CS239631B1 - Způsob přípravy parního generátoru - Google Patents
Způsob přípravy parního generátoru Download PDFInfo
- Publication number
- CS239631B1 CS239631B1 CS834233A CS423383A CS239631B1 CS 239631 B1 CS239631 B1 CS 239631B1 CS 834233 A CS834233 A CS 834233A CS 423383 A CS423383 A CS 423383A CS 239631 B1 CS239631 B1 CS 239631B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- steam generator
- sodium
- temperature
- rinsed
- nuclear power
- Prior art date
Links
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Při provádění způsobu je sodíková strana, odpojená od okruhu jaderné elektrárny, vyhřátá na teplotu 200 až 400 °C a vakuovou destilací je zbavena zbytků sodíku, přičemž je dále vychlazena na teplotu 20 až 50 °C, propláchnuta upravenou vodou při kontrole její elektrické vodivosti po proplachu, propláchnuta neutralizačním roztokem při sledování pH faktoru po proplachu a vysušena proudem dusíku za ohřevu parního generátoru do teploty 100 °C. Tyto postupy se hodí pro jakýkoliv typ parního generátoru a výhodný je zejména pro tzv. obrácené parní generátory. Způsob lze využít především v jaderné energetice.
Description
Vynález se týká způsobu přípravy parního generátoru, zejména obráceného typu, na periodické kontroly a opravy.
Provádění periodických kontrol při plánovaných provozních odstávkách energetických zařízení, zejména jaderně energetických zařízení, je jednou z podmínek pro zvyšování jejich provozuschopnosti a spolehlivosti a je účinnou metodou k odhalování vznikajících vad a počátků poruch zařízení. Na jaderně energetických zařízeních pak navíc některé druhy poruch, včas neodhalené v počátcích, mohou vést k radioaktivnímu zamoření prostor elektrárny a tím k dlouhodobé odstávce.
Pro periodické kontroly jaderně energetických zařízení při jejich plánovaných odstávkách a konečně i pro případné opravy těchto zařízení je třeba vytvářet nezbytné podmínky.
K nim patří připravenost kontrolované komponenty, např. parního generátoru, již konstrukcí, návrhem průlezů, vík, manipulačních prostor apod. ve výrobě, dodáním do provozu speciálních montážních a manipulačních přípravků apod. a v provozu např. radiační bezpečností a plánem a metodikou vlastních kontrol.
Zatímco na jaderných elektrárnách.typu VVER nebo PWR je organizování periodických kontrol a jejich pečlivé vyhodnocování již běžnou záležitostí, není metodika periodických kontrol při plánovaných odstávkách zvládnuta u jaderných elektráren s rychlým, sodíkem chlazeným reaktorem. To zřejmě proto, že tato zařízení nejsou ještě dnes v komerčním provedení, stále se zkoušejí a vyvíjejí a také proto, že účinnost periodické kontroly závisí na připravenosti kontrolovaných povrchů a svarů. Tato úloha je komplikována zejména u povrchů sodíkové strany okruhů elektrárny a zvlášř je obtížná u parních generátorů tzv. obráceného provedení, kdy sodík proudí uvnitř teplosměnných trubek a voda a pára v mezitrubkovém prostoru. Zbytky sodíku z povrchů předepsaných ke kontrole musí být odstraněny proto, že jednak působí za přítomnosti vzduchu korozně na kontrolní snímače a prostředky, dále po otevření prostorů s neodstraněnými zbytky sodíku může dojít i k požáru sodíku nebo k silnému koroznímu napadení povrchů louhem sodným a konečně se o několik řádů zhoršuje kvalita sodíku při opětovném najetí parního generátoru na výkon.
Kromě těchto vlivů není·zanedbatelné ohrožení kontrolního personálu vdechováním aerosolů sodíku a jeho sloučenin. Navíc pro provedení oprav, zejména oprav vyžadujících svařování, je přítomnost zbytků sodíku naprosto nepřípustná. Zbytek sodíku v lázni svarového švu způsobí špatné spojení a defekt ve svaru.
Je tedy úplné odstranění zbytků sodíku z kontrolovaných povrchů a prostorů nezbytné.
U patních generátorů, tzv. přímých, kdy sodík proudí v mezitrubkovém prostoru, je situace snazší o to, že lze kontrolovat v principu tloušřky stěn teplosměnných trubek, zeslabení j jejich stěn, povrchové vady apod,, stejně jako většinu spojení trubek s trubkovnicí z vodní strany parního generátoru.
Přesto však je z literatury znám publikovaný postup přípravy tzv. přímého sodíkového parního generátoru na periodickou modelovou kontrolu a na modelovou opravu, vypracovaný pro konstrukci s vyjímatelným svazkem trubek z tělesa parního generátoru do zvláštního přípravného a zkušebního prostoru, tedy postup vhodný pro periodické kontroly prováděné mimo box parního generátoru.
Postup spočívá v tom, že po drenáži sodíku ze sodíkové strany parního generátoru a vytažení trubkového svazku z tělesa a boxu a po přenesení svazku do přípravného a kontrolního prostoru se provede odstranění zbytků sodíku směsí vodní páry a dusíku tak, aby při reakci vznikal jen jednoprocentní objemový tok vodíku, přičemž jeho koncentrace je trvale měřena. Současně je měřena teplota povrchu trubek čištěného svazku. Není dovoleno, provádět další odstraňování sodíku směsí, přesáhne-li teplota povrchu trubek 70 °C. Dále následuje máčení svazku ve vodném roztoku a konečně stabilizace profukem kysličníkem uhličitým. Potom se provádějí kontroly Či opravy, svazek trubek je opět namontován do tělesa a ,boxu parního generátoru a ten je předán do provozu.
Jak je z popisu zřejmé, má tento dosud známý postup přípravy sodíkového parního generátoru na periodické kontroly či opravy řadu nevýhod. Především předpokládá demontáž části parního generátoru, hodí se tedy jen pro některé konstrukce a nelze ho aplikovat na místě, v boxu parního generátoru. Dále odstranění zbytků sodíku směsí vodní páry a·dusíku je sice používaný způsob, ale nebezpečný a vysoce náročný na technické vybavení pracoviště a na kvalifikací a zkušenost personálu.
Dříve naznačené potřeby periodických kontrol při plánovaných odstávkách sodíkových parních generátorů a nedostatky známých metod přípravy na periodické kontroly řeší způsob přípravy parního generátoru, zejména obráceného typu podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že od okruhu jaderné elektrárny odpojená sodíková strana se vyhřeje na teplotu 200 až 400 °C a vakuovou destilací se zbaví zbytků sodíku, přičemž se dále vychladí na teplotu 20 až 50 °C, proplachuje upravenou vodou, dále se proplachuje neutralizačním roztokem při sledování pH faktoru po proplachu a vysušuje se proudem dusíku za ohřevu parního generátoru do teploty 100 °C.
Postup podle vynálezu má tyto podstatné výhody. Hodí se pro libovolný typ parního generátoru a je výhodný zejména pro tzv. obrácené parní generátory. Povrchy nejsou exponovány produkty reakce sodíku s vodní párou. Proces je prováděn v rozsahu teplot, který je pracovní u parního generátoru a neohrožuje jeho povrchy. Proplach lze provádět po destilaci vodou z vodního okruhu jaderné elektrárny s využitím technologických čerpadel vodního okruhu.
Povrch připravený postupem podle vynálezu je schopný jakékoliv kontroly na místě bez ohrožení kontrolní techniky a kontrolního personálu a bez nebezpečí zhoršení jeho kvality.
Claims (1)
- PŘEDMĚT VYNÁLEZUZpůsob přípravy parního generátoru, zejména obráceného typu, na periodické kontroly a opravy se zdrenážovanou sodíkovou stranou, vyznačující se tím, že od okruhu jaderné elektrárny odpojená sodíková strana se vyhřeje na teplotu 200 až 400 °C a vakuovou destilací se zbaví zbytků sodíku, přičemž se dále vychladí na teplotu 20 až 50 °C, proplachuje upravenou vodou, dále se proplachuje neutralizačním roztokem při sledování pH faktoru po proplachu a vysušuje se proudem dusíku za ohřevu parního generátoru do teploty 100 °C.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS834233A CS239631B1 (cs) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | Způsob přípravy parního generátoru |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS834233A CS239631B1 (cs) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | Způsob přípravy parního generátoru |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS423383A1 CS423383A1 (en) | 1985-06-13 |
| CS239631B1 true CS239631B1 (cs) | 1986-01-16 |
Family
ID=5384598
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS834233A CS239631B1 (cs) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | Způsob přípravy parního generátoru |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS239631B1 (cs) |
-
1983
- 1983-06-13 CS CS834233A patent/CS239631B1/cs unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS423383A1 (en) | 1985-06-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR20040094405A (ko) | 증기 발생기 튜브의 원격 검사 장치 | |
| JP3611285B2 (ja) | 検出対象成分の濃度計測システム、並びに該濃度計測システムを用いた原子炉冷却水濃度の制御方法及び装置 | |
| CS239631B1 (cs) | Způsob přípravy parního generátoru | |
| SA523442753B1 (ar) | طريقة لإزالة الرواسب التي تشكلت على أنابيب المبادل الحراري لمولدات البخار المستخدمة في محطات الطاقة النووية | |
| JP3595605B2 (ja) | 液体金属中補修方法及び補修装置 | |
| Farley | An overview of non destructive inspection services in nuclear power plants | |
| JPH02102493A (ja) | 長尺ハウジングの補修方法 | |
| JPH02102492A (ja) | 長尺ハウジングの補修方法 | |
| JP3270200B2 (ja) | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 | |
| Baque et al. | Generation IV nuclear reactors-R&D program to improve sodium-cooled systems inspection | |
| Cavagna et al. | Phenix steam generator module repair: Sodium removal process, ultrasonic controls, and repair method | |
| Smit | Experience with vacuum distillation cleaning of a full-size steam generator | |
| JPS6262265A (ja) | 復水器自動検査補修システム | |
| Patenaude | Ultrasonic decontamination robot | |
| Mejia et al. | Damage Mechanisms-Failure Analysis of Cracked 304 Stainless Steel Conduit of PWR Incore Instrumentation System | |
| Nanjundeswaran et al. | Experience on surveillance inspection on reactor coolant system at Tarapur Units 1 and 2 | |
| Farley et al. | Visual inspection of reactor vessel head penetration nozzles | |
| Yamamoto et al. | Advanced INLAY System for Inlet/Outlet Nozzles of RV for Preventive Maintenance Against Alloy 600 PWSCC in Japanese PWR Plants | |
| Trunov et al. | WWER steam generators tubing performance and aging management | |
| Tapping et al. | CANDU STEAM GENERATOR AGING MANAGEMENT: SOME PERSPECTIVES AFTER 20 YEARS'I11-SERVICE EXPERIENCE | |
| JPH02143193A (ja) | 原子炉内構造物の検査装置 | |
| Matsunaga et al. | ICONE11-36056 STRESS CORROSION CRACKING OF CRD STUB TUBE JOINT AND REPAIR AT HAMAOKA UNIT 1 | |
| Takehara | Nuclear power plant facility inspection robot | |
| Ahlstrand et al. | Analyses and repair of defects found in the primary collector weld seams of the steam generators at Loviisa nuclear power station | |
| Adamonis et al. | Advanced Nondestructive Examination Technologies for Alloy 600 Components |