UA125069C2 - Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива - Google Patents
Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива Download PDFInfo
- Publication number
- UA125069C2 UA125069C2 UAA201812994A UAA201812994A UA125069C2 UA 125069 C2 UA125069 C2 UA 125069C2 UA A201812994 A UAA201812994 A UA A201812994A UA A201812994 A UAA201812994 A UA A201812994A UA 125069 C2 UA125069 C2 UA 125069C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- compressed air
- liquid
- spent nuclear
- flow
- Prior art date
Links
- 239000007788 liquid Substances 0.000 title claims abstract description 49
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 30
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 15
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 35
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 13
- 238000005352 clarification Methods 0.000 claims description 3
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 abstract description 9
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 7
- 230000008439 repair process Effects 0.000 abstract description 5
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 9
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 5
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000012447 hatching Effects 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
- 230000000007 visual effect Effects 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/007—Leak detector calibration, standard leaks
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/04—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
- G01M3/20—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material
- G01M3/22—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
- G01M3/225—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for welds
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/04—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
- G01M3/16—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means
- G01M3/18—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
- G01M3/185—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for welds
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/04—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
- G01M3/16—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means
- G01M3/18—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
- G01M3/186—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using electric detection means for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/04—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
- G01M3/20—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material
- G01M3/22—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
- G01M3/226—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/26—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors
- G01M3/28—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds
- G01M3/2876—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds for valves
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/26—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors
- G01M3/28—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds
- G01M3/2884—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by measuring rate of loss or gain of fluid, e.g. by pressure-responsive devices, by flow detectors for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves ; for welds for welds
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F7/00—Shielded cells or rooms
-
- 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)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
Description
Сфера техніки
Винахід відноситься до області вимірювальної та випробувальної техніки та спрямовано на забезпечення контролю протікання в басейнах витримки атомних електростанцій (АЕС).
Попередній рівень техніки
Відомо, що зберігання відпрацьованого ядерного палива на АЕС здійснюється в заповнених водою басейнах витримки, які виконані із зварених між собою металевих листів. Практика експлуатації АЕС, однак, показує, що, незважаючи на контроль герметичності виготовлення сталевого обличкування при виготовленні басейнів витримки, при їх експлуатації внаслідок високих концентрацій напружень в зварних швах і корозії нерідко виникають протікання радіоактивної води через зварні шви. Збір цієї води здійснюється в розташоване під басейном друге дно з деяким відбортовуванням на стіни. При цьому самі по собі протікання радіоактивної рідини небажані з огляду на їх екологічну небезпеку та вимагають усунення, для чого необхідний моніторинг протікання води і визначення ділянки зварного шва, через який відбувається витік. Труднощі такого визначення полягають в тому, що металеве обличкування басейнів витримки з'єднане з бетонною стіною, що оточує басейн витримки і служить силовим елементом, що сприймає тиск рідини в басейні витримки, а також захистом від радіації, внаслідок чого візуальний або контактний контроль цілісності зварних швів стає неможливим.
Для вирішення зазначеного завдання пропонувалося кілька різних технічних рішень.
Наприклад, контроль протікання здійснювався за рахунок розміщення в басейні витримки датчиків верхнього і нижнього рівня води, або за рахунок відведення протікання по трубі з другого дна в ємність з датчиком контролю рівня рідини при подальшому поверненні рідини в басейн. Такі рішення дозволяють визначити сам факт витоку води і приблизно оцінити динаміку зміни кількості витоку води в одиницю часу. Недоліками такого рішення, однак, є неможливість визначення конкретного негерметичного зварного шва без попереднього видалення радіоактивності, можливість попадання радіоактивної води на бічні бетонні стінки басейну витримки, необхідність наявності другого металевого дна і низька радіаційна безпека, пов'язана з неможливістю контролю герметичності другого дна.
Були спроби підвищення точності оцінки динаміки витоку рідини з басейну витримки за рахунок підвищення точності обліку обсягів випаровування і конденсації рідини в системі.
Зо Наприклад, відома система виявлення течі в приміщеннях АЕС шляхом контролю аерозольної активності (патент РФ на корисну модель Мо 100817, МПК Р24КЗ/14, опубл. 27.12.2010 г), що містить пристрій, що забезпечує поділ повітря контрольованого приміщення на конденсат і повітряне середовище, поєднане трубопроводом повітряного середовища з пристроєм для вимірювання об'ємної активності аерозолів, а трубопроводом для відведення конденсату - з модулем вимірювання об'ємної активності гама-випромінюючих радіонуклідів в рідині, при цьому пристрій для вимірювання об'ємної активності аерозолів пов'язаний з трубопроводом розрядження, а модуль вимірювання об'ємної активності гама-випромінюючих радіонуклідів в рідині з'єднаний з трубопроводом скидання конденсату в спецканалізацію. Відмінною особливістю цієї системи є те, що в якості пристрою, що забезпечує поділ повітря контрольованого приміщення на конденсат і повітряне середовище, передбачений осушувач вологого повітря, що містить камеру охолодження повітря і не менше однієї камери нагріву повітря, розташованої зовні камери охолодження повітря, а на внутрішній поверхні камери охолодження повітря встановлені радіатори, орієнтовані елементами теплознімання всередину камери охолодження повітря. При цьому між камерою охолодження повітря і камерою нагріву повітря встановлені елементи Пельтьє. В камері нагріву повітря є датчик контролю температури осушеного повітря, а під камерою охолодження повітря передбачена ємність для збору конденсату, в якій встановлений датчик рівня конденсату. В системі передбачено наявність витратоміра.
Ця система моніторингу витоку теплоносія досить складна і громіздка, тому що вимагає додаткового підведення для періодичного виконання промивання і просушування вимірювальних об'ємів додаткових контурів знесоленої води і стисненого повітря і не може бути застосована в такому складі обладнання для визначення наявності витоків в басейнах витримки атомних станцій. Крім того, така система не вирішує завдання визначення конкретного зварного шва, через який відбувається витік рідини.
Також відома система виявлення моніторингу витоку теплоносія в приміщеннях атомної станції (патент РФ на корисну модель Мо 111709, МПК с21С17/02, опубл. 20.12.2011 р), яка містить лінію відбору проб повітряного середовища і послідовно встановлені в ній охолоджувач, вологовідокремлювач з лінією відведення конденсату, підігрівач газового потоку, витратомір і побудник витрат. Система забезпечена встановленим в лінії відбору проб перед 60 охолоджувачем двохходовим пристроєм напрямку потоку, один вихід якого з'єднаний з входом газового потоку в охолоджувач, пристроєм вимірювання вологості і температури, включеним в лінію відбору проб за підігрівачем, і лінією перепуску, приєднаною одним кінцем до другого виходу двохходового пристрою напрямку потоку, а іншим з'єднаної з лінією відбору проб за підігрівачем. Система забезпечена пристроєм вимірювання об'ємної активності аерозолів, включеним в лінію відбору проб за витратоміром, а також пристроєм вимірювання якості конденсату, включеним за витратоміром. Система має в своєму складі два датчика температури і датчик тиску.
Така система, як і описана в попередньому аналогу, через наявність в своєму складі вакуумного насоса і компресорної холодильної машини занадто складна і громіздка. Крім того, така система також не вирішує завдання визначення конкретного зварного шва, через який відбувається витік рідини.
Найбільш близьким до заявленого винаходу аналогом є система моніторингу протікання басейну витримки атомної електростанції (патент РФ на винахід Мо 2589726, МПК с21С17/022,
СО1М3/00, опубл. 10.07.2016), в якому система моніторингу протікання басейну витримки атомної електростанції містить сукупність датчиків у вигляді датчика витрати води, що надходить по трубопроводу системи очищення, датчика рівня рідини, встановленого на штатних гніздах водозаміщуючих виробів (твелів), двох датчиків температури і вологості, кожен з яких розміщений на вході і виході вентиляції реакторного залу, сигналізатор, перевищення допустимого рівня витоків радіаційної води, при цьому всі виходи перерахованих датчиків електрично з'єднані через пристрій введення з контролером, зв'язаним своїм виходом з входом сигналізатора перевищення допустимого рівня витоків радіаційної води і з'єднані з комп'ютером, причому контролер має блок введення інформації кількості обслуговуючого персоналу і водозаміщуючих виробів, а для забезпечення постійного функціонування система забезпечена блоком безперебійного живлення.
Таке рішення дозволяє знизити громіздкість системи моніторингу протікання басейну витримки за рахунок застосування засобів автоматизації. Недоліком такого рішення, як і в попередніх аналогах, є неможливість визначення конкретного негерметичного зварного шва без попереднього видалення радіоактивності, можливість попадання радіоактивної води на бічні бетонні стінки басейну витримки, необхідність наявності другого металевого дна і низька
Зо радіаційна безпека, пов'язана з неможливістю контролю герметичності другого дна. При цьому у всіх відомих з рівня техніки рішеннях відсутність інформації про розташування місць протікання з басейну витримки збільшує час ремонту басейну витримки після його розвантаження і осушення, оскільки вимагає додаткового визначення цих місць.
Розкриття винаходу
Завданням даного винаходу є розробка системи контролю протікань рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива, що дозволяє підвищити безпеку зберігання відпрацьованого ядерного палива в басейні витримки за рахунок забезпечення можливості визначення негерметичності конкретного зварного шва без повного видалення радіоактивності і виключення можливості потрапляння радіоактивної води на бічні стінки басейну витримки, а також знизити час ремонту басейну витримки за рахунок попереднього визначення негерметичних швів.
Технічним результатом даного винаходу є підвищення безпеки зберігання відпрацьованого ядерного палива за рахунок забезпечення можливості визначення негерметичності конкретного зварного шва без видалення радіоактивної рідини і виключення можливості потрапляння радіоактивної води на бічні стінки басейну витримки, а також зниження часу ремонту басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за рахунок попереднього визначення негерметичних швів в процесі роботи.
Технічний результат досягається тим, що в відомій системі контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива, в якій встановлений трубопровід, датчик контролю рівня рідини і з'єднаний з ним блок управління, зварні шви басейну витримки додатково забезпечені герметичним металевим огородженням, з'єднаним за допомогою трубок з клапанами з трубопроводом, з'єднаним з двох сторін з баком збору протікання, забезпеченим датчиком контролю рівня рідини, блок управління з'єднаний з усіма клапанами і виконаний з можливістю управління клапанами.
Бажано забезпечити систему контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива пристроєм подачі стисненого повітря і клапаном подачі стисненого повітря, при цьому пристрій подачі стисненого повітря з'єднаний через клапан подачі стисненого повітря з трубопроводом, пристрій подачі стисненого повітря виконано з можливістю подачі стисненого повітря через клапан подачі стисненого повітря, трубопровід і 60 клапан в металеву огорожу зварного шва для додаткового уточнення місця протікання.
Доцільно забезпечити систему контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива пристроєм подачі підфарбованої води і клапаном подачі підфарбованої води, при цьому пристрій подачі підфарбованої води з'єднаний через клапан подачі підфарбованої води з трубопроводом, пристрій подачі підфарбованої води виконано з можливістю подачі підфарбованої води через клапан подачі підфарбованої води, трубопровід і клапан в металеву огорожу зварного шва для додаткового уточнення місця протікання.
Рекомендовано встановити на вході в бак збору протікання збірний клапан, а на виході - клапан повернення.
Бажано встановити насос між баком збору протікання і клапаном повернення.
Доцільно використовувати в якості датчика контролю рівня рідини датчик тиску.
Рекомендовано використовувати в якості датчика контролю рівня рідини датчик провідності.
Бажано з'єднати блок управління з усіма клапанами системи і насосом за допомогою дротового або бездротового зв'язку.
Доцільно додатково забезпечити пристрій подачі стисненого повітря датчиком тиску стисненого повітря.
Короткий опис креслень
Сутність запропонованого винаходу представлена на схемі, де представлений кращий варіант системи виявлення протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива, що включає обличкування басейну витримки 6, виконану зі звареними швами 1 і оточену бетонною стіною (показана штрихуванням), на кожному зварному шві 1 встановлені металеві огорожі 2, прикріплені до басейну витримки б зовнішніми звареними швами 11 і з'єднані трубками з клапанами З з трубопроводом, виконаним з можливістю відведення можливих протікань через збірний клапан 4 в бак збору протікання 7, обладнаний датчиком контролю рівня рідини 5. З бака збору протікання 7 передбачено повернення води назад в басейн витримки б насосом 8 через клапан повернення 9. Система забезпечена також клапаном подачі стисненого повітря 10, виконаним з можливістю подачі стисненого повітря або підфарбованої води в систему і забезпеченим датчиком тиску стисненого повітря 12. Всі клапани і насос з'єднані з блоком управління (на схемі не показаний) за допомогою дротового і бездротового зв'язку, при цьому блок керування виконаний з можливістю управління всіма
Зо клапанами і насосом.
Варіанти впровадження винаходу
Система виявлення протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива працює наступним чином. Під час витримки відпрацьованого ядерного палива в басейні витримки 6 оператор за допомогою блока управління виконує періодичне відкриття клапанів З по одному при закритих інших клапанах 3, контролюючи при цьому показання датчика контролю рівня рідини 5 при закритому клапані повернення 9 і вимкненому насосі 8. В тому випадку, якщо при цьому показання датчика контролю рівня рідини 5 не змінюються, оператор робить висновок про те, що відповідний відкритому клапану З зварений шов 1 не має протікання. В тому випадку, якщо датчик контролю рівня рідини 5 показує підвищення рівня рідини в баку збору протікання 7, оператор робить висновок про те, що відповідний відкритому клапану З зварений шов 1 протікає. Після цього оператор аналогічним чином проводить перевірку інших зварених швів. Після перевірки або в міру наповнення бака збору протікання 7 оператор повертає рідину з бака збору протікання 7 за допомогою насоса 8 при відкритому клапані повернення 9. Потім оператор закриває клапани 3, відповідні тим зварним швам 1, протікання яких виявила попередня перевірка, для улеможливлення потрапляння радіоактивної води на бічні стінки басейну витримки. При цьому радіоактивна вода, що потрапила назовні басейну витримки 6 через зварений шов 1, що втратив герметичність, утримується від попадання на бічні стінки басейну витримки б металевими огорожами 2, що дозволяє продовжити функціонування басейну витримки б до моменту проведення планово-профілактичного ремонту, час якого буде істотно скорочено за рахунок того, що місця негерметичності зварених швів 1 вже відомі.
У кращому варіанті система виявлення протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива додатково забезпечена клапаном подачі стисненого повітря 10, виконаним з можливістю подачі стисненого повітря, наприклад, з балона зі стисненим повітрям. У цьому варіанті оператор подає в систему стиснене повітря, відкриваючи клапан подачі стисненого повітря 10 і всі або частину клапанів 3, перекриваючи при цьому збірний клапан 4 і клапан повернення 9. При цьому стиснене повітря проходить через трубопроводи і відкриті клапани 3, потрапляє в басейн витримки б через зварні шви, що втратили герметичність, 1 басейну витримки у вигляді легко помітних бульбашок, що дозволяє уточнити бо герметичність кожного звареного шва і конкретне місце розгерметизації кожного звареного шва за допомогою засобів телеметрії без осушення басейну витримки 6. Замість стисненого повітря в одному з варіантів здійснення винаходу можливе використання підфарбованої рідини, що дозволяє досягти того ж результату.
Крім того, використання додаткового датчика тиску стисненого повітря 12 в пристрої подачі стисненого повітря 10 дозволяє досліджувати на герметичність зовнішні зварені шви 11 кріплення металевих огорож 2 до басейну витримки б. Для цього оператор може включити подачу стисненого повітря в трубопровід, наприклад, при одному відкритому клапані З і закритих інших клапанах 3, збірному клапані 4 і клапані повернення 9 і, переконавшись у відсутності бульбашок повітря з внутрішньої сторони відповідного зварного шва 1, простежити за показаннями датчика тиску стисненого повітря 12. В тому випадку, якщо тиск падає, оператор робить висновок про негерметичність відповідного звареного шва кріплення металевої огорожі 11.
Промислова придатність
Система виявлення протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива дозволяє підвищити радіаційну безпеку і надійність зберігання відпрацьованого ядерного палива в басейнах витримки, а також скоротити терміни ремонту басейну витримки і може бути широко застосована в атомній галузі.
Claims (9)
1. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива, в якій встановлений трубопровід, датчик контролю рівня рідини і з'єднаний з ним блок управління, яка відрізняється тим, що зварні шви басейну витримки додатково забезпечені герметичним металевим огородженням, з'єднаним за допомогою трубок з клапанами та з трубопроводом, з'єднаним з двох сторін з баком збору протікання, забезпеченим датчиком контролю рівня рідини, а блок управління з'єднаний з усіма клапанами і виконаний з можливістю управління клапанами.
2. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 1, яка відрізняється тим, що додатково забезпечена пристроєм подачі стисненого повітря Зо і клапаном подачі стисненого повітря, при цьому пристрій подачі стисненого повітря з'єднано через клапан подачі стисненого повітря з трубопроводом, пристрій подачі стисненого повітря виконано з можливістю подачі стисненого повітря через клапан подачі стисненого повітря, при цьому трубопровід і клапан подачі стисненого повітря вбудовані в металеву огорожу навколо зварних швів для додаткового уточнення місця протікання.
3. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 1, яка відрізняється тим, що додатково забезпечена пристроєм подачі підфарбованої води і клапаном подачі підфарбованої води, при цьому пристрій подачі підфарбованою води пов'язано через клапан подачі підфарбованої води з трубопроводом, пристрій подачі підфарбованої води виконано з можливістю подачі підфарбованої води через клапан подачі підфарбованої води, при цьому трубопровід і клапан подачі підфарбованої води вбудовані в металеву огорожу навколо зварних швів для додаткового уточнення місця протікання.
4. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 1, яка відрізняється тим, що на вході в бак збору протікання встановлений збірний клапан, а на виході - клапан повернення.
5. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 4, яка відрізняється тим, що між баком збору протікання і клапаном повернення встановлений насос.
6. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 1, яка відрізняється тим, що датчик контролю рівня рідини виконаний у вигляді датчика тиску.
7. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 1, яка відрізняється тим, що датчик контролю рівня рідини виконаний у вигляді датчика провідності.
8. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 5, яка відрізняється тим, що блок управління з'єднаний з усіма клапанами системи і насосом за допомогою дротового або бездротового зв'язку і виконаний з можливістю управління ними.
9. Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива за п. 2, яка відрізняється тим, що пристрій подачі стисненого повітря додатково забезпечено 60 датчиком тиску стисненого повітря.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2016/000653 WO2018063022A1 (ru) | 2016-09-30 | 2016-09-30 | Система контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA125069C2 true UA125069C2 (uk) | 2022-01-05 |
Family
ID=61762997
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UAA201812994A UA125069C2 (uk) | 2016-09-30 | 2016-09-30 | Система контролю протікання рідини з басейну витримки відпрацьованого ядерного палива |
Country Status (14)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20190234826A1 (uk) |
| EP (1) | EP3521789B1 (uk) |
| JP (1) | JP6972041B2 (uk) |
| KR (1) | KR20190082679A (uk) |
| CN (1) | CN109690276A (uk) |
| BR (1) | BR112018077497B1 (uk) |
| CA (1) | CA3029181C (uk) |
| FI (1) | FI3521789T3 (uk) |
| HU (1) | HUE062763T2 (uk) |
| MY (1) | MY201882A (uk) |
| RU (1) | RU2690524C1 (uk) |
| UA (1) | UA125069C2 (uk) |
| WO (1) | WO2018063022A1 (uk) |
| ZA (1) | ZA201808636B (uk) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP7230513B2 (ja) * | 2019-01-10 | 2023-03-01 | トヨタ自動車株式会社 | 電池パック |
| CA3149663A1 (en) * | 2019-08-06 | 2021-02-11 | Amir Mehrdad Mahdjoubi Namin | Leakage detector system |
| CN111564229B (zh) * | 2020-04-01 | 2023-11-24 | 中广核工程有限公司 | 核电站水池钢覆面的检漏方法 |
| KR20230098777A (ko) | 2020-11-03 | 2023-07-04 | 조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰” | 저장조 라이닝을 수리하기 위한 복합체와 시스템 |
| RU2751544C1 (ru) * | 2020-11-03 | 2021-07-14 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Система для ремонта облицовки бассейна выдержки |
| CN114093536A (zh) * | 2021-10-20 | 2022-02-25 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种监测核电厂蒸汽发生器泄漏的测量方法 |
Family Cites Families (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5234777A (en) * | 1975-09-12 | 1977-03-16 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | Low temperature storage tank provided with leakage detection device |
| JPS53161683U (uk) * | 1977-05-23 | 1978-12-18 | ||
| JPS55142230A (en) * | 1979-04-24 | 1980-11-06 | Toshiba Corp | Detector for leakage from pipe of nuclear reactor |
| JPS5757233A (en) * | 1980-09-24 | 1982-04-06 | Hitachi Ltd | Apparatus for detecting leakage in pool lining and manufacture thereof |
| JPS58223728A (ja) * | 1982-06-23 | 1983-12-26 | Toshiba Corp | 漏洩検出装置 |
| EP0117386B1 (fr) * | 1983-03-01 | 1987-11-04 | ATELIERS DE CONSTRUCTIONS ELECTRIQUES DE CHARLEROI (ACEC) Société Anonyme | Détecteur de fuite pour batardeau de piscine nucléaire |
| JPS6058595A (ja) * | 1983-09-12 | 1985-04-04 | 株式会社日立製作所 | 使用済燃料プ−ル補給水装置 |
| JPS60216299A (ja) * | 1984-04-12 | 1985-10-29 | 株式会社東芝 | ライニング容器 |
| JPS61256235A (ja) * | 1985-05-09 | 1986-11-13 | Toshiba Corp | 復水貯蔵槽の漏洩検出装置 |
| JPS62266497A (ja) * | 1986-05-14 | 1987-11-19 | 株式会社日立製作所 | プ−ルライニング据付工法 |
| JPS63266395A (ja) * | 1987-04-24 | 1988-11-02 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | 燃料漏洩検査装置 |
| JPH08304217A (ja) * | 1995-05-10 | 1996-11-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 復水器伸縮継手の漏洩試験方法 |
| JP2000227378A (ja) * | 1999-02-05 | 2000-08-15 | Ikeda Kenshoku Kk | 異質物注入による水管内漏水位置の確定法 |
| CN101210854A (zh) * | 2006-12-27 | 2008-07-02 | 徐文国 | 漏水检测显示剂及其漏水检测方法 |
| RU2387964C1 (ru) * | 2008-12-09 | 2010-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") | Способ обнаружения протечек на дне резервуара |
| RU2392597C1 (ru) * | 2009-04-13 | 2010-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") | Способ обнаружения и устранения течи в бассейне выдержки оят и устройство для его осуществления |
| JP2011237365A (ja) * | 2010-05-13 | 2011-11-24 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 異常検出システム |
| JP6084389B2 (ja) * | 2012-07-31 | 2017-02-22 | 株式会社東芝 | 注水設備および原子炉システム |
| CN103558228A (zh) * | 2013-11-14 | 2014-02-05 | 保定天威集团有限公司 | 一种焊接过程中检测焊缝渗漏的检漏剂及检测方法 |
| CN203745151U (zh) * | 2014-02-21 | 2014-07-30 | 江苏凯联达电子科技有限公司 | 多工位金属管路气密性检测装置 |
| RU2589726C2 (ru) * | 2014-08-21 | 2016-07-10 | Общество с Ограниченной Ответственностью "Инженерное Бюро Воронежского Акционерного Самолетостроительного Общества" | Система мониторинга протечек бассейна выдержки атомной электростанции |
| EP3204949B1 (en) * | 2014-10-07 | 2019-09-04 | Holtec International | Environmentally sequestered spent fuel pool |
| CN204303363U (zh) * | 2014-12-23 | 2015-04-29 | 福建福清核电有限公司 | 一种乏燃料水池应急监测与补水系统 |
| CN105462077B (zh) * | 2015-12-28 | 2018-04-13 | 江苏金发科技新材料有限公司 | 高焊接强度、焊接密封性优异的玻纤增强聚丙烯材料及其制备方法 |
-
2016
- 2016-09-30 MY MYPI2018003009A patent/MY201882A/en unknown
- 2016-09-30 HU HUE16917841A patent/HUE062763T2/hu unknown
- 2016-09-30 FI FIEP16917841.5T patent/FI3521789T3/fi active
- 2016-09-30 US US16/312,178 patent/US20190234826A1/en not_active Abandoned
- 2016-09-30 CN CN201680087077.4A patent/CN109690276A/zh active Pending
- 2016-09-30 EP EP16917841.5A patent/EP3521789B1/en active Active
- 2016-09-30 KR KR1020187037626A patent/KR20190082679A/ko not_active Application Discontinuation
- 2016-09-30 RU RU2018120236A patent/RU2690524C1/ru active
- 2016-09-30 UA UAA201812994A patent/UA125069C2/uk unknown
- 2016-09-30 BR BR112018077497-9A patent/BR112018077497B1/pt active IP Right Grant
- 2016-09-30 WO PCT/RU2016/000653 patent/WO2018063022A1/ru unknown
- 2016-09-30 CA CA3029181A patent/CA3029181C/en active Active
- 2016-09-30 JP JP2018568809A patent/JP6972041B2/ja active Active
-
2018
- 2018-12-20 ZA ZA2018/08636A patent/ZA201808636B/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR20190082679A (ko) | 2019-07-10 |
| CN109690276A (zh) | 2019-04-26 |
| EP3521789B1 (en) | 2023-04-26 |
| WO2018063022A1 (ru) | 2018-04-05 |
| RU2690524C1 (ru) | 2019-06-04 |
| EP3521789A4 (en) | 2020-08-12 |
| MY201882A (en) | 2024-03-21 |
| CA3029181C (en) | 2023-06-13 |
| ZA201808636B (en) | 2021-10-27 |
| JP2020501106A (ja) | 2020-01-16 |
| US20190234826A1 (en) | 2019-08-01 |
| FI3521789T3 (fi) | 2023-07-21 |
| HUE062763T2 (hu) | 2023-12-28 |
| BR112018077497A2 (pt) | 2019-07-02 |
| CA3029181A1 (en) | 2018-04-05 |
| EP3521789A1 (en) | 2019-08-07 |
| JP6972041B2 (ja) | 2021-11-24 |
| BR112018077497B1 (pt) | 2022-11-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2690524C1 (ru) | Система контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива | |
| TW201727210A (zh) | 取樣容器和取樣系統以及相關的操作方法 | |
| US20160320146A1 (en) | Tubing For Heat Exchange, And A Method For Improving Heat Exchange | |
| FI128387B (fi) | Soodakattilavuodon toteaminen | |
| RU2589726C2 (ru) | Система мониторинга протечек бассейна выдержки атомной электростанции | |
| KR101840677B1 (ko) | 원자로 격납건물의 격리밸브 누설률 시험장비 및 이를 이용한 시험방법 | |
| RU172465U1 (ru) | Установка взрывозащищенного типа для дозирования химического реагента | |
| CN211234865U (zh) | 一种在线检漏仪 | |
| US20130206236A1 (en) | Intelligent emergency shut down system and a method for emergency closing and regulation of fluid stream in fluid storage and dispensing systems during earthquake | |
| KR101409487B1 (ko) | 밸브 내부누출 감지 시스템 | |
| KR101761765B1 (ko) | 누수 차단 시스템이 구비되는 수조와 수조의 누수 감시 방법 | |
| EA011326B1 (ru) | Способ и устройство для определения местоположения и величины скорости течи радиоактивного вещества из емкости, находящейся под давлением | |
| JP4442036B2 (ja) | 非接触型流体漏洩計測方法 | |
| US20180003310A1 (en) | Horizontal gas leak trap for a coolant circulation system | |
| RU82915U1 (ru) | Система обнаружения течи теплоносителя путем контроля аэрозольной активности в помещениях аэс (варианты) | |
| JPS61256235A (ja) | 復水貯蔵槽の漏洩検出装置 | |
| JP2670368B2 (ja) | ライニング容器の漏洩検出装置 | |
| JPS6260015B2 (uk) | ||
| CN110031201A (zh) | 一种用于检测盾构机泵的移动检测装置 | |
| KR200235006Y1 (ko) | 복수기의해수누출검출장치 | |
| KR20210108765A (ko) | 집수 시스템 및 이를 이용한 집수 방법 | |
| RU44861U1 (ru) | Устройство для перемещения и контроля герметичности твэлов тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем | |
| JPH0240176B2 (uk) | ||
| JPH02107897A (ja) | 蒸気漏れ量測定機構を備えたスチームトラップ | |
| JPS58223728A (ja) | 漏洩検出装置 |