SU343629A1 - Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе - Google Patents

Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе

Info

Publication number
SU343629A1
SU343629A1 SU7001478141A SU1478141A SU343629A1 SU 343629 A1 SU343629 A1 SU 343629A1 SU 7001478141 A SU7001478141 A SU 7001478141A SU 1478141 A SU1478141 A SU 1478141A SU 343629 A1 SU343629 A1 SU 343629A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
standpipe
reactor
sodium
package
bag
Prior art date
Application number
SU7001478141A
Other languages
English (en)
Inventor
Н.Н. Аристархов
Г.С. Балашова
Н.И. Бец
И.А. Ефимов
И.Г. Петерс
С.А. Скворцов
В.С. Филонов
А.Л. Шаров
А.И. Шилдин
В.С. Яковлева
Original Assignee
Aristarkhov N N
Balashova G S
Bets N I
Efimov I A
Peters I G
Skvortsov S A
Filonov V S
Sharov A L
Shildin A I
Yakovleva V S
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Aristarkhov N N, Balashova G S, Bets N I, Efimov I A, Peters I G, Skvortsov S A, Filonov V S, Sharov A L, Shildin A I, Yakovleva V S filed Critical Aristarkhov N N
Priority to SU7001478141A priority Critical patent/SU343629A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU343629A1 publication Critical patent/SU343629A1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Изобретение огносиге  к обласги  дерного приборостроени ,к усгройсгвам конг рол  гермегичносга пакетов и определени  Шсгоположени  дефектных пакетов на остановленных реакторах, охлаждаемых жидкими мегаллакш щелочной группы (на рнем, калием и др.) и их сплавами.
Известны устройства контрол  и опр д&пени  положени  негерметичных п-акетов на реакторах корпусного типа с вод ным или газообразным таппоноситеп ми.
Иэ-за высоких рабочих температур, радиоактивности и химической активности проверка пакетов на реакторах с жидкометаллическими теппонЬсител мн осущесгва етс  только после выгрузки пакетов из активной зоны. Выгрузка пакетов позвол ет получить верную информацию о герметичности твэлов в пакетах, но приводит к остановке реактора на несколько мес цев дл  выгрузки пакетов,, их проверки , отбраковки и загрузки в активную зону. Это недопустимо дл  полномасштабных энергетических реакторов. Ускорить проверку можно провер   пакеты без вы-
грузки из активной зоны путем измерени  активности газообразных продуктов деле-; ки , накапливающихс  в натрии внутри пакета .
Дл  реализации этого способа нео ходкмы отбор проб из пакета, дегазаци  натри , передача выделенного газа за пределы реактора и измерение активности газа . Один из путей осуществлени  этих операций - вакуумирование пакета. рднако использование вакуукшровани  создает большие технологические трудности и может привести к аварии из-за выброса нат ри  за пределы реактора.
Цель изобретени  - сн тие основных технических трудностей при отборе и дегазации натри  и исключение возможности аварии реактора, исключение перегруэки пакетов, а также ускорение процесса проверки, что сокращает простой реактора , св занный с проверкой гермепсчности пакетов, с нескольких мес цев до 1-2 недель . За, фиксируема  в рабочем положении, ког да она плотно соединена с пакетом так, что отверсти  в пакете дл  выхода натри  сообщены только с просгрансгвом трубы, или над пакетом при переходе на контрол другого пакета, причем BHyrpiTDliycKHc трубы находитс  барботажна  трубка дл  подачи газа-носител , например аргона, в грубу, гжускна  груба соединена с измерительигай емкостью и с устройством дл  регисграцни активности газообразных продуктов делени , 11аход 11шмис  за предепамв реактора, а в боковой отускной трубы между зеркалом натри  в баке реактора и голоысой пакета предусмотрены DireepcrHH дл  стока натри , Кроме , на конце опускной грубы усгановлена отжимна  пружина, а на входе в барботажную трубку введена дрос селирующа  шайба, гидравлическое сопротивление котсфой значительно превьштает сопротивление опускной трубы и соединен ных с опускной грубой газовых коммуннк&азш . На чертеже изображено предлагаемое усгройстео, Устройство содержит опускную трубу 1 с наконечником 2, который обеспечивает герметичное соединение опускной грубы с контролируемым пакетом 3, иаход риимс  в реакторе под слоем нат рн  4. Внутри опускной трубы 1 прохо1ЩТ барботажна  трубка 5 по которой из доздрующей емкости 6 по гибкому шланг поаветс  порци  аргона. Пузырьки аргонр проход щие по столбу натри  в опускной грубе 1, барботируют натрий, захватыва  из него газообразные продукты делени , и одновременно создают принудитель ную циркул цию натри  из .пакета 3 по опускной тоубе 1 в бак р4актора. Дл  этого, в боковой стенке опускной трубы предусмотрены отверсти  7, расположенные ниже уровн  натри  в баке реактора. Принудительной циркул ции способствует также конвекци  натри  , источником которой служит остаточное тепловыделение твэлов в пакете. Газ-носитель вместе с захваченными газообразными продуктами делени  посгу пает через фильтр 8 паров натри  и аэр зольный фильтр 9 в измерительную емкость 10, снабженную счетчиками излучений Ни регистрирующей электронной схемой 12. Дл  безопасности работы устройства контрол  на входе в барботажную трубку 5 введена дросселирующа  шайба 13, ги равлическое сопротивление которой значительно превыщает сопротивление опускг ной трубы 1 и сск диненных с ней raso- вых коммуникаций. Это пред 5Твр9шает выплескивание натри  по опускной трубе за пределы реактора и забивание натрием газовых коммуникаций при подаче аргона в барботажную трубку. Внутри наконечника 2 установлена- отжимна  пружина 14, отсоедин юща  опускную трубу 1 с наконечником 2 от пакета 3 при сн тии усили , сжимающего отжимную пружину. По высоте подъема опускной трубы 1 при срабатывании отжимной пружины суд г о правильности отсоединени  устройства от пакета и тем самым предотвращают возможность извлечени  вместе с опускной трубой рабочего пакета. Дл  удобен ва в работе опускную трубу фиксируют в рабочем состо нии, когда она соединена с пакетом, иЪтсоединенномсосто нии , когда после срабатывани  отжимной пружины она дополнительно приподн та над пакетом и допускает установку yci ройства на ношз1й пакет. Така  фиксаци  осуществл етс , например, рычагом 15, вводимым в пазы 16, расположенные в верхней части опускной трубы 1. KoHciv руктивно устройсп-э выполн етс  таким образом, чтобы оно устанавливалось на пакет механизмами, навод щими на эгог пакет разгрузочную машину (например, с помощью поворотных пробок 17). Дл  герметизации бака реактора в точке выхода опускной грубы из реактора использу1. ютс  сильфонные уплотнители. В момент демонтажа усгройства после окончани  проверки пакетов предусмотрено извлечение опускной трубы 1 в защитный чехол, приспособленный дл  продувки опускной трубы гор чим паром. Устройство работает следующим образом , С noMomtoo поворотных пробок 17 р&актора опускна  груба 1,, наход ща с  в отсоединенном состо нии, наводитс  на контролируемый пакет 3. Нажатием на трубу 1 сверху вниз производитс  присоединение опускной трубы 1 через наконечник 2 к контролируемому пакету St., Потом набором заданного количесрва аргона или другого газа-носител  в дозирующую емкость 6 (определ емого з&данным давлением) с последующей подачей этого газа в барбогажную трубку 5 барботируют натрий и вывод т газ с продуктами делени  в измерительную емкэсть 10, где по активности газа оцениваетс  герметичность твэлов в пакете. Загем перевод т сшускную трубу из рабочего положени  в отсоединенное, и устройство готово к проверке следующего пакета.
При необходимости производ т продувку усгройсгва чистым аргоном.

Claims (3)

  1. Формула изобретени 
    1, Устройство дл  обнаружени  дефект ных пакетов на остановленном реакторе, охлаждаемом натрием или другим щелочным металлом или сплавом, содержащее измерительный объем и рёгист{ж рующую схему дл  определени  активности газообразных продуктов делени , отличающеес  тем, что, с целью исключени  перегрузки пакетов, ускорени  проверки герметичности теплоиыдел ющих элементов в пакете и уменьшени  просто  реактора, над активной зоной реактора установлена опускна  труба, фиксируема  в рабочем положении, когда она плотно соединена с паке том так, что отверсти  в пакете ди  выхода натри  сообщены топьк о с пространством трубы, или над пакетом при переходе на контроль другого пакета, причем внутри опускной трубы находитс  барботажн 1Я трубка дл  Таза-носите- л , например аргона, в грубу, М1ускна , труба соединен с измерительной емкостью
    и с усгройсгвом дл  регисгроции ОКТИЕМЮСги газообразных продуктов делени , Hixj д шимис  за пределами реактора, а в боковой стенке опускной грубы между oefv калом натри  в баке реактора и головкой пакета предусмотрены отверсти  дп  спжа натри .
  2. 2.Устройство по П.1, отличающеес  тем, что, с цепью контрол  за отсоединением опускной трубы от пакета после его проверки и предотвращени  noi вреждени  пакета при переводе опускной трубы на другой пакет, на конце опускной трубы установлена отжимна  пружина .
  3. 3.Устройство по п. 1, о т п и ч а ющ е е с   тем, что, с целью предотвращени  выплескивани  натри  по опускной трубе за пределы реактора и забивани  натрием газовых коммуникаций в момент подачи газа-носител  на барботаж, на входе в барботажную трубку введена дросселирующа  шайба, гидравлическое сопро .тивление которой значительно превышает сопротивление опускной трубы и соединенных с опускной трубой газоЬых коммуникаций . Попотение дл  транспорт ровки к ругому PaSowe положение и
SU7001478141A 1970-09-10 1970-09-10 Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе SU343629A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7001478141A SU343629A1 (ru) 1970-09-10 1970-09-10 Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7001478141A SU343629A1 (ru) 1970-09-10 1970-09-10 Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU343629A1 true SU343629A1 (ru) 1978-08-05

Family

ID=20457680

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU7001478141A SU343629A1 (ru) 1970-09-10 1970-09-10 Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU343629A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2594179C1 (ru) * 2015-06-19 2016-08-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2594179C1 (ru) * 2015-06-19 2016-08-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10290379B2 (en) Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant
CN103474121B (zh) 核电站放射性废气处理系统
EP2680272B1 (en) Nuclear power plant and passive containment cooling system
SE435328B (sv) Transportbehallare for torr inneslutning av radioaktiva material
CN107180661B (zh) 一种乏燃料运输容器余热排出装置
SU343629A1 (ru) Устройство дл обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе
JPS61275693A (ja) 原子炉及びその運転方法
US4202732A (en) Tight connection between fission gas discharge channels
CA1175163A (en) Storage of irradiated fuel assemblies
JPS6025756B2 (ja) 破損燃料検出方法
JPH04254795A (ja) 原子力発電所の冷却設備
JP2011133372A (ja) 原子力プラント
JPH07294680A (ja) 原子炉格納容器冷却装置
KR20200058022A (ko) 더스트 캐처의 더스트 배출 장치 및 방법
US4261705A (en) System and method for handling lock gas in a coal gasifier system
CN114318518B (zh) 一种外延炉氢气吸收系统、方法、电子设备及存储介质
JPH09292491A (ja) 可燃性ガス濃度低減装置及びその制御方法
JPH09189794A (ja) 燃料破損検出用採水装置
US3564813A (en) Flowable material control system
JPH03160399A (ja) 液体金属冷却型原子炉の破損燃料検出装置
JPH1194979A (ja) 格納容器ベント設備
SU285725A1 (ru) Способ обнаружени дефектных пакетов на остановленном реакторе
RU2335816C1 (ru) Способ осушки отработавших тепловыделяющих сборок
JPS5827477B2 (ja) 製造中に原子炉用燃料棒が加圧されているかどうか決定する方法
KR20210108765A (ko) 집수 시스템 및 이를 이용한 집수 방법