RU2624909C1 - Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents
Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU2624909C1 RU2624909C1 RU2016141213A RU2016141213A RU2624909C1 RU 2624909 C1 RU2624909 C1 RU 2624909C1 RU 2016141213 A RU2016141213 A RU 2016141213A RU 2016141213 A RU2016141213 A RU 2016141213A RU 2624909 C1 RU2624909 C1 RU 2624909C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- assemblies
- reactor
- radioactivity
- devices
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- 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
Изобретение относится к ядерный технике. Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем заключается в том, что над ТВС в активной зоне устанавливают устройства контроля герметичности тепловыделяющих сборок и под давлением в теплоноситель подают газ, который вместе с растворенными в теплоносителе газообразными продуктами деления затем выводят из реактора к датчикам контроля радиоактивности. В трубу устройства контроля вставляют цилиндрическую пробку из материала с каналами для прохода барботажной трубки и выхода газа и N устройств контроля герметичности, число устройств N выбирают не менее 4, одно устройство размещают над центральной ТВС, а остальные устройства располагают вокруг этого устройства на расстоянии Rn, Rn - расстояние от центральной ТВС до ТВС первого или второго, проводят контроль радиоактивности газообразных продуктов на работающем на мощности реакторе и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл в той части активной зоны. Изобретение позволяет сократить простой реактора из-за поиска тепловыделяющих сборок с поврежденными твэлами, расширить спектр контролируемых продуктов деления.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для обнаружения тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, в которых имеются негерметичные тепловыделяющие элементы (твэл).
Твэлы ядерного реактора работают в напряженных нейтронных, температурных и гидродинамических условиях, которые могут вызвать образование дефектов в оболочке твэлов. Через эти дефекты продукты деления (например, инертные радиоактивные газы Кr и Xe) поступают в первый контур теплоносителя реактора и далее - через возможные негерметичности контура - попадают в атмосферу.
Мониторинг герметичности твэл можно осуществлять путем отслеживания изменения концентрации продуктов деления либо в газовоздушных выбросах, либо в теплоносителе реакторной установки. Однако способ обнаружения ТВС с поврежденным твэл путем отбора газообразных продуктов деления из паровоздушных выбросов, в частности турбины, не может быть использован для реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем, так как паровая турбина в таких установках используется во втором или третьем контуре, куда не попадают продукты деления ядерного топлива даже при разгерметизации твэлов.
Известны способы обнаружения ТВС с поврежденным твэлами путем контроля за изменением концентрации продуктов деления в теплоносителе ядерного реактора. В предлагаемых способах контроля используется свойство металлов растворять инертные газы, т.е. теплоноситель является как бы сборником газообразных продуктов деления, выделяющихся из дефектных твэлов.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, заключающийся в том, что измеряют уровень радиоактивности газообразных продуктов деления, выделяющихся в теплоноситель из разгерметизировавшихся тепловыделяющих элементов сборки, и, если уровень радиоактивности превышает фоновые значения, делают вывод о разгерметизации тепловыделяющих элементов (Авторское свидетельство СССР №490376, кл. G21С 17/06, опублик. 1976 г.)
Согласно вышеуказанному способу сначала останавливают ядерный реактор. Это необходимо сделать, в первую очередь, из соображений безопасности, поскольку для того, чтобы устройство контроля герметичности могло быть задействовано, с поворотных пробок, на которые оно устанавливается, необходимо удалить привода СУЗ (поворотные пробки могут вращаться только, если на них нет приводов СУЗ). Затем на ТВС наводят устройство контроля герметичности, представляющее собой направляющую трубу, внутри которой выполнена трубка подвода газа. Штангу уплотняют ниже отверстий для теплоносителя в головке ТВС и по трубке подают продувочный газ, который, барботируя через жидкометаллический теплоноситель, захватывает газообразные продукты деления, растворенные в нем (в случае разгерметизации оболочек твэл), и поступает в систему контроля, где определяют по уровню активности газа степень герметичности твэл.
Поочередную диагностику ТВС проводят в отношении всей активной зоны, что приводит к длительной остановке реактора.
Частые и длительные остановы реактора с целью диагностики ТВС нежелательны, так как это влечет за собой экономические потери. Кроме того, контроль герметичности на остановленном реакторе будет недостаточно достоверным, т.к. отсутствует наработка продуктов деления и короткоживущие продукты деления с помощью этого способа контроля обнаружить нельзя.
Задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение экономичности эксплуатации ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем и повышение точности контроля герметичности твэлов тепловыделяющих сборок.
Техническим результатом изобретения является сокращение простоя реактора, связанного с поиском тепловыделяющих сборок с поврежденными твэлами, и расширение спектра контролируемых продуктов деления.
Технический результат достигается тем, что согласно способу обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, заключающемуся в том, что с помощью устройств контроля герметичности тепловыделяющих сборок, выполненных в виде трубы, внутри которой расположена барботажная трубка, в теплоноситель подают под давлением газ, который вместе с растворенными в теплоносителе газообразными продуктами деления затем выводят из реактора к датчикам контроля радиоактивности, измеряют уровень радиоактивности газообразных продуктов деления, находившихся в теплоносителе, и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл, в трубу устройства контроля дополнительно вставляют цилиндрическую пробку из материала, защищающего от ионизационного излучения, с каналами для прохода барботажной трубки и выхода газа, и устанавливают N устройств контроля герметичности тепловыделяющих элементов сборки, причем число устройств N выбирают не менее 4, одно устройство размещают над центральной ТВС, а остальные устройства располагают вокруг этого устройства на расстоянии Rn, где Rn - расстояние от центральной ТВС до ТВС первого, или второго, … или последнего ряда активной зоны, a n=1, 2, 3…k - номер ряда ТВС активной зоны, проводят контроль радиоактивности газообразных продуктов на работающем на мощности реакторе и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл в той части активной зоны, из которой газообразные продукты деления поступают в устройство контроля герметичности, зафиксировавшее наибольшее значение превышение уровня радиации над допустимым значением, после этого реактор останавливают и проводят поочередную диагностику ТВС в части активной зоны с повышенным уровнем активности газообразных продуктов деления.
Предлагаемый способ обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем реализуют следующим образом.
Над ТВС активной зоны ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем размещают не менее 4 (четырех) устройств контроля герметичности тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, выполненных в виде трубы с барботажной трубкой внутри нее. По барботажной трубке, проходящей по каналу в пробке, изготовленной из материла, защищающего от ионизационного излучения, в жидкометаллический теплоноситель сверху-вниз подают продувочный газ, например аргон, который, барботируя через слой жидкометаллического теплоносителя, захватывает газообразные продукты деления, растворенные в теплоносителе в случае разгерметизации твэл, и поступает в канал для выхода газа, которым снабжена пробка. По этому каналу газообразные продукты деления поднимаются вверх к датчикам контроля радиоактивности устройства контроля герметичности, которые непрерывно измеряют уровень их радиоактивности. В случае если обнаруживается, что уровень радиоактивности газов превышает фоновые значения, делают вывод о разгерметизации твэлов в тепловыделющей сборке, причем можно также сразу обнаружить часть (сектор) активной зоны, в которой расположена сборка с разгерметизированым твэлом, т.к. не менее 4 устройств контроля герметичности и расположение одного устройства над центральной ТВС, а остальных - вокруг него на расстоянии Rn, где Rn - расстояние от центральной ТВС до ТВС первого, или второго, ... или последнего ряда активной зоны, a n=1, 2, 3…k - номер ряда ТВС, позволяют «разграничить» активную зону на части (сектора) так, что становится возможным определить, в какой части активной зоны находится дефектный твэл, а в какой (каких) части (ях) зоны дефекты в твэлах отсутствуют, т.к. единичный дефект может вызвать срабатывание не более чем 3 устройств контроля герметичности (одного - в центре и двух, установленных вокруг него над ТВС первого, или второго, или третьего, … или последнего ряда ТВС активной зоны).
Превышение измеряемых активностей над нормой свидетельствует о появлении в области размещения устройства негерметичного твэла и позволяет измерять активность газа сразу после его выхода из теплоносителя. Оценка активности газообразных продуктов деления в максимально короткое время после их выхода из теплоносителя значительно повышает точность измерения.
Обнаружение части (сектора) активной зоны с повышенным выходом радиоактивных газов сокращает время дальнейшей поочередной диагностики ТВС, так как количество ТВС, подлежащих проверке, сокращается с целой активной зоны на часть активной зоны. Сокращение количества диагностируемых ТВС уменьшает время простоя реактора. Кроме того, обнаружение повышенного выхода радиоактивных газов в теплоносителе ядерного реактора при работе реакторной установки на мощности повышает эффективность поиска ТВС с поврежденным твэл за счет возможности измерения активности короткоживущих продуктов деления.
Кроме сокращения времени на поиск негерметичной ТВС данный способ позволяет отличать единичные дефекты твэлов от опасного массового разрушения оболочек твэлов по общей причине (например, перегрев, ускорение коррозии и т.п.).
Таким образом, данный способ позволяет не только определить появление разгеметизированных твэлов, но и сократить площадь зоны поиска, в которой сборка с этим разгерметизированным твэлом расположена, причем, чем больше устройств контроля герметичности будет установлено, тем меньше будет площадь поиска сборки с негерметичным твэлом. После того, как устройство контроля герметичности зафиксировало превышение уровня радиации над фоновым значением, реактор останавливают и проводят поочередную диагностику (контроль) ТВС в той части активной зоны, за которую «отвечает» то устройство контроля твэл, которое обнаружило превышение уровня радиации газообразных продуктов деления над фоновым значением, до выявления сборки с разгерметизированным твэлом.
Claims (1)
- Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, заключающийся в том, что над ТВС в активной зоне устанавливают устройства контроля герметичности тепловыделяющих сборок, выполненные в виде трубы, внутри которой расположена барботажная трубка, и под давлением в теплоноситель подают газ, который вместе с растворенными в теплоносителе газообразными продуктами деления затем выводят из реактора к датчикам контроля радиоактивности, измеряют уровень радиоактивности газообразных продуктов деления, находившихся в теплоносителе и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл, отличающийся тем, что в трубу устройства контроля дополнительно вставляют цилиндрическую пробку из материала, защищающего от ионизационного излучения, с каналами для прохода барботажной трубки и выхода газа, и устанавливают N устройств контроля герметичности тепловыделяющих элементов сборки, причем число устройств N выбирают не менее 4, одно устройство размещают над центральной ТВС, а остальные устройства располагают вокруг этого устройства на расстоянии Rn, где Rn - расстояние от центральной ТВС до ТВС первого, или второго, … или последнего ряда активной зоны, a n=1, 2, 3… k - номер ряда ТВС активной зоны, проводят контроль радиоактивности газообразных продуктов на работающем на мощности реакторе и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл в той части активной зоны, из которой газообразные продукты деления поступают в устройство контроля герметичности, зафиксировавшее превышение уровня радиации над допустимым значением, после этого реактор останавливают и проводят поочередную диагностику ТВС в части активной зоны с повышенным уровнем активности газообразных продуктов деления.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016141213A RU2624909C1 (ru) | 2016-10-19 | 2016-10-19 | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016141213A RU2624909C1 (ru) | 2016-10-19 | 2016-10-19 | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2624909C1 true RU2624909C1 (ru) | 2017-07-10 |
Family
ID=59312758
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2016141213A RU2624909C1 (ru) | 2016-10-19 | 2016-10-19 | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2624909C1 (ru) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU490376A1 (ru) * | 1973-05-29 | 1976-08-05 | Предприятие П/Я А-7755 | Устройство дл перегрузки и контрол герметичности пакетов тепловыдел ющих элементов дерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем |
US5009835A (en) * | 1989-01-25 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod helium leak inspection apparatus and method |
RU2164359C2 (ru) * | 1999-05-25 | 2001-03-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ поиска течей |
RU2262757C1 (ru) * | 2004-03-24 | 2005-10-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "Сосны" | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов |
RU2322655C2 (ru) * | 2005-03-21 | 2008-04-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ поиска течей (варианты) |
-
2016
- 2016-10-19 RU RU2016141213A patent/RU2624909C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU490376A1 (ru) * | 1973-05-29 | 1976-08-05 | Предприятие П/Я А-7755 | Устройство дл перегрузки и контрол герметичности пакетов тепловыдел ющих элементов дерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем |
US5009835A (en) * | 1989-01-25 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod helium leak inspection apparatus and method |
RU2164359C2 (ru) * | 1999-05-25 | 2001-03-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ поиска течей |
RU2262757C1 (ru) * | 2004-03-24 | 2005-10-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "Сосны" | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов |
RU2322655C2 (ru) * | 2005-03-21 | 2008-04-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ поиска течей (варианты) |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5496328B2 (ja) | 炉内計測器による炉心性能検証方法 | |
JP6400685B2 (ja) | 原子炉運転停止時におけるホウ素希釈監視方法 | |
CN102426866B (zh) | 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和系统 | |
US4801421A (en) | On-line monitoring and analysis of reactor vessel integrity | |
JP5576860B2 (ja) | 原子炉の運転を監視するための方法及び装置 | |
JP2007064635A (ja) | 原子炉状態監視装置および原子炉状態監視方法 | |
JP4901737B2 (ja) | 原子力プラントの原子炉稼働方法 | |
US5475720A (en) | Non-condensable gas tolerant condensing chamber | |
RU2624909C1 (ru) | Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем | |
US9721684B2 (en) | Systems and methods for detecting a leaking fuel channel in a nuclear reactor | |
US4728482A (en) | Method for internal inspection of a pressurized water nuclear reactor pressure vessel | |
JP2010078459A (ja) | 熱交換器の伝熱管破損検出装置及び方法 | |
JP2008275358A (ja) | 原子炉内破損検知装置及び方法 | |
EP0204212B1 (en) | On-line monitoring and analysis of reactor vessel integrity | |
Pesetti et al. | Experimental investigation in LIFUS5/MOD2 facility of Spiral-Tube Steam Generator Rupture scenarios for ELFR | |
Yan et al. | Results from In-cell Integral LOCA Testing at ORNL | |
Shanmugavel et al. | Operating experience of high temperature sodium loops for material testing | |
KR102209702B1 (ko) | 원자력 시설용 누설감지장치 및 그를 포함하는 연결배관 조립체 | |
Mingfei et al. | Research on the Breakage Detection Technology of Fuel Assembly Based on Sip and Data Analysis Technology | |
Kozluk | Fitness-for-service guidelines 10 | |
Castelnau et al. | In-service monitoring and servicing after leak detection for the liquid-metal fast breeder reactor steam generators of Phenix and Super Phenix | |
RU2037818C1 (ru) | Способ обнаружения дефектных изделий | |
Aleksandrov et al. | lnvestigation of β-Emission Methods of Monitoring Coolant Water Level in Nuclear Power Plants | |
Xiaohui | Analysis and Research on Diagnosis Methods of AFA 3G Fuel Assembly Leakage | |
Chokshi et al. | Review of nuclear power reactor coolant system leakage events and leak detection requirements |