CS239631B1

CS239631B1 - Process for preparing a steam generator

Info

Publication number: CS239631B1
Application number: CS834233A
Authority: CS
Inventors: Oldrich Matal
Original assignee: Oldrich Matal
Priority date: 1983-06-13
Filing date: 1983-06-13
Publication date: 1986-01-16
Also published as: CS423383A1

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.When carrying out the method, the sodium side, disconnected from the nuclear power plant circuit, is heated to a temperature of 200 to 400 °C and is freed from sodium residues by vacuum distillation, while it is further cooled to a temperature of 20 to 50 °C, rinsed with treated water while checking its electrical conductivity after rinsing, rinsed with a neutralizing solution while monitoring the pH factor after rinsing and dried with a nitrogen stream while heating the steam generator to a temperature of 100 °C. These procedures are suitable for any type of steam generator and are particularly advantageous for so-called inverted steam generators. The method can be used primarily in nuclear power.

Description

Vynález se týká způsobu přípravy parního generátoru, zejména obráceného typu, na periodické kontroly a opravy.The invention relates to a method for preparing a steam generator, in particular of the inverted type, for periodic inspections and repairs.

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.Performing periodic inspections during planned outages of power equipment, especially nuclear power equipment, is one of the conditions for increasing their operability and reliability and is an effective method for detecting emerging defects and the beginning of equipment failures. In addition, some types of failures not detected in time at nuclear power plants can lead to radioactive contamination of the plant's premises and thus to a long-term shutdown.

Pro periodické kontroly jaderně energetických zařízení při jejich plánovaných odstávkách a konečně i pro případné opravy těchto zařízení je třeba vytvářet nezbytné podmínky.It is necessary to create the necessary conditions for periodic inspections of nuclear power plants during their planned outages and finally for possible repairs of these plants.

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.These include the readiness of the inspected component, eg the steam generator, by design, design of manholes, lids, handling areas, etc. in production, delivery of special assembly and handling jigs, etc., and in operation eg radiation safety and plan and methodology of own inspections .

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.While the organization of periodic inspections and their careful evaluation is already common in VVER or PWR-type nuclear power plants, the methodology of periodic inspections during planned outages is not mastered for nuclear power plants with a fast, sodium-cooled reactor. This is probably because these devices are not yet commercially available, are still being tested and developed, and also because the effectiveness of periodic inspection depends on the readiness of the surfaces and welds to be inspected. This task is complicated especially for the surfaces of the sodium side of the power plant circuits and is particularly difficult for the so-called inverted steam generators where sodium flows inside the heat exchange tubes and water and steam in the inter-tube space. Sodium residues from the surfaces prescribed for inspection must be removed because they act corrosively on the control sensors and devices in the presence of air, and after opening areas with unremoved sodium residues, sodium fire or severe corrosion of the surfaces with caustic soda may occur. several orders of magnitude deteriorate the sodium quality when the steam generator is returned to power.

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.In addition to these effects, the risk to inspectors from inhaling sodium aerosols and its compounds is not negligible. Moreover, the presence of sodium residues is absolutely inadmissible for repairs, especially repairs requiring welding. The rest of the sodium in the weld seam bath causes a poor connection and a defect in the weld.

Je tedy úplné odstranění zbytků sodíku z kontrolovaných povrchů a prostorů nezbytné.Thus, complete removal of sodium residues from controlled surfaces and areas is essential.

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.For foot generators, the so-called direct ones, where sodium flows in the inter-tube space, the situation is easier to control in principle by the thickness of the heat exchange tubes, their wall weaknesses, surface defects, etc. sides of the steam generator.

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.However, there is a known procedure for preparing a so-called direct sodium steam generator for periodic model inspection and model repair, elaborated for a design with a removable tube bundle from the steam generator body to a separate preparation and test area, a procedure suitable for periodic inspections outside. box of steam generator.

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.The procedure consists in removing sodium residues from the steam side of the steam generator and removing the tube bundle from the body and the box and transferring the bundle to the preparation and control area so that the residual sodium remains with a mixture of water vapor and nitrogen. flux of hydrogen, the concentration of which is continuously measured. At the same time, the surface temperature of the tubes to be cleaned is measured. It is not allowed to carry out further sodium removal with the mixture if the tube surface temperature exceeds 70 ° C. This is followed by soaking the beam in an aqueous solution and finally stabilizing with a carbon dioxide purge. Thereafter, inspections or repairs are carried out, the tube bundle is again mounted in the body a of the steam generator box and this is put into operation.

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.As is evident from the description, this prior art process of preparing a sodium steam generator for periodic inspections or repairs has a number of drawbacks. Above all it assumes the dismantling of a part of the steam generator, so it is suitable only for some constructions and cannot be applied on site, in the steam generator box. Furthermore, the removal of sodium residues with a mixture of water vapor and nitrogen is a method used, but dangerous and highly demanding on the technical equipment of the workplace and on the skills and experience of the personnel.

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.The previously indicated need for periodic inspections during planned outages of sodium steam generators and the shortcomings of known methods of preparation for periodic inspections solve a method of preparing a steam generator, in particular of the inverted type according to the invention. to 400 ° C and vacuum distilled to remove sodium residues, further cooled to 20 to 50 ° C, rinsed with treated water, further flushed with neutralizing solution while monitoring the pH factor after flushing, and dried with a stream of nitrogen while heating the steam generator to temperature Mp 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.The process according to the invention has these essential advantages. It is suitable for any type of steam generator and is especially advantageous for so called inverted steam generators. The surfaces are not exposed to the products of the reaction of sodium with water vapor. The process is carried out in a temperature range that is working at the steam generator and does not endanger its surfaces. The flushing can be carried out after distillation with water from the water circuit of the nuclear power plant using technological water circuit pumps.

Povrch připravený postupem podle vynálezu je schopný jakékoliv kontroly na místě bez ohrožení kontrolní techniky a kontrolního personálu a bez nebezpečí zhoršení jeho kvality.The surface prepared by the process according to the invention is capable of any on-site inspections without compromising the inspection technique and the inspection personnel and without the risk of deterioration in quality.

Claims

SUBJECT OF THE INVENTION

Process for preparing a steam generator, in particular of the inverted type, for periodic inspections and repairs with delayed sodium side, characterized in that the disconnected sodium side of the nuclear power plant circuit is heated to a temperature of 200-400 ° C and freed of residual sodium by vacuum distillation. further cooled to 20 to 50 ° C, rinsed with treated water, rinsed with neutralizing solution while monitoring the pH of the flush, and dried with a nitrogen stream while heating the steam generator to 100 ° C.