Способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике и применяется для восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности негерметичные, тепловыделяющие элементы. Способ включает снятие съемной головки, определение негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение его и установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя. Извлечение негерметичного тепловыделяющего элемента осуществляют выталкиванием из нижней решетки его концевика с усилием не более 140 кгс с последующим вытягиванием с усилием не более 30 кгс. Установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя на различных участках тепловыделяющей сборки производят с максимальными усилиями, которые зависят от глубины выгорания ядерного топлива. Изобретение позволяет снизить вероятность разрушения негерметичных тепловыделяющих элементов в процессе их извлечения, уменьшить повреждение наружной поверхности оболочек новых тепловыделяющих элементов или вытеснителей, повысить глубину выгорания ядерного топлива за счет увеличения выхода годных тепловыделяющих сборок после замены негерметичных тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к ядерной технологии и касается восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности негерметичные, тепловыделяющие элементы.

Уровень техники

Во время эксплуатации тепловыделяющих сборок в составе активной зоны ядерного реактора в условиях повышенных температур, давления и радиационного излучения вероятно повреждение тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющая сборка с поврежденными тепловыделяющими элементами должна быть выведена из эксплуатации. При этом возможны два варианта: направить тепловыделяющую сборку на переработку или заменить поврежденный тепловыделяющий элемент на новый тепловыделяющий элемент или установить на его место вытеснитель. Очевидно, что первый путь не экономичен, поскольку на переработку направляется не полностью выгоревшее ядерное топливо. Поэтом в настоящее время к тепловыделяющим сборкам предъявляются требования по обеспечению дистанционного монтажа-демонтажа.

Известен способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий размещение сборки в контейнере, поворот контейнера на 180° и удаление концевого элемента тепловыделяющей сборки (Nuclear Engineering International 1987, v.32, №401, pp.39-41). Тепловыделяющий элемент, имеющий протечку, извлекают и на его место устанавливают фальштвэл. Затем устанавливают концевой элемент, тепловыделяющую сборку вместе с контейнером вновь поворачивают на 180°, извлекают из контейнера и направляют на продолжение эксплуатации.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому изобретению является способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий снятие съемной головки, определение негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение его, установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку на место негерметичного тепловыделяющего элемента (US 4572816, G 21 С 19/33, 25.02.1986). Данный способ предполагает при разборке тепловыделяющей сборки отрезку верхнего конца канала регулирующего органа, входящего в состав тепловыделяющей сборки, что необходимо для снятия фиксатора. После замены поврежденного тепловыделяющего элемента производят установку нового фиксатора в верхней части тепловыделяющей сборки.

Кроме того, известные способы ремонта тепловыделяющих сборок не учитывают состояния тепловыделяющей сборки, обусловленного временем нахождения тепловыделяющей сборки в активной зоне. Данный фактор имеет большое значение, поскольку при установке нового тепловыделяющего элемента без регламентации усилий его проталкивания может произойти разрушение соседних с ним тепловыделяющих элементов, оболочки которых ослаблены за счет радиационного охрупчивания. Замена тепловыделяющих элементов затруднена также в связи с искривлением пучка тепловыделяющих элементов после их эксплуатации в активной зоне, что приводит к несоосности ячеек дистанционирующих решеток.

Сущность изобретения

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание способа ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора, имеющего улучшенные характеристики.

В результате решения данной задачи возможно получение технических результатов, заключающихся в том, что снижается вероятность разрушения негерметичных тепловыделяющих элементов в процессе их извлечения, уменьшается повреждение наружной поверхности оболочек новых тепловыделяющих элементов или вытеснителей, повышается глубина выгорания ядерного топлива за счет увеличения выхода годных тепловыделяющих сборок после замены негерметичных тепловыделяющих элементов.

Данные технические результаты достигаются тем, что в способе ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающем снятие съемной головки, определение негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение его, установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку на место негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение негерметичного тепловыделяющего элемента осуществляют выталкиванием из нижней решетки концевика тепловыделяющего элемента с усилием не более 140 кгс с последующим вытягиванием с усилием не более 30 кгс, установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя на участках между дистанционирующими решетками проводят при усилии не более (А1-К·В), новый тепловыделяющий элемент или вытеснитель вводят в ячейку при усилии не более (А2-К·В), а при превышении данной величины осуществляют вращение нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя вокруг его продольной оси до сброса нагрузки на уровень, предшествующий моменту упора торцевой кромки нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку, причем

A1 - экспериментально установленный коэффициент, равный 30 кгс;

А2 - экспериментально установленный коэффициент, равный 50 кгс;

К - экспериментально установленный коэффициент, равный от 0,84 до 0,96 кгс - (кг урана)/МВт·сут;

В - выгорание ядерного топлива в тепловыделяющей сборке, МВт·сут/(кг урана).

Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в следующем. Извлечение негерметичного тепловыделяющего элемента осуществляют в два этапа. Сначала осуществляют его подрыв выталкиванием из нижней решетки концевика тепловыделяющего элемента с усилием не более 140 кгс, затем проводят вытягивание с усилием не более 30 кгс. При осуществлении подрыва вытягиванием с усилием более 30 кгс высока вероятность разрыва негерметичного тепловыделяющего элемента. При усилии вытягивания более 140 кгс возникают поперечные составляющие напряжений и вибрации, негативно воздействующие на тепловыделяющий элемент. Отличие настоящего изобретения заключается также в том, что при установке нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя учитывают состояние, т.е. степень деформации тепловыделяющей сборки, которое зависит от глубины выгорания ядерного топлива. Экспериментально было установлено, что установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя на участках между дистанционирующими решетками следует проводить при усилии не более (А1-К·В), новый тепловыделяющий элемент или вытеснитель следует вводить в ячейку при усилии не более (А2-К·В), а при превышении данной величины необходимо вращать новый тепловыделяющий элемент или вытеснитель вокруг его продольной оси до сброса нагрузки на уровень, предшествующий моменту упора торцевой кромки нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку. Конкретные значения коэффициентов А1, А2 и К получены в результате многих экспериментов. Величина глубины выгорания для каждой тепловыделяющей сборки определяется стандартным расчетом, учитывающим время пребывания тепловыделяющей сборки в активной зоне и изменение мощности реакторной установки в течение кампании.

Таким образом, способ по настоящему изобретению впервые позволяет осуществлять ремонт тепловыделяющих сборок с учетом степени ее деформации, величины радиационного охрупчивания и ползучести материала оболочки тепловыделяющего элемента, степени распухания топлива и пр. факторов, которые зависят от глубины выгорания ядерного топлива в каждой конкретной тепловыделяющей сборке.

Кроме того, предпочтительно введение концевика нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в нижнюю решетку осуществлять при усилии не более (А3-К·В), где А3 - экспериментально установленный коэффициент, равный 65 кгс. Значение указанного усилия не является столь критичным для установки нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя, т.к. при этом устанавливаемый элемент проходит через ячейки всех дистанционирующих решеток. Поэтому предпочтительное усилие установки элементов в нижнюю решетку максимально из вышеуказанных. Целесообразно определять негерметичный тепловыделяющий элемент ультразвуковым методом.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

Способ в соответствии с настоящим изобретением реализуют следующим образом. Тепловыделяющую сборку с использованием известного оборудования выгружают из активной зоны ядерного реактора. С учетом времени нахождения тепловыделяющей сборки в активной зоне и изменения мощности реактора в период нахождения в тепловыделяющей зоне определяют значение глубины выгорания “В” для данной тепловыделяющей сборки. После снятия остаточного тепловыделения тепловыделяющую сборку помещают в корзину защитной камеры, или в стенд с водой, или в бассейн и фиксируют вертикально с возможностью вращения вокруг продольной оси тепловыделяющей сборки. В бассейне или других аналогичных устройствах обеспечен доступ к верхним и нижним торцам всех тепловыделяющих элементов. Для более жесткой фиксации тепловыделяющей сборки при снятии головки в центральные направляющие каналы устанавливают центрирующие стержни. Далее снимают съемную головку с помощью штатного оборудования. После снятия головки ультразвуковым методом определяют негерметичные тепловыделяющие элементы, для чего повышают давление в бассейне до 20 атм и выдерживают пучок в при этом давлении около 1 часа. В результате в негерметичные тепловыделяющие элементы поступает вода. Ультразвуковым датчиком определяют наличие воды в тепловыделяющих элементах, по которому судят о негерметичности тепловыделяющего элемента. Негерметичный тепловыделяющий элемент изначально выталкивают снизу из нижней решетки с усилием не более 140 кгс, например, посредством механогидравлического привода, а затем осуществляют вытягивание негерметичного тепловыделяющего элемента с помощью стандартного привода при усилии не более 30 кгс. На место негерметичного тепловыделяющего элемента устанавливают новый тепловыделяющий элемент или вытеснитель (фальштвэл), для чего с помощью стандартной протяжки новый тепловыделяющий элемент перемещают вниз по длине тепловыделяющей сборки. При этом усилие перемещения на участках между дистанционирующими решетками не должно превышать величины (А1-К·В), а введение в ячейку осуществляют при усилии не более (А2-К·В). Данные значения предварительно определяют несложным расчетом. При превышении усилия ввода в ячейку величины (А2-К·В) осуществляют вращение нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя вокруг его продольной оси до сброса нагрузки на уровень, предшествующий моменту упора торцевой кромки нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку. Вращение позволяет существенно снизить трение (“закусывание”) оболочки тепловыделяющего элемента о пуклевки ячеек, а также устранить несоосность продольной оси ячейки и продольной оси устанавливаемого элемента. После прохождения устанавливаемого элемента (тепловыделяющего элемента или вытеснителя через все ячейки по длине тепловыделяющей сборки концевик устанавливаемого элемента вводят в нижнюю решетку предпочтительно при усилии не более (А3-К·В). Далее известным образом, например, с помощью загиба лепестков, выполненных на концевике устанавливаемого элемента, осуществляют его фиксацию в тепловыделяющей сборке. В случае наличия в тепловыделяющей сборке нескольких негерметичных тепловыделяющих элементов их замену осуществляют аналогичным образом. На заключительном этапе посредством известных приспособлений производят монтаж съемной головки тепловыделяющей сборки.

Способ ремонта тепловыделяющих сборок не требует создания специального оборудования или оснастки и может быть осуществлен известными штатными средствами.

1. Способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий снятие съемной головки, определение негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение его, установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку на место негерметичного тепловыделяющего элемента, отличающийся тем, что извлечение негерметичного тепловыделяющего элемента осуществляют выталкиванием из нижней решетки концевика негерметичного тепловыделяющего элемента с усилием не более 140 кгс с последующим вытягиванием с усилием не более 30 кгс, установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя на участках между дистанционирующими решетками проводят при усилии не более (A1-K·B), новый тепловыделяющий элемент или вытеснитель вводят в ячейку при усилии не более (А2-К·В), а при превышении данной величины осуществляют вращение нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя вокруг его продольной оси до сброса нагрузки на уровень, предшествующий моменту упора торцевой кромки нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в ячейку, причем A1 - экспериментально установленный коэффициент, равный 30, кгс; А2 - экспериментально установленный коэффициент, равный 50, кгс; К - экспериментально установленный коэффициент, равный от 0,84 до 0,96, кгс·(кг урана)/МВт·сут; В - выгорание ядерного топлива в тепловыделяющей сборке, МВт·сут/(кг урана).

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что введение концевика нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя в нижнюю решетку осуществляют при усилии не более (А3-К·В), где А3 - экспериментально установленный коэффициент, равный 65, кгс.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что определение негерметичного тепловыделяющего элемента проводят ультразвуковым методом.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, преимущественно в водографитовых реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к атомной промышленности и может найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов для ядерных водо-водяных энергетических реакторов.

Изобретение относится к области атомной промышленности, а именно - к производству тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР-1000, ВВЭР-440 при их герметизации в агрегате контактной стыковой сварки с использованием цангового захвата.

Изобретение относится к области атомной промышленности, а именно - к производству тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР-1000, ВВЭР-440 при их герметизации в агрегате контактной стыковой сварки с использованием цангового захвата.

Изобретение относится к атомной промышленности. .

Изобретение относится к атомной энергетике и, в частности, к изготовлению топливных таблеток для тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов.

Изобретение относится к атомной энергетике и, в частности, к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок энергетических реакторов.

Изобретение относится к атомной энергетике и, в частности, к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок энергетических реакторов.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок, используемых в ядерных реакторах.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов, собираемых в тепловыделяющие сборки и используемых в ядерных реакторах.

Изобретение относится к атомной промышленности. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, и особо может быть использовано при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), находящихся в плавучих или береговых хранилищах.
Изобретение относится к пирометаллургическим методам регенерации отработавшего ядерного топлива преимущественно на основе урана и плутония. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в радиохимическом производстве для отделения кольцевых деталей от активной части отработавших тепловыделяющих сборок (ОТС) ядерных реакторов при регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для регенерации отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для измельчения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов при регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано на АЭС для разделки двухпучковых топливных сборок ядерных реакторов. .
Наверх