SU719348A1 - Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора - Google Patents

Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора Download PDF

Info

Publication number
SU719348A1
SU719348A1 SU782657506A SU2657506A SU719348A1 SU 719348 A1 SU719348 A1 SU 719348A1 SU 782657506 A SU782657506 A SU 782657506A SU 2657506 A SU2657506 A SU 2657506A SU 719348 A1 SU719348 A1 SU 719348A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
circuit
pipe
steam
detectors
steam generator
Prior art date
Application number
SU782657506A
Other languages
English (en)
Inventor
А.А. Груздева
В.В. Пушкин
А.Е. Шермаков
Original Assignee
Предприятие П/Я В-2502
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 Предприятие П/Я В-2502 filed Critical Предприятие П/Я В-2502
Priority to SU782657506A priority Critical patent/SU719348A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU719348A1 publication Critical patent/SU719348A1/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)

Abstract

УСГ1*ОЙСТВр НЕПРЕРЫВНОГО КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕЙЁРАТ(>&- РА, содержащее два детектора, боковые поверхности KOTOpiHx окружены защитой, снабженных поглотитёл лт,. один из детекторов размещен вблизи поверхности" трубы паропровода второго кон'!^ тура и соединен'с входом схеьаа регистрации, отличающеес ^тём, что, с целью определени  величй-' ны протечки теплоносител  перового контура в Парогенератор, в; него вве- ' дены схема сравнени  и дополнитель- • на  схема регистрации, соединенна  ' с выходом другого детектора, разйе- щениого вблизи поверхности байпайной трубы, подсоединенной к линии продувки реактора, внутренний диаметр Jбайпасной трубы выбран из соотношё- • ни Г>& *: j'lTo"'где D - внутренний диаметр трубыпаропровода второго контура; р - плотность пара в трубе паропровода второго контура при рабочих значени х температуры и давлени  в контуре?PQ- Плотность среды в линии продувки реактора;а толщина стенки байпасной трубы hопредел етс  по форьлулеh=H^L-e,'где И - толщина стенки трубы паро-'. провода.BTopoVo контура, выраженна  в длина:х свобод'ного пробега гамма-квднтов; ЕиЬ - толщины поглотителей, расположенных между детектором и ^ поверхнойтью байпасной трубы и между дётё1кторЬм и поверхностью трубы паропровода второго контура, соответственно выраженные в длинах свободного пробега гамма-квантов,а выходы схем регистрации соединеныс входами схемы срав1нени .(Лсосо4::^00

Description

1 - -5:, Изобретение относитс  к  дерному приборостроению и может бытй ийп&льfSf5 на ДйУ кбйтУ1 ньйс атомнйх теп -; Г ШёШПГ дак-грйч-еск х ст-а йци х, особенно с реактором типа ВВЭР. Известно устройство дл  непрерыв1Н огр контрол  герметичностй парогене -. - Ift trl-АЪпо влёнйю в паре Второго контура радионуклида N , содержащее JaeTeKTOp бета-частиц, размещенный внутри паропровода, соединенный по ёйёйевательно со схемой регистрации Д ... % По показани м этого устрЪйства можн судить лишь о нар лаени  гёрметичности парогенератЪра но нельз  определить величину протечки И судить о степени авари1нойти ЬароГеиератора , так как величина объемной активности радионуклида в тй.тре второго контура зависйт как от величины объемной активности М в тёй Гб Ьс;итёЗтЪ -Т1ёе®ЬРо Шй ура-,так И от величины протечки (п| опорционально их произведению). Контроль величины протечки по N , имеющему малый Период полураспада (Т 1/2 7,4 с), за.трудйитеИен, так как активи с б этогЪ радионукли;® Р® ikoHTypa cliJtbHO-S aBiickf от течи в йгарогенерато{)е и от места установки детектора. Кроме тоF (3, раэмещение детектора вйутри паропровойа не позвол ет использовать известное устройство на пройлдленных установках, где правилами котлонал Ър зайрещена врезка в герметичный корпус парогенер то а. Наиболее к прс- - п ожеИному устройству  вл емс  устррйс ео конт й  пь по вленйй Жпарё второго контура радионуклидов Р и , спускающих аннигил циойиайг галолакванты , Содержащее два детектора, eoifSB e пойЖр йой й Тйоторшс - окружены заЁйтой , пог;п(о тител  Ы прйчем оДиИ и детекторов разме , -.-„ - .i L щён вблизи пов ерхности трубйИЖропрбвЬда второгЬ KOHtypa и соединен со входом схеьвл регистрации pQ По,показани м этого, устройства )йК жйо 0уйнть лишь о факте нарушени  гёзpмefичнocти парогенератора, но Нельз  определить величинупротечки ЖГсУййт-ь о степени а варй нд&Тй парогенератора, тгж как объёйна  ак йвность этих ра иойу1 слйдЫПй§йер етс  лишь во вторЬм койтуре. Кроме того, такое устройство обладает низкой чувствительностью, . обусловленной тей, fff п|Ш р азмещен ии детекторов на поверхирсти трубо проводов большого диамет1; 1а (диаметр паропровода второго контура АЗС обы но составл ет 400-600 м««) Веро тнос ёгШтЬаций протйвополржно щихс  аинигил цйонных гЖШЁ ЙЖтов мала (обратно пропорциональна радну
. (
719348 су трубопровода), в то врем  как веро тность регистрации фоновых гаммаквантов пр6порцйднальна квадрату радиуса трубопровода и квадрату объемной активности радионуклидов, сбдерж&а ихс  в паре второго контура, за вегчетом объемной активности радионуклидов N и . Целью изобретени   вл етс  определение величины протечки теплоноси ёл  первого контур в парогенератор. Цель достигаетс  тем, что в известное устройство непрерывного контрол  герметичности парогенератора, содёржатее два окруженных с боков защитой детектора, снабженных поглстител ми , в котором один из детекторов размещен вблизи поверхности трубы паропровЪда второго контура и соединен с входом cxe№i регистрации, в него ввейены схема сравнени  и дополнительна  схема регистрации, соединеннаГ  е ВБССОДОМ другого детектора , размешенного вблизи поверхности байпасной трубы, подсоединенной к ЛИНИЙ продувки реактора, внутренний, диёйлетр байпасной трубы выбран из соЪтношени  , pD peV D - внутренний диаметр трубы где паропровода второго контура; р- плотность пара в трубе парОп| Ъвода второго контура при рабочих значени х температуры и давлени  в контуре; РО- плотность срелы в линии продувки реактора, толпщна стенки баЙпасной трубы Ь определ етс  по формуле b H L-e; где Н - толщийа стенки трубы паропровода второго контура, вы раженна  в длинах свободного пробега гамма-Квантов; & иЬ - толщины поглотителей, растэ: / ложенных между детектором и поверхностью байпасной трубы и между детектором и поверх ностью трубы пароп ровода второго KOHTypia, соответственно выражениые в длинах свободного «робега гаммаквантов , а выходы схем регистрации соединены с входами схемы сравнени . На чертеже изображен-а схема предлагаемого устройства. Устройство содержит детекторы 1 и 2 гамма-излучени , окруженные с боков защитой 3 и 4 и снабженные Поглотител ми 5 и б, схемы V и 8 регистрации , входы которых соединены |С ЙйхбйамИ соответствующих детектоРОВ , и схему 9 сравнени , входы которой св заны с выходами схем 7 и 8 а также байпасную трубу, вход и выход которой подсоединены к линии продувки реактора. Детектор 1 размещен вблизи трубы 10 байпасной линии , а детектор 2 - вблизи трубы па ропровода, второго контура. Поглотитель 5 размещен между де ектором 1 и трубой 10, а поглотитель 6 - межд детектором 2 и трубойпаропровода .второго контура., Устройство работает следуквдим образом. ; . ; При нарушении герметичности и -: образных трубок первого контура в парогенераторе активность, накоплен |на  в. первом контуре в результате выхода продуктов делени  из rterepfe тичйых теплсдаыдел ющих элементов р теплоноситель, АкткВацкк коррозии и самого теплон-осител  зв:; реакторе попадает в воду isf брвг6 контура в парогенераторе. Из послед негсЗ летучие и азробразные радионуклиды вместе с liapdM вынос тс  в трубу второго контура и далее распростран ютс  по ertj коммуникаци м , проход  последовательно турбины и конденсатор. Дл  поддержани  солевого состава и активности теплоносител  первого контура в допустиШйс Пределах часть теплоносител  по линий продувкИ реактора непрерывно направл етс  на ионообменные фильтры. Активность теплоносител  первого контурА и, следовательно, в линии продувки рёактора в основном обусловлена радио активными благородными газами (РБГ) и йодами, активность которых пример но на пор док меньше активности РБГ Суммарна  активность остальных радионуклидов примерно на два пор дка меньше активности РБГ. При разгерметизации; пар огенератб и попадани  и него теплоносител  первого контура объемна  активность Qn пара второго контура приблизительно пррпорциональйЬ Величине про течки Q и объемной активности Q теплоносител  в линии продувки, так как РБГ, с одной сторрны, обусловливают активность теплоносител ,,а с другой - полностью вынос тс  паром из парогенератора. Пропорциональнос еще более улучшаетс , если объемную активность радионуклидов вцаре сравнивать с объемной активностью радионуклидов в линии продувки Посл Ионообменных фильтров, которые уменьшают содержание радионуклш;ов йода и коррозионную активность В продувочной воде примерно в такое же число раз, в какое их содержаний ;уменьшаетс  в паре при герметичного парогенератора во sfpрой контур в соответствии с коэффициентом распреде;7ени  количества радионуклида междупаром и водой. Поэтому, если к- линии продувки реактора подсоединить трубу 10, то объемные активности радионуклидов в паре d второго контура и в теплоНосителе первого контура 0 в труОе 10 будут св заны следующим соотношением; Qn -Q-0A (2) где k - коэффициент пропорциональнос-- . тиг ,; ,. . ч - величина протечки теплоноси-.. тел  первого контура в парогенератор . Объемна  активность радионуклидов в ЛИ.НИИ продувки реактора и в трубе паропровода второго контура измер етс  идентичными детекторами 1,и 2 соответственно. Они регистрируйт . raivBvia-кванты и преобразуют их энер- , гию в электрические импульсй, кото- . рые обрабатываютс  схемами 7 и 8. С вшсодов последних информаци  подаёт- . с  на Схему 9, где сравниваютс  , скорости, счета детекторов 1 и 2 и дцейиваётс  величина протечки Q теп-, лоностгтёл  первого контура в паро (генератор. Дл  уменьшени  вли ни  внешнего гамма-фона детекторы 1 и 2. 1с боков окружены защитой 3 и 4. Меж- . ЙУ детектОрс1ми 1 и 2 и соответствуюиими контролируемыми трубами размещены , поглотители 5 и б, которыми могут быть например собственно поглотители , служащие дл  ослаблени  потока гамма-квантов, попадающих на .детектор, И предохран ющие регИстри- . рующую схему от перегрузки, тепловые экраны холодильников, предотвращающие Перегрев детекторов, раДиедионйые фильтра излучени , которые служат дли выравййвани  спектральйой чувствительности детекторов. Дл  того, чтобы выражение (2) было справедливо не только дл ,-объемных , активностей, но и дл  скоростей счета соответствующих детекторов 1 И 2, внутренний диаметр трубы 10 выбираетс  из следующего соотношени : . Р° . . - . где D - внутренний диаметр трубы второго контура; ; р г плотность пара в Трубе па рогенератора второго контура . при рабочих значени х температуры и давлени ; PQ- плотность среды в линии продувки реактора (дл  реактора типа ВВЭР г/см). В этом случае самопоглощение и расее гние гжь«й йвакго вв Трубы 10 и в трубе паропровода второго контура Соответственно одинаковы.При этом необходимо учесть имеющиес  I . 71934 поглотители (тепловые экраны холодильника ралиационные фильтры иэлучени ). Толщина стенки трубы 10 йолжна удовлетвор ть приведенные выше соотношению (1)., В этом случае спектр гамма-квантов , попадающих на поверхность детектоЬов 1 и 2, трансформиг УетРс г стенками труб и поглртител ми одинаКорым образом,in Следоват1ельно, посколькуаппара- турн1ый спектр от каз1сдого отдельного радионуклида идентичен дл  детекторов 1 и 2, то соотношение (2) будет выполн .тьс  не только дл  объе1«ных активностей, но и дл  скоростей сче-15 та детекторов 1 и 2.Измер   скороетй счёта Детекторов, расположённых вблкзи трубы 10 и трубы паропровода 8. второго .контура, можно не только вы вить негёрметичный парогенератор, но по соотношению их скоростей счета определить величину протечки, Это позвол ет оценить аварийность негерметичного парогенератора и предотвратить незапланированные отклюiчени  реактора, если протечка не превьпиает аварийных величин, что с существеиной экономией электроэнергии . Кроме того, предлагаемое устройство дает возможность автоматизиро .вать процесс слежени  за разв итием аварии и своевременным прин тием необходимых мер, а также позвол ет учитывать радиоактивные выбросы во внег нюю среду.

Claims (1)

  1. УСТРОЙСТВО НЕПРЕРЫВНОГО КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА, содержащее два детектора, боковые поверхности которых окружены защитой, снабженных поглотителями, один из детекторов размещен вблизи поверхности трубы паропровода второго контура и соединен‘с входом схемы регистрации, отлйчающееся тем, что, с целью определения величины протечки теплоносителя первого контура в парогенератор, в( него введены схема сравнения и дополнитель- . ная схема регистрации, соединенная ' с выходом другого детектора, размещенного вблизи поверхности байпасной трубы, подсоединенной к линии продувки реактора, внутренний диаметр J байпасной трубы выбран из соотношё ния где D р Ро- внутренний диамеф трубы паропровода второго контура? плотность пара в трубе паропровода второго контура при рабочих значениях температуры и давления в контуре; плотность среды в линии продувки реактора) а толщина стенки байпасной трубы h определяется по формуле h = М* L-P где Ц - толщина стенки трубы паропровода второго контура, выраженная в длинах свободного пробега гамма-квантов;
    ЕиЬ - толщины поглотителей, расположенных Между детектором и _ ’ поверхностью байпасной трубы С и между ДётёктороМ и поверхностью трубы паропровода вто рого контура, соответственно выраженные в длинах свободного пробега гамма-квантов, а выходы схем регистраций соединены с входами схемы сравнения.
    ί » — ·
    -,-4 '1 » · '/
SU782657506A 1978-08-11 1978-08-11 Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора SU719348A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782657506A SU719348A1 (ru) 1978-08-11 1978-08-11 Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782657506A SU719348A1 (ru) 1978-08-11 1978-08-11 Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU719348A1 true SU719348A1 (ru) 1983-09-15

Family

ID=20782472

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU782657506A SU719348A1 (ru) 1978-08-11 1978-08-11 Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU719348A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111680257A (zh) * 2020-06-16 2020-09-18 三门核电有限公司 一种核电厂热试期间蒸汽发生器泄漏率的计算方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Авторское свиДетёльстйО СССР » 224703, кл. G 01 Т 1/18, 1965. -2. Патент US » 3849655, кл. 250-36 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111680257A (zh) * 2020-06-16 2020-09-18 三门核电有限公司 一种核电厂热试期间蒸汽发生器泄漏率的计算方法
CN111680257B (zh) * 2020-06-16 2023-09-08 三门核电有限公司 一种核电厂热试期间蒸汽发生器泄漏率的计算方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5345479A (en) Sensitivity enhancement for airborne radioactivity monitoring system to detect reactor coolant leaks
US4032395A (en) Fuel leak detection apparatus for gas cooled nuclear reactors
US3712850A (en) Method for determining reactor coolant system leakage
SU719348A1 (ru) Устройство непрерывного контрол герметичности парогенератора
Mays et al. Distribution and behavior of tritium in the coolant-salt technology facility
CN113921152B (zh) 一种安全壳卸压排气活度监测系统
Yang et al. Study of Tritium Permeation Through Peach Bottom Steam Generator Tubes
CN219609232U (zh) 一种辐射监测仪表
Holmes et al. Sodium technology at EBR-II
Holmes et al. Sodium purification by cold trapping at the experimental breeder reactor II
Fukui Development of a convenient monitoring method for tritiated water vapour in air using small water dishes as passive samplers
RU2191437C1 (ru) Способ контроля герметичности парогенератора ядерной энергетической установки
CN114720639B (zh) 一回路冷却剂泄漏辐射监测系统及方法
Holmes et al. The Utilization of On-Line Monitors at EBR-II for Sodium Purity
Leslie et al. Radioisotope techniques for solving ammonia plant problems
CN114496321A (zh) 一种核反应堆一回路的放射性在线监测系统
Braid et al. Operation of cover-gas system during SLSF tests
Xia et al. Reactor Nuclear Measurements and Radiation Monitoring
JPS626199A (ja) オフガスモニタ
Sedda et al. Efficiency Calibration of NaI (tl) Detector for 16n by Point Source and Dynamic Isotopic Flow System Generated in a Nuclear Reactor
WO2021140220A1 (en) Apparatus and method for real-time precision measurement of the thermal power of a nuclear reactor
Hanson et al. Gamma scanning the primary circuit of the Peach Bottom HTGR
RU90923U1 (ru) Устройство детектирования гамма-излучения жидких сред и спектрометрический жидкостной монитор гамма-излучения
Turner et al. IRRADIATION TEST OF THE GAIL III-B FUEL ELEMENT IN THE GENERAL ATOMIC INPILE LOOP
Lofing et al. Fission product control and fuel element release at the Peach Bottom HTGR Nuclear Power Station. Results of postconstruction research and development procedures DM-1, GM-1, GM-2, JM-1, and JM-8