СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ И КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ РЕАКТОРА С ЖИДКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Российский патент 2002 года по МПК G21C17/07 G21C19/10 

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области эксплуатации ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и может быть использовано при изготовлении, эксплуатации, переработке и хранении ядерного топлива, размещенного в тепловыделяющих сборках (ТВС).

Известно устройство для перегрузки ТВС ядерного реактора (SU, авторское свидетельство 1820763, G 21 С 19/10, 1996). Указанное устройство содержит перегрузочную трубу с установленным в ней запорным клапаном, перемещаемым посредством тяги расположенным в верхней части перегрузочной трубы приводом, и телескопической штангой, оснащенной ловителями и захватом. Тяга запорного клапана и штанга захвата снабжены упорами, взаимодействующими между собой при подъеме запорного клапана, причем упор штанги кинематически связан с ее ловителями так, что при подъеме упора ловители растормаживаются.

Известное перегрузочное устройство позволяет проводить перегрузку путем осуществления подъема с увеличенной силой страгивания из посадочного гнезда отработанных ТВС, в том числе и периферийных, в реакторах атомных электростанций с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Однако известное устройство не предназначено для контроля целостности твэлов.

Известен способ обнаружения негерметичности твэлов (RU, патент 2094861, G 21 С 17/06, 1997). Согласно известному способу уменьшают внешнее по отношению к твэлам давление в испытуемом объеме с измерением выхода радионуклидов. При этом предварительно увеличивают внешнее давление до величины не более максимального давления в реакторе, выдерживают его, а затем сбрасывают до первоначального уровня и по регистрируемому скачку выхода радионуклидов при сбросе давления судят о разгерметизации твэлов.

Недостатком известного решения следует признать возможность разрушения оболочки твэла при изменении давления, а также необходимость раздельного проведения операций извлечения и контроля герметичности.

Наиболее близким аналогом предлагаемого изобретения можно признать устройство и способ перегрузки и контроля герметичности ТВС ядерного реактора с жидкометаллическим носителем (SU, авторское свидетельство 490376, G 21 С 17/06, 1977). Указанное устройство содержит штангу с захватом и приводом для сцепления и извлечения пакета твэлов из активной зоны реактора, направляющую трубу с приводом, каналы для подвода и отвода газа при контроле герметичности твэлов ТВС, причем канал подвода газа выполнен внутри штанги с захватом и имеет выход около головки пакета, при этом на нижнем конце штанги установлена уплотняющая втулка.

Указанное устройство работает следующим образом. Штангу с захватом посредством привода опускают на головку пакета ТВС и уплотняют ее ниже выпускных окон посредством втулки. Затем по каналу подвода газа подают продувочный газ, который, барботируя через слой жидкого теплоносителя, захватывает газообразные радионуклиды, растворенные в теплоносителе в случае разгерметизации оболочек. Указанный газ поступает через канал отвода газа в систему контроля, которая по уровню активности определяет степень разгерметизации оболочек твэлов.

Недостатками известного технического решения следует признать раздельное проведение операций перемещения и контроля твэла или ТВС, возможность повреждения оболочки твэла в процессе перестановки и контроля из-за длительности осуществления процесса, неполноту сбора газообразных радионуклидов, приводящую к уменьшению точности определения.

Техническая задача, решаемая посредством настоящего изобретения, состоит в обеспечении возможности проведения одновременного осуществления операций перегрузки и контроля ТВС.

Технический результат, получаемый в результате реализации изобретения, состоит в уменьшении времени простоя реактора в ходе проведения регламентных и ремонтных работ, что приводит к уменьшению потерь в производстве электроэнергии.

Указанный технический результат достигается использованием способа перегрузки и контроля герметичности ТВС реактора с жидким теплоносителем, включающий подъем ТВС из ячейки активной зоны реактора, помещение ее в устройство, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват перемещаемой и контролируемой ТВС и системы подачи и контроля радионуклидов в газе, пропускание газа через теплоноситель с определением содержания радионуклидов в газе, по которому судят о герметичности твэла в ТВС с последующим перемещением ТВС. Предварительно или в процессе перемещения ТВС закачивают компрессором в газовую емкость до предварительно заданного давления газ, закаченный газ посредством трубопровода и форсунки подают в количестве не свыше 50 дм³ под открытую нижнюю часть секций, из надводного газового объема, расположенного над поверхностью жидкого теплоносителя между внутренней и средней секциями, отбирают пробу газа, которую анализируют на содержание радионуклидов. Предпочтительно газ подают в количестве не свыше 40 дм³. Обычно газ отбирают из газового пространства, расположенного в точке газового пространства, расположенной непосредственно над поверхностью теплоносителя.

Также для достижения указанного технического результата предложено использовать устройство для перегрузки и контроля герметичности ТВС реактора с жидким теплоносителем, содержащее наружную секцию, внутри которой размещены средняя и внутренняя секции, захват перемещаемой и контролируемой ТВС, систему подачи газа и систему контроля радионуклидов в газе, а также блок управления. Захват размещен в нижней части внутренней секции, подключенной к приводу. Система подачи газа включает компрессор, газовую емкость, форсунку и трубопроводы, причем компрессор подключен к блоку управления, выход компрессора соединен с газовой емкостью, выход которой посредством клапана подключен к входу трубопровода, выход которого соединен с форсункой, установленной с возможностью введения газа из газовой емкости в нижнюю часть наружной секции. Система контроля содержания радионуклидов в газе включает трубопровод, измерительное устройство и побудитель расхода газа, причем входной конец трубопровода расположен в надводном объеме между средней и внутренней секциями, выходной конец трубопровода подключен к входу измерительного устройства, выход которого подключен к входу побудителя движения газа. Трубопровод, расположенный между внутренней секцией и измерительным устройством, состоит из наружной и внутренней частей, установленных с возможностью их взаимного перемещения относительно друг друга без нарушения герметичности трубопровода. Указанный клапан выполнен механически управляемым или электромагнитным, управляемым посредством указанного блока управления. Предпочтительно объем указанной газовой емкости позволяет удержать газ в количестве не свыше 50 дм³. Система подачи газа может дополнительно содержать манометр, расположенный между газовой емкостью и клапаном. Система контроля содержания радионуклидов может дополнительно содержать блок обработки и отображения информации, подключенный к выходу измерительного устройства. Верхняя часть трубопровода, расположенного между внутренней секцией и измерительным устройством, может быть расположена выше верхнего фланца средней секции и прикреплена к внутренней поверхности наружной секции, при этом нижняя часть указанного трубопровода прикреплена к внутренней поверхности средней секции. Также верхняя часть трубопровода, расположенного между внутренней секцией и измерительным устройством, может быть расположена выше верхнего фланца средней секции и прикреплена к внутренней поверхности наружной секции, при этом нижняя часть указанного трубопровода прикреплена к наружной поверхности средней секции и входит внутрь средней секции через отверстие в средней секции, расположенное выше уровня воды. Устройство может дополнительно содержать мост, на котором закреплены указанные секции и привод. Указанная форсунка предпочтительно неподвижно закреплена на наружной секции таким образом, чтобы не мешать движению внутренних секций и тепловыделяющего элемента. Однако форсунка также может быть выполнена в виде поворотного устройства, действующего под давлением подаваемого в форсунку воздуха и разворачивающего форсунку в положение, в котором выходное отверстие форсунки располагается внутри нижнего сечения наружной секции. В этом варианте реализации предпочтительно форсунка установлена таким образом, что подача воздуха возможна только в собранном положении секций.

На чертеже приведен предпочтительный вариант реализации предлагаемого устройства при работе с реактором типа ВВЭР.

Указанное устройство содержит телескопическую рабочую штангу, состоящую из наружной секции (металлической трубы) 1, прикрепленной к мосту перегрузочной машины 2. Внутри наружной секции расположена средняя секция (металлическая труба) 3, внутри которой размещена внутренняя секция 4. Транспортируемая сборка 5 тепловыделяющих элементов (твэлов) прикреплена захватом 6 к внутренней секции 4 рабочей штанги, и в транспортном положении, изображенном на схеме, размещена внутри средней секции 3 и полностью ниже уровня воды в реакторе 7. На наружной секции 1 размещен трубопровод 8 с форсункой 9. Воздух, находящийся под заданным давлением в емкости 10, через электромагнитный клапан 11, включаемый по сигналу блока управления 12, или ручной клапан 13, далее через трубопровод 8 и форсунку 9 подают под низ тепловыделяющей сборки 5. Количество подаваемого воздуха находится в пределах 40 литров и определено давлением воздуха в емкости 10 и ее объемом. Давление в емкости 10 создают компрессором 14, измеряют манометром 15 и регулируют предохранительным клапаном 16. Заполнение емкости 10 осуществляют заранее, до открывания вентиля 11 или 13. При подаче воздуха из емкости 10 в трубопровод 8 компрессор 14 не работает. При подъеме сборки 5 из ячейки активной зоны реактора или бассейна выдержки в транспортное положение давление окружающей сборку 5 воды уменьшается. Если какие-то твэлы поднимаемой сборки 5 негерметичны, из-за уменьшения наружного давления продукты деления, находящиеся в газовом зазоре между топливом и оболочкой негерметичных твэлов, выходят в окружающую твэлы воду. Воздух, выходящий из форсунки 9, образует пузыри, которые всплывают в воде по объему средней секции 3 с помещенной в ней сборкой и далее через воду в зазоре 17 между средней 3 и внутренней 4 секциями. Газообразные продукты деления, вышедшие из негерметичных твэлов в воду, захватываются пузырями. После всплытия пузырей до поверхности раздела вода-воздух (уровня воды 7) воздух из пузырей и захваченные пузырями газообразные продукты деления поступают в надводный объем 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги. Из этого объема воздух через трубопровод 19, всасывающее отверстие в котором расположено непосредственно над уровнем воды 7 в надводном объеме 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги, отсасывают воздушным насосом 20 и пропускают через измерительное устройство радиоактивного излучения 21, воздушный насос 20 и удаляют в атмосферу реакторного зала. Воздушный насос 20 включают по сигналу блока управления 12, или он постоянно работает во время контроля всех сборок реактора. Измерение активности газообразных продуктов деления в отсасываемом воздухе производят непрерывно детектором, находящимся внутри измерительного устройства 21. Сигнал детектора поступает в блок обработки и отображения информации 22. По величине сигнала делают вывод о наличии или отсутствии в проверяемой сборке 5 негерметичных твэлов. Элементы системы с 10 по 18 и с 20 по 22 конструктивно размещаются в стойке, расположенной непосредственно на мосту 2 перегрузочной машины.

Контроль герметичности сборки 5 тепловыделяющих элементов (твэлов) проводят следующим образом. Сборку 5 втягивают в рабочую штангу в транспортное положение. Одновременно или до этого компрессором 14 накачивают емкость 10 до необходимого давления, после чего компрессор 14 выключают. Открывая 11 или 13, подают воздух из емкости 10 через трубопровод 8 и форсунку 9 под низ сборки. Пузыри воздуха, всплывая в воде, заполняющей рабочую штангу с помещенной в нее сборкой 5, извлекают из воды газообразные радиоактивные продукты деления и выносят их в надводный объем 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги. Далее производят отсос воздуха насосом 20 из надводного объема 18 через трубопровод 19 и измерительное устройство 21, детектор которого постоянно измеряет радиоактивность воздуха, проходящего через измерительное устройство. По величине активности судят о наличии в контролируемой сборке 5 негерметичных твэлов.

С целью повышения достоверности контроля за счет уменьшения разбавления объем пропускаемого через форсунку воздуха не превышает 40 л, а отсос воздуха из надводного объема 18 происходит в точке, расположенной непосредственно над поверхностью воды.

При реализации изобретения время контроля герметичности оболочек составляет не свыше 3 мин, причем процесс контроля совмещен с процессом транспортировки, полностью исключена возможность повреждения оболочек, поскольку никаких дополнительных операций с оболочками не проводят, из жидкого теплоносителя извлекают практически все газообразные продукты деления, вышедшие из негерметичных оболочек, что повышает точность способа (отношение сигнал/фон) не менее чем на порядок.

Использование: в атомной энергетике при эксплуатации реакторов с жидким теплоносителем. Сущность изобретения: тепловыделяющую сборку (ТВС) реактора помещают в устройство, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват и системы подачи и контроля радионуклидов в газе, и перемещают ТВС в этом устройстве. Газ из газовой емкости посредством трубопровода и форсунки подают под открытую нижнюю часть секций и пропускают через теплоноситель, окружающий сборку. Отбирают пробу газа из газового объема, расположенного над уровнем жидкого теплоносителя между средней и внутренней секциями, и анализируют пробу газа на содержание радионуклидов, по которым судят о герметичности сборки. Технический результат заключается в уменьшении времени простоя реактора в ходе проведения регламентных и ремонтных работ за счет реализации возможности одновременного осуществления операций перегрузки и контроля ТВС. 2 с. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем, включающий подъем сборки из ячейки активной зоны реактора, помещение ее в устройство, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват перемещаемой и контролируемой сборки и системы подачи и контроля радионуклидов в газе, и перемещение сборки, причем газ закачивают компрессором в газовую емкость до предварительно заданного давления, закаченный газ посредством трубопровода и форсунки подают в количестве не более 50 дм³ под открытую нижнюю часть секций, пропускают газ через теплоноситель, заполняющий среднюю секцию, отбирают пробу газа из газового объема, расположенного над уровнем жидкого теплоносителя между средней и внутренней секциями, и анализируют пробу газа на содержание радионуклидов, по которым судят о герметичности сборки. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что газ подают в количестве не более 40 дм³. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отбор пробы газа осуществляют в точке газового пространства, расположенной непосредственно над поверхностью жидкого теплоносителя. 4. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват перемещаемой и контролируемой сборки, размещенный в нижней части внутренней секции, подключенной к приводу, блок управления, систему подачи газа и систему контроля радионуклидов в газе, причем система подачи газа включает компрессор, газовую емкость, форсунку и трубопроводы, при этом компрессор подключен к блоку управления, выход компрессора соединен с газовой емкостью, выход которой посредством клапана подключен к входу трубопровода, выход которого соединен с форсункой, установленной с возможностью введения газа из газовой емкости в нижнюю часть наружной секции, а система контроля содержания радионуклидов в газе включает трубопровод, измерительное устройство и побудитель расхода газа, причем входной конец трубопровода расположен в надводном объеме между средней и внутренней секциями, выходной конец трубопровода подключен к входу измерительного устройства, выход которого подключен ко входу побудителя движения газа, при этом трубопровод, расположенный между внутренней секцией и измерительным устройством, состоит из наружной и внутренней частей, установленных с возможностью их взаимного перемещения друг относительно друга без нарушения герметичности трубопровода. 5. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что клапан выполнен механически управляемым. 6. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что клапан выполнен электромагнитным, управляемым посредством указанного блока управления. 7. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что объем газовой емкости позволяет удержать газ в количестве не более 50 дм³. 8. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что система подачи газа дополнительно содержит манометр, расположенный между газовой емкостью и клапаном. 9. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что система контроля содержания радионуклидов дополнительно содержит блок обработки и отображения информации, подключенный к выходу измерительного устройства. 10. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что оно дополнительно содержит мост, на котором закреплены указанные секции и привод. 11. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что форсунка неподвижно закреплена на наружной секции. 12. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что форсунка выполнена в виде поворотного устройства, действующего под давлением подаваемого в форсунку воздуха, разворачивающего форсунку в положение, в котором выходное отверстие форсунки располагается внутри наружной секции.