PL161005B2 - w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL - Google Patents

w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL

Info

Publication number
PL161005B2
PL161005B2 PL1989279285A PL27928589A PL161005B2 PL 161005 B2 PL161005 B2 PL 161005B2 PL 1989279285 A PL1989279285 A PL 1989279285A PL 27928589 A PL27928589 A PL 27928589A PL 161005 B2 PL161005 B2 PL 161005B2
Authority
PL
Poland
Prior art keywords
fuel
gas
krypton
reactor
computer system
Prior art date
Application number
PL1989279285A
Other languages
English (en)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Priority to PL1989279285A priority Critical patent/PL161005B2/pl
Publication of PL161005B2 publication Critical patent/PL161005B2/pl

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Sposób ciaglego kontrolowania liczby gazowo-nieszczelnych elementów paliwowych w reaktorze wodno-cisnieniowym w czasie jego pracy, wykorzystujacy proces uchodzenia gazowych produktów rozszczepienia z paliwa do przestrzeni zawartej pomiedzy paliwem a koszulka elementu paliwowego oraz proces ucieczki tych produktów spod uszkodzonej koszulki do chlodziwa obiegu pierwotnego, a ponadto wykorzystujacy pomiar produktów rozszczepienia w obiegu pierwotnym reaktora realizowany przez system kontroli bezpieczen- stwa radiacyjnego, znamienny tym, ze mierzy sie temperature chlodziwa T obiegu pierwot- nego na wejsciu do rdzenia reaktora oraz moc cieplna reaktora P i wydatek chlodziwa obiegu pierwotnego i przy pomocy tych danych okresla sie w oparciu o system komputerowy aktywnosc objetosciowa Ao kryptonu-88 w chlodziwie obiegu pierwotnego dla jednego nieszczelnego elementu paliwowego, po czym mierzy sie aktywnosc objetosciowa Ap kryptonu-88 w chlodziwie obiegu pierwotnego i okresla sie przy pomocy systemu kompute- rowego liczbe gazowo-nieszczelnych elementów paliwowych n przez porównanie aktywno- sci Ao kryptonu-88 dla jednego nieszczelnego elementu paliwowego ze zmierzona aktywnoscia objetosciowa Ap kryptonu-88, przy czym liczbe gazowo-nieszczelnych elemen- tów paliwowych n zobrazowuje sie na monitorze ekranowym systemu komputerowego. PL PL PL

Description

Przedmiotem oynalazku jest sposób ciągłego koπ;rnloo^nia liczł^· gazowo-nieszczelnych elementćo paiooooych o reaktorze oodno-ciśnienOowym o czasie jego pracy, z oykorzystailem skomputeryzowanego systemu kontroli beipiecieństoa radiacyjnego o zakresie pomiaru zwartości produkt<o rozszczepienia o obiegu pieootnym reaktora.
Oszacowanie liczby gaiowo-nieszczelnych elementu prlOw-oych o reaktorach ooddl-ciśnieliσoych do tej pory oparte jest na analizach radiochemicznych próbek oody pobieranych z obiegu pieIO-tieg- reaktora, które przeprowadza się rutyncw- raz o tygodniu lub specjalnie o przypadku lle-czekioanego ozrostu zawoatości produkto rozszczepienia o obiegu pierootnym reaktora kontr-looalej na bieżąco przez system kontroli bezpieczeńs^Oa radiacyjnego. System kontroli bezpieczeńsOa radiacyjnego umoOiioia opraodzie dokonanie szeregu pomiar<o na obiekcie jądroym, o tym pomiaru aktyoności chłodzioa obiegu plero-tnego, nie pozioela jednak na określenie liczby gai<-io-nieszcielπych elementto palOo-oych. System ten oykorzystyoany jest jedynie do uzyskania Ιι^ι™^! o ozroście zawartości produktu rozszczepienia o obiegu pleIO-tnym, co z kolei Jest oskazóoką do latychmiastcweg- pobrania próbek oody i dok-lanta dodatkowych analiz radiochemicznych. Arnlizy radiochemiczne zajmują dość długi okres czasu i nie dają mooiioości ciągłej kontroli szczelności element <ó palioooych, co utrudnia spełnienie oymgania jednej z ogólnych zasad zapłonienia bezpieczeństoa elektrconi jądrcoych, ie nieprzekraczalną granicą uszkodzonych elementu paiooooych jest 1% elet^ntćo paloocoych z defektami typu gazowej nieszczelności.
Istota oynalazku polega na tym, ie oykoozystując proces uchodzenia gazooych produkto rozszczepienia z palioa do chłodzioa obiegu piero-tiego, dokonuje się cyklicznie lub o miarę potrzeb pomiar^ temperatury i oydatku tego chłodzioa na oejściu do rdzenia reaktora
161 005 oraz mocy cieplnej reaktora. Pomerzone paramtry wykorzystuje się do określenia szybkości rozszczepień i rozkładu temperatury w najbardziej obciążonym elemencie paliwowym. Otrzymane wyiniki służą z kolei do określenia szybkości ucieczki produkt! rozszczepienia z jednostkowej objętości paliwa oraz szybkości uchodzenia gazowych produkt<W rozszczepienia z całego paliwa elementu paUwowego do przestrzeni między koszulką a paHwem. Przy pomocy tak uzyskanych danych określa się w oparciu o system komputerowy aktywność objętoścoową kryptonu-38 w chłodziwie obiegu pieiwotnego dla jednego nieszczelnego elementu paiwwowego. Następnie mierzy się aktywność objętościową kryptonu-88 w chłodziwie obiegu pieiwotnego i określa się przy pomocy systemu komputerowego liczbę gazowo-aeszczelnych elementów paiwwowych przez porównanie aktywności objętościowej kryptonu-88 dla jednego nieszczelnego elementu paliwowego ze zmierzoną aktywnoócią objętościową kryptonu-88, przy czym liczbę gazowanie szczelnych elementów paUwowych zobrazoswuje się na moointorze ekranowym systemu komputerowego.
Sposób według wyrrnlazku tm>°liwia wykorzystanie systemu kontroli bezpieczeństwa radiacyjnego wyposażonego w technikę komputerową dla obróbki algorytmów oszacwoujących stosunkowo szybko i na bieżąco liczbę gazowo°nieszczelnrch elementów paUwowych w oparciu tylko o cztery zmierzone parametry technologiczne.
OszacowarnLe liczby nieszczelnych elementów paiwwowych tiwa nie więcej niż 25 sekund na komp^erze typu IBM PC AT. Przy niezmieniających się parametrach wejściowych /temperatura i wydatek chłoadziwa oraz moc reaktora/ a zmieniającym się tylko paramstrze aktywności kryptonu-88 uzyskuje się oszacowanie liczby gazwoo-neszczelnych elementów paUwowych w czasie krótszym od 0,5 sekundy po uprzednim uruchomieniu systemu., dla tych parametrów. Sposób według w^m^OLazku pozwala na ciągłą kontrolę podstawowej bariery, jaką jest koszulka elementu paliwowego, zabezpieczającej rozprzestrzenianie się tmaerisó<w radioak-ywnych i może być jednym z elementów systemu kontroli bezpieczeństwa pracy reaktorów, w których zwraca się szczególną uwagę na odstępswwa od normlnej pracy tych elementów reaktora, które spełniają rolę barier zabezpieczających przed rozprzestrzenianiem się mteriał<w radioizotopowych, a zatem jest to sposób zwiększający bezpieczeństwo eksploatacji elektrowni atomowych, których wyłgania stale wzrastają.
Przykład. W reaktorze wodno-ciśniin°wym zawierającym 43974 elementy paUwowe, zmierzone parametry niezbędne do oszacowania liczby gaz(owoonieszczelirch elementów paliwowych imją następujące wartości: moc μι^μΙ^ P=1375 PWth, temperatura chłodziwa obiegu pierwotnego T=542 K, 'wydatek chłodziwa obiegu pierwotnego V=8135 kg/sek, aktywność objęt ościowa kryptont-88 w chłodziwie obiegu pierwotnego Ap=8,lxl0 Ci/l.
Do kalkulacji uchodzenia gazowych produktów rozszczepienia z paliwa do przestrzeni między pal-w^^m a koszulką paUwową wykorzystana została ιmιtemιtrczit interpretacja uchodzenia tych produktów z moonokyyzzału dwutlenku uranu w czasie napromieniowania dla niskich temperatur /do 873 K/ i średnich temperatur /873 - 1873 K/, oparta na modelu pułapkowania na defektach, procesie wybijania i dyfuzji pęcherzyków, przy założeniu, że ziarna pa^w^owe są trakoowane jako mo°i°ryyzZałr· UOg oraz, że szybkość uchodzenia gazowych produktów rozszczepienia Rs z jednostkowej objętości paliwa jest proporcjonalna do iloczynu pwwerzchni całkowitej S jednostkowej objętości paliwa elementu paUwwego, średniego zasięgu fragmentów rozszczepienia 1 i teoretycznej szybkości ucieczki gazowych produktów rozszczepienia R z paliwa dla stanu ustalonego.
Skalkulowaną wartość szybkości uchodzenia gazowych produktów rozszczepienia R3 z jednostkowej objętości paliwa wykoozystuje się następnie do określenia szybkości uchodzenia gazowych produkt! rozszczepienia Rw z całego paliwa elementu paUwowego do przestrzeni między koszulką a paliwem.
Ponieważ w pracującym elemencie paliwcwym temperatura Tr i szybkość rozszczepień f są funkcjami współrzędnych przestrzennych, zatem w celu określenia szybkości uchodzenia
161 005 gazowych produkt! rozszczepienia z całego paliwa elementu paliwowego do przestrzeni m.ędzy koszulkę a paliwo podzielono paliwo na pierścienie o grubości dr = 0,020,5 om i wysokości Δ z = 1 cm uzyskując objętości cząstkowe dla uproszczenia rozważane jako izotermiczne znaj dujące się w stałym polu szybkości rozszczepień, z których suma szybkości uchodzenia gazowych produkt! rozszczepienia określa formułę na Rw:
242 15
Rw = y~ R®.^ /Tr, f/ x 2 Γ1 ri x Z\r χ Δ z n7l i/1 w którym r oznacza promień paliwa elementu paiwwowego, Δ r - oznacza grubość pierścienia jednostkowej objętości paliwa, Δ z - wysokość pierścienia jednostkowej objętości paliwa, natomiast Rw, Rs, Tr i f mją wyżej podane znaczenia.
Po podstawieniu odpowiednich danych do wzoru otrzynamy wartość:
Rw = 1,6 x 10^θ atom/sek
Szybkość uchodzenia gazowych produkt! rozszczepienia Rw spod uszkodzonej koszulki elemntu pa^w^cwego do chłodziwa obiegu pierwotrego oszacowano w oparciu o założenie, że jest proporcjonalna do koncentracji rozważanego gazu w przestrzeni między paliwem a koszulką paUwową i że stała szybkość ucieczki Kr jest na tyle duża, że stała rozpadu Kr może być pomnięta jako mia, co w konsek^^r^nji dla stanu ustalonego daje relację tożsamości aktywności Kr w obiegu pierwotnym z szybkością uchodzenia gazowych produkt! rozszczepienia z całego paliwa jednego elementu paUwcwego do przestrzeni pomiędzy koszulką a paUwem, która dalej podzielona przez objętość chłodziwa obiegu pierwotnego V reaktora i pomnożona przez liczbę gazowlcr^.eszczelnych element! paliwσwzch n daje mierzoną aktywność objętościową Ap kryptonu-88.
Powyższe ustalenia poz^wlają oszacować liczbę garcwionteszczelnzch e^^mefti^i paliwowych n zgodnie z formułą:
A Rw o
gdzie Ap, V i Rw mją podane wyżej oznaczenia; Αθ - określona aktywność objętościowa Kr w chłodziwie obiegu pierwotnego dla jednego nieszczelnego elementu pal-w^owego.
Zakład Wydawnictw UP RP. Nakład 90 egz

Claims (1)

  1. Zastrzeżenie patentowe
    Sposób ciągłego ktntrtlooania liczby gaztwotnieszczelnych element<O palOwtoych. o reaktorze oodno-ciśnientojym o czasie jego pracy, oykoozystujący proces uchodzenia gazooych produktO rozszczepienia z palioa do przestrzeni zawartej pomiędzy palOoem a koszulką elementu palioooego oraz proces ucieczki tych produktcO spod uszkodzonej koszulki do chłodzioa obiegu pierootnego, a ponadto oykorzystujący poMar produkt^ rozszczepienia o obiegu pierootnym reaktora realiotoary przez system kontroli bezpieczeństwa radiacyjnego, znamienny tym, że mierzy się temperaturę chłodzioa T obiegu pierootnego na oejściu do rdzenia reaktora oraz moc cieplną reaktora P i oydatek chłodzioa W obiegu pieiootnego i przy pomocy tych danych określa się o oparciu o system komputercoy aktyonosć objętościooą Ao kryptonu-88 o chłodzioie obiegu pierootnego dla Jednego nieszczelnego elementu paliotooego, po czym mierzy się aktyoność objętościcoą Ap kryptonu-88 o chłodzioie obiegu pierootnego i określa się przy pomocy systemu komputercoego liczbę gazooo-nleszczelnych elementu paiowcoych n przez poróornanie aktyoności Ao kryptonu-88 dla jednego nieszczelnego elementu palooooego ze im^^ioną aktyonością objętoścuoą Ap kryptonu-88, przy czym liczbę gazowo-nieszczelnych element <o paiooooych n zobrazoouje się na monitorze ekranoym systemu komputerowego.
PL1989279285A 1989-05-04 1989-05-04 w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL PL161005B2 (pl)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL1989279285A PL161005B2 (pl) 1989-05-04 1989-05-04 w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL1989279285A PL161005B2 (pl) 1989-05-04 1989-05-04 w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL

Publications (1)

Publication Number Publication Date
PL161005B2 true PL161005B2 (pl) 1993-05-31

Family

ID=20047251

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PL1989279285A PL161005B2 (pl) 1989-05-04 1989-05-04 w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL

Country Status (1)

Country Link
PL (1) PL161005B2 (pl)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4801421A (en) On-line monitoring and analysis of reactor vessel integrity
Selvam et al. Thermal mixing of flows in horizontal T-junctions with low branch velocities
EP4012723A1 (en) Method for monitoring irradiation embrittlement of nuclear power plant reactor pressure vessel
Wang et al. Experimental study on combustion characteristics of pool fires in a sealed environment
Sandeep et al. Experimental investigation on the kinetics of catalytic recombination of hydrogen with oxygen in air
Steinbrück et al. Experiments on air ingress during severe accidents in LWRS
Volchek et al. Advanced treatment of zircaloy cladding high-temperature oxidation in severe accident code calculations: part II. Best-fitted parabolic correlations
Avdeenkov et al. Math hydrogen catalytic recombiner: Engineering model for dynamic full-scale calculations
Gould et al. Transition from molecular diffusion to natural circulation mode air-ingress in high temperature helium loop
Milena-Pérez et al. Critical review of fuel oxidation database under dry storage conditions
Bezgodov et al. Start-up behavior and the ignition limit of passive hydrogen recombiners with various catalytic elements
PL161005B2 (pl) w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL
Ruiz et al. Modeling Hydrogen Water Chemistry for BWR Applications-II
Walker A probabilistic approach to leak-before-break in CANDU pressure tubes
Dunn et al. Modelling corrosion of alloy 22 as a high-level radioactive waste container material
Mignot et al. Large scale experiments simulating hydrogen distribution in a spent fuel pool building during a hypothetical fuel uncovery accident scenario
Gyenes et al. Containment analysis on the PHEBUS FPT-0, FPT-1 and FPT-2 experiments
Kaun et al. Investigations and Measures to Guarantee the Safety of a Pressurized
Mager Thermal annealing of an embrittled reactor vessel: feasibility and methodology
Lyu et al. Effectiveness analysis of hydrogen control system in AP1000 nuclear power plant under LB-LOCA
Tiwari et al. Compartment heat flux measurement under elevated pool fires
Wang et al. On the characteristics of radiative heat transfer in sealed n-Heptane pool fires
RU2486613C1 (ru) Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора
Yu et al. Experimental investigation on the heat transfer characteristics of argon space containing sodium vapor
Szuta Gas-leaking fuel elements number and fission gas product coolant volumetric activities assessment in the VVER-440 nuclear power plant