RU2669015C1 - Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа - Google Patents
Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа Download PDFInfo
- Publication number
- RU2669015C1 RU2669015C1 RU2017137739A RU2017137739A RU2669015C1 RU 2669015 C1 RU2669015 C1 RU 2669015C1 RU 2017137739 A RU2017137739 A RU 2017137739A RU 2017137739 A RU2017137739 A RU 2017137739A RU 2669015 C1 RU2669015 C1 RU 2669015C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- tightness
- gas sample
- control
- gas
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 160
- 230000000712 assembly Effects 0.000 title claims abstract description 51
- 238000000429 assembly Methods 0.000 title claims abstract description 51
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 28
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 34
- 238000005070 sampling Methods 0.000 claims abstract description 25
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 20
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 15
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 14
- 238000007872 degassing Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 17
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 8
- 230000010365 information processing Effects 0.000 claims description 8
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 9
- 238000000605 extraction Methods 0.000 abstract description 6
- 238000012360 testing method Methods 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 14
- 239000002609 medium Substances 0.000 description 10
- 239000012736 aqueous medium Substances 0.000 description 6
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 5
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 3
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 238000007619 statistical method Methods 0.000 description 2
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000004422 calculation algorithm Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 238000004445 quantitative analysis Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 238000010008 shearing Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу и системе проверки герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) топливных сборок (ТВС) водо-водяного реактора. Способ включает подъем ТВС в штангу перегрузочной машины, подачу газовой среды под хвостовик ТВС, отбор газовой пробы из надводного пространства в штанге и определение наличия радионуклидов в газовой пробе. При подъеме ТВС организуют вынос газообразных продуктов деления из ТВС потоком жидкости, подаваемой по линии циркуляционной гидросистемы в нижнюю часть штанги, и ведут отбор жидкости из верхней части штанги для последующей дегазации и контроля наличия в ней радионуклидов. Система включает линию подачи жидкости с емкостью, насосом и соплами, линию отбора жидкости с насосом и элементами отбора жидкости и линию отбора газовой пробы из емкости гидросистемы. Сопла линии подачи жидкости размещены в нижней части наружной секции штанги, элементы отбора жидкости расположены в верхней части наружной секции штанги. Технический результат – обеспечение максимального извлечения радионуклидов из ТВС с поврежденными ТВЭЛами. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к области эксплуатации ядерных реакторов с водным теплоносителем, в частности к мониторингу или проверке герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) вне активной зоны реактора, и может быть использовано в процессе перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) при эксплуатации ядерного реактора.
Известно устройство для перегрузки ТВС ядерного реактора, содержащее перегрузочную трубу с установленным в ней запорным клапаном, перемещаемым посредством тяги расположенным в верхней части перегрузочной трубы приводом, и телескопической штангой, оснащенной ловителями и захватом [1]. Тяга запорного клапана и штанга захвата снабжены упорами, взаимодействующими между собой при подъеме запорного клапана, причем упор штанги кинематически связан с ее ловителями так, что при подъеме упора ловители растормаживаются.
Известное перегрузочное устройство позволяет проводить перегрузку путем осуществления подъема с увеличенной силой страгивания из посадочного гнезда перегружаемых ТВС, в том числе и периферийных, в реакторах атомных электростанций с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Однако известное устройство не предназначено для контроля целостности тепловыделяющих элементов, т.е. герметичности ТВЭЛов, входящих в состав ТВС. Перемещаемые посредством перегрузочного устройства ТВС последовательно помещаются в стационарную установку контроля герметичности.
Время перегрузки топлива из ядерного реактора значительно увеличивается за счет процедур последующего контроля герметичности оболочек ТВЭЛов для перегружаемых из активной зоны реактора топливных сборок.
Известны также система и метод проведения контроля герметичности оболочек ТВЭЛов до перегрузки ТВС из активной зоны реактора, содержащая закрепленное на наводимом на реактор координатном мосту ограждение в виде трубы, определяющее полость, окружающую контейнер - ТВС. При разгерметизации оболочек ТВЭЛов газообразные продукты ядерного деления вытекают через сквозной дефект в оболочке топливного стержня в полость контейнера - ТВС, помещаемого в ограждение. В полость ограждения под контролируемый контейнер ТВС с топливными стержнями подается газовая среда, выносящая продукты деления из объема ТВС в надводное замкнутое пространство в полости ограждения, откуда газовая проба забирается и пропускается через детектор радиации, который по контролю уровня β и γ-активности выдает сигнал в блок обработки информации. ТВС после проведения контроля герметичности возвращается в реактор, а в ограждение помещается следующий контейнер - ТВС [2].
Недостатком известной системы и метода контроля герметичности является выполнение процесса контроля герметичности контейнера с тепловыделяющими элементами (ТВС с ТВЭЛ) раздельно от процесса перегрузки ТВС из активной зоны реактора. Перегрузка ТВС начинается только после окончания процедуры контроля герметичности всех топливных сборок с учетом результатов статистического анализа, и время перегрузки реактора увеличивается на время контроля всех ТВС. При этом возвращаемые в реактор «подозрительные на негерметичность» ТВС нуждаются в дополнительном контроле герметичности в стационарной системе обнаружения дефектных сборок (СОДС) на энергоблоках с ВВЭР, что также увеличивает время перегрузки реактора.
Наиболее близким по назначению и технической сущности к заявляемым способу и системе контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при перегрузке последнего является «Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления», включающий захват и подъем ТВС в рабочей штанге машины перегрузочной, подачу газовой среды под хвостовик ТВС, продолжающуюся в течение фиксированного времени, отбор газовой пробы из надводного пространства в рабочей штанге машины перегрузочной и определение наличия радионуклидов в газовой пробе при принудительном пропускании последней через блок контроля наличия радионуклидов в газовой пробе» [3]. По результатам анализа сигнала в блоке обработки информации и полученных данных от блока контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, обработанных в автономной системе управления устройством контроля герметичности ТВС, перегружаемая ТВС транспортируется к месту назначения. Время пропускания газовой среды под хвостовик ТВС определяется объемом накопительной емкости, входящей в состав системы для контроля герметичности ТВС, элементы которой встроены в машину перегрузочную. При этом блоки системы управления системой контроля герметичности автономны и не связаны с системой управления машины перегрузочной.
Недостатком известного способа контроля герметичности ТВЭЛов ТВС и устройства для его осуществления является небольшой временной отрезок активного извлечения радионуклидов из объема контролируемой ТВС, задаваемый объемом накопительной емкости и определяемый требованиями нормативной документации, в частности п. 6.6.4 РД ЭО 1.1.2.10.0521-2009. Время извлечения радионуклидов пропускаемым под хвостовик ТВС воздушным потоком может быть недостаточным для извлечения всего необходимого для уверенного контроля объема радионуклидов из ТВС, содержащей негерметичные ТВЭЛы, т.к. газообразные продукты деления ядерного топлива, поступающие из дефектов оболочек ТВЭЛов, могут «осаждаться» на поверхности последних, а также в случаях, когда дефекты оболочек ТВЭЛов могут характеризоваться как микротрещины. Кроме того, в случае высоких уровней фоновой активности в зоне контроля герметичности ТВС возникает потеря части полезного сигнала, что может отрицательно сказаться на результатах контроля и исказить статистическую оценку герметичности ТВС.
Оценка герметичности ТВС с микротрещинами в оболочках ТВЭЛов, производимая по статистическим методикам, практически укладывается в зону оценок показаний герметичных ТВС. Ошибка в оценке герметичности ТВС в последующем может негативно сказаться на работе реактора и привести к внеплановой его остановке.
Кроме того, автономность системы управления устройством контроля герметичности ТВС по газовой пробе допускает возможность несогласованности действий операторов системы управления устройством контроля герметичности и системы управления перегрузочной машиной, что может внести сбой в процедуру контроля герметичности, повлиять на результат контроля и потребовать дополнительных мероприятий в процедуре перегрузки ТВС.
Задачей усовершенствования способа и системы оперативного контроля герметичности ТВС является повышение достоверности результатов качественного оперативного контроля герметичности ТВС по газовой пробе при сохранении времени контроля герметичности ТВС по газовой пробе.
Техническим результатом использования предложенных способа и системы оперативного контроля герметичности ТВС при проведении операций перегрузки ТВС является максимальное извлечение реперных радионуклидов из ТВС с поврежденными ТВЭЛами.
Указанная задача решается тем, что в способе контроля герметичности тепловыделяющих элементов топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке, включающем подъем топливной сборки в рабочую штангу машины перегрузочной, выполняемый по командам системы управления последней, подачу газовой среды под хвостовик топливной сборки, отбор газовой пробы из надводного пространства в рабочей штанге машины перегрузочной по сигналам системы управления устройством контроля герметичности ТВС по газовой пробе и определение наличия реперных радионуклидов в газовой пробе при принудительном пропускании последней через блок контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, проведение анализа полученной информации в блоке обработки информации по данным блока контроля наличия реперных радионуклидов в газовой пробе и передача полученного результата анализа в систему управления устройством контроля герметичности, согласно изобретению подъем топливной сборки осуществляют с фиксацией в транспортном положении в рабочей штанге и при ее подъеме в транспортное положение организуют дополнительный вынос газообразных и летучих продуктов деления из ТВС потоком жидкости, подаваемой по линии принудительной подачи циркуляционной гидросистемы в нижнюю часть рабочей штанги и, наряду с отбором газовой пробы, ведут отбор жидкости из верхней части рабочей штанги в зоне транспортного положения ТВС для последующей дегазации и последующего контроля наличия в ней радионуклидов, при этом управление циркуляционной гидросистемой ведут блоком системы управления устройства контроля герметичности по газовой пробе, которая соединена с системой управления машины перегрузочной, кроме того, интерфейс системы управления машины перегрузочной и системы управления устройства контроля герметичности по газовой пробе предусматривает возможность производить подачу жидкости и газа и отбор их проб как в автономном режиме по командам системы управления устройством контроля герметичности по газовой пробе, так и по командам системы управления перегрузочной машины в дистанционном автоматическом режиме.
Система оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора, используемая при реализации указанного способа оперативного контроля герметичности ТВС водо-водяного реактора при его перегрузке, встроенная в рабочую штангу перегрузочной машины, состоящую хотя бы из двух, наружной и внутренней, секций, и управляемую системой управления перегрузочной машины, содержит устройство контроля герметичности ТВС по газовой пробе, включающее блок подачи газовой среды под нижнюю часть ТВС, содержащий линию подачи и элементы впрыска газа, блок отбора газовой пробы из надводного пространства между секциями штанги, линия подачи которого соединена с блоком контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, блок обработки информации по данным блока контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, и систему управления устройством контроля герметичности, согласно изобретению, устройство контроля герметичности ТВС по газовой пробе оборудовано циркуляционной гидросистемой, включающей линию принудительной подачи жидкости с емкостью, насосом и соплами, линию отбора жидкости с насосом и элементами отбора жидкости, соединенную с упомянутой емкостью, дополнительную линию отбора газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы, оборудованной элементами дегазации жидкости, и блок управления циркуляционной гидросистемы, при этом сопла линии принудительной подачи жидкости размещены в нижней части наружной секции рабочей штанги, элементы отбора жидкости расположены в верхней части наружной секции рабочей штанги в зоне транспортного положения топливной сборки, дополнительная линия отбора газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы подключена к блоку отбора газовой пробы из надводного пространства, а блок управления циркуляционной гидросистемы введен в систему управления устройством контроля герметичности ТВС по газовой пробе, которая подключена к системе управления машины перегрузочной.
Организация дополнительного выноса и сбора газообразных продуктов деления из ТВС при ее подъеме в транспортное положение потоком жидкости, подаваемой в нижнюю часть рабочей штанги по линии принудительной подачи циркуляционной гидросистемы, используемые в способе оперативного контроля герметичности ТВС по газовой пробе, осуществляемого в рабочей штанге машины перегрузочной, обеспечивает повышение достоверности результатов контроля за счет увеличения в водной среде количества реперных радионуклидов, содержащихся в продуктах деления, вынесенных из негерметичной ТВС водным потоком. Извлечение из контролируемой ТВС летучих реперных радионуклидов водным потоком, организуемым циркуляционной гидросистемой, увеличивает их количество в газовой пробе, отбираемой из надводного объема рабочей штанги машины перегрузочной. При этом, благодаря снабжению циркуляционной гидросистемы линией отбора газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы обеспечивается возможность дополнительного контроля газовой пробы, извлеченной дегазацией жидкости, отобранной из верхней части водной среды в рабочей штанге. Обеспечиваемый гидроциркуляционной системой отбор пробы воды из рабочей штанги позволяет определить количество растворенного в ней газа и по сумме содержимого обеих газсодержащих проб с повышенной точностью оценить состояние оболочек ТВЭЛов в контролируемой ТВС. Определение газоанализатором в газовых пробах (в основной и дополнительной) уровня активности реперных радионуклидов, количество которых увеличено за счет выноса потоком воды из ТВС с негерметичным ТВЭЛом, повышает достоверность определения герметичности последних при интерпретации результатов контроля герметичности ТВС блоком обработки информации. Число «подозрительных на негерметичность» ТВС, для которых требуется дополнительный контроль герметичности в стационарном стенде КГО, сокращается.
Последовательность процедур: формирование соплами потоков воды в нижней части рабочей штанги осуществляется при подъеме ТВС в транспортное положение, а подача газа под хвостовик ТВС - после фиксации ТВС в транспортном положении - задается системой управления контроля герметичности, являющейся частью системы управления перегрузочной машины. Такая последовательность операций увеличивает время активной стадии контроля герметичности ТВС при сохранении времени контроля по газовой пробе в целом и обеспечивает повышение достоверности контроля герметичности ТВС по газовой пробе без увеличения общего времени перегрузки ТВС.А Отбор пробы воды в верхней части наружной секции рабочей штанги в зоне транспортного положения ТВС после выноса реперных радионуклидов с последующей дегазацией жидкости и анализом газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы, в случае наличия в ТВС негерметичного ТВЭЛа, позволяет подтвердить результат определения негерметичности ТВС по результатам измерений радиоактивных продуктов деления в отбираемой водной пробе, что также повышает достоверность контроля герметичности.
Повышение содержания реперных радионуклидов в газовой пробе (так называемой контрастности), и, вследствие этого, повышение достоверности результатов контроля при качественной оценке герметичности контролируемых ТВС по газовой пробе и возможность дополнительной оценки герметичности ТВС по отбираемой пробе водной среды в процессе ее перегрузки позволяет снизить количество «подозреваемых на негерметичность» ТВС, сократить время перегрузки ядерного реактора за счет сокращения количества помещаемых в СОДС для вторичного контроля «подозреваемых» ТВС.
Размещение форсунок линии подачи жидкости в нижней части наружной секции рабочей штанги позволяет активизировать вынос и транспортировку присутствующих в контролируемой ТВС газообразных продуктов во время ее подъема в транспортное положение. Увеличение количества реперных радионуклидов в газовой пробе за счет выноса дополнительного количества радионуклидов из ТВС с негерметичными ТВЭЛами в водную среду рабочей штанги повышает достоверность контроля герметичности ТВС по газовой пробе. При этом размещение элементов отбора жидкости в верхней части рабочей штанги в зоне транспортного положения ТВС, куда выносятся газообразные продукты деления, обеспечивает возможность отбора водной пробы для проведения дополнительной диагностики герметичности ТВС как по содержанию в ней радионуклидов газообразных продуктов деления, так и по растворенным в воде летучим продуктам деления.
Кроме того, включение блока управления гидроциркуляционной системой в систему управления устройством контроля герметичности по газовой пробе и соединение последней с системой управления машиной перегрузочной обеспечивает синхронизацию процедур контроля герметичности ТВС, выполняемых в рабочей штанге при подъеме и нахождении контролируемой ТВС в транспортном положении. По результатам контроля газовой пробы, полученной системой машины перегрузочной от системы управления устройством контроля герметичности по газовой пробе и, если необходимо, по результатам контроля водной пробы, системой управления машины перегрузочной принимается решение о транспортировании контролируемой ТВС по заданному алгоритму.
Пример реализации заявленного способа и системы оперативного контроля герметичности ТВС водо-водяного реактора при его перегрузке поясняется схемой.
На чертеже условно показаны наружная секция 1 и внутренняя секция 2 рабочей штанги машины перегрузочной (не показана), включающей захватный элемент 3 с перегружаемой ТВС 4, размещенной в зоне транспортного положения в рабочей штанге. На наружной поверхности наружной секции 1 рабочей штанги размещены:
- линия 5 принудительной подачи газовой среды под хвостовик ТВС, форсунки 6 которой установлены на торце наружной секции. Линия 5 соединена с емкостью 7, предназначенной для закачки определенного объема воздуха, и снабжена клапаном 8, управляемым блоком 9 системы управления контролем по газовой пробе;
-линия 10 блока отбора газовой среды из надводного пространства 11 между внутренней и наружной секциями рабочей штанги. Линия 10 блока отбора газовой среды включает блок 12 подготовки и подачи воздуха, включающий компрессор, ресивер регуляторы давления и газоанализатор 13, выполняющий контроль β и γ-активности радионуклидов, присутствующих в газовой пробе, прокачиваемой по линии отбора газовой пробы насосом 14. Для обработки данных по результатам анализа газовой пробы газоанализатор 13 функционально соединен с системой управления 15 устройства контроля герметичности ТВС по газовой пробе;
- линия 16, входящая в гидроциркуляционную систему, для принудительной, посредством насоса 17, подачи воды из емкости 18, оснащенной приспособлениями 19 для дегазации. Подача воды осуществляется в нижнюю часть наружной секции в рабочей штанге, где на разной высоте, хотя бы в двух уровнях, размещены сопла 20.
- линия 21 отбора газовой пробы из емкости 18, соединенная посредством клапана 22, управляемого блоком 9, с линией 10 блока отбора газовой среды.
Регулирование процесса подачи воды в линии принудительной подачи производится посредством клапанов 23, управляемых блоком 24, функционально, посредством блока 9, соединенным с системой управления 15;
- линия 25 отбора водной среды в зоне транспортного положения ТВС из верхней части рабочей штанги, соединенная с емкостью 18 и с насосом 17 посредством клапана 26, управляемого блоком 24 через блоки 15 и 9.
Отбор пробы водной среды из емкости 18 (для дополнительного количественного анализа в лабораторных условиях, если в таком анализе возникнет необходимость) осуществляется краном 27.
Машина перегрузки (на чертеже не показана), приводится в движение системой управления
28.
Контроль герметичности ТВС заявляемой системой осуществляется следующим образом.
Машина перегрузки (на чертеже не показана), управляемая системой управления 28, наводится на перегружаемую ТВС в активной зоне реактора (на чертеже не показан). По сигналу системы управления 15 и блока 24, включающих клапан 26, производится заполнение емкости 18 циркуляционной гидросистемы подаваемой по линии 25 водой из верхней части водного слоя в наружной секции 1 рабочей штанги. Производят отбор газовой пробы по линии 21 с клапаном 22 из водной среды емкости 18 и измерение содержания реперных радионуклидов по β и γ-активности для установления начального (фонового) значения радиоактивности жидкости.
Системой управления 15 устройства контроля герметичности ТВС по газовой пробе включается линия 10 отбора газовой пробы из надводного пространства 11 в наружной секции 1 рабочей штанги и при постоянно работающем газоанализаторе 13, выполняющем контроль β и γ-активности радионуклидов, производится измерение фонового значения активности в надводном пространстве рабочей штанги, используемого при последующем расчете β и γ-активности радионуклидов в газовой пробе, отбираемой при контроле герметичности ТВС.
Посредством захвата 3 и средней секции 2 рабочей штанги производят захват и осуществляют подъем ТВС 4 в зону транспортного положения. При подъеме ТВС 4 в транспортное положение по линии 16 блока принудительной подачи воды из емкости 18 посредством насоса 17 через клапаны 23, управляемые блоком 24 и системой управления 15, соплами 20, установленными в нижней части наружной секции 1 рабочей штанги, производится формирование направленных на ТВС потоков воды. Сопла 20 линии 16 блока принудительной подачи воды могут быть разнесены по высоте и размещены, например, в двух или более уровнях.
При вертикальном перемещении ТВС, в результате понижения наружного давления, в случае нахождения в ней ТВЭЛа с поврежденной оболочкой, газообразные продукты деления топлива выталкиваются наружу внутренним давлением в водный объем рабочей штанги. Потоки воды, проходящей через ТВС, выносят газообразные и летучие продукты деления в водный объем наружной секции 1 рабочей штанги, одновременно снижая их осаждение на поверхностях твэлов и конструкционных материалов.
При остановке и фиксации ТВС в транспортном положении, по сигналу системы управления 15 через блок 9, из емкости 7, в которую предварительно под давлением закачан воздух в объеме не более 50 куб. дм, по линии 5 принудительной подачи газовой среды под хвостовик ТВС форсунками 6 подается воздух. Воздушные пузырьки, проходя через ТВС и барботируя объем воды между наружной 1 и внутренней 2 секциями рабочей штанги, подхватывают выделяющиеся и снятые с поверхности ТВЭЛов потоками воды газообразные продукты деления и выносят их в надводный объем 11 между наружной и внутренней секциями 1 и 2 рабочей штанги.
По окончании операции пропускания воздуха через объем воды, продолжительность которой длится около трех минут, по команде системы управления 15 через блок 24, включающий насос 17, из верхней зоны рабочей штанги машины перегрузочной осуществляют отбор водной среды по линии 25 в емкость 18. Отобранный объем водной среды восполняет в емкости 18 объем израсходованной жидкости.
При пропускании порции воздуха заданного объема (определенного объемом емкости 7, в которой воздух находится под заданным давлением), через объем жидкости в рабочей штанге, система отбора газовой пробы с блоком 12 подготовки и подачи воздуха и газоанализатором 13 производит измерение количества реперных радионуклидов, вынесенных в надводный объем рабочей штанги. Информация о содержании реперных радионуклидов в газовой пробе передается в блок обработки информации системы управления 15, по сигналу которой срабатывает соединенная с ней система управления 28 машины перегрузочной, управляя перемещением последней в нужном направлений, определенном результатами контроля герметичности ТВС.
При установлении по результатам контроля газовой пробы, отобранной из надводного объема рабочей штанги, факта наличия в контролируемой ТВС ТВЭЛа с негерметичной оболочкой, производят дегазацию отобранной водной пробы в емкости 18 приспособлениями 19 и отбор газовой пробы из емкости по линии 21. Посредством клапана 22, управляемого блоком 9, газовая проба из емкости 18 направляется в блок 12 подготовки и подачи воздуха в газоанализатор 13. Результаты анализа дополнительной газовой пробы используются в ходе статистической обработки результатов контроля герметичности ТВС и увеличивают достоверность оперативного контроля ТВС.
Использование заявленных способа и системы контроля герметичности тепловыделяющих элементов топливных сборок водо-водяного реактора при их перегрузке позволяет повысить достоверность контроля ТВС по газовой пробе и сократить количество негерметичных ТВС, нуждающихся в последующем контроле в стационарных СКГО. Сокращение времени перегрузки реактора за счет сокращения количества ТВС, проверяемых в стационарной СКГО, позволяет значительно уменьшить время простоя реакторной установки в процессе планово-предупредительных ремонтов и повысить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) энергетической системы.
Источники информации, принятые во внимание
1. SU, авторское свидетельство №1820763, G21C 19/10, опубликовано 20.07.1996.
2. Патент US №5414742 по кл. МКИ G21C 17/07, опубликован 09.05.1995 г.
3. Патент RU №2186429 по кл. МКИ G21C 17/07, G21C 19/10, опубликован 27.07.2002. (Прототип).
Claims (3)
1. Способ оперативного контроля герметичности тепловыделяющих элементов топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке, включающий подъем топливной сборки в рабочую штангу, выполняемый по командам системы управления машины перегрузочной, подачу газовой среды под хвостовик топливной сборки, отбор газовой пробы из надводного пространства в рабочей штанге машины перегрузочной по сигналам системы управления устройством контроля герметичности ТВС по газовой пробе и определение наличия реперных радионуклидов в газовой пробе при принудительном пропускании последней через блок контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, проведение анализа полученной информации в блоке обработки информации по данным блока контроля наличия реперных радионуклидов в газовой пробе и передачу полученного результата анализа в систему управления устройством контроля герметичности, отличающийся тем, что подъем топливной сборки осуществляют с фиксацией топливной сборки в транспортном положении в рабочей штанге и при подъеме топливной сборки в транспортное положение организуют дополнительный вынос газообразных и летучих продуктов деления во внутреннюю полость наружной секции рабочей штанги из ТВС потоком жидкости, подаваемой по линии принудительной подачи циркуляционной гидросистемы через форсунки в нижней части рабочей штанги, направленным на каждую грань ТВС под углом 60° в горизонтальной плоскости и разнесенным по высоте между соседними гранями не менее чем на 30 мм, проходящим через ТВЭЛы и, наряду с отбором газовой пробы, ведут отбор жидкости из верхней части рабочей штанги в зоне транспортного положения ТВС для последующей дегазации и последующего контроля наличия в ней радионуклидов, при этом управление циркуляционной гидросистемой ведут блоком системы управления устройства контроля герметичности по газовой пробе, которая соединена с системой управления машины перегрузочной.
2. Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при их перегрузке из реактора по п. 1, отличающийся тем, что интерфейс системы управления машины перегрузочной и системы управления устройства контроля герметичности по газовой пробе предусматривает возможность подачи жидкости и газа и отбора их проб как в автономном режиме по командам системы управления устройством контроля герметичности по газовой пробе, так и по командам системы управления перегрузочной машины.
3. Система оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке, осуществляемой посредством перегрузочной машины с системой управления и рабочей штангой, состоящей хотя бы из двух секций, наружной и внутренней, и содержащая устройство контроля герметичности ТВС по газовой пробе, включающее блок подачи газовой среды под нижнюю часть ТВС, содержащий линию подачи и элементы впрыска газа, блок отбора газовой пробы из надводного пространства между секциями штанги, линия подачи которого соединена с блоком контроля наличия радионуклидов в газовой пробе, связанного с блоком обработки информации, и систему управления устройством контроля герметичности по газовой пробе, отличающаяся тем, что устройство контроля герметичности ТВС по газовой пробе оборудовано циркуляционной гидросистемой, включающей линию принудительной подачи жидкости с емкостью, насосом и соплами, линию отбора жидкости с насосом и элементами отбора жидкости, соединенную с упомянутой емкостью, дополнительную линию отбора газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы, оборудованной элементами дегазации жидкости, и блок управления циркуляционной гидросистемы, при этом сопла линии принудительной подачи жидкости размещены в нижней части наружной секции рабочей штанги, элементы отбора жидкости расположены в верхней части наружной секции рабочей штанги в зоне транспортного положения топливной сборки, дополнительная линия отбора газовой пробы из емкости циркуляционной гидросистемы подключена к блоку отбора газовой пробы из надводного пространства, а блок управления циркуляционной гидросистемы введен в систему управления устройства контроля герметичности ТВС по газовой пробе, которая соединена с системой управления машины перегрузочной.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017137739A RU2669015C1 (ru) | 2017-10-27 | 2017-10-27 | Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017137739A RU2669015C1 (ru) | 2017-10-27 | 2017-10-27 | Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2669015C1 true RU2669015C1 (ru) | 2018-10-05 |
Family
ID=63798271
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017137739A RU2669015C1 (ru) | 2017-10-27 | 2017-10-27 | Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2669015C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2804326C1 (ru) * | 2023-04-05 | 2023-09-28 | Общество с Ограниченной Ответственностью "Инженерное Бюро Воронежского Акционерного Самолетостроительного Общества" | Способ контроля проходимости твс с чехловой трубой |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5539789A (en) * | 1995-02-14 | 1996-07-23 | Wachter; William J. | Method and apparatus for identifying failed nuclear fuel rods during refueling in a reactor core |
| RU2186429C2 (ru) * | 2001-10-19 | 2002-07-27 | Славягин Павел Дмитриевич | Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления |
| RU2297680C1 (ru) * | 2005-09-05 | 2007-04-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления |
| UA45290U (ru) * | 2008-12-09 | 2009-11-10 | Олександр Вікторович Корольов | Устройство для выявления дефектных тепловыделяющих сборок реактора |
| EA016571B1 (ru) * | 2010-10-06 | 2012-05-30 | Зао "Диаконт" | Способ автоматизированного контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора при перегрузке и система для его осуществления |
| US9165690B2 (en) * | 2007-12-21 | 2015-10-20 | Holtec International | System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage |
-
2017
- 2017-10-27 RU RU2017137739A patent/RU2669015C1/ru active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5539789A (en) * | 1995-02-14 | 1996-07-23 | Wachter; William J. | Method and apparatus for identifying failed nuclear fuel rods during refueling in a reactor core |
| RU2186429C2 (ru) * | 2001-10-19 | 2002-07-27 | Славягин Павел Дмитриевич | Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления |
| RU2297680C1 (ru) * | 2005-09-05 | 2007-04-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления |
| US9165690B2 (en) * | 2007-12-21 | 2015-10-20 | Holtec International | System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage |
| UA45290U (ru) * | 2008-12-09 | 2009-11-10 | Олександр Вікторович Корольов | Устройство для выявления дефектных тепловыделяющих сборок реактора |
| EA016571B1 (ru) * | 2010-10-06 | 2012-05-30 | Зао "Диаконт" | Способ автоматизированного контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора при перегрузке и система для его осуществления |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2804326C1 (ru) * | 2023-04-05 | 2023-09-28 | Общество с Ограниченной Ответственностью "Инженерное Бюро Воронежского Акционерного Самолетостроительного Общества" | Способ контроля проходимости твс с чехловой трубой |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5414742A (en) | Leak-detection system and method for detecting a leaking container | |
| US11355254B2 (en) | Leakage testing device for seal verification by penetrant inspection of a nuclear fuel assembly located in a cell of a storage rack | |
| CN101855675B (zh) | 核电厂一回路冷却剂主系统充水及排出空气的方法,以及实施该方法的顶盖 | |
| US11984231B2 (en) | Nuclear reactor plant for housing nuclear reactor modules | |
| US6570949B2 (en) | Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies | |
| KR102380740B1 (ko) | 수중 방사능 모니터링 시스템 및 그 방법 | |
| CN101957357B (zh) | 废燃料缺陷检测系统 | |
| WO2012047135A1 (en) | Method for automated fuel leakage detection during reloading of reactor fuel assembly and system therefor | |
| US5383226A (en) | Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies | |
| RU2669015C1 (ru) | Способ оперативного контроля герметичности топливных сборок водо-водяного реактора при его перегрузке и система для реализации способа | |
| EP2940694A1 (en) | Pipe base repair method and nuclear reactor vessel | |
| US20140064430A1 (en) | Nozzle repairing method and nuclear reactor vessel | |
| CN111354488A (zh) | 一种核燃料组件真空离线啜吸检测装置及方法 | |
| US5235624A (en) | Method and device for detecting a leak from a fuel element of an assembly for a nuclear reactor | |
| RU2186429C2 (ru) | Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления | |
| RU2297680C1 (ru) | Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления | |
| KR101622044B1 (ko) | 원자로 용기의 시편 테스트 장치 | |
| EP2703704A2 (en) | Nozzle repairing method and nuclear reactor vessel | |
| EP0684612B1 (en) | Leak-detection system and method for detecting an individual leaking nuclear fuel rod having radioactive material leaking therefrom | |
| CN118039201B (zh) | 一种后处理工艺控制在线分析系统 | |
| CN205282115U (zh) | 一种水下高放射性异物多功能吸取容器 | |
| US20230024749A1 (en) | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor | |
| CN207337943U (zh) | 用于芯体组件的压紧装置 | |
| JP3889174B2 (ja) | 燃料破損検出用試料水採水方法と装置および燃料破損検出方法 | |
| CN118402015A (zh) | 用于在核设施的池中升高或降低核燃料组件的装置 |