вб. Za spínání úkolu roku 1967 bych chtál aislamlia) padikovot viem tam pracovní каш ústavu, kteří svou angažovanou, poctivou preeí a iaiaiativaa pomáhali vedení ústavu překonávat viechny překážky a obtíže. Předevlía oni se alaaiilt a dobrá výsledky loňského roku. Při uplatniní nových přístupů, nového myilení, si současná uveeealt, ia to, co dnes hodnotíme jako dobrá, nebude ;'iž xítr* stačit. eali kvalitní splnit i as tatni roky pátilatky, muaíaa se snažit překonávat i ty jevy. ktovi aaaa uvádíme jaká objektivní potíže plnění úkolů. Jsem přcevcdcen, že se to při efektivafa vyafiti iaiaiativy naiich pracovníku podaří.. ^^У^У
Г хаев 1987 vfnoval «stav o«řslaní úkela t ebleeti jaderní energetiky VÍM ami TI % evýeh výik Jill kepecit. sbytek Ъу1 urcet вв tkaly г ablest! jaderní techniky. V rámci stítnihe cílavéae piagsbaи 01 "nbsvej výstevby jaderní energetiky do roku 3000" jeew «sely ЙТ SBBJHeny в* petfeby Св. jadani-anergetiekibo strojírenství, ne výskua fy» sikálbísn, tepletechnických, hydredynsaickýeb в aatbsislevýeh ргоыевд reaktora YTHt. bespeeneet jadarai eaargatiekých safísení В prevesní diagnwa. ttl», BÍBÍBBIISBCÍ radieektlvních odpadu, resvoj Ca. IJUHBBÍ raaktarevá sákladcy а problen* spejeaá в esyejevéaín rychlých reektora. Detav koerdiвеув! в feiil 5 státnísb ákcla в в* rafaní deified tk státní.* «kalu ев potíltl. Dél* faiil 2 reeertlag. ahloelev Bran. CSa. namfstek ředitele pra výtka* i. Ttaaot-vfvNOvi nles ni tkaly *TT ukal reaertní standard i>a««в této ebleetl. Převalující Sást tlehto «kala je seotastí 3. prioritního safra Kenple»ního progresu vfdeckoteehbtekfho pokroku sací KfHr do reku 2000 "ОгуеЫеву rosvoj jaderná energetiky". tfjt sa sceetbll BB rafaní 9 sa 17 hlavních tkelf tafeeta prioritního astru, pficeal и ftyř hlavních 4kelA byl ústsv pevfřsn овевав funkce 6a. gaeteraká erganiseset - vývoj teeknalagla a technických psoetfeska are spreeovábí raeieektivníeh odpedat - vývoj vysokoteplotních víceúčelových jedcrni-energetiekýcn sařisení{ - spracevání Borsativnf-tecbnleká dekucentace v oblosti jedeme' energetiky; - svýfení bezpečnosti jederaýeh alaktráran. T ráaci KP TO faiil «atev t «alfí výtasaná ikely - vývoj diagnastiekýeh ayaténa psa prebffnf sledování stavu jednotlivých koafonant budovaných jeiaraycc alaktráran a reaktory typu ТУКИ, vývoj aatad uboiňujíeicb atestesl aeterlála reektorovýet tlakových nádob, práce sa prebleoetlee rychlých reaktorů, svýiení efektivnosti vyuřiti jederníbo paliva oj. V rá*ei státního vfdackataahbickébo progresu P 15 "aadioaufclidy a Jaderní přístrojová tacfaalka" koordinoval в řafil &У 1 státní в 3 raaortní Akaly. Sla o vývoj nových n- disceiefc technologií, dataktarft ienisujíeíbe šíraní в anelytiekýsh paatizpa. Tývaj radlo» fasaeesbtiekýeb preparát*, byl reten v ráaci a ti tni ba Akelu "Výsku», a vývoj jsdioektivaíeh výfeakt", koordinovenéno v йтгп Praha. navasooati na výaladky tfchte ákalo plánuja tfjv у SBiaaí 8. pftllatky růat výroby radiofaraaeatitiekýcb praparáta в í5 % a dataktars a 15 *, pfifaaf bud* savádfna výroba nových radiafалаак в detektor* vymi kvality.» proatnai 1987 byl sivirasnýb eponentaía físenía eaptani иквеевв raaortní skal Ty- Biití iacisujícíh* síření v cbaalekýeb в biologlakýeh ystaaaah". TalBi dobra byly plniny raalisecní výstupy pfadarvanf respieev plínu РУТ. у race 1987 byla v réaci «kalů státního plám JWT slaioyáno 11 raalisafcísh výatupu, s tone 8 bawtnf pavbar в v rfaei reaortníbo planu 5 realisaíníeh výatupo, s toho 3 haatní povahy. Tiasbay raalissfní výstupy baotní povahy byly aplslny ne ví nef 100 *. lak neyř. plín pravasu sayfky 1Ю-3 byl eplntn ne 115,0 *, plín výřaty BBtrsscníah ganerítorf s aalybdanu tsaff aa 150 *, výroba chloridu thalníbe téalř na 140 *, výroba galiuscitrítu na více nei 130 %, plín lawless drahých kova na visa naf 115 *. Celkoví byl plan reel1sace spínán na 118 %, pflfeaf objaa raalisace dosáhl více nei 24 ail. Re. r^iafnou posorbftst vfnovel dttay toká ymaskeergmicasní Sinnostl, kteří vyehíselo afeir/fía i výkonu funkce vedoueíb? pracoyiftf rmeckot^ahnlekebs ratveje s Basiodvftvc vau pesabnoetí v eblesti jaderní energie e tashniky a byle leaifana (ejaína ne prasavíní boneapicísh studií» ne plnění vmeakeergenlseiníeb ikela У eblasti anohociancí aesiníradní spolupráce e ne rotsáhleu vědeckotechnickou e populerlssení Inferaecní flnnaat. 5
1.1. J a d a r n á energetika еевуш progres»* tfjv zuatával i nadál» aplikovaný výskům v oblasti jaderná energetiky. aafiy aýskuan byly určovány potřebami výstavby jedarná energetiky a rozvoje jodem?- atrojírenatví CSSH v rámci 3. prioritního salru Komplexního program) ze*í RVHF. éeeesenýcb výsledku Již našla svá uplatnění va výroba a v «-ovozu čs. je-let-ných elekt- * * * f^ffa* baapainoat T race 1967 pekrecevely výskumná piáca v oboru bezpečnosti jaderných aařízaní a leh- aaajdbkíat reaktory. Price byly saaiřeny na hodnocení jaderných elektráren s reaktory typu ftsat afcladea na pctřeby státního dozoru nad jadernou bezpečností. Zkoumány byly neutronic- M ala»t ati aktivní sány. tanoaachanieká chování palivových článku, spolehlivostní ana- 1 яу» layearijnf analysy a vliv jaderního zařízení na okolí. Dále byla zej i ší o vána standerifaaa výpectcvých progresů. -T iáati vlnovená skovaání neutrcnlckýcfe vloatnnatí aktivních zón byla pozornost zaatfm» a* ivýienf přeaneati eekrovýpočtu provcsních stavů baz (podstatného) zvyšování nároků a* výpeietní iaa. Pro lepií shodu výpočetních a namířených hodnot bylo postupováno cestou výpočetního aodelu. Pro zhodnocení metod korekcí parametrů difusríeh rovnic byla série testovacích ulofc /2/, která obsahují soubory dat imitující -nožná nedostatte» pfipevy vstupních dat. Výpočtová byl sledován vliv použitých hodnot lineárních extrapodálak na základní charakteristiky provozu palivových vsázek, zásobu reaktivity a pracovní skupiny regulačních kaset. Použitá zpřesnění výpočetního ttodelu zahrnu. t<b) < d aewveieveaýeh procesu dc vstupních dat, nebo jejich jednoduchého uvážení v aekrokála eeeou nenose podstatná prodloužení výpočetních času. Protože teplota prostředí (obr. 1) Je peietetná pra určení neutronoví-fyzikálních vlestností, byle vycrsccvsne metodika pfesafjfthe sehnutí teplotních spatných vazeb /1/. Vliv teploty chladivá byl Zfřeznin ze- tia sávisloati sjrnáho teple chladivá na jeho teplota. Pro určení neutronoví fyzikálních OTU Ofcr. 1 Příklad sávisloati přavýlaní střední teploty paliva nad teplotou chladivá [mu] M koafleiantu přestupu teple «6 (kw/m K) pro lineární výkony P(kW/nO pal. prutu. 6
vlaataaatí kasat a uviicaía pfsvjisaí teploty v palivu (pra pauiití "v akravýpaetu) byla vypramv.im natasa sakraatí «l i n svyaají«ina aa paiílu доавуак ftipaýsa prasaktt v aasafa palive-pavlak a saaa rssajhrft pauvavýak taalatak. tyly pwaieaa aipevíatejíei varianta* a kesaty ГГЯМ40 (a akeaaaaaía paliva l.s *. 2.4 К. 3.«*). laravai hala apaii taplatbí savislaat aaaabíaiah vlastnosti kasat pra vyfcraiu pat fly plyaaya», itipajak (akr. 2). n I.tW l.«ks i.kot.eie i. oce 0.39G " Obr. 2 Ffíklai savi síakanyck aávialaati aáaakíaíab vlaataaatí kasat (abakaaaaf 1,6 «) ш.т 1.$70 ь o.«e L -*S- -». -2S» 1»»» ř» Л0. K0. ЯЛ. -is. r гго.» 290. гэо. IV ЭОС. 25 3i0. Ira tarasaeebaaiak* analrsr ahavaaí aalivavra» ilaakl v pravasaía* staves* *e Ml* evirevel vypeitevy' pracná FIR psaasi xpexiaentft aa skréeenýsd pelivevýai Články v reek. tara Ш v Raakvl a paravaáafa eseji s paresiecbíke bsinenní paliva s П siskaaýeli v ei speluprie* /3/. К «ýpeitu kaaaaatraal napití st testevel vj'paetavy' prafrea ДХХШР-С pra elaetiek* phpeiy teferaeae tabletky, aeferaeee pekrytí a intarakaa tabletky a pekrytía- /4/. «a pfíklasn skevání pelivevae* ilaakv raaktaru ТТП-440 binec bevári* aa strarew «Masive ayla pravafana perevnani vypeitevyeb pieg»eaa ТЫЯ a MtSt-2 pra tepslai-aaskeaiaki vfpelty euvéaí pellvevýsh {lanka v havarijních staveeh Л/» kýla prevetene evireveaí aackealski atevevi ravaiaa aetertflii > r l> s vs tvaru; Í kit). sinb [l(t). (Г- i,)] * [<», <*>.]/ <. *>. м«rychlost plastické Jeforeaee, aplikováni napití, špitni napftí, rychlost saaay spitaebs napití, teplota a T) txperlawntslai stanavaatf parrastry. pra sraajana' sstíisní v oblasti vaseltfeh teplat ( 00.1200*0) «reopo»ýei skoufkaol в mxmwěunfm satíianí* (akr. 3) a - W**t tasty proveicnysi v IAI Nsskvo (okr. 4). perovaenía si 7
s 9 ъ*т "^ '^ *-Я1:й--зк«--жв-тк «flma ТИПС, ямю Т2-49-П».. Си t-f-ih-4m мс. T[4j 12*». ИМ. EMJRST МТС ЗК^ МТС 3» IC/S МТС 19* К/«МТС 29-39 К/* МТС 29-39 К* МТС 9 1С* МТС 29-39 K/i МТС 19» *s% INERT INERT AIR STEM МЮОК ладом MOON тш?[m>)
T ablaati apalahlitoatníak analia byla hlavní pasaraaat Hnawaaa plnfcí «kalu vrplý- «ajíaíaa * kaasiaiba tříltt«n kaetraktu 1MB 4032/KB -DOlaiitaat nasivialýefc savialyab Шакуак akr» pra mtmw «palahllvoat Bacpaanaat jimnrf alafctíémy» Л/. I» pvavaiaaf palahlivaatbí ава1»ау paafcmibe spat*» hevartjníbe «Uaswf jatam* elektrárny «eikrm «до ргетеваву vypity, takroující «tobato resboru analýzu nejiatot /T/. Vfboivocaai ayla атаеааева pra rasaa* verlaaty «rebelav* uéaloatl strew paních teteto syetéau реала* efpeftorýea ц agree»! COSaX» SMFU (aer. 5,4). Okawla *, ia eikeliv»a ekvaeej faktor vreeelevýeb uealeetf aa peutte ksapanl raaktoru peeybuj* у resaeií střední nejisti - еем aajiatj eehe*. lykasaje bacwto сьдкееавв faktem na kanál kiapini relativní aalau aíta aajietety. РМ sraesáfeí ayalaika tíakenjefc akta» цата «a okásale. ia etrerfnf Mvtr preaafpeeebneetaí eherektoristlky «rebele** ueilesti е акев4 рачцтеаеа С03ШЗ lapá ejperf- «}! «ff«a sfskaeýa kase*** Města* praviapoéaanaetai eharektarlatlky eystéeu (tj. analysa» ba* oválení Mjlatot) a tíu. ia wimt rasillaní pravtffpaaataaatsi eberekterlatikv vrmaxmtf aieleeti sískaoi tímto srecreaer. i- vyrasae ma* neí и atesraeu SJkKI. T «aui atopi ptaaf byla praaeeaa» speleblireatní analysa nísketlakébe ayataau beverljníbe cklaae- *i Л алмиг přiteši byl taata raceer «е»1вев ав»1 аан nejistot. Siakene výslechy byly aeraaty jaká peeklei pra seatevaní «ivareřnens tima repertu- vyta uvetenéa» kentrefctu. MktoW výsteiky prevebenreb analys byly presentovány м safcrarlfciíefa keeferencíeb /*/. Oar. 5 Hstofran rosseleni prevf «ееееъвееи vrsbeler* asalmti -nepebetoveet «sen tlekavýek sásetaíkt sa Itff* *eae 1 m j 500 had, šiška** pragraaac OOtK» a
Okr. С *ю Г» ш j» ЬППЯ WWKrtÍLIH..10"^ *. 2 nategrea resdileaí prevdipodobnoati vrcholové událoati "nepehetevoat jadnoho tlakového sáaobníku" při поте koncepci pfeaeow dat do bloková docorny v eeee T «7 00O hod., xíakeaý progrooac SAMPLE I.в I* ля scm.et l ^ Byl vyvinut, odladin popeán výpočtový program SIQASH» pre analysu citlivoeti. Tanpodává kvantitativní snodnocení vlivu yrevdipodobaoatnieb cherekteiietik jednotlivých arieáraíeb událoati etroeu parueh a jeho minleálaíoh kritických řaoo na prevdxpodobnactmí eaarekterlatiky vrcholová událoati a poakytuje tak ronáhlá informace pro naletění alakyek eíet ayetáav. Resereeevána hýla problecatiko prohlídek eyatánft pracujících na vyшлвл aanrnvijíaí přehled pewlívenýeh poetvpe. uráiení vlivu problídak při apolahlivoatní wmljm "Vyčkávej íeíeh" eyetáaa a nikterá nevá po* tupý, navršená metodiko byla použit* ffi iproif výpočtového protřenu СХЛРТ. ' f raaei vývoje ajokocalcvání atávejíeíeb varsí výpočtových ptosroma, určených к výpetta leoeváho prambu pjeehodovyeh arocoan a bovorilnicb «t o. r noru, byl «pracován novy* pmejreaevý modul pro výpočet eeučinitela preetupu tapla. Hedu! obaehuje elgoritnua numerieky eteoilníbo rafaní v pfeebodová oblaotl konvekcv-ver, popla tracích strát va dyoufáeovoej tata chladivá kaoálaa aktivní tóny. nála sehrnuje metodiku výpočtu kritických tepel- yak tam у oblaotl llrokábo roaeebu parametre chladivá, t j. pro nískou hue totu toku chladivá), vypěná hodnoty euekeati páry*e i 1 roka rotmexí tlaku. Spravovaná metodiko výpočtu kritietyek tepelných toká roopoktuje opejltoet bedna* kritického tepelného toku *a «minou pafaaatit kaatnoetnítw taká a jo vhodná pro pouliti ve výpočtových kódech. Vyfetfvná lávialowt jje nebrečeno na obr. 7. kýle rovnfi vypracovaná metodika uejoinujíeí atanovit pravdipodobnoot jataaaiaaí kriae varu* Metodiko «ohrnuje poviití ursitá korelaee pro výpočet kritická huetot# tepelných tokft a při daoaioní určitá hodnoty kritiekábo tepelného pomfru. Metodika byla keakretifeváne pra poviití ve výpočtových modejcen reaktoru typu TVT? a byly vaájemni povybraná výpočtová korelace /9/. 10
ar о» X s o o o e o o o o o o o o o o o o % Obr. 7 H IKG/H2.5) Závialoat kritické hustoty tepelného toku OKR [kw.n ne hustot! hmotnostního toku chlediva W [kg.ot.a" j ň auchoati XKR pfi tleku p * 12 ИРа. ш 2..-'1 Byla řelena bezpečnostní problematika související ae zvyiováním tepelného výkonu a a rekonstrukcí experimentálního reaktoru WR-S v ÚJV na LVR-15 MW. Byly sestaveny metena» tí.cké modely jednotlivých komponent primárního okruhu, proveden výblr součinitelů přeatupu teple >a povrchového věru a korelací pro výpočet krise varu při atmosférickém tle'/-/10/. V>pvaeované modely byly zkompletovány do výpočtového programu modelujícího dynamická chování aktivní zóny a primárního okruhu LVR-15. Vyvinutý výpočtový program byl použit к výpočtu průbihu přechodových procesů vyvolaných výpadkem hlavních cirkulačních čerpadel' a poruchami reaktivity v reoktoru se zvýieným výkonem (obr. 8 a 9). Byla provedena řada variantních výpočtu pro razné konfigurace aktivní zóny a na základ! obdržených výsledků provedeno bezpečnostní hodnocení. V rámci sledování vlivu Jaderného zařízení na okolí pokračovalo vyhodnocování radiační situace po havárii JE Černobyl. Byla sledována souvislost mezi průbiheir havárie a.radioaktivitou ovzduií v okolí tfjv na zakladl zastoupení tlksvých a netiksvýoh redionuklidů. Dále byly vyhodnoceny výsledky míření různých forem rsdiojódu v ovzduií v okolí Prahy a v Jeelovskýeh Bohunicích. Tyto výsledky umožňují přesnijií hodnocení dávek na obyvatelstvo ve srovnání s použitím celková aktivity rsdiojódu. Zároveň probíhaly práce na hodnocení výsledku míření aktivity ostatních složek životního prostředí získaných v IÍJV a jejich srovnání s výsledky ostatních praooviif jak v SSSR, tak 1 v zahraničí. Zá. roven byly «pracovány výsledky dozimetrlcké kontroly radioaktivních výpuatí v okolí tfjv. 11
I 1.0 «И l.b Otar. МЫЬ I nl» ft i rfkmmt t prttoto Q» Чн^ <pm «JpNtIm ilmh liimrt * м т и М B pre to«ri«l«bty NmtHbiMU vyvlau t*yls P» Им** AS Ц #4. l,4m 1,3-1.ЛЭ) T 1*1 200 I TIT1 190 Okv. 9 IMMk tnut palf* (t r ), MHoni (f f ) «UHin ($ v ftp» IT) (pfl «трмкм viwh larpmtet W* нищ! 4 Bi pra kwfl«i«my я nt Ira «i rfrtwt tfu W prtottm Л Ц #4 1,424» Ц г у m l.jt» 10 20 30 40 12 Tit)
Ha sákladi projektových údaj A o úniku radioaktivních látek * tfjv byly vypočteny Individuálcí a kolektivní dávkové ekvivalenty pro cbyvatelstvo v okolí tíjv. Na základe použité. ba komplexního modelu tranaportu radioaktivních látek bioaférou byly zpracovány počítačové programy, které hodnotí třen»port atmosférou a prucfcod pozemními potravinovými řatézei. Výsledkem výpočtu je individuální a kolektivní dávkový ekvivalent. V pr&béhu výpočtu jsou uvazovány rušné ceaty exposice e to jak vnitřním tak i vnéjiím -^zářaním. Program byl využit pro přípravu bezpečnostní dokumentace rekonstruovaného reaktoru LVR-15 /11/. Byly sabijeny práce na matematickém modelu použitelném pro hodnocení transportu radioneklidu na okolí během normálních podmínek /12/. Cílem této práce je umožnit výpočet dávkového) ekvivalentu na obyvatelstvo podél přepravní traay a na pracovníky zabezpačující přepravu manipulaci. Vzhledem ke komplexnosti problému je modal členén tak, že ae oddflene* uvažuje orářecí obyvatelstva Šijícího v okolí přepravní trasy, ozáření osádky vosidal na traae a osiření pracovníku při manipulaci a nákladem. V rámci atandardlzace výpočtových programu, které jaou používány У analýze bezpečnoati jaderných elektráren, byly hodnoceny dalií výpočtové programy /12/ zpracované v různých organizacích, řeiíeích problematiku neutronové fyziky, tersohydrauliky, chování palivových *yčí, havárií se ztrátou chladivá, dynamického zatížení, šíření radioaktivních produktu a spolehlivosti. V roce 196? probihlo standardizační řízení výpočtových programů: GRWATRAD - řeří transport redionuklidu podzemní vodcu, při předpokladu jednoduché geometrie hydrologieké situace. REOS - výpočty optimalizace stínících systému jaderných reaktorů s eílerr nalézt při zaručerí maximální bezpečnoati a pvovozní spolehlivosti bu3 minimální rozméry vrstevnatého stínícího systému, nebo r.ejjednoduiií strukturu. BYST - soubor programu určený pro výpočet stetického e dynamického namáhání prostorových potrubních aoustav jaderné elektrárny. Literatura /1/ A. Miasnikov, I. minka, E. Tinková, M. Trgiňa: Primřčanija к povyšeniju točnosti mekrorasčetov ekspluetacionnych sostojanij puttra boleс polnogo učete tempereturnych obretnych avjazej. Zpráva tfjv 8146-R,A, 1987. /2/ A. Kiesnlkcv, E. Tinková» Modelneje zadeča dlja ocenki svojstv algoritmov popravki peremetrov rasčetnoj modell er.ergetiíeakogo reaktora. Zpráva tíjv 8144-R.A, 1987. /3/ P. Pazdereš Kod FIR dlja termomachanisaskich raačctov povedenije tvela vodo-vodjanych raaktorov v ekspluetacionnych úslovíjach. i jego prověrka. Zasláno do česopi?u Vopřosy etonmoj techniki i nauki. Zpráva TÍJV 8090-T, 1987. /4/ 3, Zymáks Dvuchmernyje deformaclonnyje rasčoty tvela vodo-vodjenogo reaktora. Zealáno de časopisu Voprosy etonmoj techniki i nauki. Zpráva tíjv 8273-T, 1987. /5/ t. Pazdera* Kod PRAŠ dlja termomeoheničeeklch raečotov povedenija tvelov vodo-vodjanych raaktorov v avarijnycb ušlo vij ach 1 proveročnyje reačety. Zasláno do časopisu Voprosy etomnoj techniki i nauki. Zpráva 1ÍJV 8089-T, 1987. /6/ K. Dech, J. Dušek, V. Hojný, J. Holý, J, Vitázková, P. BaMSi Importance of independent and dependent human error to system reliability and plant safety. Progress report-eumr.sry report, IAEA Contract Number 4032/RB, April 1987, 111 3. Holýt Zahrnutí nejistot ve vstupních dětech do tpolehlivoetní analýzy pasivního systému hsvar&íího chlazení aktivní zóny WER-443 JE ttoruovce. Zpráva tfjv 8136-T, 1967* /8/ 3. Dušek, K, Dacht Applloation of Reliability Analyaaa of WER NPP Safety Systems to PSA, Int. Coif. "Probebiliatic Safety Assessment and Risk Management PSA "87", Zurich, 30 Aug.- 4. Sept, 1987 Verlag T0V Rheinland GmbH, Koln, Bl,5/227, Sept. 1987, pp. 395-399. /9/ I«Trebiohovakýi Vypracování metodiky piavdipodobnoatního řeiarí problému krize varu ve výpočtových modelech reaktoru typu WM. Zpráva tíjv 7971*1, 1987. 13
ЛО/ J. Hasák, и. Malacká: Havarijní analýzy raaktoru LVR-15. Správa *JV 8345-T, 1967. /11/ J. Baryu t Tliv iinneati LVR-15 na okoli ЛПГ. Zpráva tfjv 8200-C. 1967. Л4/ V. Sralari Seeteveni modelu hodnocení vlivu tranaportu radioaktivních látek na okoli. Správa ЛИГ 7946-СЬ, 1967. A}/ J. Sbihlíkt Standardises* výpočtových progremft pro analysu jaderné bezpečnosti jederných elektráren a lahkcvodníai reaktory. Zpráva tfjv 7986-T, 1987. 1.1.2. fttt*?*frf.flr?žfr? Výzkumný program v гоеа 19в7 pokračoval ei na malé výjimky «a etejném zamíření Jako v pfadailéa roee. Podařilo ее dala tintensivr.it provos no výzkumtím raaktoru LR-O. Vyicí vyviití tohoto náročného sahsaní bylo zej litino zejména provozem > prodloužených anténách va У. Itvrtlatí, kdy byla provedena 2. etapa míření prostorové závislé kinatiky aktivních zón lehkovoenien raaktoru typu WBR-1000. Pro svýieni bespeenoati a provosuaehopnoetl byla ve 3. čtvrtletí ukončena částečná rekeuatrukce technologických okruhu moderátoru a tlakového vzduchu, upxtvy byly prováděny převálej viae tni mi ailami formou amlouvy o dilo na xákladé projektu vypracovaného Chemoprojektem Praha. Jednotlivá zeřízení byla po úpravách individuálné odskoulena. Cílem úprav bylo redukovat в tjednoduiit technologické zařízení a skrátit tak dobu přípravy moderátoru. T závíru roku byla dohotovena inovovaná elektronická čáat experimentálního hledinoméте a použitím ayatému SAFI 1. Byla vyvinuta v tfjv a nahradí atávající saataralou o poruchovou elektroniku experimentálního hledinomíru už začátkem roku 1968. V průbíhu roku byl vypracován zámir pro úpravy informačního ayatému LR-Ó /1/ a v rámci navrhovaných úprav byl vyskouien ayatém přenosu informace z počítače SB-3 na druhý terminál aa pult operátora. Komunikace operátora a počítačem umožňuje volbu obslužných programu informačního ayatému. materiálové prottředky pro první etapu reelisace jaou zejttény a programové prostředky budou postupné od lad éry a sačlenény do operačního ayatému počítače. Přenos informace s počítače na pult operátora využívá výstupu monitorovacích programu ИОНА а IDIOT, včetni zápisu do redukovaného provozního protokolu na mozaikové tiakámé a konzervace provoz» nich dat na disková pemiti IZOT 5.400. Ve zkuéebníra provozu se systém osvědčil zejména při vypečte a diaplejování periody při řízení reektoru ne níikérc výkonu. Vieatní výzkumný program na reaktoru Ifi^O pokrečovel mířením prostorové závislé kinetiky aktivních són typu WER-1000, které je připrevováno jako společný experiment IÍJV a ZfK ftoasendorf. Druhá etapa míření se provádila na aktivní zóní e est ever, é z 55 palivových kazet typu WHt-1000 (7 x 4,4 *, 12 x 3,6 *, 6 x 3,3 %, 6 x 3 %, 24 x 2 % obohacení U 235 ). Aktivní ana byla kritická a 7,51 g/l kyseliny borité v moderátoru při částeční zasunutém experimentální* klaatru a přibližné a píti cm horního reflektoru. Při experimentu byla mířena odezva raaktoru na časové proměnnou reaktivitu v 15 kazetách a va 4 suchých kanálech v reflektoru. Porucha reaktivity tyla zavadána pcbybem jednoho experimentálního klaatru voleného postupné pozicích centrální kazety ( -0,567 t) vnljiích kazet (a.0,215 í a />- -0,074 $). V mířeních bylo použito technické a programové vybavení ovlřené v 1. etapé míření /2/. Detekci toku neutronů zajiifují vnitrozón'ví miniaturní detektory KKR o pro míření v reflektoru aa používejí ionizační detektory 9R100. Úprava signálu detektoru se provádí analogovou elektronikou /idy NR 1000. Vzorkování neutronového toku je zeloženo ne čitečích СЛИЛС. Počítat ГОР 11/04 řídí pohyb klastru a ebér dat z čítačů. Datové soubory se zaznamenávají na pruiné diaky, ze kterých ae převádíjí na magnetické páaky pro zpracování na počítačích EC 4 1040 а ВС 1055» V r, 1967 byla dokončena prvá etapa ovéřování výpočetního progremu nedální kinatiky HBXDYN (ZfK) pomocí výsledku míření z r. 1986 /3/. Výpočty provedené > korekcí кое. fielentu násobení v oblastech so zasunutým klastrém velmi dobře souhlasí i experimentálními Maji. 14
Muraeovely práe* v eblaati stanoveni podkritiěnoati kompaktní*!: kaeďifsrmí akledfi paliva mn-1000. Byl» pxevadeey experimenty a kocficureceml kasat typu TTUUIOOO pfi vis. a#ab resteťích, přisemi směny kritičnosti experimentálního souboru kýly realitovárny poaaef aělmf dostupných ebaorbátorů, tj. ocelových obálek kasat a v&e*jií» resairs* "pro kli*" 225 as a tleuiikou stíny 5,5 mm a reculesními Uaatiy reaktoru 1Л-0 sestávanými s elementu s karbidu bóru o mírní hmotnosti 1.6 c/em"'. Provedená sxperirenty byly doplněny odpovídej í- eims výpočty. Získaná výsledky jsou ilustrovány na obr. 10. Okosujo aa, ia pro rostete ко» set vitií nei~?k> mm spftsobí přítomnost caelovýeh obálak smeniení koeficientu náaober.í k.» o 0,12. Přibližní stejnáho afaktu lso do**tmout sesunutím Uaetra. Kombinovaná použití oboo typu absorbátora sníží taoratioky hodnotu k.» o 0,2t experimentální atenovoná hodnoto této sminy ja joftl vltií. Experimenty byly provodecy a využitím sotodiky dvou paaos po vytec aktivní sóny /4/, jejíž použitelnost bylo dříve ovlřcr.a na řmdl mjrení. 0,tS ;«jj ЙЙ5Й5-: Ш 2* 2é* X» g ^ Obr. 10 Závialoat koafiaiantu kritičnosti na roztec"! kasat výpočet experiment kasety bez pouzder bez klmatru k*s ty v pouzdrech bas klmetro Q kasety bas pousdar a klastry 0 kasety pousdrsch a klaatry Z uvedeného vyplývá, že dostatečná podkrltisnobti kompaktního akladu, tj. k^,* 0,95 lsa sajlstlt roamístlním kasat v ocelových jbálkáoh a aa zssunutymi klaatry do trojúnelníkove mříže a krokem vitiím než 290 mm. Tímto zpfl«ooem byla prokázána moinoet skladování kesat typu IfVER-lOOO podle způsob* popsaného v /5/. Ka reaktoru LR*0 byly zahájeny experimenty a modelem diagnostická kasety (OK). Cílem tlchto experimentu je výzkut.. celá řady otázek spojených s interpret» cí údeja Sidsl vnitroreoktorová inatrumentaee. Ж byla konstruována a vyrobena v tíjp Zbraslav. Před sahájaním axporimentft byla ae SSSR dod.tae maketa sondy se samonapáječím detektorem 1, jaký se vouiívá na reaktorech WSR.440 v ayatámu HINWKl'5. ' Výsledky experimentů, chrnutá ve zprávi /6/ ukázaly, 2ai přítomnost mířícího kanálu s detektorem zpflaobí snížení hodnoty hustoty itlpění u palivových tyží bezproetředne* obklopujících kanál asi o 3,5 %% IF
loot orientem detektoru v niřieím kanálu při j«ka> eapaetrickáa ulaleai pramieký výsno*. nebol při malých grodietteeh mekrotoku v ecergetických reaktorech ja efakt eeyaatrle rovnif aalý a laa jej v ргщтвввуоа vybavení syatámu КП1ГОК05 sehnout «fee** etetlatieká efcyby míření. řti arevnání experlmestflníeh výsledku a výpeétem a* potvrdilo. ía ofakt aaysetrie M pft saámá escertrieiti detektoru a глава» gradientu hustoty toku neutronu popaat vstaaw edvaeeeým v práci /7/. a experimentální program nevisela řada teoretických výpočtu. Pomocí výpočetního progream kllrsut, rotícího úlohy difuse neutronu metodou aítí a programu MICROBE provádfjíeflke výpočet melogrupovýeh konstant účinných prfiřasů vhodných pre rotou/ systém, byly Integrální veličiny (k^h^ ), 1^/9 B, H krlt ) a čtyřgrupová neutronová póla póla rosloiení vývinu ararcia pro dví siřená varianty eaperimektu pro těsný eklad i. * obou phpaáoch ae jednalo o devetenáetikasetová konfigurace aktivní tány Ы-0 kasetami typuтовж-440s obohacením.«live 3.6 * U 235 a hliníkovou obálkou tleuifky l.s BB a P - 2,7 с/ев 3 (vcejii rosafr "pro klí8» 144 na) s H-,0 moderátorem o teplota -JO* С a krokem kaset 160 вв. lento popia plni odpovídá varianti 1. V Srubán připadl' (veriante 2) byly sa vieehny etreay centráltí kasety a tři atreny (přivrácená к cortru AZ) toaat v první řadí navíc uaíateay B-Al destičky aiaulujíeí abaerpsní pousdro kaset. Tlouiifa. tiekto iastisek byla 3 вв. f 2.725 «Уев 3, krea* Л1 byl uvážen obaafc 3.5 % в (přírodní eafe isotope) o 0.2 * Po. Tnijií rosair táto obálky "pro klíč" byl vset 156 вв. Výsledky výie рореепуьв výpočtu jsou uvedeny v tab. 1. Bzporimentálni síakecá kritická «fiká uvedená v tabulce je svitieca o extrapolovanou délku svolenou 14 еж, aby ji bylo BOSná porovnat a výpsčtes kritická výtky. Tabulka 1 Týaledky výpočtu integrálních veličin Varianta 1 г H «P (ев) 40,70 62,087 k.f (H «p> 0,987562 0,986760 "krit (ев) 41,83 63,97 р/эн (ев* 1 ) 9.097E-3 2,7019Б-3 Výpočtem řady variant uspořádání těsnáno skladu a bór-oeelovyai pousdy pro WER-1000 (rutná rosteča kaset, rflsný obsah bóru absorpčního pcusdre) byly naleseny odhody pro doatesující podkritlsnoat uspořádání skladu. Veriantní výpočty byly prováděny ve sjeduodjienám BOdclu Jií sníninýa progresem MICROBE. Ze «Selen postiioní geometrického efektu způsobeného jednorosmirností modelu 1 MICROBE bylo pro srovnání provedeno nakolik výpočtu programem MOCA, kíarý respektuje baxaganální strukturu keset. Vybrené výsledky jsou uvedeny v tab. 2. Tabulka 2 Závislost koeficientu kritičnoati na rostečl keset, tlouiika obálky 1 6 mm k af Rotteč (ea) 28 29 30 31 33 1 * Г v obálce program MICROBE programmdca 0,955 23 '0,9766 0,909 95 0,876 25 0,851 40 0,8549 0,819 53 0,8181 1,5 * В v obálce program MICROBE 0,940 06 0,896 39 0,864 02 0,840 29 0,810 97 16
В reaai přípravy BBaaagrupevýefe tot pra iwktntrf výyatty kýly paaetf pregreao ИГ- ОВВТ, URU ОЮ0ПХ Bereeteaa- 26-gru»avl keeetaaty type BMB 43-grvpevá kensteoty pra UMI twtillhm (type tens) a fajlu DV/M pra etieeá praaakty Л/. Т wufttiif tobi МБ tak к diapesiei apln** мьцши'< keaatabt» ultiwrf в» fajle BRErVB-4 pra ilinír f t fy pewifvaaá v reaktarevýefc viposteek. Ire aeely experiaabta aeaetmpájeeial tetektery katy вга»ее*ву výpetty nautrana*í*b apakter etvřgrepevýefc kemteat pra detektory aarfatfeá v kecat* ТТУЛ-440. Ml* fcyle perew- fa* vfpaitevá exiálaí rniilní I^IHM v kaaate TVBB~440 а «укаем neaarartýa xmininými *etektery Л/.. Basi doaetenýai výaledky v teoretieke-yipectevá aueeti je třafca vysaedbeut dekoaimmi statiky karakaa grupavyeh rovnic reaktoru v difasaí* pfiblfieni в* sákladl afreai в* fcritl*ft#e» aaaaereee. Rasaábli Mriw aareayeh ра-емая výkeea na piti sécaeh nektaru ZR-* v OKI Badepeli byl vaat aa aatlee ara fltevácí. Batatou ааьааеавусь Legregoovjab aultiplikátart krta kerigevene HprgrapevA' data s SSSS a fissr, phceai prasárna abyby relativní** visas* palivových preatki klealy sa 3 ai $ ( sávialeatl ва typu experlaaata) aa «hba 1 * pra vteabay trp» experiaecta. Bejvitlí karakaa vsnikají pra difusní koeficienty v tepelná grep* ЛО/. V ráact ákelu "Beatroeová sáchytevá terapie" (1ST) byl v prastavu tepelná kaleny reektam WB-3 oaketoialn experiaant evárající esneat feraevénf neutronového spaktra aa navtfeaeu konfigurací aederaěníeb a atínícieh vrstev. К atrení, jebei шл saceetnili také* pracovníci vateva iasiaetrie sáfení ČSA* a UefysikálBÍbe tatova 6SAT, byl» «polity jednak spe*tro*etrická aataiy (acintilecní a Becnerav opektreaetr), jednak aetedy aktivační a teraaluniaiaeeneni. Ваевгеваегпув transportní* kece* DOT byla ареечеве prostorová energetická resloiení neutronů a síření gasa v aerenea) aaialu. Výpočet pepianje neutronová pěla у JO energetických grupách a aarení gaaa та 12 gropácb. Kxperiaectálni a výpočtová výaledky uaelní spfeanit podmínky pra raalisaei IZT aa reaktoru WR-3. Utaratara Л/ Q.»ФЛ»х, A. Balaníkt IeforaaSnf apataa raaktaru LR-0 (a<air). pr<va ÚJV 7970-В,АД9в7. M tyl T. By par, J. Broulík, B. Barák, J. Baeak, K.H. ribrwann, W. Batbaa, 0. Ziagacbaia: Pra- traaatyacna sariaiaaja kinatika aktivapab ton tip* WER-1000 na reaktora LR-0. Zprava ft* B271~R,A, 1967. 0. Qrundnann, i. 6araá*k, J. Mdak: Pravarka treebaarnej na^trocno-kinatisaakoj pragracay ВВХПВЭ!) a pcaoisju akaaariaanto* na raaktora LR-O. prtf«a ÍJV 0191-R,A, 19B7. /4/ J. Birdai, 3, Brevlíki Bkaaarlaanty dlja apradilarija pctfkrltfnoati uplotn(r.nogo ehrani- USce kaaaat WER-1000. XV, Syaposiua BEK, Roatoek (IfDR), 1906. /5/ i. Broulíkt Zpftaob pra aklaeování palivoviak kasat jacarr.aho reaktoru. АО 246 842, 1966. lil 0. Hraadil, J.V, Uiakov, S.A. Ciabaloyt Ekaparinenty a modalju diagnoatlsaakoj kaaaaty (1. etap). Zpráva djv 8304 R,T, 1967. hl 0. Hrasdllt Vliv aayaatria Riříaíbo kanálu na interpretaci algnálu aamonaaájaeibo datek. toru. Zpráva IÍJV 8107-R, 1967. lil A. Ifelubářt Knihovna ú lnnýeh pruřeafi pro redieíní sáebyt pro jednotlivá ftápná produkty. Zpráva ÍJV 8036-R, 1967. hl i. BaSaki Sopoatevlanija ekalelnogo raapaadflenija aoisnoati v kaaaati WKR-440 i» raaíata rrograwmoj BIPR a iiaáranijam DřZ, XTZ, Symposium ВМС, Boakve (SSSR), Wl. /10/ V. Leleks Prograama EQC0R dlja korrakeljl koeffieiantov aologruppovyeb diřfusionnych. urovnánij na osnova ekaperimer.tov. Zpráva tfjv 6249-R.A, 1967. IT
1Л.Э. ЙШ«й1<_5ЙН!еЙ Jataae «najduleiftijeich sateriálovyefe efcarasteristik aoáseiňsjícíet životnost reek- III»Jit tlakevýeh eádeb (E?S) je r*ji*číii odol.-jat používaného satexiálu. Její odření, pr* fal- výrej*e ИЯ k.p. ZE5 Skoda, provádí tfjv v it«stečríg аюягерь. V r. 1967 bylo dot w ) ке вееев raéie5r.í odolr otti sákledního lateriailu prster;cu 2. 3. konpletu tlekotý e il «Mot reekteru YVBR-1000 po neatranav* expozici v roxsabu 3,2*10 až 9,9x10 a (>,5 fct) při teplati 286 C. I pc aelitsáiří neutronové expczici «ustávají charakteristiky plaatické «aforaace vieeh prate.-.cu ne vysoké úrovni Л.2/. režcost & 5 neklesla pod 15 * a iw-tlrtu 2 pod C9 *. Ta svřáčí o dobře přetvářné eehopr.csti táto oceli, která se *uže -plat- tt ЬНиа areva» jaderné elektrárny při vyšsíefc lokálcích napít/ca v exporovanýeh místech atéak* aferaseuaním tlefcto Špičkových napití. Radiační xkřehu-tí aateriálu pratencu vieeh tff kewpleto. byle vmy nižší než připouáte^í sovětské přeč?isy (obr. 11) а to i v případech, Mr aaatreeavi axpexice značné" převyšovala projektovou fluer-ci (6,5x10 щ". > 0.5»* )- Hodkatreíhe plata vrubev* houževnatosti (Upp ex Shelf) zůstává i po cejvyíiíe ozáření ne iravni a nikdy neklesla pod 220 J.cs -2. Хагегеге hodnoty radiačního «pevnící xkřehaeti Jaeu u vieeh kompletu petiékud ker.2ervativní, protože skutečná oxeřovecí teplota xkcšeiaiak *J«aUt bít a 10 aí 30 C r.ižáí, než je uváděná teplota siréního trnu nosičů vsorkú at*c Л.4/. ladiaení xpevnír-í a zkřehnutí odpovídají oxeřovecí teplot* skuíebních tíles ца*а k» ya skattcnosti bylo mer:5í, vlivem svěšené enihilece s rekcmbinac* *áře=ím vyvolených Hikavřeh poruch v exponovat:* «caji. 3yly ídectífikcváry i aořné zdroje chyb * stanovení ecajevaaích podmínek jednotlivých rediačr.íet experimentu a jsou navrženy i cesty na jejicfa eeatreeibí Si xaecieru v reektoru X.VS-15. 1. keaalrt O t.e. 5131» I.e. 5173» A».*. smi 2. keaalet a» *. WM«В t.e. 52»7в В t.i. 52U» 3. kaaplet t.e. 37M7 t.e. мам t.e. 33TM It» - i. pflpaetaé xkrekaatl are cákl. aat. (A, - 23) Obr. 11 Porovnání experimentální namířeného a maximální přípustného radiačního zkřehnutí tevefc vieeh tří kompletu oceli 15ChSNMPH. If" It» Г1 aeetreaé /в~*е>9,ь Wrt/ 18
«a spolupráci s pracovníky JE Je-ilevská Bohunic* byly v energetické* r«oktoru VYSK evěřecy iontové terucoetrieké detektory (IT!>). které byl» již dřív» vyzkousery v reaktoru TVE-S v OJY ŘO2. Fři teplota pracovního bodu ГГО o náplni Н*1- (256.0 C) byly nad oktivni ZOBOU testovány tereočlánky při najíždění 2. blokt V-l pc výměn» paliva. Jiai indikovaná teplot» bylo ve volal dobré shodě a teplotou prewvi<ího bodu ITD. /a zákleríi těchto evěřevacích mererí j e xeíná koná tetovat. Se 170 by se asohly stát dobrým vnitroreefctorovým stood ordě* teploty. Provozní bezpečnost a zbytková životnost JE závisí na zbytková životcosti RH. která je stanovována na z»«ladě vyhodnocení ředí očního křehnutf vzorku svědočného агажг в tj. vzorku ozařovaných přímo v JE v provozovaná KTH. Vzorky jsou v předepsaných termínech vyjímány a vyhodnocovány. V r. 1987 byly v tfjv vyhodnoceny čtyři série ozářených svědčených tflea a dvě série neozářenýeh svědčených tiles 3. e 4. bloku JE Jaslovské Bohunice a 1. a 2. bloku JS Dukovany /5-8/. Hodnocení řetězce č. 6 třetího bloku JE Jesl. Bohunice (2 raky proves? umožnilo upřesnit stanoveni koeficientu radiačního zkřehnutí základního materiálu o s*arový;h spojů tlaková nádoby (obr. 12, 13). Získaná výsledky vedou к optimistická prognose průťřht radiačního zkřehnutí pro dolií léta provoru reaktoru (tab. 3.4). Zvýierá pozornost byla věnována spolehlivosti stanovení teploty oseřovár.í pcaocí éiaxactovýcb i nd i kát éru /9/. Byl oviřován vliv hustoty toku rychlých neutřenu a vliv doby žíhání na počáteční teplotu sxény mřížkového parametru při pcrediečníx žíhání. Výsledky získar.é v ÍJV nepotvrdily oprávněnost metodických postupu připrevovenýeh к zařezer.í do KTD Intereto*enei o. Teplota ozařování v místech s malou hustotou toku neutronu je nereálni nízká a vliv doby žíhání se projevuje pouze ve velikosti směrnice žíhecí křivky, ale rikoliv ve vlaetcí hodnotě stanovené teploty cseřovsní (okr. 14). Ve spolupráci se SSSR e daliími sexe?! RVHP provozujícími reaktory typu WER-440-je připravován projekt mezinárodní detefcerky trechanických vlastností svědčených těles tlakových nádob těchto reektoru. Byl připrever. návrh formuláře pre sběr dot a soubor prr&remu pro výpočet a archivaci měřených veličin. í r e spolupráci s ZfK Ro.serdorf bylo dokončcr.o o vyhodnoceno garana topografické iběřerí rozloženi fluer.ee termálních e rychlých neutronu v* vzorci*- svědčených progremfi. Cílem provedení bylo mimo jiná ilustrovat možnosti táto progresivní metodiky při zpřesňovaní osařovecích podmínek při radiačních experimentech. Obr. 12 Teplotní závislost pfíčného rozšíření zkuiebních tiles základního materiálů RTK 3. bloku JE Jesl. Bohunice po zkoufice vrubové houževnatosti. Křivka 1 - r.eczářerý stav, křivke 2 - po jednom roce provozu, křivka 3 - pc <**ou letech provozu..t«a -tao -na Tvuri A/ 19
Obr. 13 Teplotní sávislest vruoová houžcvnatasti avarcvéuo коти RTB З.ЫвК JE Jaslavaké Bahunic*. Křivka 1 - naesářacý stav, křivka 2 - ac jadr.o-r rse«pravexu. křiv 3 - po d\o, I«-.*eh provozu. *.«. 626 т в * mře /: 3. í. VSU30 -I»-*» M. 2fl*C 4» S.9tfi МО 200 TmoR iťt4*ť /»c/ *" Obr. 14 Vliv doby líhání na problh taplotní sávialottl mřížková konetar.ty diamartu. Křivka 1 - doba žíhání 3 hodiny, křivka 2 - djba žíhání 100 hodin. 20
Tetelte 3 M»íit жы1анлл UfibMitf аротсш siuatefk* «tcrlálc v }mm tfvtiaf tlmolkr нмй* 3- ktete JK *с1*ток«mmlo* *& К > 0,5 "»T ТЫ С*) Я» 0.2 Г СНГ*) 20 *е 265 в С 1 2 5 10,2»,з 903-27 -а -10 561 512 6«Г 50С 511 540 10 15 101.5 152,3 0 631 6«1 5С2 577 20 25 203.1 2533 13 ш 661 672 515 59* 30 304,6 23 612 601 40 406,2 30 699 624 50 501,7 36 713 636 Tobulko 4 Pregnós» rodioeního skřohwtí wftrnfní avtrowfbo kevu v jedné třotlni tlouiikr smoby 3. Ыоки Л Jo*l. Bohunic* Roku PIUORM (10 22 *"* 2 ) Tk» R» 0,2 t (»> ) B> 0,5 HtV 20 e C 265 e C 1 10,0 29 533 453 2 20,0 36 548 469 5 50,0 47 573 499 10 100,0 59 598 527 15 150,0 67 615 547 20 200,0 73 629 563 25 250,0 79 641 577 30 300,0 83 651 589 40 400,0 91 569 609 50 500,0 98 683 626 21
arable «H «ajlalevecí araaa«ai e-lekllveeti ««ie«fe»ti Jg <. ir-at wkltmb» Miimfti csaare MMinrf tlafi* aáe«*y. Jeee* «вамка» je deseleaí beatekta tm«íki esaetfaef ae sákleaaia wttrulm. z» teebte рс<пмк k*nni půefclsahva se erejaví ««crvieai vleataeatf M U vlues. eae ka**«e xkřebevti. rexv«<e% trails jlayeji «efekt*, hrti ti ееааауеаееуеа, trails ilmtmstw eatfи je * secti «frewae «laemaaá мчими, oabaf atln efítasteat perfaáveretxft&t* «plel vylevflt. Ж etadia tata «reeleaetlky myl vyfetřevéa vliv waeíkt: a* skřek- «ti»»taáee»ojwt eeleati ve areacáaf skřehaetie sáueeteihe «aterlálu tlekevýes natek Yi~ Iv* eaperiaekty «jte ekfeavesa tahové* skasjasei tilaee (er«afr feeaavai easti 3». Mik» 15 -= S «Ц lt p«f «eaaiaatvej» abateeltiekýa. ašwmemt. staveaifceaégi eeelf. ke ktereau eecbasí při «IIWÍI atseeeef chladivé «ala eeevaaace V aaaale»jak eetaiakácfc. ca pakajavé teploty, elektivlyuafcy. «И ««Mwfih kmtotfek 10-200 «в**. В Cr-*e-T «nil а eaaebea vedíku v rexaexí 9-9 pa» «a prejavej* ihfaaaati peaaáverevýce. eeleati saíietis celkové taiveeti. reklea ternoitt * eswleleeti aa «««atíko Je atejajf «re vaevky s4kle*aíbe «eteriélu a «ta *mkr, kter* kaly «taká«на a pclnávasavá ealaati * aiatecfc pad střetáš neveřevaci «Jaký» Obdebný егаыь. s aisatjfí* pckleeea celkové tofaaati byl siakás в vsorkft s peanávsxevá oblasti. Ue dochází к pfaatfvfaí BSverevýes. peaks, hnft celkevé tafneati «sávialecti na ebeatiu vesíku pra vzorky eusateaa a ca zaklesníhe eateriálu Cr-Яе-Т oceli udává abr. 15. Obr. 15 Savielost celková tefnesti na abaafcu vodíku. Křivka 1 - ««kladní asteriál, křivka 2 - podttávarová euaat pod středo* housenky, křivka 3 - podnávarová oblaet peč ok-ajeib dvou sousedních beuaar.ak. WLJ i i i I г 5 Ю [оря] obsah vodíku Déle byla pozornost vinováne sttdiu zrnin raikrostruktury pc ozáření neutrony užitím transmisní elektronové mikroskopie. Získaný soubor tfdaj6 o vlivu neutronové fluer.ee 1.10-"m při teplotách ozařování 300 a 440 C na mibrost*ukturu ocelí RTN umožňuje formulovat prvá základní poznatky o procesech radiačního poškozování neteriálu. hlavním projevem poškozování jaau aafiqr ve struktuře dielokaeí. Jejich uustota peníkud klesá (oproti výchozímu etevu), tvalaki je výskyt dislokasníeh konfigurací, která svldčí o jejich radiací vyvolaném pohybu interakcích. Stupeň zotavení je celkoví vyiií, dislokační buňky, stíny a hranice jsou vesifs dokonelejií, roste počat polygonlzovaných srn (obr. 16). Projevy zotavení převažují nad procesy vzniku nových dislokací, rssp dislokasníeh smyček, které byly (obr. 17) pozorovány pouze místná /10/, Procesy zrnin ksrbidiokých fázi dosud nabyly spolehliví identifikovány* 22
Obr. 1С Obr. 17 Pelyfoaizevecá struktuře eeeli Cr-Ko-V Dislekeetií ssy3ky oceli Сг-Кэ-V po ozéřer.í po esifecí fj~2,s*10 2í a~% t eg - 435 e C #~г,«*10 23 -Г 2, T 0 _. 435 C V oblasti výzktau provocních vlastností palivových elenertú VV2H byle zpracována rova nsetoéike edvoserí kritéria porušení herketistio.ti povlek, palivových elementu r.a zaklejí ~.eeheniekýeh vlastností povlakového seteriálu, kteří ui»žr.í zíaktt spolehlivější odhad kritické hodnoty skoku lineárního výkonového zatížení palivových elementů V VIR. Byla objear.sr.a úloh* lokalizace deformace za přítomnosti ker.eer.trací napití a deformace sherekteru singularity, fialezenía pcloampirického vztehu aacherických charakteristik a lomové houževnatosti v pod-írkáeh provozního remánání palivových tlener.tů se kvelitetivrí zlepšil zpíso- uríer.í kritické hodnoty skoku lineárního výkonového sotířer.í Дв /11/. Porovnání výsledků predikce lojové houževnatosti K JSCC v prostředí par jodu pro slitinu zircaloy a experimentálního pifibřhu 'A^rr v závislosti ne texturnírs parametru f pro dva strukturrí stavy j«nt obr. 18. Predikce Л vychází se skcuiek vzorku povlakových trubek, realizujících rovinjou deformaci. Predikce vychází se zkouiak v jednoosem tahu a využívá teoretické vztahy pio lokalizaci deformace při rovinné deformaci. Výrazný pekrek v oblasti predikce porušení pcvlak 1. pelivového elesertu umoinuja zhodr.octrí orientace experimentálních prací a jejich delší rozvin.ti. Byl dokonstn návrh expertního systému pro prubšír.ou kontrolu stavu palivových ele-aer.tu za provozu jaderného reaktoru ne základ! redieční situece v chlad i vu primárního okruhu. Expertní eyetá» sestává ze dvou zákledních dříve odladěných programu MU'IMS I a CPE, které jsou doplněna obslužnými prograray pro práci s datovými soubory. Tyto progresy zabezpečují kontrolu správnosti kalibrace, a tím i použitelnost experimentálních dat, znázorníní trendů, archivaci Std. 23
1* к aaiaai ti par jaia Кдд. jak» faakaa tnunik t pra «littab straalay va <w atrektarafrj prailkaa vlive ateaktanrfaa atar» во I j ^. fttálai дд. pro atorfál tváfaatf ta «tatou a -Haas* aa ocatroefcí vaitraiaa pavtí-t CI nea«oxparlaabtáljtf Кдрр ft* aatoriil rekiyota- J... 4...»«"* "neefe ''ххягк «*klai«caecta * <UaM (t ISCC>S»»* *»- /1/. «мк о kol.t aaaialai tktikaali tiook Molovjifc protocol 3. kaaplata tleae** aáoaky raektan m»v1000. Správa for 0003-Ж, lfst. /I/. «took a kol.i иннаш apovafaf a akfakntl 3. kaaalata Uokrvá attoa? reaktoru Vna-1000. kprava for Ю40-Х, ШТ. /V '- tiaa, *. Svokaaat ftffoai proaterevaae raaloiaai asafavaei toalatr akcaakaíak tiloa v aové eoa** CkiwH 08. Správa for ОГО-К, Ив?. /I/ M. «aaakt aafiatiaa KeotatoMe of TfkaVlOOO Proaocra Veaoel «tool. reklooa i. 3, HOT /9/». Nv, P. leveaoii aoekaaieká vlaataaati aooaafecyafc avuoiajeb toloa Ml J. Moke П Jaalovaká Bekoaloo. Správa for totevk, 1997. /I/ /T/ f. řá»,». aavaeaii aaaaanieka vlaataaoti aeoaafanyak tálo* И» 1. Мака Л Bakavaay. Správa for U30-*, 1Эв7. Г. Páv kal.t Baaaaalaká vlaataaati avmainyah tilaa 3. Ыокн Л Joel, aauaiea aa 1. теаа proveaa. Správa for «ÍXMI, 19*7. Л/ t. lív o kol. i aaahanlaká vlaataaati avmeeeyeb tllaa 1. Moku Л Оккотае* ре 1. rooo praveaw. Správa for 021041, 1р97. /V Т. «Maiakf tyloiky vyfceiaeeavábí iailkátora toploty vmoinýah tilaa a kaaplatu tovtjo Э, (O-HO 2, 20-П0 1 o 20-110 4. Správa for 8Э54-И, 1567. /10/ J. Kafík, S, Kailavái Stuálua rafiatníke pelkeaení eaolf MS uiitía 1M. Správa for ТО9-Ж, lptt. /11/ J. leváki 0. leuerevái Kritická hetfnote екокк liaeáníbe vyioaevábe aatiioaf pelivevyek eloaenta Д1 в a Její vatah к Beekanlekya eharekteriatlkáa aevlakavéaa aatarlálu. Správa for 827MI, 1*7. 24