EA019313B1 - Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа - Google Patents
Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа Download PDFInfo
- Publication number
- EA019313B1 EA019313B1 EA201070380A EA201070380A EA019313B1 EA 019313 B1 EA019313 B1 EA 019313B1 EA 201070380 A EA201070380 A EA 201070380A EA 201070380 A EA201070380 A EA 201070380A EA 019313 B1 EA019313 B1 EA 019313B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- tank
- primary circuit
- main
- circuit
- main primary
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 39
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 34
- 238000011049 filling Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 27
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 4
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 3
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 2
- 238000011068 loading method Methods 0.000 claims description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 claims 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 claims 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 claims 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 7
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 6
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 4
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 3
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 3
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- GNFTZDOKVXKIBK-UHFFFAOYSA-N 3-(2-methoxyethoxy)benzohydrazide Chemical compound COCCOC1=CC=CC(C(=O)NN)=C1 GNFTZDOKVXKIBK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 240000005428 Pistacia lentiscus Species 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 239000013536 elastomeric material Substances 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- 239000002657 fibrous material Substances 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 238000007429 general method Methods 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 235000011837 pasties Nutrition 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/09—Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/022—Ventilating arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура (1) ядерного энергоблока после его остановки. Указанный главный первый контур (1) содержит расположенный в бассейне реакторного отсека (4) бак (2), насосы (5) первого контура, по меньшей мере один парогенератор (6), содержащий множество парогенераторных труб (7), находящихся над уровнем бака (2), и устройство (8) для поддержания давления.
Description
Изобретение относится к способу заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока, как правило, после его остановки для регенерации топлива. Главный первый контур содержит бак, расположенный в бассейне реакторного отсека, насосы первого контура, по меньшей мере один парогенератор с множеством парогенераторных труб, находящихся над уровнем бака, и устройство для поддержания давления.
Как известно, ядерный энергоблок содержит реакторный отсек, выполненный в виде закрытого бетонного корпуса и содержащий бак реактора, который содержит активную зону реактора, образованную топливными сборками, содержащими ядерное топливо, а также основные ядерные компоненты энергоблока. В реакторном отсеке расположен главный первый контур, в котором вода нагревается при контакте с топливными сборками, при этом устройство поддержания давления поддерживает в ней давление, чтобы она не закипала и циркулировала в замкнутом контуре. В первом контуре имеется также по меньшей мере один парогенератор, в который поступает горячая вода, циркулирующая в этом первом контуре по трубам, изогнутым в виде перевернутого и, что позволяет нагревать воду второго контура и преобразовать ее в пар.
Каждый из энергоблоков ядерной электростанции необходимо периодически останавливать для обслуживания и замены ядерного топлива.
На некоторых ядерных объектах (в частности, на объектах заявителя) заполнение водой изогнутых труб парогенератора производят так называемым вакуумным способом, в котором заполнение происходит за счет всасывания, что будет подробнее описано ниже. Этот вакуумный способ, который осуществляют во время запуска ядерного энергоблока после остановки, на большинстве объектов в мире не применяют и изогнутые трубы просто заполняют водой в момент запуска насосов первого контура. Вытесняемый воздух скапливается в верхних точках, таких как крышка бака, которые после этого вентилируют. Из конструктивных соображений трубы в виде перевернутого и расположены над уровнем бака и образуют верхние точки, которые невозможно вентилировать. Способ, состоящий в удалении воздуха из изогнутых труб парогенератора путем запуска насосов первого контура и последующей вентиляции после их остановки, называют динамической вентиляцией.
Согласно аварийным процедурам, предусмотренным на некоторых ядерных объектах в случае утечки из главного первого контура, а также с точки зрения химической безопасности, воздух, содержащийся в главном первом контуре, необходимо удалить до запуска установки. Это является определяющим для объектов, в которых используют инструменты измерения уровня воды в баке, что обусловлено наличием самой системы измерения.
Для обеспечения повторного запуска главного первого контура без воздуха был разработан способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока после его остановки для регенерации топлива. Однако во время осуществления этого способа необходимо пройти этап создания вакуума в главном первом контуре с ядерным топливом в баке. С учетом этого необходимо строго соблюдать сложный порядок работы, который требует больших затрат времени в силу соблюдения правил ядерной безопасности и который удлиняет время остановки ядерного объекта.
Задачей изобретения является разработка более простого способа удаления воздуха и заполнения водой главного первого контура ядерного энергоблока после его остановки с одновременной минимизацией затрат и соблюдением правил ядерной безопасности.
Поставленная задача решена в способе заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока после его остановки для регенерации топлива, при этом указанный главный первый контур содержит бак, расположенный в бассейне реакторного отсека, насосы первого контура, по меньшей мере один парогенератор с множеством парогенераторных труб, находящихся над уровнем бака, и устройство для поддержания давления. Данный способ содержит следующие этапы, на которых:
а) заполняют водой бак и бассейн;
б) загружают ядерное топливо в бак;
в) опорожняют бассейн и устанавливают крышку, закрывающую бак;
г) устанавливают уровень воды главного первого контура по нижнему рабочему диапазону для установления сообщения между содержащимися в трубах объемами воздуха, устройством поддержания давления и баком;
д) создают разрежение в главном первом контуре вакуумными насосами, соединенными с вытяжными каналами бака и устройством поддержания давления;
е) заполняют главный первый контур до уровня вакуумирования, затем доводят главный первый контур до атмосферного давления открыванием вытяжных труб, за счет чего вода из главного первого контура всасывается в трубы;
ж) заполняют главный первый контур до вершины устройства поддержания давления для обеспечения продолжения операций запуска ядерного энергоблока, при этом согласно изобретению этапы г)-е) осуществляют перед последовательным осуществлением этапов а)-в).
Таким образом, способом, соответствующим настоящему изобретению, заполнение водой труб пу
- 1 019313 тем создания вакуума производят до загрузки топлива.
Хотя такой способ и позволяет упростить процедуру заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура, приходится манипулировать крышкой бака, которая весит более 110 т и которую необходимо установить для временной герметизации главного первого контура, а затем снять в конце вакуумирования, чтобы заполнить бассейн. Для герметизации самой крышки бака необходимо установить прокладку в месте ее соединения с баком, что будет показано ниже со ссылками на фиг. 4 (позиция 22), а также заглушки на верхние отверстия в крышке, предназначенные для извлечения инструментов из активной зоны (позиция 31 на фиг. 4). Этот способ опасен облучением персонала по причине манипулирования крышкой. Кроме того, он все же требует больших физических затрат для манипулирования крышкой, а манипулирование крышкой удлиняет время остановки энергоблока.
Согласно изобретению для герметизации бака можно использовать саму крышку бака, несмотря на ее вес, при условии установки соответствующих средств герметизации.
Чтобы сократить время остановки энергоблока и расходы, перед этапом г) устанавливают вспомогательную крышку, закрывающую бак, и герметизируют эту вспомогательную крышку в месте ее соединения с баком при помощи средств герметизации.
Как известно, в ядерных энергоблоках используют вспомогательную крышку, которую устанавливают на пустой бак реактора, чтобы обеспечить биологическую защиту персонала, работающего вблизи бака, динамическую изоляцию контуров во время операций обслуживания, защиту первого контура от попадания посторонних предметов, доступ для проверки резьбовых соединений бака, очистку и проверку опорной плоскости соединения бака, дезактивацию бассейна реактора без введения чистой воды в первый контур и закрывание верхних внутренних элементов бака во время проводящегося раз в десять лет испытания закрытого корпуса. Таким образом, согласно изобретению в качестве крышки используют такую вспомогательную крышку, уже установленную до осуществления способа, которая содержит дополнительные средства герметизации.
Предпочтительно в способ в соответствии с настоящим изобретением после этапа е) снимают указанные средства герметизации вспомогательной крышки.
Предпочтительно в качестве средств герметизации вспомогательной крышки используют съемный с бака фланец.
Таким образом, поставленная изобретением задача решена также в крышке типа вспомогательной для осуществления описанного выше способа, которая согласно изобретению содержит средства герметизации на баке.
Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения средства герметизации выполнены в виде фланца.
Задача изобретения решается также тем, что фланец, предназначенный для описанной выше вспомогательной крышки, содержит средства герметизации между баком и вспомогательной крышкой.
Предпочтительно фланец содержит по меньшей мере одну уплотнительную прокладку.
Далее описан неограничивающий пример осуществления изобретения со ссылками на прилагаемые чертежи.
На фиг. 1 схематично показан главный первый контур ядерного энергоблока;
на фиг. 2 схематично показана вспомогательная крышка и съемный фланец для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением, вид в разрезе;
на фиг. 3 схематично показана упрощенная вспомогательная крышка, образующая стационарный фланец согласно варианту, изображенному на фиг. 2, вид в разрезе;
на фиг. 4 показана классическая крышка бака, оборудованная соответствующими средствами герметизации, обеспечивающими осуществление способа.
На фиг. 1 схематично показан главный первый контур 1 ядерного энергоблока, содержащий бак 2, расположенный в бассейне (на чертежах не показан) реакторного отсека 4, и насосы 5 первого контура, выполненные с возможностью обеспечения циркуляции воды в главном первом контуре 1.
Контур 1 содержит также по меньшей мере один парогенератор 6 с множеством парогенераторных труб, находящихся над уровнем бака 2, и устройство 8 поддержания давления. Трубы имеют общую форму в виде перевернутого и и каждая из них содержит верхнюю точку 9 (которая соответствует верхнему уровню изгиба этой трубы 7, находящемуся на уровне ΝΗΕ на фиг. 1), которая практически не поддается вентиляции.
Как известно, чтобы заполнить водой и удалить воздух из главного первого контура, осуществляют следующие этапы:
а) заполняют водой бак 2 и бассейн. Предпочтительно во время этого этапа бак служит средством заполнения бассейна, на дне которого он установлен. При этом воздух, содержащийся в частично заполненных водой трубах 7, сжимается в изогнутых частях 9 труб 7;
б) загружают в бак 2 ядерное топливо;
в) сливают воду из бассейна и устанавливают крышку 10, закрывающую бак 2. При этом уровень воды оказывается на уровне плоскости соединения бака, обозначенной РЙ1С на фиг. 1;
г) доводят уровень воды главного первого контура до нижнего рабочего диапазона (на фиг. 1 обо
- 2 019313 значен позицией РТВ) для установления сообщения между воздушными объемами, содержащимися в трубах 7, устройством 8 поддержания давления и баком 2;
д) создают разрежение в главном первом контуре за счет всасывающего действия вакуумных насосов 11, соединенных с вытяжными каналами 12 и 13 бака. Этот этап позволяет создать разрежение в 800 мбар относительно внешней стороны контура, которая находится под атмосферным давлением;
е) заполняют главный первый контур до уровня вакуумирования (на фиг. 1 обозначен позицией М8У), затем в главном первом контуре создают атмосферное давление путем открывания вытяжных каналов 12 и 13, что обеспечивает всасывание воды из главного первого контура в трубы 7;
ж) заполняют главный первый контур 1 до вершины устройства 8 поддержания давления, чтобы продолжить операции запуска ядерного энергоблока.
Согласно изобретению этапы г)-е) осуществляют перед последовательным осуществлением этапов а)-в).
В результате на этапе а) количество воздуха в трубах значительно меньше, поскольку трубы 7 уже были заполнены во время этапов г)-е). Таким образом, согласно изобретению последовательно осуществляют этапы г), д), ж), а), б), в) и ж).
Вместе с тем, согласно этому способу крышку 10 бака необходимо устанавливать перед этапом г) вместе с прокладкой 22 и заглушками 31, чтобы временно герметизировать главный первый контур 1, затем снять ее в конце вакуумирования для заполнения бассейна, после чего опять поставить ее на место во время этапа в). Таким образом, манипулировать крышкой 10 приходится дважды, чего желательно избегать, так как крышкой 10, которая весит более 110 т, манипулировать трудно, и эти операции занимают слишком много времени.
Согласно настоящему изобретению используется крышка типа вспомогательной крышки 14, которую устанавливают на бак 2 реактора с применением средств 15 герметизации, которые позволяют герметизировать бак 2, на котором ее устанавливают.
Вспомогательная крышка 14 является оборудованием, которое используют в качестве крышки бака 2 ядерного реактора, когда энергоблок остановлен. Она содержит покрытие из поддающегося дезактивации материала или выполнена из этого материала.
Известно использование вспомогательной крышки 14 для обеспечения биологической защиты работающего вблизи бассейнов персонала для создания динамического разрежения в главном первом контуре во время операций обслуживания, для защиты главного первого контура от попадания в него посторонних предметов, для применения прибора контроля резьбовых соединений бака (сам по себе такой прибор известен) с установленной вспомогательной крышкой 14, для очистки и проверки опорной плоскости соединения бака (или РШС). для дезактивации бассейна реактора, для закрывания при необходимости верхних внутренних элементов бака во время производимого раз в десять лет испытания закрытого корпуса, для обеспечения при необходимости доступа к защитным пробкам и для предотвращения повреждения патрубков во время установки вспомогательной крышки.
Таким образом, перед этапом г) способ в соответствии с настоящим изобретением содержит этап установки вспомогательной крышки 14, закрывающей бак 2, и этап герметизации этой вспомогательной крышки 14 в месте ее соединения с баком 2 при помощи средств 15 герметизации, а после этапа е) - этап снятия вспомогательной крышки 14.
Предпочтительно использование фланца 16, который может быть съемным (фиг. 2) или стационарным (фиг. 3), в качестве средств 15 герметизации вспомогательной крышки 14 вместе с баком 2.
Добавление этапа герметизации вспомогательной крышки 14 позволяет избежать любого этапа манипулирования крышки во время осуществления предлагаемого изобретением способа заполнения водой и удаления воздуха.
На фиг. 2 схематично показана в разрезе вспомогательная крышка 14, на которую герметично крепят съемный фланец 16 в соответствии с настоящим изобретением. Вспомогательная крышка 14 содержит такелажное кольцо 17 и опирается на установочное кольцо 18, установленное по периферии кожуха 19 активной зоны реактора, конструктивно расположенной внутри бака 2.
Фланец 16 в соответствии с настоящим изобретением можно либо непосредственно встроить во вспомогательную крышку 14, либо выполнить съемным (как показано на фиг. 2). Во всех случаях фланец 16 должен обеспечивать необходимую герметичность между бортиком 20 вспомогательной крышки 14 и плоскостью соединения бака (или РЛС), то есть верхней поверхностью 21 бака 2.
Предпочтительно уплотнительный фланец 16 является съемным. Операцию его установки на баке 2 производят при помощи интегрированного устройства без применения внешних погрузочноразгрузочных средств (таких как мостовой кран) очень легко, сводя к минимуму продолжительность работы персонала и его облучения. Кроме того, обеспечено надежное удержание этого съемного фланца 16 в верхнем положении, чтобы избежать падения и нанесения травм или разрушения опорной плоскости 21 соединения бака.
Общий вес вспомогательной крышки 14 вместе с упаковочным ящиком должен соответствовать мощности подъемных средств, имеющихся в наличии на объекте. На объектах использования вспомогательная крышка 14 значительно легче крышки 10, что облегчает манипулирование по сравнению с обыч
- 3 019313 ной крышкой 10 бака 2, которая весит более 110 т.
В целом для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением вспомогательная крышка 14 должна быть идеально герметичной.
Имеется также оболочка из нержавеющей стали, закрывающая все части вспомогательной крышки 14, находящиеся в контакте с оборудованием первого контура 1.
Предпочтительно параметры вспомогательной крышки 14 определяют таким образом, чтобы она могла выдерживать заполнение борной водой до уровня М8У, когда на нее действует разрежение 800 мбар по отношению к атмосферному давлению. Для этого смачиваемая часть вспомогательной крышки 14 должна противостоять коррозии от действия борной кислоты.
Предпочтительно вспомогательную крышку 14 в верхней части оборудуют двумя дополнительными фланцами для подключения вакуумного шланга (для всасывания вакуумными насосами 11) и подсоединения трубок измерения уровня воды в баке при помощи шланга. Высота этих соединений находится на верхнем значении уровня М8У на вспомогательной крышке 14. Конструкция системы герметизации предусматривает сохранение функции герметизации в случае изменения высоты вспомогательной крышки под влиянием действующего на нее внешнего атмосферного давления при вертикальном перемещении на несколько миллиметров за счет упругости установочного кольца 18.
Фланец 16 устанавливают, например, путем установления простого контакта с баком 2 перед этапом создания разрежения путем всасывания в трубах 7, за счет чего фланец 16 прижимается к баку 2 и к вспомогательной крышке 14.
Предпочтительно форма фланца 16 соответствует профилям бака 2 и вспомогательной крышки 14 на уровне их соединения. Например, часть фланца 16 опирается на бортик 20 вспомогательной крышки 14, тогда как другая часть фланца 16 опирается на верхнюю поверхность 21 бака 2.
Можно использовать любое средство (если фланец выполнен съемным), обеспечивающее удержание фланца 16 в положении неподвижного соединения с вспомогательной крышкой 14 и с баком 2, например средства в виде зажимов или в виде винтов, чтобы фланец 16 не мог приподняться от вертикального толчка или неправильных действий во время операций.
Герметичность обеспечивают при помощи одной или нескольких прокладок 22, устанавливаемых в соответствующие пазы на фланце 16. Прокладки 22 могут быть выполнены на основе полимера, графита, натуральных волокон в твердом виде (например, уплотнительные плетеные шнуры, листы, бумага, волокнистые материалы для плоских прокладок, готовых к применению или предназначенных для вырезания, тороидальные прокладки или прокладки с кромками) или в пастообразном или жидком виде (шовная паста, мастики и жидкие швы).
Кроме того, поскольку фланец 16 не должен препятствовать реализации основных функций вспомогательной крышки 14, фланец 16 выполнен съемным, чтобы его можно было снять на минимальной высоте, обеспечивая в этом положении применение инструментов, обычно используемых вблизи соединительной плоскости бака (РЙ1С), например, чтобы обеспечить прохождение известного прибора контроля резьбовых соединений. Например, прибор контроля резьбовых соединений бака имеет высоту 1100 мм и содержит боковые колеса, которые опираются на соединительную плоскость бака по ширине 52 мм.
На фиг. 2 показаны также соединительные врезки 30 для измерений уровня и для подсоединения вакуумного шланга.
Вариант выполнения, показанный на фиг. 2, соответствует варианту, в котором фланец предпочтительно выполнен съемным. Вместе с тем, в варианте, показанном на фиг. 3, фланец может быть стационарным, что показано на этой фиг. 3 на уровне позиции 22. Аналогичные элементы обозначены на фиг. 2 и 3 одинаковыми позициями. Однако использование оборудования, показанного на фиг. 3, не позволяет реализовать все функции оборудования, описанного со ссылками на фиг. 2 (в частности, закрывать верхние внутренние элементы бака во время остановки).
Согласно настоящему изобретению к известным функциям вспомогательной крышки 14 добавляют возможность создания в главном первом контуре 1 разрежения в 800 мбар по отношению к наружному пространству (то есть к атмосферному давлению), что требует установки средств герметизации. При этом предусмотрены дополнительные подключения вакуумного шланга, а также шланга для измерения уровня воды в баке.
Использование настоящего изобретения позволяет повысить уровень эксплуатационной безопасности за счет создания разрежения в переходной стадии при небольшом уровне воды в главном первом контуре 1, когда в баке 2 еще остается топливо.
Кроме того, становится возможным исключение операции динамичной вентиляции, которая является более продолжительной, чем осуществление данного способа, и, следовательно, получить выигрыш во времени при остановке ядерной установки.
Несмотря на все преимущества вспомогательной крышки, ее использование остается факультативным. Действительно, для реализации способа в соответствии с настоящим изобретением можно использовать непосредственную установку основной крышки на бак, как показано на фиг. 4. Таким образом, общий способ в соответствии с настоящим изобретением можно осуществлять с основной крышкой, как было описано выше. В случае реализации способа с основной крышкой в желобок крышки устанавлива
- 4 019313 ют прокладку 22, например, из эластомерного материала. Предпочтительно для герметизации верхних отверстий в крышке используют простые заглушки 31, предназначенные для извлечения инструментов из активной зоны, как показано на фиг. 4.
Claims (7)
- ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура (1) ядерного энергоблока после его остановки, содержащего расположенный в бассейне реакторного отсека (4) бак (2), насосы (5) первого контура, по меньшей мере один парогенератор (6) с множеством парогенераторных труб (7) , находящихся над уровнем бака (2), и устройство (8) для поддержания давления, в котором последовательно выполняют следующие действия:первый раз устанавливают крышку (10, 14), закрывающую бак (2), и герметизируют указанную крышку (10, 14) в месте ее соединения с баком (2) при помощи средств (15) герметизации;устанавливают уровень воды главного первого контура (1) по нижнему рабочему диапазону (РТВ) для установления сообщения между воздушными объемами, содержащимися в трубах (7), устройством (8) для поддержания давления и баком (2);создают разрежение в главном первом контуре (1) вакуумными насосами (11), соединенными с вытяжными каналами (12, 13) бака (2) и устройством (8) для поддержания давления;заполняют главный первый контур (1) до уровня вакуумирования (М8У) с последующим доведением главного первого контура (1) до атмосферного давления посредством открывания вытяжных каналов (12, 13), за счет чего вода из главного первого контура (1) поступает в трубы (7);снимают крышку (10, 14) и средства (15) герметизации;заполняют водой бак (2) и бассейн;загружают в бак (2) ядерное топливо;опорожняют бассейн и второй раз устанавливают крышку (10, 14), закрывающую бак (2); затем заполняют главный первый контур (1) до вершины устройства (8) для поддержания давления для обеспечения продолжения операций запуска ядерного энергоблока.
- 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что крышка является вспомогательной крышкой (14).
- 3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве средств (15) герметизации вспомогательной крышки (14) используют фланец (16) на баке (2).
- 4. Ядерный энергоблок, содержащий главный первый контур (1), содержащий расположенный в бассейне реакторного отсека (4) бак (2), крышку (10, 14), закрывающую бак (2), насосы (5) первого контура, по меньшей мере один парогенератор (6) с множеством парогенераторных труб (7), находящихся над уровнем бака (2), и устройство (8) для поддержания давления, отличающийся тем, что содержит:а) средства заполнения водой бака (2) и бассейна;б) средства загрузки в бак (2) ядерного топлива;в) средства опорожнения бассейна и средства установки крышки (10, 14), закрывающей бак (2);г) средства регулирования уровня воды главного первого контура по нижнему рабочему диапазону для установления сообщения между воздушными объемами, содержащимися в трубах (7), устройством (8) для поддержания давления и баком (2);д) средства создания разрежения в главном первом контуре (1), представляющие собой вакуумные насосы (11), соединенные с вытяжными каналами бака (2) и устройством (8) для поддержания давления;е) средства заполнения водой главного первого контура (1) до уровня вакуумирования и доведения главного первого контура (1) до атмосферного давления посредством открывания вытяжных каналов, за счет чего вода из главного первого контура (1) поступает в трубы (7);ж) средства заполнения главного первого контура (1) до вершины устройства (8) для поддержания давления для обеспечения продолжения операций запуска ядерного энергоблока, при этом средства г)-е) выполнены с возможностью приводиться в действие до приведения в действие средств а)-в).
- 5. Ядерный энергоблок по п.4, отличающийся тем, что крышка, закрывающая бак (2), представляет собой вспомогательную крышку (14), содержащую средства (15) ее герметизации на баке (2) и выполненную из материала, поддающегося дезактивации, или содержащую покрытие из такого материала, применяемого в ядерной энергетике.
- 6. Ядерный энергоблок по п.5, отличающийся тем, что средства (15) герметизации выполнены в виде фланца (16).
- 7. Ядерный энергоблок по п.6, отличающийся тем, что фланец (16) содержит по меньшей мере одну уплотнительную прокладку (22) для герметизации вспомогательной крышки на баке.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0706599A FR2921510B1 (fr) | 2007-09-20 | 2007-09-20 | Procede de remplissage en eau et de vidange en air du circuit primaire principal d'une tranche nucleaire, couvercle et bride pour la mise en oeuvre de ce procede |
| PCT/FR2008/051673 WO2009047451A2 (fr) | 2007-09-20 | 2008-09-18 | Procede de remplissage en eatj et de vidange en air du circuit primaire principal d ' une tranche nucleaire |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA201070380A1 EA201070380A1 (ru) | 2010-10-29 |
| EA019313B1 true EA019313B1 (ru) | 2014-02-28 |
Family
ID=38969881
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| EA201201454A EA201201454A1 (ru) | 2007-09-20 | 2008-09-18 | Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа |
| EA201070380A EA019313B1 (ru) | 2007-09-20 | 2008-09-18 | Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| EA201201454A EA201201454A1 (ru) | 2007-09-20 | 2008-09-18 | Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа |
Country Status (13)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20100310032A1 (ru) |
| EP (2) | EP2608213B1 (ru) |
| JP (1) | JP5725857B2 (ru) |
| KR (1) | KR101485933B1 (ru) |
| CN (1) | CN101855675B (ru) |
| BR (1) | BRPI0817194B1 (ru) |
| CA (1) | CA2700157C (ru) |
| EA (2) | EA201201454A1 (ru) |
| ES (2) | ES2558462T3 (ru) |
| FR (1) | FR2921510B1 (ru) |
| UA (1) | UA98809C2 (ru) |
| WO (1) | WO2009047451A2 (ru) |
| ZA (1) | ZA201001998B (ru) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101916595B (zh) * | 2010-07-28 | 2013-01-02 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气方法 |
| FR2967288B1 (fr) * | 2010-11-04 | 2015-07-17 | Electricite De France | Procede de remplissage en eau d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire, et dispositif de raccordement destine a la mise en oeuvre du procede |
| CN103021486B (zh) * | 2012-11-29 | 2015-07-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站乏燃料运输多功能台架及卸料冷却方法 |
| CN103531258B (zh) * | 2013-09-27 | 2016-08-17 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路的排气方法 |
| KR20160141393A (ko) | 2015-04-29 | 2016-12-09 | 황토코리아협동조합 | 전자파 차단이 가능한 흙침대/돌침대 |
| FR3044068B1 (fr) | 2015-11-20 | 2017-12-22 | Electricite De France | Dispositif d'etancheite entre un tube et une colonne le traversant, son procede de montage |
| KR101925703B1 (ko) * | 2017-01-02 | 2018-12-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 연결 배관 충수 방법 |
| CN109243633B (zh) * | 2018-08-13 | 2023-01-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂自动化充排系统 |
| CN110197733B (zh) * | 2019-06-12 | 2021-02-02 | 岭澳核电有限公司 | 核电站一回路排气控制方法 |
| CN111180095A (zh) * | 2020-02-21 | 2020-05-19 | 三门核电有限公司 | 一种压水堆核电厂的一回路物理预除氧方法 |
| CN112216411A (zh) * | 2020-09-17 | 2021-01-12 | 岭东核电有限公司 | 一种压水堆核电站一回路排气方法 |
| KR200497317Y1 (ko) * | 2021-11-23 | 2023-10-06 | 한전케이피에스 주식회사 | 원자로 재장전 수조의 기포 포집 장치 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996001476A1 (en) * | 1994-07-05 | 1996-01-18 | Westinghouse Electric Corporation | Automated method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown |
| FR2861493A1 (fr) * | 2003-10-23 | 2005-04-29 | Framatome Anp | Procede et dispositif d'eventage de circuit primaire d'un reacteur nucleaire |
| EP1777709A1 (de) * | 2005-10-20 | 2007-04-25 | Framatome ANP GmbH | Verfahren zur Drucksteuerung des Drucks eines Kühlmittels im Primärkreislauf einer Kernreaktoranlage sowie diesbezügliche Kernreaktoranlage |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3607629A (en) * | 1968-01-24 | 1971-09-21 | Westinghouse Electric Corp | Drive mechanism for control elements |
| FR2278136A1 (fr) * | 1974-07-11 | 1976-02-06 | Commissariat Energie Atomique | Chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire |
| JPS5916139A (ja) | 1982-07-20 | 1984-01-27 | Victor Co Of Japan Ltd | 磁気記録媒体 |
| US4647425A (en) * | 1984-01-30 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system |
| US5077000A (en) * | 1989-01-06 | 1991-12-31 | Westinghouse Electric Corp. | Method of preparing a reactor coolant pump for vacuum degasification of a reactor coolant system |
| US5082619A (en) * | 1989-11-06 | 1992-01-21 | General Electric Company | Passive heat removal from nuclear reactor containment |
| US5706319A (en) | 1996-08-12 | 1998-01-06 | Joseph Oat Corporation | Reactor vessel seal and method for temporarily sealing a reactor pressure vessel from the refueling canal |
| US6301319B1 (en) * | 1998-09-30 | 2001-10-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of sealing a reactor pressure vessel |
-
2007
- 2007-09-20 FR FR0706599A patent/FR2921510B1/fr active Active
-
2008
- 2008-09-18 US US12/679,153 patent/US20100310032A1/en not_active Abandoned
- 2008-09-18 EA EA201201454A patent/EA201201454A1/ru unknown
- 2008-09-18 EP EP13156654.9A patent/EP2608213B1/fr active Active
- 2008-09-18 ES ES13156654.9T patent/ES2558462T3/es active Active
- 2008-09-18 BR BRPI0817194-7A patent/BRPI0817194B1/pt not_active IP Right Cessation
- 2008-09-18 EA EA201070380A patent/EA019313B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2008-09-18 JP JP2010525405A patent/JP5725857B2/ja active Active
- 2008-09-18 CN CN2008801155040A patent/CN101855675B/zh active Active
- 2008-09-18 UA UAA201004567A patent/UA98809C2/ru unknown
- 2008-09-18 EP EP08837749.4A patent/EP2191477B1/fr active Active
- 2008-09-18 ES ES08837749.4T patent/ES2565835T3/es active Active
- 2008-09-18 WO PCT/FR2008/051673 patent/WO2009047451A2/fr active Application Filing
- 2008-09-18 KR KR1020107008581A patent/KR101485933B1/ko active IP Right Grant
- 2008-09-18 CA CA2700157A patent/CA2700157C/fr not_active Expired - Fee Related
-
2010
- 2010-03-19 ZA ZA2010/01998A patent/ZA201001998B/en unknown
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996001476A1 (en) * | 1994-07-05 | 1996-01-18 | Westinghouse Electric Corporation | Automated method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown |
| FR2861493A1 (fr) * | 2003-10-23 | 2005-04-29 | Framatome Anp | Procede et dispositif d'eventage de circuit primaire d'un reacteur nucleaire |
| EP1777709A1 (de) * | 2005-10-20 | 2007-04-25 | Framatome ANP GmbH | Verfahren zur Drucksteuerung des Drucks eines Kühlmittels im Primärkreislauf einer Kernreaktoranlage sowie diesbezügliche Kernreaktoranlage |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP5725857B2 (ja) | 2015-05-27 |
| WO2009047451A2 (fr) | 2009-04-16 |
| FR2921510A1 (fr) | 2009-03-27 |
| CA2700157A1 (fr) | 2009-04-16 |
| ES2558462T3 (es) | 2016-02-04 |
| FR2921510B1 (fr) | 2010-03-12 |
| EP2608213A2 (fr) | 2013-06-26 |
| KR20100066569A (ko) | 2010-06-17 |
| UA98809C2 (ru) | 2012-06-25 |
| JP2010539507A (ja) | 2010-12-16 |
| WO2009047451A3 (fr) | 2009-08-06 |
| KR101485933B1 (ko) | 2015-01-23 |
| BRPI0817194B1 (pt) | 2019-04-09 |
| US20100310032A1 (en) | 2010-12-09 |
| EA201201454A1 (ru) | 2013-07-30 |
| EP2608213A3 (fr) | 2013-08-07 |
| CN101855675B (zh) | 2013-01-16 |
| EP2191477B1 (fr) | 2016-01-06 |
| EA201070380A1 (ru) | 2010-10-29 |
| BRPI0817194A2 (pt) | 2015-03-17 |
| CA2700157C (fr) | 2016-04-19 |
| EP2191477A2 (fr) | 2010-06-02 |
| ES2565835T3 (es) | 2016-04-07 |
| CN101855675A (zh) | 2010-10-06 |
| ZA201001998B (en) | 2011-05-25 |
| EP2608213B1 (fr) | 2015-10-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EA019313B1 (ru) | Способ заполнения водой и удаления воздуха из главного первого контура ядерного энергоблока и крышка для осуществления этого способа | |
| US3444725A (en) | Leak detecting and locating system for nuclear reactor containment vessels | |
| JP6632081B2 (ja) | 格納容器ドレンシステム | |
| KR0150110B1 (ko) | 원자로의 영구 수조 밀봉체 | |
| JP4064646B2 (ja) | 放射性物質の密閉容器、密閉容器の密閉溶接方法、および密閉溶接方法に用いる排気装置 | |
| JP2007155726A (ja) | 加圧水型軽水炉のための多用途ツーリングを使用するシステム及び方法 | |
| US10014082B2 (en) | Nuclear power plant and reactor building gas treatment system | |
| US6301319B1 (en) | Method of sealing a reactor pressure vessel | |
| JPH10332891A (ja) | 使用済み核燃料の貯蔵方法 | |
| EP3070724B1 (en) | Insulation liquid expansion assembly | |
| KR101103800B1 (ko) | 원자로 공동 밀봉체 | |
| RU2221291C1 (ru) | Защитный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
| RU2524685C1 (ru) | Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления | |
| JPS643104Y2 (ru) | ||
| JP6045151B2 (ja) | 気中環境創出機構 | |
| US4445790A (en) | Apparatus for cryogenic proof testing of rotating parts | |
| US9218896B2 (en) | Narrow annulus permanent canal seal plate | |
| JP2014114849A (ja) | ２重シール部のシール機構 | |
| JPH09269392A (ja) | 炉心シュラウドの据付方法および原子炉圧力容器内の放射線遮蔽構造 | |
| JPH01133677A (ja) | 水中溶接装置用チャンバ | |
| JP2012233700A (ja) | 原子炉格納容器の冷却方法及び原子炉格納容器冷却装置 | |
| JP2011099801A (ja) | 原子炉ウェルカバーおよび原子炉点検方法 | |
| JPS6042398Y2 (ja) | 炉内作業補助具 | |
| JPH09113676A (ja) | 機器仮置プール | |
| JPH07229994A (ja) | 水シール装置及びその水シール装置を用いた原子炉設備 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s) |
Designated state(s): AM AZ BY KZ KG MD TJ TM |
|
| MM4A | Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s) |
Designated state(s): RU |