RU2738962C1 - Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора - Google Patents
Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2738962C1 RU2738962C1 RU2020109268A RU2020109268A RU2738962C1 RU 2738962 C1 RU2738962 C1 RU 2738962C1 RU 2020109268 A RU2020109268 A RU 2020109268A RU 2020109268 A RU2020109268 A RU 2020109268A RU 2738962 C1 RU2738962 C1 RU 2738962C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- gas
- monitoring
- section
- pipeline
- middle section
- Prior art date
Links
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 области атомной энергетики. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора содержит телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций, захват перемещаемой и контролируемой сборки, систему подачи газа, систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающее измерительное устройство радиоактивных продуктов деления, побудитель расхода газа и трубопровод. Наружная и средняя секции перекрыты крышками. Наружная секция штанги герметично закреплена в малой поворотной пробке. В боковой поверхности средней секции и в крышке средней выполнены щели. Захват соединен с приводом и выполнен с возможностью перемещения внутри средней и внутренней секций. На участке трубопровода системы контроля содержания радионуклидов между полостью средней секции и измерительным устройством дополнительно установлен первый клапан. Между измерительным устройством и побудителем расхода установлены последовательно емкость и второй клапан. Объем емкости выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции до первого клапана. Изобретение позволяет упростить конструкцию устройства контроля. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования в ядерных реакторах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
Изобретение относится к устройствам взятия проб газа из тепловыделяющих сборок (ТВС) с целью выявления наличия в ТВС негерметичных тепловыделяющих элементов (твэл). Контроль осуществляют в период остановки реактора с одновременным проведением операций по перемещению ТВС путем определения состава газовых компонент, которые выделяются из негерметичных твэл.
Наиболее близким к заявляемому изобретению по совокупности общих существенных признаков и достигаемому результату является устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки ядерного реактора с верхним защитным перекрытием и жидким теплоносителем, содержащее телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций - наружной, средней и внутренней, причем наружная и средняя секции перекрыты крышками, захват тепловыделяющей сборки и систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающую трубопровод, один конец которого расположен внутри полости средней секции, образованной между крышкой средней секции и уровнем теплоносителя, измерительное устройство радиоактивных продуктов деления и побудитель расхода газа (патент РФ №2186429, G21C 17/07, опубл. 27.07.2002 г.).
Основным недостатком известного устройства является наличие специального контура для продувки инертного газа через теплоноситель, что значительно усложняет устройство, повышает расходы на его изготовление, а также снижает надежность устройства. Кроме того, в реакторе с жидкометаллическим теплоносителем технически сложно пропускать газ через теплоноситель, когда установлена перегрузочная машина.
Еще одним недостатком известного устройства является необходимость выполнения отбора газа непосредственно около поверхности теплоносителя, что в случае высоких температур характерных для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем технически сложно выполнимая задача и к тому же при барботаже теплоносителя газом высока вероятность засорения элементов устройства радиоактивными аэрозолями.
Кроме того, при барботаже из теплоносителя выходят растворенные в нем фоновые радионуклиды, в результате чего радионуклиды из негерметичного твэла разбавляются, а это снижает точность определения расположения негерметичного твэла в ТВС.
Также серьезным недостатком данного устройства является неравномерное распределение радионуклидов в камере отбора газа, что приводит к неоднозначности трактовки результатов измерения активности газа.
Задачей, на решение которой направлено настоящее изобретение, является повышение надежности и экономичности ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.
Технический результат, достигаемый при использовании данного изобретения, заключается в упрощении конструкции устройства контроля и повышении надежности контроля герметичности тепловыделяющих сборок путем исключения из устройства специального контура продувки инертного газа и снижения влияния на результаты анализа растворенных в теплоносителе фоновых радионуклидов.
Указанный технический результат достигается благодаря тому, что устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора с верхним защитным перекрытием и жидким теплоносителем, содержащее телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций - наружной, средней и внутренней, причем наружная и средняя секции перекрыты крышками, захват тепловыделяющей сборки и систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающую трубопровод, один конец которого расположен внутри полости средней секции, образованной между крышкой средней секции и уровнем теплоносителя, измерительное устройство радиоактивных продуктов деления и побудитель расхода газа, установлено в реакторе с жидкометаллическим теплоносителем, верхнее защитное перекрытие которого содержит стационарную часть с двумя поворотными пробками, и его наружная секция герметично закреплена в малой поворотной пробке, расположенной эксцентрично в большой пробке, в боковой поверхности средней секции и в крышке средней выполнены щели для сообщения с газовым объемом реактора, внутренняя секция выполнена полой, захват соединен с приводом и выполнен с возможностью перемещения внутри средней и внутренней секций, на участке трубопровода системы контроля содержания радионуклидов между полостью средней секции и измерительным устройством дополнительно установлен первый клапан, а между измерительным устройством и побудителем расхода установлены последовательно емкость и второй клапан, причем объем емкости выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции до первого клапана.
В устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок полость средней секции может быть соединена с системой подачи газа, состоящей из побудителя расхода в виде емкости с газом под давлением, клапана и трубопровода.
Также в устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок система подачи газа может быть соединена с трубопроводом системы контроля содержания радионуклидов в газе.
Кроме того, в устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок малая поворотная пробка может быть выполнена из теплоизоляционного материала, а крышка средней секции в рабочем положении установлена выше нижней границы пробки.
В устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок трубопровод системы контроля содержания радионуклидов в газе может быть выполнен гибким.
Также устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок выход газа из системы контроля содержания радионуклидов может быть соединен с системой очистки газа от радиационно - опасных радионуклидов.
Сущность заявленного изобретения поясняется рисунком, где на фиг. 1 отмечены: перекрытие 1 ядерного реактора, в котором расположена большая поворотная пробка 2. В большой поворотной пробке 2 эксцентрично установлена малая поворотная пробка 3, с установленной в ней телескопической штангой, выполненной в виде трех секций - наружной 4, средней 5 и внутренней 6, причем наружная секция 4 герметично закреплена в малой поворотной пробке 3 и герметично закрыта крышкой 7. Средняя секция 5, в свою очередь, закрыта крышкой 8. С помощью захвата 9 тепловыделяющую сборку 10 может перемещаться внутрь секции 6. На рисунке также указана система анализа активности газа, состоящая из трубопровода 11 с последовательно установленными на нем первым клапаном 12, измерителем радиоактивности газа 13, емкостью для забора газа 14, вторым клапаном 15 и компрессором/насосом 16. Неотмеченная отдельно система подачи чистого газа, включает в себя емкость с газом под давлением 17 и клапан 18.
Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора работает следующим образом.
После плановой остановки реактора для контроля герметичности ТВС, вращением большой 2 и малой 3 поворотных пробок, расположенных в перекрытии 1, выполняют наведение телескопической штанги на контролируемую ТВС 10. Затем из наружной секции 4 телескопической штанги выдвигают среднюю секцию 5, закрытую сверху крышкой 8, до погружения части секции 5 в теплоноситель. В результате этого перемещения внутри секции 5 образуется ограниченный со всех сторон (крышкой, стенками секции, теплоносителем) объем, далее называемый газовой полостью секции 5. После этого из средней секции 5 выдвигают внутреннюю секцию 6. Далее захватом 9 поднимают ТВС 10 и втягивает ее внутрь секции 6.
В случае, если в составе этой ТВС 10 имеется дефектный твэл, из которого при работе реактора на мощности выходят газообразные продукты деления, то, поскольку при подъеме такой ТВС давление снаружи твэл снижается (при подъеме ТВС в свинце на 4 м - на 0,4 МПа) в результате перепада давления газ, содержащий радионуклиды, выходит из негерметичного твэла в виде пузырей, которые всплывают вверх и попадают в полость внутренней секции 6 и далее - в газовую полость средней секции 5. В газовой полости средней секции 5 газообразные радионуклиды перемешиваются (за счет диффузии и конвекции) с аргоном, поступающим туда через щели в секции 5 и крышке 8 из аргоновой «подушки» над жидкометаллическим теплоносителем ядерного реактора. Активная естественная конвекция возникает в газовой полости секции 5 за счет того, что температура крышки 8 и верхней части секции 5 существенно ниже, чем температура погруженной в теплоноситель нижней части секции 5. Это обусловлено тем, что секция 5 через газовый зазор граничит с контактирующей с окружающей средой наружной секцией 4, закрытой крышкой 7, установленной в малой пробке 3.
Для усиления перепада температуры малая пробка 3 может быть выполнена из теплоизолирующего материала. Это позволит еще больше снизить температуру малой пробки 3 по высоте. Благодаря этому создают отток тепла через газовый зазор от крышки 8 средней секции 5, которая в рабочем положении расположена выше нижней границы малой пробки 3.
Например, т.к. в реакторной установке РУ БРЕСТ толщина малой пробки 3 равна, примерно, 2 м, а эффективная теплопроводность малой пробки 3 равна не менее 1,08 Вт/м*К, то уже через 10-15 минут радионуклиды равномерно распределяются по объему газовой полости секции 5.
Затем выполняют отбор газа для анализа его активности с помощью системы анализа активности. Для отбора газа из газовой полости секции 5 при закрытом клапане 12 выполняют вакуумирование трубопровода 11 и газосборника 14 путем открытия клапана 15 и компрессора/насоса 16.
Затем клапан 15 закрывают и открывают клапан 12, что приводит к движению газа из полости средней секции 5 в отвакуумированную часть системы анализа активности.
При этом застойный газ, находящийся в участке трубопровода 11 от его открытого конца в газовой полости секции 5 до клапана 12 (этот газ не участвовал в перемешивании радионуклидов в полости средней секции 5) собирают в емкость 14, а газ из полости секции 5 поступает в измеритель радиоактивности газа 13 для анализа.
Объем емкости 14 выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции 5 до первого клапана 12, чтобы вместить в нее весь застойный газ и, тем самым, исключить его на точность проводимых измерений.
Кроме того, трубопровод 11 системы контроля содержания радионуклидов в газе может быть выполнен гибким, что позволяет установить его в самых затесненных и труднодоступных местах реактора. Также выход газа из системы контроля содержания радионуклидов может быть соединен с системой очистки газа от радиацинно - опасных радионуклидов, что позволит исключить их выброс в окружающую среду. Несмотря на выход газа из полости средней секции 5 в измеритель радиоактивности 13 давление в ней не снижается, т.к. оно компенсируется давлением газа из газовой полости реактора, поступившим через щели средней секции 5 и крышки 8.
В случае, если для обеспечения точности контроля необходимо уменьшить активность газа внутри средней секции 5, перед исследованием ТВС 10, до ее подъема, выполняют продувку чистым инертным газом. Для этого предусмотрена система подачи чистого газа в которой при закрытом клапане 15 и открытых клапанах 12 и 18 чистый газ поступает по трубопроводу 11 в полость средней секции 5, при этом газ, содержащий фоновые радионуклиды вытесняется в газовую полость реактора через щели средней секции 5 и крышки 8. После продувки газовой полости средней секции 5 чистым газом выполняют отбор газа для измерения фоновой активности. Далее выполняют подъем ТВС 10, выдержку, отбор и анализ газа, как было указано выше.
Таким образом, данное изобретение позволяет повысить надежность и экономичность ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем путем повышения качества контроля герметичности ТВС при одновременном упрощении устройства контроля.
Claims (6)
1. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора с верхним защитным перекрытием и жидким теплоносителем, содержащее телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций - наружной, средней и внутренней, причем наружная и средняя секции перекрыты крышками, захват тепловыделяющей сборки и систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающую трубопровод, один конец которого расположен внутри полости средней секции, образованной между крышкой средней секции и уровнем теплоносителя, измерительное устройство радиоактивных продуктов деления и побудитель расхода газа, отличающееся тем, что устройство установлено в реакторе с жидкометаллическим теплоносителем, верхнее защитное перекрытие которого содержит стационарную часть с двумя поворотными пробками, и его наружная секция герметично закреплена в малой поворотной пробке, расположенной эксцентрично в большой пробке, в боковой поверхности средней секции и в крышке средней выполнены щели для сообщения с газовым объемом реактора, внутренняя секция выполнена полой, захват соединен с приводом и выполнен с возможностью перемещения внутри средней и внутренней секций, на участке трубопровода системы контроля содержания радионуклидов между полостью средней секции и измерительным устройством дополнительно установлен первый клапан, а между измерительным устройством и побудителем расхода установлены последовательно емкость и второй клапан, причем объем емкости выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции до первого клапана.
2. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок по п. 1, отличающееся тем, что полость средней секции соединена с системой подачи газа, состоящей из побудителя расхода в виде емкости с газом под давлением, клапана и трубопровода.
3. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок по пп. 1 и 2, отличающееся тем, что система подачи газа соединена с трубопроводом системы контроля содержания радионуклидов в газе.
4. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок по п. 1, отличающееся тем, что малая поворотная пробка выполнена из теплоизоляционного материала, а крышка средней секции в рабочем положении установлена выше нижней границы пробки.
5. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок по п. 1, отличающееся тем, что трубопровод системы контроля содержания радионуклидов в газе выполнен гибким.
6. Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок по п. 1, отличающееся тем, что выход газа из системы контроля содержания радионуклидов соединен с системой очистки газа от радиационно опасных радионуклидов.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020109268A RU2738962C1 (ru) | 2020-03-02 | 2020-03-02 | Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020109268A RU2738962C1 (ru) | 2020-03-02 | 2020-03-02 | Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2738962C1 true RU2738962C1 (ru) | 2020-12-21 |
Family
ID=74062873
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2020109268A RU2738962C1 (ru) | 2020-03-02 | 2020-03-02 | Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2738962C1 (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 |
SU1387722A1 (ru) * | 1986-04-09 | 1996-06-10 | В.В. Курилкин | Способ контроля герметичности сборок тепловыделяющих элементов ядерного реактора |
US5754610A (en) * | 1996-12-05 | 1998-05-19 | Framatome Technologies, Inc. | In-mast sipping modular mast modification |
RU2147148C1 (ru) * | 1999-08-31 | 2000-03-27 | Межотраслевой координационный научно-технический центр "НУКЛИД" | Способ контроля герметичности оболочек твэлов при переводе на сухое хранение |
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 |
-
2020
- 2020-03-02 RU RU2020109268A patent/RU2738962C1/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 |
SU1387722A1 (ru) * | 1986-04-09 | 1996-06-10 | В.В. Курилкин | Способ контроля герметичности сборок тепловыделяющих элементов ядерного реактора |
US5754610A (en) * | 1996-12-05 | 1998-05-19 | Framatome Technologies, Inc. | In-mast sipping modular mast modification |
RU2147148C1 (ru) * | 1999-08-31 | 2000-03-27 | Межотраслевой координационный научно-технический центр "НУКЛИД" | Способ контроля герметичности оболочек твэлов при переводе на сухое хранение |
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 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0652569B1 (en) | Leak detection system and method for detecting a leaking container | |
RU2738962C1 (ru) | Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора | |
CN115132385A (zh) | 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 | |
US4882122A (en) | Method and apparatus for obtaining a water sample from the core of a boiling water reactor | |
EA016571B1 (ru) | Способ автоматизированного контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора при перегрузке и система для его осуществления | |
US5235624A (en) | Method and device for detecting a leak from a fuel element of an assembly for a nuclear reactor | |
KR20010029780A (ko) | 원자로 조업중지 중에 연료 조립체 내의 핵연료봉의손상을 원위치에서 탐지하기 위한 연료 조립체의 기계식유동 제한 장치 | |
RU2186429C2 (ru) | Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления | |
CN206292142U (zh) | 一种核级管件晶间腐蚀检测装置 | |
CN115060546A (zh) | 反应堆容器内熔融金属介质取样系统 | |
US3802962A (en) | Neutron flux measurement installation for liquid-cooled nuclear reactors | |
Molnár et al. | Dissolved gas measurements of the cooling ponds of Paks Nuclear Power Plant, Hungary | |
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 | |
Hózer et al. | Quenching of high temperature VVER fuel after long term oxidation in hydrogen rich steam | |
Thevenot et al. | LIPSIE experiment: Pb17Li irradiation in water loop with on line tritium measurements | |
Thevenot et al. | LIPSIE device: Pb-17Li irradiation in water loop with on-line tritium measurements | |
CN118402015A (zh) | 用于在核设施的池中升高或降低核燃料组件的装置 | |
RU2625244C1 (ru) | Устройство для отбора проб расплавленного металла | |
CN106932234A (zh) | 一种uf6气体检漏取样监测装置及方法 | |
Xu et al. | Design and Investigation of Liquid Lead-Bismuth Test Irradiation Loop in Research Reactor | |
Kumar et al. | Fast Breeder Test Reactor. 15 Years of Operating Experience | |
Slaby et al. | Irradiation of three T-111 clad uranium nitride fuel pins for 8070 hours at 990/sup 0/C (1815/sup 0/F) | |
Ionescu et al. | REMOTE CONTROLLED ROBOT FOR VISUAL INSPECTION AND SAMPLING OF THE INTERIOR SURFACE OF CANDU PRESSURE TUBES | |
JPH0495895A (ja) | 高速増殖炉 | |
Tsukada et al. | New in-pile water loop facility for IASCC studies at JMTR |