СПОСОБ КОНТРОЛЯ МЕЖКОНТУРНОЙ ГЕРМЕТИЧНОСТИ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Российский патент 2003 года по МПК G21C17/22 

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля межконтурной герметичности как при работающей, так и при остановленной судовой ядерной энергетической установке (ЯЭУ) с водным теплоносителем.

Известен способ контроля герметичности первого контура по контролю параметров теплоносителя, основанный на регистрации изменений расхода или давления теплоносителя, возникающих при появлении течи [1]. Достоинство этого метода - однозначность выявления негерметичности при больших течах, недостаток - низкая чувствительность при малых течах и невозможность контроля герметичности при остановленном реакторе.

Наиболее близким способом контроля межконтурной герметичности является способ измерения содержания реперных радионуклидов в воде второго контура. В качестве реперных радионуклидов используются радионуклиды йода, натрия, калия [2] . Перечисленные радионуклиды позволяют установить факт межконтурной протечки и ее величину. Но существует ряд причин, в силу которых использование реперных радионуклидов, предлагаемых в прототипе, не решает задачу контроля межконтурной герметичности на остановленном реакторе. Основными недостатками реперных радионуклидов являются такие их свойства, как короткий период полураспада и способность к осаждению на поверхностях контурного оборудования и шихте ионообменных фильтров. Кроме того, небольшая активность вышеупомянутых радионуклидов в теплоносителе первого контура при условии герметичности оболочек твэлов существенно снижает чувствительность способа контроля межконтурной герметичности.

Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять контроль межконтурной герметичности как при работающей, так и на остановленной судовой ядерной энергетической установке.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность установления факта межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура на остановленном реакторе.

Для достижения указанного технического результата предлагается использовать способ, основанный на измерении содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров. Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что измерение содержания реперного радионуклида в теплоносителе первого контура и в воде вторичных контуров проводят на остановленном реакторе, а в качестве реперного радионуклида используют тритий. Возможность осуществления контроля межконтурной герметичности на остановленном реакторе представляется за счет длительного периода полураспада трития и его особенности не сорбироваться на поверхности контурного оборудования и фильтрах ионообменной очистки. Также предлагаемый способ дает возможность определить величину межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура с учетом компенсации безвозвратных потерь воды вторичных контуров по предлагаемой формуле.

Для оценки величины межконтурной протечки в единицах массового расхода необходимо знать удельную активность теплоносителя первого контура. При обнаружении межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура накопление трития можно описать уравнением баланса активности трития в контурах ЯЭУ:

где А₁ - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Ки/кг;
А₂ - удельная активность трития во вторичном контуре, Ки/кг;
М₂ - количество воды во вторичном контуре, кг;
М_пр - суммарное количество безвозвратных потерь воды вторичного контура, кг;
g - величина протечки, кг,
или

Для подтверждения возможности контроля межконтурной герметичности ЯЭУ и определения величины суммарной протечки теплоносителя первого контура были проведены полномасштабные испытания на экспериментальной исследовательской ЯЭУ с дозированным "впрыском" теплоносителя первого контура во второй. В ходе проведения испытаний контролировалось содержание трития в теплоносителе первого и второго контуров. Расчет суммарной протечки проводили по формуле (2). Результаты испытаний приведены в таблице.

Для проведения измерений активности трития использовали радиометр отечественного производства РЖС-05 и сцинтиллятор марки ЖС-8. Отбор проб и измерения содержания трития проводили сразу и спустя 2-3 недели после окончания испытаний на остановленном реакторе. Расчетная величина суммарной протечки, полученная по формуле (2), практически совпала с экспериментальной. Это подтверждает возможность использования расчетной формулы для определения величины суммарной межконтурной протечки.

Таким образом, по сравнению с известными способами предлагаемый способ обеспечивает обнаружение межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура как при работающем, так и на остановленном реакторе.

Источники информации
1. Конструирование ядерных реакторов. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин / Под. общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоиздат, 1982.- 400 с.

2. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. - Атомная энергия, 1994, т. 77, вып.1, с. 58-63.

Изобретение предназначено для контроля межконтурной герметичности при работающей или остановленной судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем. Способ контроля межконтурной герметичности судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем включает измерение содержания трития в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров с последующим расчетом величины протечки. Факт межконтурной протечки определяют на остановленном реакторе. Изобретение позволяет установить факт межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контуры на остановленном реакторе. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

1. Способ контроля межконтурной герметичности судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающий измерение содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров с последующим расчетом величины протечки, отличающийся тем, что факт межконтурной протечки определяют на остановленном реакторе, причем в качестве реперного радионуклида используют тритий. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину протечки определяют по формуле

где g - величина протечки, кг;
А₁ - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Ки/кг;
А₂ - удельная активность трития во вторичном контуре, Ки/кг;
М₂ - количество воды во вторичном контуре, кг;
М_пр - суммарное количество безвозвратных потерь воды вторичного контура, кг.