RU2071131C1 - Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel - Google Patents
Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2071131C1 RU2071131C1 RU9393026680A RU93026680A RU2071131C1 RU 2071131 C1 RU2071131 C1 RU 2071131C1 RU 9393026680 A RU9393026680 A RU 9393026680A RU 93026680 A RU93026680 A RU 93026680A RU 2071131 C1 RU2071131 C1 RU 2071131C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- channel
- streamlined body
- coolant
- flow
- Prior art date
Links
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
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для проверки работоспособности системы контроля расхода теплоносителя в каналах ядерного реактора. The invention relates to nuclear energy and can be used to verify the operability of the control system for the flow of coolant in the channels of a nuclear reactor.
Контроль за расходом теплоносителя в каналах реактора является важным требованием надежной работы реактора. Контроль за расходом теплоносителя в каналах реактора, например типа РБМК-1000 осуществляется с помощью системы контроля расхода (Долежаль Н.А. Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М. Атомиздат, 1980, с. 40). Указанная система обеспечивает измерение и регистрацию расхода теплоносителя в каналах реактора, сигнализацию отклонений расхода и определение суммарного расхода теплоносителя в реакторе. Первичные преобразователи системы (шариковые расходомеры) установлены на входе теплоносителя в канал. Значения поканальных расходов сравниваются с уставками. При выходе за пределы уставок расхода теплоносителя вычислительный комплекс системы контроля расхода регистрирует отклонение. Появление сигнала отклонения расхода в одном из каналов реактора может быть вызвано неисправностью шарикового расходомера, например износ шарика, дорожки качения, неисправностью в схемах и т.д. или фактическим изменением расхода теплоносителя в канале реактора. Проверить исправность всех элементов системы контроля расхода теплоносителя, выяснить причину изменений показаний расходомера: произошло фактическое изменение расхода теплоносителя в канале реактора или изменения показаний, связанных с возникновением неисправности в измерительной системе, а также измерить расход теплоносителя в канале реактора при отказе системы контроля расхода теплоносителя на работающем реакторе не представляется возможным. Monitoring the flow of coolant in the channels of the reactor is an important requirement for reliable operation of the reactor. Monitoring the flow of coolant in the channels of the reactor, for example, type RBMK-1000 is carried out using a flow control system (Dolezhal N.A. Emelyanov I.Ya. Channel nuclear power reactor. M. Atomizdat, 1980, p. 40). The specified system provides measurement and registration of the flow rate of the coolant in the channels of the reactor, signaling deviations of the flow rate and determining the total flow rate of the coolant in the reactor. The primary converters of the system (ball flow meters) are installed at the inlet of the coolant in the channel. The values of channel costs are compared with the settings. When going beyond the limits of the coolant flow rate, the computer complex of the flow control system registers a deviation. The appearance of a flow deviation signal in one of the reactor channels can be caused by a malfunction of a ball flow meter, for example, wear of a ball, raceway, malfunction in circuits, etc. or the actual change in the flow rate of the coolant in the reactor channel. Check the health of all elements of the coolant flow control system, find out the reason for the change in the flow meter readings: there has been an actual change in the coolant flow in the reactor channel or changes in the readings associated with a malfunction in the measuring system, and also measure the coolant flow in the reactor channel if the coolant flow control system fails a working reactor is not possible.
Известен косвенный способ оценки расхода теплоносителя по величине его азотной активности (Доллежаль Н.А. Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М. Атомиздат, 1980, с. 146oC148, 156oC157). Азотная активность теплоносителя возникает в результате взаимодействия в активной зоне реактора потоков быстрых нейтронов с ядрами кислорода теплоносителя. Величина азотной активности зависит от мощности потока быстрых нейтронов и величины расхода теплоносителя.There is an indirect method for estimating the coolant flow rate by the magnitude of its nitrogen activity (Dollezhal N.A. Emelyanov I.Ya. Channel nuclear power reactor. M. Atomizdat, 1980, p. 146 o C148, 156 o C157). Nitrogen activity of the coolant arises as a result of interaction in the reactor core of fast neutron fluxes with coolant oxygen nuclei. The magnitude of the nitrogen activity depends on the power of the fast neutron flux and the flow rate of the coolant.
Недостатками данного способа являются:
возможность оценки расхода теплоносителя только в диапазоне высоких уровней мощности реактора (например для РБМК-1000 от 600 МВт и выше);
возможность оценки расхода теплоносителя только в каналах реактора, загруженных топливными сборками;
значительная погрешность оценки расхода в связи с влиянием осколочной и коррозионной активности.The disadvantages of this method are:
the ability to estimate the coolant flow only in the range of high reactor power levels (for example, for RBMK-1000 from 600 MW and above);
the ability to estimate the flow rate of the coolant only in the channels of the reactor loaded with fuel assemblies;
significant error in the estimation of the flow rate due to the influence of fragmentation and corrosion activity.
Известно устройство, взятое в качестве наиболее близкого аналога, это разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) реактора РБМК-1000, которая имеет ряд общих признаков с предлагаемым устройством. (Доллежаль Н.А. Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М. Атомиздат, 1980, с. 182). РЗМ предназначена для перегрузки топлива и других сборок из каналов реактора на работающем реакторе без снижения его мощности. Основными частями РЗМ являются кран, контейнер, скафандр, технологическое оборудование, система контроля сил и органы управления. Кран перемещает РЗМ по центральному залу, контейнер выполняет функции биологической защиты. Скафандр размещен в контейнере и представляет собой сосуд высокого давления, внутри которого размещен исполнительный механизм, выполняющий операции:
герметичное соединение РЗМ с верхним трактом канала реактора;
разгерметизацию и герметизацию пробки канала реактора;
извлечение отработавших сборок (кассеты с ТВЭЛ, дополнительные поглотители и др.) из канала реактора;
постановка новых сборок в канал реактора;
постановка аварийной пробки.A known device, taken as the closest analogue, is the unloading and loading machine (REM) of the RBMK-1000 reactor, which has a number of common features with the proposed device. (Dollezhal N.A. Emelyanov I.Ya. Channel nuclear power reactor. M. Atomizdat, 1980, p. 182). REM is designed to reload fuel and other assemblies from reactor channels on a working reactor without reducing its power. The main parts of the rare-earth metals are a crane, a container, a spacesuit, technological equipment, a force control system and controls. The crane moves the rare-earth metals in the central hall, the container performs the functions of biological protection. The spacesuit is placed in a container and is a pressure vessel, inside of which there is an actuator that performs operations:
tight connection of rare-earth metals with the upper path of the reactor channel;
depressurization and sealing of the reactor channel plug;
extraction of spent assemblies (cartridges with fuel elements, additional absorbers, etc.) from the reactor channel;
placing new assemblies in the reactor channel;
emergency stopping.
Исполнительный механизм РЗМ снабжен захватом и приводом его перемещения вдоль оси скафандра. Привод перемещения захвата соединен с тензометрическими датчиками системы контроля сил РЗМ. Таким образом, любая сила, приложенная к захвату, регистрируется и преобразуется в единицы силы системы контроля сил РЗМ. Последняя не имеет рабочего органа для измерения расхода теплоносителя, не предназначена и не способна измерять расход в канале реактора, но содержит набор необходимых конструктивных узлов для реализации поставленной задачи. The REM actuator is equipped with a gripper and a drive for moving it along the axis of the suit. The gripper displacement drive is connected to strain gauge sensors of the REM force monitoring system. Thus, any force applied to the capture is recorded and converted into units of force of the REM force control system. The latter does not have a working body for measuring the flow rate of the coolant, is not intended and is not able to measure the flow rate in the reactor channel, but contains a set of necessary structural units for the implementation of the task.
Задачей изобретения является создание способа проверки системы контроля расхода теплоносителя в каналах реактора и устройства для автономного измерения расхода теплоносителя в каналах реактора при отказе указанной системы при работе реактора на мощности. The objective of the invention is to provide a method for checking a control system for the flow of coolant in the channels of the reactor and a device for autonomous measurement of the flow of coolant in the channels of the reactor in case of failure of the system when the reactor is at power.
Сущность способа проверки системы контроля расхода теплоносителя в канале ядерного реактора заключается в том, что из канала реактора посредством разгрузочно-загрузочной машины извлекают установленную сборку и вводят в канал реактора рабочий орган, содержащий штангу с обтекаемым телом, причем обтекаемое тело устанавливают в канале ниже нижней кромки отводящего патрубка на величину, равную 10 15 внутренним диаметрам канала реактора, и измеряют силу динамического воздействия потока теплоносителя на обтекаемое тело, отградуированную в единицах расхода, и измеренную величину сравнивают с показаниями расходомера системы контроля расхода и по их разнице определяют погрешность. The essence of the method of checking the coolant flow control system in the channel of a nuclear reactor is that an installed assembly is removed from the reactor channel by means of a loading and unloading machine and a working body containing a rod with a streamlined body is introduced into the channel of the reactor, the streamlined body being installed in the channel below the lower edge outlet pipe by an amount equal to 10 15 internal diameters of the reactor channel, and measure the force of the dynamic effect of the coolant flow on the streamlined body, graduated in Init flow, and the measured value is compared with the readings of the meter and flow control system is determined by their difference error.
Сущность изобретения заключается в том, что в разгрузочно-загрузочной машине, содержащей исполнительный механизм с захватом, соединенным с системой контроля сил, исполнительный механизм снабжен рабочим органом, выполненным в виде штанги с обтекаемым телом, которая жестко соединена с захватом исполнительного механизма, причем диаметр обтекаемого тела составляет 0,9 - 0,95 внутреннего диаметра канала реактора. The essence of the invention lies in the fact that in the unloading and loading machine containing the actuator with a gripper connected to the force control system, the actuator is equipped with a working body made in the form of a rod with a streamlined body, which is rigidly connected to the capture of the actuator, and the diameter of the streamlined body is 0.9 - 0.95 of the inner diameter of the reactor channel.
Использование штанги с обтекаемым телом, жестко соединенной с исполнительным механизмом РЗМ, и наличие связи последнего с тензометрическими датчиками системы контроля сил РЗМ позволяет регистрировать усилия, приложенные к обтекаемому телу. При введении исполнительным механизмом РЗМ в канал реактора штанги с обтекаемым телом, на обтекаемое тело будет воздействовать сила динамического давления потока теплоносителя, которая фиксируется системой контроля сил РЗМ. Величина силы динамического давления потока теплоносителя, воздействующего на обтекаемое тело, зависит от расхода теплоносителя. Величина силы, измеряемой системой контроля сил РЗМ, отградуированная в единицах расхода, позволяет определить фактический расход теплоносителя в данном канале реактора. Величину измеренного предлагаемым способом расхода сравнивают с величиной расхода, измеренной системой контроля расхода, и определяют достоверность показаний расходомера. Установка обтекаемого тела ниже нижней кромки патрубка отвода теплоносителя на величину, равную 10 15 внутренних диаметров канала реактора, позволяет разместить обтекаемое тело в невозмущенном потоке выше активной зоны реактора. Диаметр обтекаемого тела выбран в пределах 0,9 0,95 внутреннего диаметра канала реактора из условия допустимого расхода теплоносителя в канале реактора и возможно максимального воздействия потока на обтекаемое тело. Таким образом, оснащение РЗМ новым рабочим органом и использование его для измерения силы динамического давления потока теплоносителя в канале реактора в единицах расхода позволило расширить диапазон применения РЗМ и решить задачу измерения расход теплоносителя в канале реактора. The use of a rod with a streamlined body rigidly connected to the REM actuator and the connection of the latter with strain gauge sensors of the REM force monitoring system make it possible to record the forces applied to the streamlined body. When an REM actuator introduces a rod with a streamlined body into the reactor channel, the streamlined body will be affected by the force of the dynamic pressure of the coolant flow, which is recorded by the REM forces control system. The magnitude of the dynamic pressure force of the coolant flow acting on the streamlined body depends on the flow rate of the coolant. The magnitude of the force measured by the REM force control system, calibrated in flow units, allows you to determine the actual flow rate of the coolant in this reactor channel. The value measured by the proposed method, the flow rate is compared with the flow rate measured by the flow control system, and determine the accuracy of the flow meter. The installation of the streamlined body below the lower edge of the heat transfer pipe by an amount equal to 10 15 internal diameters of the reactor channel, allows you to place the streamlined body in an unperturbed stream above the reactor core. The diameter of the streamlined body is selected within 0.9 0.95 of the inner diameter of the reactor channel from the condition of the permissible flow rate of the coolant in the reactor channel and the maximum possible impact of the stream on the streamlined body. Thus, equipping REM with a new working body and using it to measure the dynamic pressure force of the coolant flow in the reactor channel in flow units allowed us to expand the range of REM applications and solve the problem of measuring the coolant flow in the reactor channel.
На чертеже показана схема измерения расхода теплоносителя в канале реактора с помощью предлагаемого устройства. Скафандр 1 РЗМ состыкован и герметизирован с каналом реактора 2. Штанга 3 с обтекаемым телом 4 жестко соединена с захватом 5 исполнительного механизма, в состав которого входят цепи 6, звездочки 7 и каретка 8. Каретка 8 соединена с тензометрическими датчиками 9 штатной системы контроля сил РЗМ. Обтекаемое тело 4 погружено в полость канала реактора 2, охлаждаемого расходом теплоносителя 10. 12 - показывающий прибор системы контроля сил РЗМ, отградуированный дополнительно в единицах расхода. The drawing shows a diagram of the measurement of coolant flow in the reactor channel using the proposed device. The space suit 1 of the REM is docked and sealed with the channel of the reactor 2. The rod 3 with the streamlined body 4 is rigidly connected to the capture 5 of the actuator, which includes chains 6, sprockets 7 and the carriage 8. The carriage 8 is connected to the strain gauges 9 of the standard REM forces control system . The streamlined body 4 is immersed in the cavity of the channel of the reactor 2, cooled by the flow rate of the coolant 10. 12 is a showing instrument of the REM forces control system, additionally calibrated in flow units.
Работает РЗМ в режиме измерения расхода в следующей последовательности. REM works in the flow measurement mode in the following sequence.
В один из пеналов (не показан) скафандра 1 РЗМ помещают штангу 3 с обтекаемым телом 4. По штатной схеме скафандр 1 заполняют конденсатом, РЗМ выводят на выбранный канал реактора 2 и герметизируют с ним. Выполняют операции по созданию противодавления в скафандре 1, разгерметизации указанного канала и извлечению из него сборки в свободный пенал скафандра 1 РЗМ. Затем, устанавливают пенал скафандра 1 РЗМ со штангой 3 и обтекаемым телом 4 соосно каналу реактора 2. Исполнительным механизмом посредством захвата 5 штангу 3 с обтекаемым телом 4 вводят в полость канала реактора 2 до установки обтекаемого тела 4 ниже нижней кромки патрубка отвода теплоносителя 11 на величину, равную 10 15 внутренним диаметрам канала реактора 2. При этом на обтекаемое тело 4 будет воздействовать динамическое давление потока теплоносителя 10. Величина силы динамического воздействия потока теплоносителя 10 на обтекаемое тело 4 измеряется системой контроля сил РЗМ. По величине силы, регистрируемой прибором 12, определяют, фактический расход теплоносителя 10 в канале реактора 2 и сравнивают его с показаниями расходомера штатной системы контроля расхода теплоносителя 10. По полученным результатам оценивают достоверность показаний расходомера. A rod 3 with a streamlined body 4 is placed in one of the canisters (not shown) of the REM spacesuit 1. According to the standard scheme, the spacesuit 1 is filled with condensate, the REMs are brought to the selected channel of the reactor 2 and sealed with it. Perform operations to create a backpressure in the suit 1, depressurization of the specified channel and removing from it the assembly in a free pencil case of the suit 1 REM. Then, a case of an RZM suit 1 with a rod 3 and a streamlined body 4 is installed coaxially with the channel of the reactor 2. The actuator, by capturing 5 the rod 3 with the streamlined body 4, is inserted into the cavity of the reactor channel 2 until the streamlined body 4 is installed below the lower edge of the heat transfer pipe 11 by an amount equal to 10 15 internal diameters of the channel of the reactor 2. In this case, the streamlined body 4 will be affected by the dynamic pressure of the coolant stream 10. The magnitude of the force of the dynamic effect of the coolant stream 10 on the streamlined body 4 REM is Busy system control forces. By the magnitude of the force recorded by the device 12, determine the actual flow rate of the coolant 10 in the channel of the reactor 2 and compare it with the readings of the flowmeter of a standard flow rate control system of the coolant 10. Based on the results obtained, evaluate the accuracy of the flowmeter.
Предлагаемое изобретение дает возможность производить проверку системы контроля расхода теплоносителя в каналах реактора и производить замер расхода теплоносителя в каналах реактора при отказе указанной системы. Реализация предлагаемого изобретения позволит повысить надежность и безопасность ядерных канальных реакторов и снизить трудоемкость операций по проверке работоспособности системы контроля расход теплоносителя. The present invention makes it possible to check the control system for the flow of coolant in the channels of the reactor and to measure the flow of coolant in the channels of the reactor in case of failure of the specified system. The implementation of the invention will improve the reliability and safety of nuclear channel reactors and reduce the complexity of operations to verify the operability of the control system flow rate of the coolant.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9393026680A RU2071131C1 (en) | 1993-05-11 | 1993-05-11 | Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9393026680A RU2071131C1 (en) | 1993-05-11 | 1993-05-11 | Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU93026680A RU93026680A (en) | 1995-07-20 |
| RU2071131C1 true RU2071131C1 (en) | 1996-12-27 |
Family
ID=20141652
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU9393026680A RU2071131C1 (en) | 1993-05-11 | 1993-05-11 | Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2071131C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2457558C1 (en) * | 2011-04-25 | 2012-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Measuring method of heat carrier flow rate of first circuit of nuclear reactor |
-
1993
- 1993-05-11 RU RU9393026680A patent/RU2071131C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Автомиздат, 1980, с.140, 146 - 148, 156, 157 и 182. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2457558C1 (en) * | 2011-04-25 | 2012-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Measuring method of heat carrier flow rate of first circuit of nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103500524B (en) | Nuclear power plant's Control rod drive line line cold test device and test method | |
| US3823068A (en) | Fuel element end cap for leak detection | |
| CN114061855B (en) | Nuclear power plant containment penetration piece tightness test operation system and method | |
| CN107146644B (en) | A kind of experimental rig of reactor pressure vessel level sensor functional verification | |
| RU2071131C1 (en) | Method of and device for checking coolant flow in nuclear reactor channel | |
| CN111834024B (en) | On-line accurate measurement method and system for pressure in containment vessel | |
| JPH0511093A (en) | Control rod drive mechanism testing device | |
| CN113023919B (en) | Pressurized water reactor sample water gas-liquid separation device and fission gas measurement method | |
| Roche et al. | Experimental tests on buckling of ellipsoidal vessel heads subjected to internal pressure | |
| Hosoma et al. | Accurate volume measurement system for plutonium nitrate solution | |
| Guoqiang et al. | Facilities and Experience on Impact Test of Packages for Radioactive Materials Transport | |
| Chu et al. | Performance evaluation of passive safety injection flow controllers for the APR1400 reactor | |
| JPS6189589A (en) | Water level indicator for nuclear reactor | |
| JPS60214296A (en) | Measuring device for fuel channel | |
| JPS55112543A (en) | Leak detection method of provided pipe | |
| Gleason et al. | New Intrinsically Smart Severe Accident Instrumentation Saves Costs and Enhances Severe Accident Management | |
| JPS58100786A (en) | Method of diagnosing abnormality of reactor plant | |
| Eazor Jr et al. | CENTRAL TECHNICAL ACTIVITIES AUTOCLAVE FACILITY FOR COMPONENT TESTING | |
| RuScak et al. | NRI experimental facility for the testing of irradiation assisted stress corrosion cracking | |
| Matal et al. | MAFES, HUMOS and LEMOP diagnostic systems-applications in NPP Temelin | |
| Bartholmai et al. | Multichannel measuring of strain and acceleration during high impact drop tests with a single cable system | |
| Matal | MAFES, HUMOS and LEMOP Diagnostic Systems-Applications in NPP Temelin (D542) | |
| Ware et al. | Application of environmentally-corrected fatigue curves to nuclear power plant components | |
| Muenchow | Rod bundle test facility description for PWR blowdown heat transfer project. Technical report 2 | |
| Worlton et al. | Fuel element end cap for leak detection |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |