Способ контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем под давлением

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний. Способ контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем под давлением включает отбор проб из каждого предварительно осушенного парогенератора на остановленном реакторе и измерение содержания трития с последующим расчетом величины протечки. Отбор проб влаги воздуха проводят из трубной системы каждого парогенератора. Затем определяют содержание трития в воздухе трубной системы каждого парогенератора. Перед отбором проб проводят дополнительное удаление воды из трубопроводов контура циркуляции осушенных парогенераторов. Отбор проб влаги воздуха и определение содержания трития в воздухе проводят с интервалом 24-48 часов. Изобретение позволяет повысить чувствительность способа контроля, обеспечить возможность более раннего обнаружения негерметичности парогенераторов и возможность определения величины протечки теплоносителя первого контура в конкретном парогенераторе. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

 

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с водным теплоносителем под давлением.

Известен способ контроля герметичности первого контура по контролю параметров теплоносителя, основанный на регистрации изменений расхода или давления теплоносителя, возникающих при появлении течи [Конструирование ядерных реакторов. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, В.И.Солонин. М.: Энергоиздат, 1982. - 400 с.]. Достоинство этого метода - однозначность выявления негерметичности первого контура при больших течах, недостаток - низкая чувствительность при малых течах.

Наиболее близким способом контроля герметичности парогенераторов является способ, основанный на измерении на остановленном реакторе содержания реперных радионуклидов в пробах теплоносителя первого и воде второго контура с последующим расчетом величины протечки. Отбор проб воды второго контура производят из каждого парогенератора после завершения гидравлических испытаний, при этом производят перемешивание воды со стороны второго контура каждого парогенератора. При этом величина минимально определяемой протечки составляет 14-28 г [патент РФ №2300819, опубликовано 10.06.2007, бюл. №16]. Одним из недостатков этого способа является выбор 137Cs в качестве одного из реперных радионуклидов для контроля герметичности парогенераторов. Как известно 137Cs является продуктом деления ядерного топлива, и рост его содержания в теплоносителе первого контура свидетельствует о начале разгерметизации оболочек твэлов [Машиностроение. Энциклопедия. М38 Машиностроение ядерной техники. Т IV-25, кн. 2, М.: Машиностроение. 2005, - 944 с., ил.]. Из практики эксплуатации ЯЭУ транспортного назначения известно, что большинство активных зон вырабатывают свой энергоресурс без разгерметизации оболочек твэлов или с незначительными дефектами в них, при которых уровень содержания 137Cs в теплоносителе первого контура не достигает указанного в прототипе, особенно в условиях постоянной работы фильтров ионообменной очистки теплоносителя первого контура, которые сорбируют 137Cs. Использование в качестве реперного радионуклида в воде второго контура трития имеет также ряд определенных ограничений, связанных с динамикой накопления его в теплоносителе первого контура транспортных ЯЭУ. Уровень активности трития в теплоносителе первого контура, указанный в прототипе достигается только после энерговыработки более 10% [Контроль межконтурной плотности транспортной ЯЭУ с водным теплоносителем под давлением. Бредихин В.Я., Змитродан А.А. Атомная энергия, т. 98, вып.3, март 2005, стр.170-175]. Следовательно, становится очевидным, что при герметичных оболочках твэлов и энерговыработке меньше 10% измерение содержания указанных в прототипе реперных радионуклидов в воде второго контура является малоинформативным и не имеет сколько-нибудь значимых преимуществ. Кроме того, для контроля герметичности каждого парогенератора в отдельности требуется процедура перемешивания воды со стороны второго контура в каждом парогенераторе раздельно, которая необходима для отбора представительной пробы воды, а это является трудноосуществимой технической задачей в условиях транспортных ЯЭУ.

Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять высокочувствительный контроль герметичности каждого в отдельности парогенератора судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем под давлением в стояночном режиме как при стационарном давлении в реакторе, так и при проведении гидравлических испытаний независимо от состояния герметичности оболочек твэлов и энерговыработки активной зоны.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является повышение чувствительности способа контроля и, как следствие, более ранее обнаружение неплотности, а также возможность определения скорости протечки теплоносителя первого контура в конкретном парогенераторе.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе контроля герметичности парогенераторов судовой ЯЭУ с водным теплоносителем, включающем отбор проб из каждого предварительно осушенного парогенератора на остановленном реакторе и измерение активности трития с последующим расчетом величины протечки, новым, обеспечивающим решение поставленной задачи, является то, что отбор проб влаги воздуха производят из трубной системы каждого парогенератора, при этом перед отбором проб производят удаление гидравлических затворов и остатков воды из трубопроводов контура циркуляции, а отбор проб влаги воздуха и измерение активности трития производят с интервалом времени 24-48 часов. Удаление гидравлических затворов необходимо для обеспечения беспрепятственного отбора проб влаги воздуха из трубной системы парогенераторов, а удаление воды - для предотвращения разбавления активности трития, поступившего в случае дефекта трубной системы парогенератора с теплоносителем первого контура, и, как следствие, повышения чувствительности способа контроля.

Способ осуществляется следующим образом. Производят осушение парогенераторов, затем удаляют гидравлические затворы и остатки воды из трубопроводов контура циркуляции, соединяющих трубную систему парогенераторов с воздушным пространством отсека, путем продувки воздухом или азотом. Отбирают пробы влаги воздуха из трубной системы каждого парогенератора. Сначала отбирают контрольную пробу для определения начального содержания трития в воздухе, затем через 24-48 часов повторно отбирают пробу влаги воздуха и определяют содержание трития в воздухе. Отбор проб влаги воздуха из трубной системы парогенератора проводится путем пропускания воздуха через влагопоглотитель (силикагель индикаторный) при помощи аспиратора с регулируемым расходом воздуха. Аспиратор подсоединяется к штуцеру трубопровода каждого парогенератора поочередно. С целью предотвращения создания дополнительного разряжения в парогенераторе его трубная система сообщается с воздушным пространством отсека через технологический штуцер. Для исключения возможности попадания тритийсодержащей влаги из отсека в трубную систему парогенератора на штуцер воздушного сообщения устанавливается барьерный фильтр с влагопоглотителем. Для определения содержания трития в воздухе трубных систем парогенератора используется адсорбционный метод отбора проб влаги воздуха. В качестве адсорбента влаги используют индикаторный силикагель, помещенный в прозрачную колонку из оргстекла. Влагу из силикагеля после отбора пробы выделяют термовакуумной десорбцией. В полученной влаге измеряют активность трития на радиометре «TRIATHLER», затем по методике [Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И.. Тритий. М.: Энергоиздат, 1985, 248 с.] определяют содержание трития в воздухе. Результаты контрольной пробы и пробы, отобранной через 24-48 часов из каждого парогенератора, сравнивают. При выявлении увеличения содержания трития в воздухе превышающей погрешность методики измерения, делают заключение о негерметичности трубной системы парогенератора. Величина протечки оценивается по формуле:

,

где G - величина протечки теплоносителя первого контура в воздух трубной системы парогенератора, кг/ч;

А1возд - активность трития в воздухе трубной системы парогенератора, контрольная проба, Бк/м3;

А2возд - активность трития в воздухе трубной системы парогенератора, повторная проба, Бк/м3;

А I кон - активность трития в теплоносителе первого контура, Бк/кг;

V - воздушный объем трубной системы парогенератора, м3 (указан в технической документации парогенератора);

t - интервал времени между отбором проб, ч.

Например, при активности трития в теплоносителе первого контура на уровне 3,7×104 Бк/кг, которая достигается при энерговыработки меньше 1%, минимально регистрируемая протечка будет составлять около 0,2 г/ч.

Для подтверждения возможности контроля герметичности парогенераторов были проведены полномасштабные испытания на экспериментальной исследовательской ЯЭУ с дозированным «вводом» теплоносителя первого контура в трубную систему одного из парогенераторов. В ходе проведения испытаний к технологическому штуцеру сообщения воздушной полости трубной системы парогенераторов с воздухом была подсоединена емкость, заполненная водной фазой теплоносителя первого контура. Результаты представлены в таблице.

Точка отбора пробы Содержание трития в воздухе, Бк/м3 Примечания
ПГ-4 - После «выдержки» каждого ПГ
в течение ~48 часов
активность трития в теплоносителе
I контура составляла 107 Бк/кг
ПГ-2 -
ПГ-3 -
ПГ-1 -
ПГ-4 27 Дозировка теплоносителя I контура
воздух в отсеке -
Примечание: знак (-) в табл. означает, что результат измерения ниже предела обнаружения (10 Бк/м3) методика определения содержания трития в воздухе.

Таким образом, по сравнению с известными способами предлагаемый способ обеспечивает повышение чувствительности контроля и более раннее обнаружение негерметичности парогенераторов на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний, независимо от состояния герметичности оболочек твэлов и энерговыработки активной зоны.

1. Способ контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем под давлением, включающий отбор проб из каждого предварительно осушенного парогенератора на остановленном реакторе и измерение содержания трития с последующим расчетом величины протечки, отличающийся тем, что отбор проб влаги воздуха проводят из трубной системы каждого парогенератора с последующим определением содержания трития в воздухе трубной системы каждого парогенератора, причем перед отбором проб проводят дополнительное удаление воды из трубопроводов контура циркуляции осушенных парогенераторов, а отбор проб влаги воздуха и определение содержания трития в воздухе проводят с интервалом 24-48 ч.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину протечки рассчитывают по формуле:

где G - величина протечки теплоносителя первого контура в воздух трубной системы парогенератора, кг/ч;
А1возд - активность трития в воздухе трубной системы парогенератора, контрольная проба, Бк/м3;
А2возд - активность трития в воздухе трубной системы парогенератора, повторная проба, Бк/м3;
AI кон - активность трития в теплоносителе первого контура, Бк/кг;
V - воздушный объем трубной системы парогенератора, м3;
t - интервал времени между отбором проб, ч.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Изобретение относится к области радиохимического анализа. .

Изобретение относится к канальным ядерным реакторам, в частности к устройствам для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора серии РБМК.

Изобретение относится к способу и устройству для получения жидкой пробы из защитной противоаварийной оболочки реактора атомной электростанции с помощью пробоотборного сосуда.

Изобретение относится к измерительному устройству для определения концентрации бора в теплоносителе контура охлаждения ядерной энергетической установки. .

Изобретение относится к устройству для газации водородом жидкого теплоносителя первого контура реактора, охлаждаемого водой под давлением, причем реактор, охлаждаемый водой под давлением, снабжен емкостью компенсатора объема и по меньшей мере одним подключенным за ней насосом высокого давления.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в ядерных энергетических установках. .

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС).

Изобретение относится к автоматическому контролю технологических процессов и может быть использовано для анализа протекающих в трубопроводах газожидкостных сред.

Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ контроля герметичности оболочек твэлов включает регистрацию запаздывающих нейтронов в теплоносителе первого контура ядерного реактора с помощью первого детектора (1) через равные интервалы времени T, соответствующие времени полного цикла обращения теплоносителя в первом контуре реактора, измерение интенсивностей Ni и Ni+T сигналов детектора, пропорциональных нейтронной активности теплоносителя в моменты времени ti и ti+T, определение разности (Ni+T-Ni)K=ΔNK, где k - номер процедуры вычитания, сравнение разности ΔNK со значением ΔNK-1. Сигнал детектора (1) через дифференциальный трансформатор (2) и усилитель (3) поступает на дискриминатор (4), который обеспечивает дискриминацию шумов усилителя (3), обрабатывает и преобразовывает аналоговые сигналы в стандартные импульсы для передачи на вход преобразователя счет-код (5). Далее сигналы поступают в ПЭВМ (6), где они обрабатываются по заданному алгоритму. Выполнение условия ΔN≥2ΔNK-1 свидетельствует о разгерметизации оболочек твелов. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 1 ил.

Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на мониторинг наличия протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций. Система мониторинга протечек бассейна выдержки содержит датчик расхода воды, поступающей по трубопроводу устройства очистки, датчик уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий, два датчика температуры и влажности, размещенных на входе и выходе вентиляции реакторного зала. При этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации о количестве обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения функционирования системы она снабжена блоком бесперебойного питания. Технический результат заключается в снижении громоздкости системы, в проведении расчета утечек бассейна, т.е. в обеспечении постоянного мониторинга с помощью современных средств автоматизации. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения. Способ также включает управление массообменным аппаратом для ввода растворенного кислорода в теплоноситель с целью обеспечения заданного кислородного режима теплоносителя, управление дожиганием и диспергатором газа для реализации водородной очистки теплоносителя. Технический результат - повышение эффективности диагностики теплоносителя свинцово-висмутового быстрого реактора. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к измерительной технике, в частности к системам для непрерывного и оперативного измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного реактора. Система измерения концентрации борной кислоты в контуре теплоносителя энергетического ядерного реактора включает первый и второй лазерные генераторы, измерительную и эталонную кюветы, первый и второй фотоприемные блоки, электрически связанные с блоком обработки и управления, а также оптические элементы, обеспечивающие оптическую связь между лазерными генераторами, кюветами и фотоприемными блоками. Измерение осуществляется абсорбционным спектральным методом путем просвечивания зондирующим лазерным излучением измерительной кюветы, подключенной к первому контуру теплоносителя ядерного ВВЭР реактора. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений, а также возможность измерения малых концентраций борной кислоты в составе теплоносителя и обеспечение высокой оперативности проведения дистанционных измерений. 6 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.
Наверх