RU2273898C1 - Способ контроля герметичности оборудования первого контура судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем при проведении гидравлических испытаний - Google Patents

Abstract

Способ предназначен для контроля герметичности оборудования первого контура судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем при проведении гидравлических испытаний. Поставленная задача достигается тем, что измеряют содержание реперного радионуклида-трития и расчитывают величины протечки теплоносителя первого контура. Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что для определения места протечки герметизируется воздушное пространство в точке соединения оборудования первого контура с корпусом реактора. Для этого создается изолированное воздушное пространство - "колпак" над предполагаемым местом протечки теплоносителя. Пробы влаги воздуха отбираются из изолированного воздушного пространства, а измерение удельной активности реперного радионуклида-трития во влаге воздуха и расчет объемной активности трития в изолированном воздушном пространстве проводят до подъема давления и после снижения давления в реакторе. Технической задачей изобретения является контроль герметичности фланцевых соединений оборудования первого контура с корпусом реактора при проведении гидравлических испытаний. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Description

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля герметичности первого контура при проведении гидравлических испытаний судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с водным теплоносителем.

Известен способ диагностики течей в арматуре, трубопроводах, сосудах под давлением [1]. Способ и устройство относятся к области диагностики для определения наличия, местоположения и величины протечек на участках, не доступных для технического осмотра, в частности в ядерных энергетических установках. Достоинством этого способа является обеспечение надежного контроля герметичности оборудования ядерных энергетических установок. Недостатки - размещение дополнительного стационарного оборудования для контроля протечек в помещениях реакторного отсека и невозможность определения микротечи.

Наиболее близким способом контроля герметичности оборудования первого контура является способ обнаружения утечки теплоносителя первого контура путем регистрации изменения содержания трития во влаге воздуха в помещениях, в которых расположено оборудование первого контура (трубопроводы первого контура, фланцевые соединения) [2]. Использование данного способа позволяет выявить факт негерметичности оборудования первого контура, но не дает возможности выявить места возникновения течи.

Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять контроль герметичности оборудования первого контура ЯЭУ при проведении гидравлических испытаний.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность обнаружения протечки теплоносителя первого контура при проведении гидравлических испытаний реактора и выявление места возникновения течи.

Для достижения указанного технического результата предлагается способ, основанный на измерении содержания реперного радионуклида-трития во влаге воздуха реакторного помещения. Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что для определения места протечки изолируется воздушное пространство в точке соединения оборудования первого контура с корпусом реактора. Для этого создается "колпак" путем изоляции воздушного пространства над местом соединения оборудования первого контура с корпусом реактора при помощи воздухонепроницаемого материала. Пробы влаги воздуха для измерения содержания реперного радионуклида-трития отбираются из изолированной воздушной полости, а измерения проводятся при проведении гидравлических испытаний реактора до поднятия в нем давления и после снижения давления в реакторе.

Как показывает опыт эксплуатации, наиболее часто местами возникновения протечек теплоносителя первого контура являются фланцевые соединения оборудования первого контура с корпусом реактора. Для этого над каждым фланцевым соединением создается изолированное воздушное пространство, откуда и производится отбор проб влаги воздуха путем прокачки воздуха через поглотитель влаги. При обнаружении различий между значениями объемной активности трития во влаге воздуха, выходящими за пределы погрешности, установленные методикой определения активности трития, до поднятия давления и после его снижения в реакторе можно утверждать о наличии негерметичности данного фланцевого соединения.

Для количественной оценки суммарной протечки теплоносителя первого контура через негерметичность необходимо знать удельную активность трития в теплоносителе первого контура. При обнаружении факта протечки можно рассчитать количество теплоносителя, вышедшего из реактора, для этого необходимо рассчитать объемную активность трития в воздухе изолированного воздушного пространства по результатам измерений удельной активности трития во влаге воздуха:

где

А - объемная активность трития в воздухе изолированного воздушного пространства, Бк/л;

Q_НТО - удельная активность трития во влаге воздуха изолированного воздушного пространства, Бк/кг;

g_в - количество воды, содержащейся в объеме воздуха, прокаченного через поглотитель влаги, кг;

ω_пр - объем воздуха, прокаченного через поглотитель влаги, л.

Величина суммарной протечки теплоносителя первого контура рассчитывается по формуле:

где М - величина протечки, кг;

А₁ - объемная активность трития в изолированном воздушном пространстве до поднятия давления в реакторе, Бк/л;

А₂ - объемная активность трития в изолированном воздушном пространстве после снижения давления в реакторе, Бк/л;

А_Iк - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Бк/кг;

V - объем изолированного воздушного пространства, л.

При проведении гидравлических испытаний на полномасштабном стенде-прототипе судовой ядерной энергетической установки проводились измерения удельной активности трития во влаге воздуха реакторного помещения. Перед началом проведения гидравлических испытаний реакторное помещение было провентилировано, после чего вентиляция была отключена и реакторное помещение было герметизировано. Над каждым фланцевым соединением оборудования первого контура с корпусом реактора был натянут воздухонепроницаемый материал, например полиэтиленовая пленка, который снизу был обжат и закреплен для создания изолированного воздушного пространства над ним. Отбор проб влаги воздуха осуществлялся из изолированного воздушного пространства до подъема давления и после снижения давления в реакторе. Влага воздуха отбиралась путем прокачки воздуха через поглотитель. В качестве поглотителя влаги использовали колонку, заполненную силикагелем. Силикагель имеет низкое остаточное влагосодержание, обладает механической прочностью и химической инертностью, а также применяется в практике дозиметрии окиси трития в воздухе. Влагу из силикагеля после отбора пробы выделяли термовакуумной десорбцией. Измерения удельной активности трития в полученной пробе проводились на радиометре РЖС-05 со сцинтиллятором марки ЖС-8.

В ходе проведения гидравлических испытаний был выявлен факт негерметичности, определено место и количество вышедшего теплоносителя первого контура. Результаты измерения содержания трития во влаге воздуха изолированного воздушного пространства над фланцевым соединением, которое признано негерметичным, приведены в таблице 1.

Таблица 1
Дата, время	Объемная активность трития во влаге воздуха, Бк/л
До подъема давления в реакторе
14.11.2001	110
14.11.2001	100
После снижения давления в реакторе
14.11.2001	410
14.11.2001	360
14.11.2001	320
14.11.2001	350
15.11.2001	520
15.11.2001	520

В изолированных воздушных полостях над другими фланцевыми соединениями содержание трития во влаге воздуха, измеренное до поднятия давления в реакторе и после снижения, находилось в пределах погрешности методики определения трития на радиометре РЖС-05, которая согласно паспортным данным составляет ±30% относительных.

При повторных гидравлических испытаниях реактора после обтяжки фланцевого соединения, измерения содержания трития во влаге воздуха изолированного воздушного пространства над фланцевым соединением, которое ранее было признано негерметичным, изменений содержания трития во влаге воздуха не обнаружено, что свидетельствует о герметичности реактора. Результаты измерений представлены в таблице 2.

Таблица 2
Дата, Время	Объемная активность трития во влаге воздуха, Бк/л
До подъема давления в реакторе
27.11.2001	110
27.11.2001	110
После снижения давления в реакторе
27.11.2001	130
27.11.2001	130
27.11.2001	100
27.11.2001	120
28.11.2001	100
28.11.2001	110

Источники информации

1. Патент РФ №2132510, БИ №18, 1999.

2. Заявка JP №10-068793 А, 10.03.1998.

Claims (2)

1. Способ контроля герметичности оборудования первого контура при проведении гидравлических испытаний судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающий отбор проб влаги воздуха реакторного помещения, измерение содержания реперного радионуклида - трития и последующий расчет величины протечки теплоносителя первого контура, отличающийся тем, что создают изолированное воздушное пространство над предполагаемым местом протечки теплоносителя первого контура, а отбор проб, измерение удельной активности реперного радионуклида - трития во влаге воздуха и расчет объемной активности трития в изолированном воздушном пространстве проводят до подъема давления и после снижения давления в реакторе.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину протечки определяют по формуле

где М - величина протечки, кг;

A₁ - объемная активность трития в изолированном воздушном пространстве до поднятия давления в реакторе, Бк/л;

А₂ - объемная активность трития в изолированном воздушном пространстве после поднятия давления в реакторе, Бк/л;

A_Ik - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Бк/кг;

V - объем изолированного воздушного пространства, л.