СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ПОД ДАВЛЕНИЕМ Российский патент 2009 года по МПК G21C17/22 

Описание патента на изобретение RU2352005C1

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.

Похожие патенты RU2352005C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ 2005
  • Раков Владимир Тимофеевич
RU2300819C2
СПОСОБ КОНТРОЛЯ МЕЖКОНТУРНОЙ ГЕРМЕТИЧНОСТИ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2001
  • Бредихин В.Я.
  • Раков В.Т.
  • Змитродан А.А.
RU2203510C2
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2006
  • Бредихин Виктор Яковлевич
  • Змитродан Александр Анатольевич
RU2301463C1
Способ контроля герметичности оболочек твэлов облученных тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок 2022
  • Кирюшкин Михаил Юрьевич
  • Щербаков Евгений Егорович
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Подшибякин Дмитрий Сергеевич
  • Горшков Аркадий Иванович
  • Саранча Олег Николаевич
  • Цапко Анастасия Александровна
RU2790147C1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ 2004
  • Бредихин Виктор Яковлевич
  • Змитродан Александр Анатольевич
RU2273898C1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК 2016
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Четвериков Виктор Виленович
  • Ильин Владимир Георгиевич
  • Фоменков Роман Викторович
  • Олейник Михаил Сергеевич
  • Саранча Олег Николаевич
  • Корнев Юрий Константинович
RU2622107C1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ 2001
  • Бредихин В.Я.
  • Раков В.Т.
RU2191437C1
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЪЕМНОЙ АЛЬФА-АКТИВНОСТИ ПЛУТОНИЯ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК 2014
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Каплиенко Андрей Владимирович
  • Олейник Михаил Сергеевич
  • Амосова Ольга Анатольевна
RU2564955C1
Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок 2018
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Олейник Михаил Сергеевич
  • Ильин Владимир Георгиевич
  • Саранча Олег Николаевич
RU2687842C1
СПОСОБ ОТЖИГА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2014
  • Тошинский Георгий Ильич
RU2596163C2

Реферат патента 2009 года 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.

Формула изобретения RU 2 352 005 C1

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.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2009 года RU2352005C1

СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ 2005
  • Раков Владимир Тимофеевич
RU2300819C2
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ 2004
  • Бредихин Виктор Яковлевич
  • Змитродан Александр Анатольевич
RU2273898C1
RU 22003510 C2, 27.04.2003
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2006
  • Бредихин Виктор Яковлевич
  • Змитродан Александр Анатольевич
RU2301463C1
JP 10068793 A, 10.03.1998
JP 4028901 A, 31.01.1992.

RU 2 352 005 C1

Авторы

Бредихин Виктор Яковлевич

Змитродан Александр Анатольевич

Даты

2009-04-10Публикация

2008-01-21Подача