Исследования в петлевой установке реактора МИР выхода продуктов деления из твэлов реактора ВВЭР с искусственно нанесёнными дефектами оболочки.

Представлены методические особенности и некоторые характерные результаты исследований в петлевой установке ПВ-1 (с водяным теплоносителем) реактора МИР выхода радиоактивных продуктов деления из экспериментальных рефабрикованных твэлов с искусственно нанесёнными дефектами на оболочке. Целью экспериментов являлось получение информации для обоснования безопасности эксплуатации топлива до глубины выгорания, равной 70 МВт∙сут/кг U, и верификации на основе полученных сведений программных средств расчётного прогнозирования радиационной обстановки в первом контуре энергетического реактора при эксплуатации негерметичного твэла с высоким выгоранием топлива.

Ключевые слова: исследовательский реактор; реактор МИР; реактор ВВЭР-1000; негерметичный твэл; эксперимент; экспериментальное устройство; искусственный дефект; выход радиоактивных продуктов деления.

TESTS IN THE MIR REACTOR LOOP TO STUDY THE FISSION GAS RELEASE FROM THE VVER FUEL RODS
WITH ARTIFICIAL DEFECTS

© Yu.S. Kudrin, S.A. Ilyenko, I.V. Kisseleva (e-mail: bri@niiar.ru)

The paper presents methodical features and some typical results of tests performed in the MIR reactor water-cooled loop PV-1 to study the fission gas release from experimental refabricated fuel rods with artificial cladding defects. The tests were aimed at getting information to justify safe operation of 70 MW day/kgU burnup fuel and verify software used for prediction computation of the radiation environment in the power reactor primary circuit in case of operation of a leaky fuel rod with high-burnup fuel.

Key words:    research reactor; MIR reactor; VVER-1000 reactor; leaky fuel rod; test; experimental rig; artificial defect; fission
gas release.