PL161005B2 - w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PL - Google Patents
w reaktorze wodno-cisnieniowym PL PL PLInfo
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 48
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 13
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 title 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 20
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims abstract description 18
- DNNSSWSSYDEUBZ-RNFDNDRNSA-N krypton-88 Chemical compound [88Kr] DNNSSWSSYDEUBZ-RNFDNDRNSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 6
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 8
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 14
- 238000005259 measurement Methods 0.000 abstract description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 abstract 2
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- 235000013405 beer Nutrition 0.000 description 2
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- 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)
- Zastrzeżenie patentoweSposób 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.
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) |
-
1989
- 1989-05-04 PL PL1989279285A patent/PL161005B2/pl unknown
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 |