WO2017138835A1 - Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly - Google Patents

Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly Download PDF

Info

Publication number
WO2017138835A1
WO2017138835A1 PCT/RU2016/000550 RU2016000550W WO2017138835A1 WO 2017138835 A1 WO2017138835 A1 WO 2017138835A1 RU 2016000550 W RU2016000550 W RU 2016000550W WO 2017138835 A1 WO2017138835 A1 WO 2017138835A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
working rod
nozzles
gas
sampling
sample
Prior art date
Application number
PCT/RU2016/000550
Other languages
French (fr)
Russian (ru)
Inventor
Михаил Евгеньевич ФЕДОСОВСКИЙ
Сергей Андреевич АЛЕКСАНИН
Вадим Игоревич ДУНАЕВ
Original Assignee
Акционерное общество "Диаконт"
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 Акционерное общество "Диаконт" filed Critical Акционерное общество "Диаконт"
Priority to HUP1800223 priority Critical patent/HUP1800223A1/en
Priority to FI20185241A priority patent/FI128657B/en
Priority to CN201680060526.6A priority patent/CN108463857B/en
Publication of WO2017138835A1 publication Critical patent/WO2017138835A1/en

Links

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
    • 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
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to the field of nuclear energy, and more particularly, to a device for monitoring the tightness of the fuel assemblies of a nuclear reactor with a liquid coolant and a method for performing such control.
  • nuclear fuel of atomic reactors is placed in special hermetically sealed shells - fuel elements (fuel elements), which in turn are combined into special fuel assemblies (fuel assemblies).
  • fuel elements fuel elements
  • fuel assemblies fuel assemblies
  • standard bench control methods are used in SODS canisters, in which the fuel assemblies are moved to a closed volume filled with borated water, into which the fission products are forcibly removed from unsealed fuel rods, and then an analysis of the water sample from the indicated volume is carried out.
  • This method provides for the sequential movement of all fuel assemblies without exception into the specified closed volume, which leads to prolonged shutdown of the reactor.
  • the need to ensure significant amounts of borated water leads to high costs for the standard bench control method.
  • the known solutions did not provide a sufficiently high accuracy and reliability of measuring the radiation activity of a gas sample taken for preliminary tightness control, which increased the probability of missing leaky fuel assemblies.
  • the accuracy of the measurement is a characteristic expressing the degree of compliance of the measurement result with the real value of the measured value
  • the reliability of the measurements is a characteristic that determines the degree of confidence in the obtained measurement results.
  • the known device comprises a supply pipe for supplying gas under a working rod located on a working rod of said transfer machine, a sampling pipe for sampling a gas sample from a working rod located on a working rod of said transfer machine, a compressed gas supply unit that is connected to the supply pipe with the possibility of supplying compressed gas to it, a sampling, preparation and control unit for the activity of a gas sample, which is connected to a sampling pipeline with the possibility of sampling gas through it samples, a control and information processing unit connected to said compressed gas supply unit and a gas sampling, preparation and control unit for data exchange with the possibility of data exchange, and remote control equipment connected to the control and information processing unit with the possibility of data exchange.
  • the known device was used to implement the corresponding method of tightness control.
  • the objective of the present invention is to overcome the disadvantages of the prior art and to create a device and method for monitoring the tightness of fuel assemblies of an atomic reactor, which reduce gas losses passing through fuel assemblies and increase the bubbling intensity.
  • the proposed device for monitoring the tightness of fuel assemblies of an atomic reactor in the working rod of a reloading machine of such a reactor containing a supply pipe for supplying gas under the working rod installed on the working rod of the specified reloading machine, a sampling pipe for sampling a gas sample from the working rod installed on the working rod the rod of the specified reloading machine, a compressed gas supply unit that is connected to a supply pipe with the possibility of supplying compressed gas to it, a selection unit a, preparing and monitoring the activity of a gas sample, which is connected to a sampling pipeline with the possibility of sampling a gas sample through it, a control and information processing unit configured to connect to said compressed gas supply unit and a sampling, preparation and control unit of a gas sample to be provided with data exchange, remote control equipment made with the ability to connect with the control unit and information processing to ensure data exchange.
  • the proposed device is characterized in that the supply pipe contains at least two nozzles for supplying compressed gas, which are installed on the end of the working rod of the
  • the proposed location of the nozzles of the supply pipe ensures gas supply directly under the central part of the working rod, in which the fuel assemblies are located during preliminary tightness control and in this case are located vertically and are in the transport position.
  • the volume of gas passing by the fuel assembly is reduced, and a sufficient amount of gas passing through the specified assembly during bubbling is ensured (the bubbling rate increases), which leads to more intensive capture of radioactive elements from the assembly in case of its leakage and, as a result, increased accuracy and reliability of the results measuring the radiation activity of a gas sample that reduces the likelihood of missing leaky fuel assemblies according to the results of preliminary tightness control.
  • the supply pipe comprises a removable section that is mounted on the end of the working rod at the periphery of the outer section of the working rod, and three nozzles are installed at the same distance from each other, the nozzles of which are made in the form of a Laval nozzle.
  • the use of three nozzles provides an optimal volumetric gas flow rate over time during the bubbling. Nozzles in the form of a Laval nozzle make it possible to increase the throwing range of a gas jet in the coolant and to reduce the cross-sectional area of the jet, which further reduces gas loss when it is supplied to a fuel assembly.
  • the central axis of the nozzles of these nozzles intersect with the central axis of the working rod to form an intersection point located outside the working rod.
  • the supply and removal pipelines are made of pipes with a diameter of 7 to 10 mm inclusive with a wall thickness of 0.5 to 1 mm inclusive.
  • the indicated dimensions make it possible to integrate the indicated pipelines into the reloading machine, on the one hand, and, on the other hand, to provide a sufficiently low pneumatic resistance of the line and substantial gas pressure at the nozzles.
  • the supply and take-off pipelines have quick-disconnect connectors for connecting, respectively, to the compressed gas supply unit and the gas sampling, preparation and control unit.
  • the presence of such connectors allows you to accelerate the installation of the proposed leakproofness control device on the reactor loading machine and its dismantling.
  • said quick disconnect connectors have ends made in the form of conical bushings with a cone angle of 70 to 78 degrees, and pipe pipes at the points of their connection with the connectors have a cone angle of 60 to 70 degrees.
  • Observance of the indicated dimensions allows to ensure good sealing of the joints between the sections of the pipelines during installation of the device on the reloading machine of the reactor.
  • the present invention also claims a method of tightness control, which is implemented using the claimed device and according to which the fuel assemblies are placed in a working rod, after which gas is supplied, then a gas sample is taken from the space above the fuel assembly and the radioactivity analysis of this sample is carried out for the purpose of preliminary determination tightness of fuel assemblies.
  • FIG. 1 shows a diagram of an apparatus for leak testing
  • FIG. 2 illustrates a simplified pneumatic diagram of a compressed gas supply unit and a gas sampling, preparation and control unit for a gas sample of the proposed device
  • FIG. 3 shows a local view illustrating the location of the nozzles of the supply pipe at the end of the outer section of the working rod
  • FIG. 4 illustrates piping using a quick coupler
  • FIG. 5 shows an enlarged view of the nozzle mounted according to the present invention at the end of the rod of a reloading machine.
  • the proposed device 1 is mainly located on a reloading machine (PM) of a nuclear reactor and moves with it in the process of refueling the reactor fuel.
  • the working rod of the reloading machine has a cylindrical shape and contains an outer section A on which the elements of the proposed device are directly installed, and an inner section B in which the fuel assembly is located during overloading and in which it is subjected to preliminary tightness control.
  • the retention and movement of fuel assemblies is carried out by a gripper located in the inner section. Placement of fuel assemblies is carried out strictly in the center of the inner section of the working rod using the specified capture, which is part of the reloading machine.
  • the proposed device 1 contains a supply pipe 2 for supplying gas under the working rod through the nozzle, which is made of a pipe with a diameter of 7 mm with a thickness
  • the wall W is 0.5 mm
  • a sampling pipe 3 for sampling gas from the space in the inner section of the working rod above the level of the coolant (e.g. water) of the nuclear reactor which is made of a pipe with a diameter of 7 mm and a wall thickness of 1 mm.
  • the indicated dimensions make it possible to ensure the minimum pneumatic resistance of the line and the maximum gas pressure at the nozzles and integrate the indicated pipelines 2, 3 into the reloading machine.
  • the sampling pipe 3 is brought into the working rod at two points. Sampling points are located near the surface of the coolant. Sampling at several points minimizes the influence of random factors on the result of determining the radiation activity of a gas sample taken from the volume above the surface of the liquid coolant.
  • the proposed device also includes a gas supply unit 7 connected to a supply pipe 2 with the possibility of supplying compressed gas through it. In a preferred embodiment, the gas is air.
  • the connection of the supply and withdrawal pipelines 2, 3 with other elements of the device 1 is carried out using quick connectors, which will be described in more detail below. Thus, it is possible to quickly and reliably connect parts of the proposed device when it is mounted on a working rod.
  • the proposed device comprises a unit 5 for sampling, preparing and monitoring the activity of a gas sample for sampling a gas sample through a sampling pipe 3 and an information processing and control unit 6 connected to the indicated unit 5.
  • the specified block 6 contains a transceiver and a programmable logic controller, configured to receive and process signals and provide control electric pulses.
  • Block 6 is also connected to the compressed gas supply unit 7.
  • Block 6 controls the operation of said block 7 and block 5 by transmitting the corresponding control signals.
  • These control signals are transmitted to the unit 6 by means of the remote control equipment 9 connected to it, which is also part of the proposed device.
  • the equipment 9 is located outside the reactor core - in the reactor room, and is connected to block 6 via a data channel (wired or wireless) made according to the RS-422 standard.
  • the apparatus 9 is intended for the control of preliminary control of the fuel assembly tightness by personnel located outside the reactor hall (outside the containment zone).
  • the remote control equipment 9 contains indicators, controls, computer equipment and information storage means.
  • display means and controls as a graphical interface, keyboard and mouse are provided.
  • FIG. 2 illustrates in detail the details of the compressed gas supply unit 7 and the sampling unit 5, preparation and activity of the sample of the proposed device.
  • the compressed gas supply unit 7 includes a compressor 10, a receiver 11, a pressure filter-regulator 12, pneumatic valves 13 and 14, which are installed in cooperation with each other with the possibility of supplying compressed gas to the supply pipe 2.
  • the compressor 10 in the unit 7 pumps gas by the control signal , in this case, air, into the receiver 11.
  • the air enters the outlet of block 7 through a pressure regulator 12, which simultaneously drains the air and stabilizes its pressure at the outlet of block 7.
  • Block 7 through the air distributor 13 and the connecting pipe connected to the supply line 2.
  • compressed air is fed under FA.
  • the time for the bubbling is set by the software settings.
  • purge the surface volume of the rod to remove gaseous fission products.
  • the control of the pneumatic distributors 13 and 14 is carried out by an electrical signal from block 6.
  • Block 5 of the sampling and preparation of the gas sample contains a water separator 20 for vacuum, a vacuum pump 21, which is designed to deliver the sample to the inlet of the unit, cooler 22, microfilter 23, submicrofilter 24, air dryer 25, pressure regulator 26, throttle 27, pressure sensor 28, temperature and humidity sensor 29, radiation activity analyzer 30, air flow sensor 31, with which the passage of the sample in the proper volume through the analyzer chamber 30, pump 32, which is designed to pump the sample through the regulator 26, is controlled 28 and the sensor 29.
  • the specified parts of block 5 are installed in interaction with each other with the possibility of sampling a gas sample and its preparation for the corresponding analysis of radioactivity.
  • the pneumatic distributor 14 is switched to the sampling mode for connecting the block 5 to the sampling pipe 3.
  • the vacuum pump 21 is used to pump out the gas sample from the above-water volume of the rod, previously passing it through the water separator 20 for vacuum. Then, using a pump 32, a gas sample is pumped through a cooler 22, a microfilter 23, a submicrofilter 24, and an air dryer 25, which form the sample preparation means. At the same time, the microfilter 23 and the submicrofilter 24 are designed for two-stage cleaning of the sample in order to prevent contamination of the desiccant 25 following them along the sample path. Next, the sample passes through a pressure regulator 26 and a throttle 27, with which the necessary flow rate and pressure of the gas entering analyzer 30. It is advisable to use a beta radiometer as an analyzer, since it provides the most accurate measurement of the level of radioactivity under given conditions.
  • the sample is prepared, i.e., it is brought into a state in which its temperature, pressure and humidity meet the requirements of the measuring equipment, in this case, a beta radiometer.
  • the pressure sensor 28, the temperature and humidity sensor 29 monitor the state of the gas sample at the inlet to the analyzer 30, and the air flow sensor 31 controls the passage of the sample through the analyzer chamber 30.
  • the “OUTLET” pipe Through the “OUTLET” pipe, the gas sample enters the external environment. Pumps 21 and 32 are included for sampling according to an electrical signal from the control and information processing unit 6 (not shown in FIG. 2).
  • the signals from all the sensors of block 5, as well as the readings of the analyzer 30, are sent to block 6, where the signals are converted and subsequently processed by the computer of the indicated block in order to determine the state of the monitored fuel assembly.
  • the graphical interface and indicators of the unit 6 and the remote control equipment 9 (not shown in Fig. 2) display information about the current state of the device. In particular, if the readings of the sensors 28 and 29 do not meet the specified conditions, then a message is displayed on the graphical interface that the measurement is carried out on a sample that does not meet the measurement conditions.
  • the indicated graphical interface and indicators display the number of monitored fuel assemblies, operator identification data, control mode and access level, current readings of sensors, beta radiometer, and also the preliminary result of determining the tightness of fuel assemblies at the end of the control cycle of this fuel assembly.
  • a sample is considered representative if it is taken in a specified place, is not mixed with air from the external environment, and meets the conditions for temperature, humidity and pressure. Control according to the first two criteria is carried out before the start of work on overloading and control by checking the condition of the equipment. Compliance control is carried out by means of appropriate sensors in the process of sampling and analysis of the sample. Moreover, if the sample does not correspond to any of the conditions, information is displayed using the indicating means that the measurement was carried out on a sample that does not meet the operating conditions of the measuring equipment.
  • the supply pipe has a removable annular portion 40, which is placed along the end 41 of the outer section of the working rod and is attached to it with screws 42 or other suitable fastening means.
  • the connection of the removable annular section 40 with the supply pipe 2 is carried out using a quick disconnect connector 43. Any other connection method can also be used, if necessary, disconnecting the annular section 40 from the supply pipe 2 without dismantling the entire working rod.
  • FIG. 4 illustrates a quick disconnect connector 43 connecting the supply pipe 2 to the pipe 47 of the removable annular portion 40.
  • a quick disconnect connector 43 can also be used to connect other sections of the pipelines of the proposed device.
  • the pipeline 2 and the pipe 47 have conical flared sections at the junction with the connector 43.
  • the values of the cone angle are in the range from 60 to 70 degrees, and in the above embodiment, the cone angle is 60 degrees.
  • the connector 43 contains two nipples 48, which are installed in the corresponding conical sections.
  • the connector 43 also contains a passage piece 50, which has an axial cylindrical channel, which, when the connector 43 is installed in the working position, is installed coaxially with the corresponding connected pipelines and connected with them, forming a section of the pipeline.
  • a passage piece 50 which has an axial cylindrical channel, which, when the connector 43 is installed in the working position, is installed coaxially with the corresponding connected pipelines and connected with them, forming a section of the pipeline.
  • Part 50 has two threaded sections with an external thread.
  • the connector 43 also contains two nuts 51, which are installed at the respective ends of the pipelines by screwing them over the nipples 48 onto the threaded sections of the part 50.
  • the nuts 51 By screwing the nuts 51 onto the threaded sections of the part 50, the corresponding end of the pipeline and the part 50 are pulled together, forming a tight connection between pipelines. If necessary, the nuts 51 can be sealed with a seal 52, which is installed through special holes made in the base of the nuts 51.
  • FIG. 5 illustrates the nozzle mounted according to the present invention at the end face 41 of the working rod of the reloading machine.
  • FIG. W For clarity, in FIG. W
  • FIG. 5 shows a section through the annular portion 40 at the installation site of the nozzle 44.
  • the nozzle 44 is installed directly in the annular portion 40, while the nozzles 44 are located at the same distance from each other, and their nozzles are directed so that the central axes of these nozzles intersect with the central axis of the working rod with the formation of the intersection point located outside the working rod .
  • the nozzle axis of the nozzles 44 is located at an angle of 15 degrees to the horizontal.
  • This arrangement of nozzles 44 allows to reduce the loss of compressed gas passing through the fuel assemblies, increasing the intensity of the bubbling. This ensures the supply of the maximum amount of gas under the fuel assembly and the withdrawal of the maximum amount of gaseous fission products, in the presence of unpressurized fuel elements, from the liquid coolant into the volume above its surface. This increases the accuracy of measuring the level of radiation activity of a gas sample and the effectiveness of the control of the fuel assembly tightness.
  • These nozzles 44 are made in the form of a Laval nozzle, which allows to provide the maximum casting distance of the compressed gas jet and to further improve the accuracy of measuring the level of radiation activity of a gas sample. The location of the nozzles 44 at the end 41 of the outer section allows for the free movement of the fuel assemblies inside the working rod.
  • the proposed device 1 operates according to the method proposed in the present invention. If necessary, the bubbling of the control signal through the control channel is supplied to the block 7 of the compressed gas supply.
  • the specified block 7 through the nozzles 44 delivers a portion of compressed gas directly under the center of the lower end of the working rod, in which the fuel assembly is placed.
  • the specified gas intensively sparges the coolant near the fuel assembly and enters the surface volume, from where it is taken through the sampling pipe 3 by the sampling, preparation and control unit 5 for sample activity, where the sample is sequentially prepared for radiation analysis and subjected to it.
  • Said preparation includes water separation in a water separator 20, cooling in a cooler 22, sequential cleaning in a microfilter 23 and a sub-microfilter 24, drainage in an air dryer 25, and bringing to the required pressure using a pressure regulator 26, a throttle 27 and a pressure sensor 28.
  • the prepared gas sample enters the analyzer 30, where the data on the level of radiation activity of the specified sample are determined, while the gas sample is passed through the analyzer chamber 30 by the pump 32, and the air flow sensor 31 allows you to control the passage of the sample in the proper volume through the analyzer chamber 30.
  • the proposed device and method make it possible to carry out effective preliminary control of tightness at the end of the control cycle of a single fuel assembly and to output the results of such control through the graphical interface of the remote control equipment 9.

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

A device for checking the hermeticity of nuclear reactor fuel assemblies and a method carried out using said device are proposed. The proposed device is positioned on the mast of a refuelling machine for changing the fuel of a reactor and agitates the coolant in the vicinity of the fuel assembly which is situated in the mast and in respect of which a hermeticity check is being carried out. The device is characterized in that nozzles of a feed line are oriented toward the centre of the mast, which makes it possible to feed a compressed gas directly below the bottom nozzle of the fuel assembly, thereby providing an increase in the intensity with which the coolant in the vicinity of said fuel assembly is agitated, which thus increases the efficiency of the hermeticity check.

Description

УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ  DEVICE FOR CHECKING THE LEAKAGE OF THE HEAT FUEL
СБОРКИ АТОМНОГО РЕАКТОРА  NUCLEAR REACTOR ASSEMBLIES
Область техники Technical field
Настоящее изобретение относится к области атомной энергетики, а более конкретно к устройству для контроля герметичности тешювыделяющих сборок атомного реактора с жидким теплоносителем и способу осуществления такого контроля.  The present invention relates to the field of nuclear energy, and more particularly, to a device for monitoring the tightness of the fuel assemblies of a nuclear reactor with a liquid coolant and a method for performing such control.
Уровень техники State of the art
Для обеспечения высокой эффективности и возможности безопасного обращения ядерное топливо атомных реакторов размещается в специальных герметично выполненных оболочках - тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), которые в свою очередь объединяются в специальные тепловыделяющие сборки (ТВС). Обеспечение герметичности ТВЭЛов при эксплуатации топлива является важной частью мер по обеспечению безопасности функционирования атомных реакторов. Проверка герметичности ТВЭЛов необходима для исключения попадания продуктов деления топлива в теплоноситель, что может повлечь распространение радиоактивных элементов за пределы активной зоны реактора. Для осуществления такой проверки используются стандартные стендовые методы контроля в пеналах СОДС, при которых ТВС перемещают в замкнутый объем, заполненный борированной водой, в который принудительно выводят продукты деления из негерметичных ТВЭЛов, после чего осуществляют анализ пробы воды из указанного объема. Такой метод предусматривает последовательное перемещение всех без исключения ТВС в указанный замкнутый объем, что приводит к длительному простою реактора. Кроме того, необходимость обеспечения существенных объемов борированной воды приводит к высоким затратам на проведение стандартного стендового метода контроля.  To ensure high efficiency and the possibility of safe handling, nuclear fuel of atomic reactors is placed in special hermetically sealed shells - fuel elements (fuel elements), which in turn are combined into special fuel assemblies (fuel assemblies). Ensuring the tightness of fuel rods during fuel operation is an important part of measures to ensure the safe functioning of nuclear reactors. Checking the tightness of fuel elements is necessary to exclude the ingress of fission products into the coolant, which may lead to the spread of radioactive elements outside the reactor core. To carry out such a check, standard bench control methods are used in SODS canisters, in which the fuel assemblies are moved to a closed volume filled with borated water, into which the fission products are forcibly removed from unsealed fuel rods, and then an analysis of the water sample from the indicated volume is carried out. This method provides for the sequential movement of all fuel assemblies without exception into the specified closed volume, which leads to prolonged shutdown of the reactor. In addition, the need to ensure significant amounts of borated water leads to high costs for the standard bench control method.
Стремление сократить время простоя атомного реактора и затрат на проведение стандартного стендового метода контроля привело к появлению решений, в которых было предложено проводить предварительный анализ герметичности ТВЭЛов, совместив его с процессом их перегрузки (см. патент РФ на изобретение RU2186439). В частности, было предложено совместить предварительный анализ герметичности ТВС с операциями по извлечению и перемещению ТВС в рабочей штанге перегрузочной машины с целью их замены или перестановки в реакторе. Проведение предварительного анализа было нацелено на сокращение количества ТВС, подвергаемых стандартному стендовому методу контроля, поскольку ТВС, считавшиеся по результатам предварительного контроля герметичными, стандартному методу контроля не подвергались. Однако известные решения не обеспечивали достаточно высокой точности и достоверности измерения радиационной активности пробы газа, отбираемой для осуществления предварительного контроля герметичности, что повышало вероятность пропуска негерметичной ТВС. Здесь и далее точность измерения представляет собой характеристику, выражающую степень соответствия результата измерения настоящему значению измеренной величины, а достоверность измерений представляет собой характеристику, определяющую степень доверия к полученным результатам измерения. The desire to reduce the downtime of a nuclear reactor and the costs of a standard bench control method led to the emergence of solutions in which it was proposed to conduct a preliminary analysis of the tightness of fuel rods, combining it with the process of overloading them (see RF patent for invention RU2186439). In particular, it was proposed to combine a preliminary analysis of the fuel assembly tightness with the operations of removing and moving fuel assemblies in the working rod of the reloading machine with the aim of replacing or rearranging them in the reactor. The preliminary analysis was It is aimed at reducing the number of fuel assemblies subjected to the standard bench control method, since fuel assemblies that were considered leakproof according to the results of the preliminary control were not subjected to the standard control method. However, the known solutions did not provide a sufficiently high accuracy and reliability of measuring the radiation activity of a gas sample taken for preliminary tightness control, which increased the probability of missing leaky fuel assemblies. Hereinafter, the accuracy of the measurement is a characteristic expressing the degree of compliance of the measurement result with the real value of the measured value, and the reliability of the measurements is a characteristic that determines the degree of confidence in the obtained measurement results.
В описании к евразийскому патенту ЕА016571 (дата приоритета 06.10.2010), который включен в настоящую заявку в полном объеме посредством ссылки, было предложено устройство для контроля герметичности ТВС атомного реактора в перегрузочной машине такого реактора и способ осуществления такого контроля, которые обеспечивают более высокую точность и достоверность измерения радиоактивности пробы газа и как следствие более высокую эффективность контроля ТВС по сравнению с другими известными способами и устройствами. Указанные способ и устройство являются наиболее близкими аналогами заявляемых изобретений. Известное устройство содержит подающий трубопровод для подачи газа под рабочую штангу, расположенный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины, отбирающий трубопровод для отбора газовой пробы из рабочей штанги, расположенный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины, блок подачи сжатого газа, который соединен с подающим трубопроводом с возможностью подачи в него сжатого газа, блок отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы, который соединен с отбирающим трубопроводом с возможностью отбора через него газовой пробы, блок управления и обработки информации, соединенный с указанными блоком подачи сжатого газа и блоком отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы с возможностью обмена данными, и аппаратуру дистанционного управления, соединенную с блоком управления и обработки информации с возможностью обмена данными. Известное устройство использовалось для реализации соответствующего способа контроля герметичности.  In the description of the Eurasian patent EA016571 (priority date 06.10.2010), which is incorporated herein by reference in its entirety, a device was proposed for monitoring the tightness of fuel assemblies of an atomic reactor in a reloading machine of such a reactor and a method for performing such control that provides higher accuracy and the reliability of measuring the radioactivity of a gas sample and, as a consequence, a higher efficiency of fuel assembly control compared to other known methods and devices. The specified method and device are the closest analogues of the claimed invention. The known device comprises a supply pipe for supplying gas under a working rod located on a working rod of said transfer machine, a sampling pipe for sampling a gas sample from a working rod located on a working rod of said transfer machine, a compressed gas supply unit that is connected to the supply pipe with the possibility of supplying compressed gas to it, a sampling, preparation and control unit for the activity of a gas sample, which is connected to a sampling pipeline with the possibility of sampling gas through it samples, a control and information processing unit connected to said compressed gas supply unit and a gas sampling, preparation and control unit for data exchange with the possibility of data exchange, and remote control equipment connected to the control and information processing unit with the possibility of data exchange. The known device was used to implement the corresponding method of tightness control.
Однако анализ эксплуатации указанного устройства и применения известного способа показал, что при проведении барботажа некоторый объем газа проходит мимо ТВС, находящейся в рабочей штанге, вследствие чего барботаж такой сборки осуществляется без надлежащей интенсивности. Указанное обстоятельство ограничивает точность и достоверность измерения уровня радиоактивности пробы газа и как следствие эффективность предварительного контроля герметичности. However, an analysis of the operation of this device and the application of the known method showed that during the bubbling some gas passes by the fuel assembly located in the working rod, as a result of which bubbling of such an assembly is carried out without proper intensity. This circumstance limits the accuracy and reliability of measuring the level of radioactivity of a gas sample and, as a consequence, the effectiveness of preliminary tightness control.
Раскрытие изобретения Disclosure of invention
Задачей настоящего изобретения является преодоление недостатков уровня техники и создание устройства и способа для контроля герметичности ТВС атомного реактора, обеспечивающих снижение потерь газа, проходящего через ТВС, и повышение интенсивности барботажа.  The objective of the present invention is to overcome the disadvantages of the prior art and to create a device and method for monitoring the tightness of fuel assemblies of an atomic reactor, which reduce gas losses passing through fuel assemblies and increase the bubbling intensity.
Указанная задача решена предлагаемым устройством для контроля герметичности ТВС атомного реактора в рабочей штанге перегрузочной машины такого реактора, содержащим подающий трубопровод для подачи газа под рабочую штангу, установленный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины, отбирающий трубопровод для отбора газовой пробы из рабочей штанги, установленный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины, блок подачи сжатого газа, который соединен с подающим трубопроводом с возможностью подачи в него сжатого газа, блок отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы, который соединен с отбирающим трубопроводом с возможностью отбора через него газовой пробы, блок управления и обработки информации, выполненный с возможностью соединяться с указанными блоком подачи сжатого газа и блоком отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы с обеспечением обмена данными, аппаратуру дистанционного управления, выполненную с возможностью соединяться с блоком управления и обработки информации с обеспечением обмена данными. Предлагаемое устройство отличается тем, что подающий трубопровод содержит по меньшей мере две форсунки для подачи сжатого газа, которые установлены на торце рабочей штанги перегрузочной машины таким образом, что их сопла отвернуты от этого торца на острый угол.  This problem was solved by the proposed device for monitoring the tightness of fuel assemblies of an atomic reactor in the working rod of a reloading machine of such a reactor, containing a supply pipe for supplying gas under the working rod installed on the working rod of the specified reloading machine, a sampling pipe for sampling a gas sample from the working rod installed on the working rod the rod of the specified reloading machine, a compressed gas supply unit that is connected to a supply pipe with the possibility of supplying compressed gas to it, a selection unit a, preparing and monitoring the activity of a gas sample, which is connected to a sampling pipeline with the possibility of sampling a gas sample through it, a control and information processing unit configured to connect to said compressed gas supply unit and a sampling, preparation and control unit of a gas sample to be provided with data exchange, remote control equipment made with the ability to connect with the control unit and information processing to ensure data exchange. The proposed device is characterized in that the supply pipe contains at least two nozzles for supplying compressed gas, which are installed on the end of the working rod of the reloading machine in such a way that their nozzles are turned away from this end by an acute angle.
Предлагаемое расположение форсунок подающего трубопровода обеспечивает подачу газа непосредственно под центральную часть рабочей штанги, в которой при проведении предварительного контроля герметичности располагается ТВС и которая в этом случае расположена вертикально и находится в транспортном положении. Таким образом, снижается объем газа, проходящий мимо ТВС, и обеспечивается достаточное количество газа проходящего через указанную сборку при барботаже (повышается интенсивность барботажа), что приводит к более интенсивному захвату радиоактивных элементов из сборки в случае ее негерметичности и как следствие повышению точности и достоверности результатов измерения радиационной активности пробы газа, что позволяет снизить вероятность пропуска негерметичной ТВС по результатам предварительного контроля герметичности. The proposed location of the nozzles of the supply pipe ensures gas supply directly under the central part of the working rod, in which the fuel assemblies are located during preliminary tightness control and in this case are located vertically and are in the transport position. Thus, the volume of gas passing by the fuel assembly is reduced, and a sufficient amount of gas passing through the specified assembly during bubbling is ensured (the bubbling rate increases), which leads to more intensive capture of radioactive elements from the assembly in case of its leakage and, as a result, increased accuracy and reliability of the results measuring the radiation activity of a gas sample that reduces the likelihood of missing leaky fuel assemblies according to the results of preliminary tightness control.
Согласно одному из вариантов реализации подающий трубопровод содержит съемный участок, который установлен на торце рабочей штанги по периферии наружной секции рабочей штанги, а на указанном участке на одинаковом расстоянии друг от друга установлены три форсунки, сопла которых выполнены в форме сопла Лаваля. Использование трех форсунок обеспечивает оптимальный объемный расход газа от времени при осуществлении барботажа. Сопла в форме сопла Лаваля позволяют увеличить дальность заброса газовой струи в теплоносителе и уменьшить площадь сечения струи, что позволяет дополнительно уменьшить потери газа при подачи его в ТВС.  According to one embodiment, the supply pipe comprises a removable section that is mounted on the end of the working rod at the periphery of the outer section of the working rod, and three nozzles are installed at the same distance from each other, the nozzles of which are made in the form of a Laval nozzle. The use of three nozzles provides an optimal volumetric gas flow rate over time during the bubbling. Nozzles in the form of a Laval nozzle make it possible to increase the throwing range of a gas jet in the coolant and to reduce the cross-sectional area of the jet, which further reduces gas loss when it is supplied to a fuel assembly.
Согласно другому варианту реализации при расположении форсунок на торце рабочей штанги центральные оси сопел этих форсунок пересекаются с центральной осью рабочей штанги с образованием точки пересечения, расположенной снаружи рабочей штанги. Такое расположение форсунок позволяет дополнительно увеличить дальность заброса струи газа в теплоносителе и еще более повысить интенсивность барботажа.  According to another embodiment, when the nozzles are located on the end of the working rod, the central axis of the nozzles of these nozzles intersect with the central axis of the working rod to form an intersection point located outside the working rod. This arrangement of nozzles allows you to further increase the throwing distance of the gas stream in the coolant and to further increase the bubbling intensity.
Согласно одному из частных вариантов реализации подающий и отбирающий трубопроводы выполнены из труб диаметром от 7 до 10 мм включительно с толщиной стенки от 0,5 до 1 мм включительно. Указанные размеры позволяют с одной стороны встроить указанные трубопроводы в перегрузочную машину, а с другой - обеспечить достаточно низкое пневматическое сопротивление линии и существенное давление газа на форсунках.  According to one particular embodiment, the supply and removal pipelines are made of pipes with a diameter of 7 to 10 mm inclusive with a wall thickness of 0.5 to 1 mm inclusive. The indicated dimensions make it possible to integrate the indicated pipelines into the reloading machine, on the one hand, and, on the other hand, to provide a sufficiently low pneumatic resistance of the line and substantial gas pressure at the nozzles.
Согласно еще одному варианту реализации подающий и отбирающий трубопроводы имеют быстроразъемные соединители для присоединения соответственно к блоку подачи сжатого газа и блоку отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы. Наличие таких соединителей позволяет ускорить монтаж предлагаемого устройства контроля герметичности на перегрузочную машину реактора и его демонтаж.  According to another embodiment, the supply and take-off pipelines have quick-disconnect connectors for connecting, respectively, to the compressed gas supply unit and the gas sampling, preparation and control unit. The presence of such connectors allows you to accelerate the installation of the proposed leakproofness control device on the reactor loading machine and its dismantling.
Согласно частному варианту реализации указанные быстроразъемные соединители имеют концы, выполненные в виде конических втулок с углом конуса от 70 до 78 градусов, а трубы трубопроводов в местах их соединения с соединителями имеют угол конуса от 60 до 70 градусов. Соблюдение указанных размеров позволяет обеспечить хорошее уплотнение соединений между секциями трубопроводов при монтаже устройства на перегрузочную машину реактора. В настоящем изобретении также заявлен способ контроля герметичности, который реализован с использованием заявленного устройства и согласно которому ТВС помещают в рабочую штангу, после чего под нее подают газ, затем отбирают пробу газа из пространства над тепловыделяющей сборкой и осуществляют анализ радиоактивности указанной пробы с целью предварительного определения герметичности ТВС. According to a particular embodiment, said quick disconnect connectors have ends made in the form of conical bushings with a cone angle of 70 to 78 degrees, and pipe pipes at the points of their connection with the connectors have a cone angle of 60 to 70 degrees. Observance of the indicated dimensions allows to ensure good sealing of the joints between the sections of the pipelines during installation of the device on the reloading machine of the reactor. The present invention also claims a method of tightness control, which is implemented using the claimed device and according to which the fuel assemblies are placed in a working rod, after which gas is supplied, then a gas sample is taken from the space above the fuel assembly and the radioactivity analysis of this sample is carried out for the purpose of preliminary determination tightness of fuel assemblies.
Краткое описание чертежей Brief Description of the Drawings
Ниже приведено описание предпочтительного варианта реализации предлагаемого устройства, которое для наглядности сопровождается чертежами, на которых:  The following is a description of a preferred embodiment of the proposed device, which for clarity is accompanied by drawings, in which:
фиг. 1 показывает схему предлагаемого устройства для контроля герметичности, фиг. 2 иллюстрирует упрощенную пневматическую схему блока подачи сжатого газа и блока отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы предлагаемого устройства;  FIG. 1 shows a diagram of an apparatus for leak testing, FIG. 2 illustrates a simplified pneumatic diagram of a compressed gas supply unit and a gas sampling, preparation and control unit for a gas sample of the proposed device;
фиг. 3 показывает местный вид, иллюстрирующий расположение форсунок подающего трубопровода на торце наружной секции рабочей штанги;  FIG. 3 shows a local view illustrating the location of the nozzles of the supply pipe at the end of the outer section of the working rod;
фиг. 4 иллюстрирует соединение трубопроводов с использованием быстроразъемного соединителя;  FIG. 4 illustrates piping using a quick coupler;
фиг. 5 показывает увеличенный вид форсунки, установленной согласно настоящему изобретению на торце штанги перегрузочной машины.  FIG. 5 shows an enlarged view of the nozzle mounted according to the present invention at the end of the rod of a reloading machine.
Осуществление изобретения The implementation of the invention
Как видно из фиг. 1, предлагаемое устройство 1 главным образом размещается на перегрузочной машине (ПМ) атомного реактора и перемещается с ней в процессе осуществления перегрузки топлива реактора. Рабочая штанга перегрузочной машины имеет цилиндрическую форму и содержит наружную секцию А, на которой непосредственно установлены элементы предлагаемого устройства, и внутреннюю секцию В, в которой при перегрузке располагается ТВС и в которой она подвергается предварительному контролю герметичности. Удержание и перемещение ТВС осуществляется захватом, размещенным во внутренней секции. Размещение ТВС осуществляется строго по центру внутренней секции рабочей штанги с использованием указанного захвата, являющегося частью перегрузочной машины.  As can be seen from FIG. 1, the proposed device 1 is mainly located on a reloading machine (PM) of a nuclear reactor and moves with it in the process of refueling the reactor fuel. The working rod of the reloading machine has a cylindrical shape and contains an outer section A on which the elements of the proposed device are directly installed, and an inner section B in which the fuel assembly is located during overloading and in which it is subjected to preliminary tightness control. The retention and movement of fuel assemblies is carried out by a gripper located in the inner section. Placement of fuel assemblies is carried out strictly in the center of the inner section of the working rod using the specified capture, which is part of the reloading machine.
Предлагаемое устройство 1 содержит подающий трубопровод 2 для подачи газа под рабочую штангу через форсунки, который выполнен из трубы диаметром 7мм с толщиной W стенки 0,5мм, и отбирающий трубопровод 3 для отбора пробы газа из пространства во внутренней секции рабочей штанги над уровнем теплоносителя (например, воды) атомного реактора, который выполнен из трубы диаметром 7мм с толщиной стенки 1 мм. Указанные размеры позволяют обеспечить минимальное пневматическое сопротивление линии и максимальное давление газа на форсунках и встроить указанные трубопроводы 2, 3 в перегрузочную машину. The proposed device 1 contains a supply pipe 2 for supplying gas under the working rod through the nozzle, which is made of a pipe with a diameter of 7 mm with a thickness The wall W is 0.5 mm, and a sampling pipe 3 for sampling gas from the space in the inner section of the working rod above the level of the coolant (e.g. water) of the nuclear reactor, which is made of a pipe with a diameter of 7 mm and a wall thickness of 1 mm. The indicated dimensions make it possible to ensure the minimum pneumatic resistance of the line and the maximum gas pressure at the nozzles and integrate the indicated pipelines 2, 3 into the reloading machine.
Отбирающий трубопровод 3 заведен внутрь рабочей штанги в двух точках. Точки отбора пробы размещены вблизи поверхности теплоносителя. Отбор пробы в нескольких точках позволяет минимизировать влияние случайных факторов на результат определения радиационной активности пробы газа, взятой из объема над поверхностью жидкого теплоносителя. Предлагаемое устройство также содержит блок 7 подачи газа, соединенный с подающим трубопроводом 2 с возможностью подачи через него сжатого газа. В предпочтительном варианте газом является воздух. Соединение подающего и отбирающего трубопроводов 2, 3 с другими элементами устройства 1 осуществляется с использованием быстроразъемных соединителей, которые ниже будут описаны более подробно. Таким образом, обеспечивается возможность быстро и надежно соединять части предлагаемого устройства при его монтаже на рабочей штанге.  The sampling pipe 3 is brought into the working rod at two points. Sampling points are located near the surface of the coolant. Sampling at several points minimizes the influence of random factors on the result of determining the radiation activity of a gas sample taken from the volume above the surface of the liquid coolant. The proposed device also includes a gas supply unit 7 connected to a supply pipe 2 with the possibility of supplying compressed gas through it. In a preferred embodiment, the gas is air. The connection of the supply and withdrawal pipelines 2, 3 with other elements of the device 1 is carried out using quick connectors, which will be described in more detail below. Thus, it is possible to quickly and reliably connect parts of the proposed device when it is mounted on a working rod.
Кроме того, предлагаемое устройство содержит блок 5 отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы для отбора газовой пробы через отбирающий трубопровод 3 и соединенный с указанным блоком 5 блок 6 управления и обработки информации. Указанный блок 6 содержит приемо-передающее устройство и программируемый логический контроллер, выполненный с возможностью приема и обработки сигналов и выдачи управляющих электрических импульсов. Блок 6 также соединен с блоком 7 подачи сжатого газа. Блок 6 осуществляет управление работой указанных блока 7 и блока 5 путем передачи соответствующих управляющих сигналов. Указанные управляющие сигналы передаются на блок 6 посредством соединенной с ним аппаратуры 9 дистанционного управления, которая также является частью предлагаемого устройства. Аппаратура 9 размещается за пределами активной зоны реактора - в помещении реакторного зала, и соединяется с блоком 6 посредством канала передачи данных (проводного или беспроводного), выполненного по стандарту RS-422. Аппаратура 9 предназначена для осуществления управления предварительным контролем герметичности ТВС персоналом, находящимся за пределами реакторного зала (вне гермозоны). Аппаратура 9 дистанционного управления содержит средства индикации, органы управления, средства вычислительной техники и средства хранения информации. Для удобства работы оператора в аппаратуре 9 предусмотрены такие средства индикации и органы управления как графический интерфейс, клавиатура и манипулятор «мышь». In addition, the proposed device comprises a unit 5 for sampling, preparing and monitoring the activity of a gas sample for sampling a gas sample through a sampling pipe 3 and an information processing and control unit 6 connected to the indicated unit 5. The specified block 6 contains a transceiver and a programmable logic controller, configured to receive and process signals and provide control electric pulses. Block 6 is also connected to the compressed gas supply unit 7. Block 6 controls the operation of said block 7 and block 5 by transmitting the corresponding control signals. These control signals are transmitted to the unit 6 by means of the remote control equipment 9 connected to it, which is also part of the proposed device. The equipment 9 is located outside the reactor core - in the reactor room, and is connected to block 6 via a data channel (wired or wireless) made according to the RS-422 standard. The apparatus 9 is intended for the control of preliminary control of the fuel assembly tightness by personnel located outside the reactor hall (outside the containment zone). The remote control equipment 9 contains indicators, controls, computer equipment and information storage means. For the convenience of the operator in the apparatus 9, such display means and controls as a graphical interface, keyboard and mouse are provided.
На фиг. 2 подробно проиллюстрированы детали блока 7 подачи сжатого газа и блока 5 отбора, подготовки и активности пробы предлагаемого устройства. Блок 7 подачи сжатого газа содержит компрессор 10, ресивер 11, фильтр-регулятор 12 давления, пневмораспределители 13 и 14, которые установлены во взаимодействии друг с другом с возможностью подачи сжатого газа в подающий трубопровод 2. Компрессор 10 в блоке 7 по сигналу управления нагнетает газ, в данном случае воздух, в ресивер 11. Далее воздух поступает на выход блока 7 через фильтр-регулятор 12 давления, который одновременно осушает воздух и стабилизирует его давление на выходе из блока 7. Блок 7 через пневмораспределитель 13 и соединительный патрубок соединен с подающим трубопроводом 2. Для проведения барботажа открывают пневмораспределитель 13 и через подающий трубопровод 2, содержащий форсунки, сжатый воздух подают под ТВС. Время проведения барботажа устанавливают настройками программного обеспечения. По окончании цикла контроля ТВС перед проведением цикла контроля следующей ТВС при необходимости осуществляют продувку надводного объема штанги для удаления газообразных продуктов деления. Для продувки надводного объема воздух через пневмораспределитель 14, переключенный в режим продувки, и соединительный патрубок подают из блока 7 в отбирающий трубопровод 3. Управление пневмораспределителями 13 и 14 осуществляют по электрическому сигналу от блока 6.  In FIG. 2 illustrates in detail the details of the compressed gas supply unit 7 and the sampling unit 5, preparation and activity of the sample of the proposed device. The compressed gas supply unit 7 includes a compressor 10, a receiver 11, a pressure filter-regulator 12, pneumatic valves 13 and 14, which are installed in cooperation with each other with the possibility of supplying compressed gas to the supply pipe 2. The compressor 10 in the unit 7 pumps gas by the control signal , in this case, air, into the receiver 11. Next, the air enters the outlet of block 7 through a pressure regulator 12, which simultaneously drains the air and stabilizes its pressure at the outlet of block 7. Block 7 through the air distributor 13 and the connecting pipe connected to the supply line 2. For carrying out bubbling open way valve 13 and through a feed pipe 2 containing the nozzles, compressed air is fed under FA. The time for the bubbling is set by the software settings. At the end of the control cycle of the fuel assembly before conducting the control cycle of the next fuel assembly, if necessary, purge the surface volume of the rod to remove gaseous fission products. To purge the surface volume of air through the air distributor 14, switched to the purge mode, and the connecting pipe is supplied from block 7 to the sampling pipe 3. The control of the pneumatic distributors 13 and 14 is carried out by an electrical signal from block 6.
Блок 5 отбора и подготовки газовой пробы содержит водоотделитель 20 для вакуума, вакуумный насос 21, который предназначен для доставки пробы на вход блока, охладитель 22, микрофильтр 23, субмикрофильтр 24, осушитель 25 воздуха, регулятор 26 давления, дроссель 27, датчик 28 давления, датчик 29 температуры и влажности, анализатор 30 радиационной активности, датчик 31 расхода воздуха, с помощью которого контролируют прохождение пробы в должном объеме через камеру анализатора 30, насос 32, который предназначен для прокачивания пробы через регулятор 26, датчик 28 и датчик 29. Указанные детали блока 5 установлены во взаимодействии друг с другом с возможностью отбора газовой пробы и ее подготовки к соответствующему анализу радиоактивности. Для отбора пробы газа из надводного объема переключают пневмораспределитель 14 в режим отбора пробы для соединения блока 5 с отбирающим трубопроводом 3. При этом вакуумный насос 21 используют для откачивания пробы газа из надводного объема штанги, предварительно пропуская ее через водоотделитель 20 для вакуума. Далее с помощью насоса 32 прокачивают пробу газа через охладитель 22, микрофильтр 23, субмикрофильтр 24, и осушитель 25 воздуха, которые образуют средства подготовки пробы. При этом микрофильтр 23 и субмикрофильтр 24 предназначены для двухступенчатой очистки пробы с целью предотвращения загрязнения следующего за ними по пути прохождения пробы осушителя 25. Далее проба проходит через регулятор 26 давления и дроссель 27, с помощью которых настраивают необходимые расход и давление газа, поступающего на вход анализатора 30. В качестве анализатора целесообразно применять бета-радиометр, поскольку он обеспечивает наиболее точное измерение уровня радиоактивности в заданных условиях. Таким образом, осуществляют подготовку пробы, т. е. приведение ее в состояние, при котором ее температура, давление и влажность соответствуют требованиям измерительной аппаратуры, в данном случае бета-радиометра. При этом датчик 28 давления, датчик 29 температуры и влажности контролируют состояние пробы газа на входе в анализатор 30, а датчик 31 расхода воздуха контролирует прохождение пробы через камеру анализатора 30. Через патрубок «ВЫПУСК» проба газа выходит во внешнюю среду. Насосы 21 и 32 включают для отбора пробы по электрическому сигналу из блока 6 управления и обработки информации (на фиг. 2 не показан). Сигналы со всех датчиков блока 5, также как и показания анализатора 30 поступают в блок 6, где происходит преобразование сигналов и их последующая обработка компьютером указанного блока с целью определения состояния контролируемой ТВС. Графический интерфейс и индикаторы блока 6 и аппаратуры 9 дистанционного управления (не показаны на фиг. 2) отображают информацию о текущем состоянии устройства. В частности, если показания датчиков 28 и 29 не соответствуют заданным условиям, то на графический интерфейс выводят сообщение о том, что измерение проводится на пробе, не соответствующей условиям измерения. Кроме того, указанные графический интерфейс и индикаторы отображают номер контролируемой ТВС, идентификационные данные оператора, режим управления и уровень доступа, текущие показания датчиков, бета-радиометра, а также предварительный результат определения герметичности ТВС по окончании цикла контроля этой ТВС. Block 5 of the sampling and preparation of the gas sample contains a water separator 20 for vacuum, a vacuum pump 21, which is designed to deliver the sample to the inlet of the unit, cooler 22, microfilter 23, submicrofilter 24, air dryer 25, pressure regulator 26, throttle 27, pressure sensor 28, temperature and humidity sensor 29, radiation activity analyzer 30, air flow sensor 31, with which the passage of the sample in the proper volume through the analyzer chamber 30, pump 32, which is designed to pump the sample through the regulator 26, is controlled 28 and the sensor 29. The specified parts of block 5 are installed in interaction with each other with the possibility of sampling a gas sample and its preparation for the corresponding analysis of radioactivity. To take a gas sample from the above-water volume, the pneumatic distributor 14 is switched to the sampling mode for connecting the block 5 to the sampling pipe 3. In this case, the vacuum pump 21 is used to pump out the gas sample from the above-water volume of the rod, previously passing it through the water separator 20 for vacuum. Then, using a pump 32, a gas sample is pumped through a cooler 22, a microfilter 23, a submicrofilter 24, and an air dryer 25, which form the sample preparation means. At the same time, the microfilter 23 and the submicrofilter 24 are designed for two-stage cleaning of the sample in order to prevent contamination of the desiccant 25 following them along the sample path. Next, the sample passes through a pressure regulator 26 and a throttle 27, with which the necessary flow rate and pressure of the gas entering analyzer 30. It is advisable to use a beta radiometer as an analyzer, since it provides the most accurate measurement of the level of radioactivity under given conditions. Thus, the sample is prepared, i.e., it is brought into a state in which its temperature, pressure and humidity meet the requirements of the measuring equipment, in this case, a beta radiometer. In this case, the pressure sensor 28, the temperature and humidity sensor 29 monitor the state of the gas sample at the inlet to the analyzer 30, and the air flow sensor 31 controls the passage of the sample through the analyzer chamber 30. Through the “OUTLET” pipe, the gas sample enters the external environment. Pumps 21 and 32 are included for sampling according to an electrical signal from the control and information processing unit 6 (not shown in FIG. 2). The signals from all the sensors of block 5, as well as the readings of the analyzer 30, are sent to block 6, where the signals are converted and subsequently processed by the computer of the indicated block in order to determine the state of the monitored fuel assembly. The graphical interface and indicators of the unit 6 and the remote control equipment 9 (not shown in Fig. 2) display information about the current state of the device. In particular, if the readings of the sensors 28 and 29 do not meet the specified conditions, then a message is displayed on the graphical interface that the measurement is carried out on a sample that does not meet the measurement conditions. In addition, the indicated graphical interface and indicators display the number of monitored fuel assemblies, operator identification data, control mode and access level, current readings of sensors, beta radiometer, and also the preliminary result of determining the tightness of fuel assemblies at the end of the control cycle of this fuel assembly.
Пробу считают представительной, если она отобрана в установленном месте, не перемешана с воздухом из внешней среды, соответствует условиям по температуре, влажности и давлению. Контроль по первым двум критериям проводят перед началом работ по перегрузке и контролю путем проверки состояния оборудования. Контроль на соответствие условиям осуществляют посредством соответствующих датчиков в процессе отбора и анализа пробы. При этом, если проба не соответствует какому-либо из условий, отображают с помощью средств индикации информацию о том, что измерение проводилось на пробе, не соответствующей условиям работы измерительного оборудования. A sample is considered representative if it is taken in a specified place, is not mixed with air from the external environment, and meets the conditions for temperature, humidity and pressure. Control according to the first two criteria is carried out before the start of work on overloading and control by checking the condition of the equipment. Compliance control is carried out by means of appropriate sensors in the process of sampling and analysis of the sample. Moreover, if the sample does not correspond to any of the conditions, information is displayed using the indicating means that the measurement was carried out on a sample that does not meet the operating conditions of the measuring equipment.
Как видно из фиг. 3, подающий трубопровод имеет съемный кольцевой участок 40, который размещен вдоль торца 41 наружной секции рабочей штанги и прикреплен к нему с помощью винтов 42 или других подходящих крепежных средств. Соединение съемного кольцевого участка 40 с подающим трубопроводом 2 осуществлено с помощью быстроразъемного соединителя 43. Также может быть использован любой другой способ соединения, обеспечивающей при необходимости отсоединение кольцевого участка 40 от подающего трубопровода 2 без демонтажа всей рабочей штанги. На кольцевом участке 40 размещены три форсунки 44 для подачи сжатого газа. Указанные форсунки 44 расположены на одинаковом расстоянии друг от друга.  As can be seen from FIG. 3, the supply pipe has a removable annular portion 40, which is placed along the end 41 of the outer section of the working rod and is attached to it with screws 42 or other suitable fastening means. The connection of the removable annular section 40 with the supply pipe 2 is carried out using a quick disconnect connector 43. Any other connection method can also be used, if necessary, disconnecting the annular section 40 from the supply pipe 2 without dismantling the entire working rod. On the annular section 40 there are three nozzles 44 for supplying compressed gas. These nozzles 44 are located at the same distance from each other.
На фиг. 4 проиллюстрирован быстроразъемный соединитель 43, соединяющий подающий трубопровод 2 с патрубком 47 съемного кольцевого участка 40. Следует понимать, что подобный соединитель также может использоваться для соединения других участков трубопроводов предлагаемого устройства. Как видно из фиг. 4, трубопровод 2 и патрубок 47 имеют конические развальцованные участки в месте соединения с соединителем 43. Значения угла конуса лежат в диапазоне от 60 до 70 градусов, а в приведенном варианте угол конуса составляет 60 градусов. Соединитель 43 содержит два ниппеля 48, которые устанавливаются на соответствующих конических участках. Соединитель 43 также содержит проходную деталь 50, которая имеет осевой цилиндрический канал, который при установке соединителя 43 в рабочее положение, устанавливается соосно соответствующим соединяемым трубопроводам и соединяется с ними, формируя участок трубопровода. Для облегчения установки детали 50 ее концы выполнены в виде конических втулок с углом конуса от 70 до 78 градусов, в приведенном примере - 70 градусов. Деталь 50 имеет два резьбовых участка с внешней резьбой. Соединитель 43 также содержит две гайки 51, которые устанавливаются на соответствующих концах трубопроводов путем их накручивания поверх ниппелей 48 на резьбовые участки детали 50. Путем накручивания гаек 51 на резьбовые участки детали 50 подтягивают друг к другу соответствующий конец трубопровода и детали 50, образуя герметичное соединение между трубопроводами. При необходимости, гайки 51 могут быть опломбированы пломбой 52, которая устанавливается через специальные отверстия, выполненные в основании гаек 51.  In FIG. 4 illustrates a quick disconnect connector 43 connecting the supply pipe 2 to the pipe 47 of the removable annular portion 40. It should be understood that such a connector can also be used to connect other sections of the pipelines of the proposed device. As can be seen from FIG. 4, the pipeline 2 and the pipe 47 have conical flared sections at the junction with the connector 43. The values of the cone angle are in the range from 60 to 70 degrees, and in the above embodiment, the cone angle is 60 degrees. The connector 43 contains two nipples 48, which are installed in the corresponding conical sections. The connector 43 also contains a passage piece 50, which has an axial cylindrical channel, which, when the connector 43 is installed in the working position, is installed coaxially with the corresponding connected pipelines and connected with them, forming a section of the pipeline. To facilitate installation of the part 50, its ends are made in the form of conical bushings with a cone angle of 70 to 78 degrees, in the given example - 70 degrees. Part 50 has two threaded sections with an external thread. The connector 43 also contains two nuts 51, which are installed at the respective ends of the pipelines by screwing them over the nipples 48 onto the threaded sections of the part 50. By screwing the nuts 51 onto the threaded sections of the part 50, the corresponding end of the pipeline and the part 50 are pulled together, forming a tight connection between pipelines. If necessary, the nuts 51 can be sealed with a seal 52, which is installed through special holes made in the base of the nuts 51.
На фиг. 5 проиллюстрирована форсунка, установленная согласно настоящему изобретению на торце 41 рабочей штанги перегрузочной машины. Для наглядности на фиг. W In FIG. 5 illustrates the nozzle mounted according to the present invention at the end face 41 of the working rod of the reloading machine. For clarity, in FIG. W
5 показан разрез кольцевого участка 40 в месте установки форсунки 44. Как видно из фиг. 5, форсунка 44 установлена непосредственно в кольцевом участке 40, при этом форсунки 44 расположены на одинаковом расстоянии друг от друга, а их сопла направлены таким образом, что центральные оси этих сопел пересекаются с центральной осью рабочей штанги с образованием точки пересечения, расположенной снаружи рабочей штанги. Согласно приведенному варианту реализации, оси сопел форсунок 44 расположены под углом 15 градусов к горизонтали. 5 shows a section through the annular portion 40 at the installation site of the nozzle 44. As can be seen from FIG. 5, the nozzle 44 is installed directly in the annular portion 40, while the nozzles 44 are located at the same distance from each other, and their nozzles are directed so that the central axes of these nozzles intersect with the central axis of the working rod with the formation of the intersection point located outside the working rod . According to the embodiment, the nozzle axis of the nozzles 44 is located at an angle of 15 degrees to the horizontal.
Такое расположение форсунок 44 позволяет снизить потери сжатого газа, проходящего через ТВС, повысив интенсивность барботажа. Таким образом обеспечивается подача максимального количества газа под ТВС и вывод максимального количества газообразных продуктов деления, при наличии негерметичных ТВЭЛов, из жидкого теплоносителя в объем над его поверхностью. Благодаря этому повышается точность измерения уровня радиационной активности газовой пробы и эффективность контроля герметичности ТВС. Указанные форсунки 44 выполнены в форме сопла Лаваля, что позволяет обеспечить максимальную дальность заброса струи сжатого газа и дополнительно повысить точность измерения уровня радиационной активности газовой пробы. Расположение форсунок 44 на торце 41 наружной секции позволяет обеспечить свободное перемещение ТВС внутри рабочей штанги.  This arrangement of nozzles 44 allows to reduce the loss of compressed gas passing through the fuel assemblies, increasing the intensity of the bubbling. This ensures the supply of the maximum amount of gas under the fuel assembly and the withdrawal of the maximum amount of gaseous fission products, in the presence of unpressurized fuel elements, from the liquid coolant into the volume above its surface. This increases the accuracy of measuring the level of radiation activity of a gas sample and the effectiveness of the control of the fuel assembly tightness. These nozzles 44 are made in the form of a Laval nozzle, which allows to provide the maximum casting distance of the compressed gas jet and to further improve the accuracy of measuring the level of radiation activity of a gas sample. The location of the nozzles 44 at the end 41 of the outer section allows for the free movement of the fuel assemblies inside the working rod.
Предлагаемое устройство 1 работает согласно предлагаемому в настоящем изобретении способу. При необходимости осуществления барботажа управляющий сигнал через канал управления подается на блок 7 подачи сжатого газа. Указанный блок 7 через форсунки 44 подает порцию сжатого газа непосредственно под центр нижнего торца рабочей штанги, в которую помещена ТВС. Указанный газ интенсивно барботирует теплоноситель вблизи ТВС и выходит в надводный объем, откуда через отбирающий трубопровод 3 отбирается блоком 5 отбора, подготовки и контроля активности пробы, где проба последовательно подготавливается к радиационному анализу и подвергается ему. Указанная подготовка включает водоотделение в водоотделителе 20, охлаждение в охладителе 22, последовательное очищение в микрофильтре 23 и субмикрофильтре 24, осушение в осушителе 25 воздуха, и доведение до необходимого давления с использованием регулятора 26 давления, дросселя 27 и датчика 28 давления. Далее подготовленная проба газа попадает в анализатор 30, где определяются данные об уровне радиационной активности указанной пробы, при этом пропускание пробы газа через камеру анализатора 30 осуществляется насосом 32, а датчик 31 расхода воздуха позволяет контролировать прохождение пробы в должном объеме через камеру анализатора 30. Указанные данные передаются в блок 6 обработки и управления информацией и далее выводятся на средства индикации аппаратуры 9 дистанционного управления (для отслеживания оператором), которая в автоматическом режиме осуществляет сравнение полученных данных с предварительно заданным пороговым значением и принимает решение о направлении ТВС на контроль герметичности с использованием стандартного стендового метода контроля. The proposed device 1 operates according to the method proposed in the present invention. If necessary, the bubbling of the control signal through the control channel is supplied to the block 7 of the compressed gas supply. The specified block 7 through the nozzles 44 delivers a portion of compressed gas directly under the center of the lower end of the working rod, in which the fuel assembly is placed. The specified gas intensively sparges the coolant near the fuel assembly and enters the surface volume, from where it is taken through the sampling pipe 3 by the sampling, preparation and control unit 5 for sample activity, where the sample is sequentially prepared for radiation analysis and subjected to it. Said preparation includes water separation in a water separator 20, cooling in a cooler 22, sequential cleaning in a microfilter 23 and a sub-microfilter 24, drainage in an air dryer 25, and bringing to the required pressure using a pressure regulator 26, a throttle 27 and a pressure sensor 28. Next, the prepared gas sample enters the analyzer 30, where the data on the level of radiation activity of the specified sample are determined, while the gas sample is passed through the analyzer chamber 30 by the pump 32, and the air flow sensor 31 allows you to control the passage of the sample in the proper volume through the analyzer chamber 30. These data are transmitted to the information processing and control unit 6 and then output to the indicating means of the remote control equipment 9 (for tracking by the operator), which automatically compares the received data with a predetermined threshold value and makes a decision on the direction of the fuel assembly for tightness control using standard bench control method.
Предлагаемое устройство и способ позволяют осуществлять эффективный предварительный контроль герметичности по окончании цикла контроля единичной ТВС и выдавать результаты такого контроля через графический интерфейс аппаратуры 9 дистанционного управления.  The proposed device and method make it possible to carry out effective preliminary control of tightness at the end of the control cycle of a single fuel assembly and to output the results of such control through the graphical interface of the remote control equipment 9.

Claims

Формула изобретения Claim
1. Устройство для контроля герметичности тепловыделяющих сборок атомного реактора, расположенных в рабочей штанге перегрузочной машины такого реактора, содержащее  1. A device for monitoring the tightness of the fuel assemblies of a nuclear reactor located in the working rod of the reloading machine of such a reactor, containing
подающий трубопровод для подачи газа под рабочую штангу, установленный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины;  a supply pipe for supplying gas under the working rod mounted on the working rod of said transfer machine;
отбирающий трубопровод для отбора газовой пробы из рабочей штанги, установленный на рабочей штанге указанной перегрузочной машины;  a sampling pipeline for sampling a gas sample from the working rod mounted on the working rod of said transfer machine;
блок подачи сжатого газа, соединенный с подающим трубопроводом с возможностью подачи в него сжатого газа;  a compressed gas supply unit connected to a supply pipe with a possibility of supplying compressed gas thereto;
блок отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы, соединенный с отбирающим трубопроводом с возможностью отбора через него газовой пробы;  a unit for sampling, preparing and monitoring the activity of a gas sample, connected to a sampling pipeline with the possibility of sampling a gas sample through it;
блок управления и обработки информации, выполненный с возможностью соединения с указанными блоком подачи сжатого газа и блоком отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы с обеспечением обмена данными;  a control and information processing unit configured to connect to said compressed gas supply unit and a gas sampling, preparation and control unit for gas sample activity to ensure data exchange;
аппаратуру дистанционного управления, выполненную с возможностью соединения с блоком управления и обработки информации с обеспечением обмена данными;  remote control equipment configured to connect to a control unit and process information with the provision of data exchange;
отличающееся тем, что подающий трубопровод содержит по меньшей мере две форсунки, которые установлены на торце рабочей штанги перегрузочной машины таким образом, что их сопла отвёрнуты от этого торца на острый угол.  characterized in that the supply pipe contains at least two nozzles that are mounted on the end of the working rod of the reloading machine in such a way that their nozzles are turned away from this end by an acute angle.
2. Устройство по п. 1, в котором подающий трубопровод содержит съемный участок, установленный на торце рабочей штанги по периферии наружной секции рабочей штанги, а на указанном участке на одинаковом расстоянии друг от друга установлены три форсунки, сопла которых выполнены в форме сопла Лаваля. 2. The device according to claim 1, in which the supply pipe comprises a removable section mounted on the end of the working rod at the periphery of the outer section of the working rod, and three nozzles are installed at the same distance from each other, the nozzles of which are made in the form of a Laval nozzle.
3. Устройство по п. 1 или 2, в котором при расположении указанных форсунок на торце рабочей штанги центральные оси сопел этих форсунок пересекаются с центральной осью рабочей штанги с образованием точки пересечения, расположенной снаружи рабочей штанги. 3. The device according to claim 1 or 2, in which, when the nozzles are located on the end of the working rod, the central axis of the nozzles of these nozzles intersect the central axis of the working rod to form an intersection point located outside the working rod.
4. Устройство по п. 1, в котором подающий и отбирающий трубопроводы выполнены из трубы диаметром от 7 мм до 10 мм включительно с толщиной стенки от 0,5 мм до 1 мм включительно. 4. The device according to claim 1, in which the supply and take-off pipelines are made of a pipe with a diameter of 7 mm to 10 mm inclusive with a wall thickness of 0.5 mm to 1 mm inclusive.
5. Устройство по п. 1, в котором подающий и отбирающий трубопроводы имеют быстроразъемные соединители для присоединения соответственно к блоку подачи сжатого газа и блоку отбора, подготовки и контроля активности газовой пробы. 5. The device according to claim 1, in which the supply and sampling pipelines have quick connectors for connecting to the compressed gas supply unit and the sampling, preparation and control unit for the activity of the gas sample, respectively.
6. Устройство по п. 5, в котором указанные быстроразъемные соединители выполнены в виде конических втулок с углом конуса от 70 до 78 градусов, а трубы трубопроводов в местах их соединения с соединителями имеют угол конуса от 62 до 70 градусов. 6. The device according to p. 5, in which these quick disconnect connectors are made in the form of conical bushings with a cone angle of 70 to 78 degrees, and the pipe pipes at the points of their connection with the connectors have a cone angle of 62 to 70 degrees.
7. Способ определения герметичности тепловыделяющей сборки устройством по любому из пл. 1-6, согласно которому тепловьщеляющую сборку помещают в рабочую штангу перегрузочной машины, после чего под нее подают газ с использованием форсунок, расположенных на указанной рабочей штанге, затем отбирают пробу газа из пространства над тепловыделяющей сборкой и осуществляют анализ указанной пробы.  7. A method for determining the tightness of a fuel assembly by a device according to any one of pl. 1-6, according to which the heat-removing assembly is placed in the working rod of the reloading machine, after which gas is supplied under it using nozzles located on the specified working rod, then a gas sample is taken from the space above the fuel assembly and the specified sample is analyzed.
PCT/RU2016/000550 2015-08-14 2016-08-15 Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly WO2017138835A1 (en)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
HUP1800223 HUP1800223A1 (en) 2015-08-14 2016-08-15 Device for cheking the hermeticity of nuclear reactor fuel assemnly
FI20185241A FI128657B (en) 2015-08-14 2016-08-15 Apparatus and method for leak detection in a nuclear fuel assembly
CN201680060526.6A CN108463857B (en) 2015-08-14 2016-08-15 Apparatus and method for leak detection in nuclear fuel assemblies

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EA201501008A EA030889B1 (en) 2015-08-14 2015-08-14 Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly and method for carrying out such control
EA201501008 2015-08-14

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2017138835A1 true WO2017138835A1 (en) 2017-08-17

Family

ID=55404367

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2016/000550 WO2017138835A1 (en) 2015-08-14 2016-08-15 Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly

Country Status (5)

Country Link
CN (1) CN108463857B (en)
EA (1) EA030889B1 (en)
FI (1) FI128657B (en)
HU (1) HUP1800223A1 (en)
WO (1) WO2017138835A1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP4047186A1 (en) 2021-02-18 2022-08-24 Mitsubishi Heavy Industries Compressor Corporation Gas expander
RU2790147C1 (en) * 2022-02-21 2023-02-14 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Transport nuclear power plants irradiated fuel assemblies fuel element cladding tightness monitoring method

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109973826B (en) * 2019-04-26 2020-05-15 西安交通大学 Experimental device and method for measuring leakage rate of nuclear reactor pipeline

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5414742A (en) * 1993-11-10 1995-05-09 Westinghouse Electric Corporation Leak-detection system and method for detecting a leaking container
RU2186429C2 (en) * 2001-10-19 2002-07-27 Славягин Павел Дмитриевич Method and device for recharging fuel assembly of liquid-cooled reactor and for checking its tightness
US6493413B1 (en) * 1999-06-03 2002-12-10 Framatome Anp Inc. Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
EA201001590A1 (en) * 2010-10-06 2012-02-28 Зао "Диаконт" METHOD FOR AUTOMATED CONTROL OF LEAKAGE THERMAL-RELATING ASSEMBLY OF THE REACTOR IN OVERLOAD AND SYSTEM FOR ITS IMPLEMENTATION

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1016471B (en) * 1985-12-20 1992-04-29 法玛通公司 Monitoring method and device for shell fault in nuclear fuel components
JPS63266395A (en) * 1987-04-24 1988-11-02 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Fuel leakage inspection device
US5570400A (en) * 1995-08-08 1996-10-29 B&W Fuel Company On line sipping air delivery system
US5754610A (en) * 1996-12-05 1998-05-19 Framatome Technologies, Inc. In-mast sipping modular mast modification
US6070453A (en) * 1998-08-12 2000-06-06 Tokheim Corporation Computerized dispenser tester
CN104361916B (en) * 2014-09-19 2017-02-15 武汉海王核能装备工程有限公司 Typical nuclide monitor of fuel element failure

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5414742A (en) * 1993-11-10 1995-05-09 Westinghouse Electric Corporation Leak-detection system and method for detecting a leaking container
US6493413B1 (en) * 1999-06-03 2002-12-10 Framatome Anp Inc. Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
RU2186429C2 (en) * 2001-10-19 2002-07-27 Славягин Павел Дмитриевич Method and device for recharging fuel assembly of liquid-cooled reactor and for checking its tightness
EA201001590A1 (en) * 2010-10-06 2012-02-28 Зао "Диаконт" METHOD FOR AUTOMATED CONTROL OF LEAKAGE THERMAL-RELATING ASSEMBLY OF THE REACTOR IN OVERLOAD AND SYSTEM FOR ITS IMPLEMENTATION

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP4047186A1 (en) 2021-02-18 2022-08-24 Mitsubishi Heavy Industries Compressor Corporation Gas expander
RU2790147C1 (en) * 2022-02-21 2023-02-14 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Transport nuclear power plants irradiated fuel assemblies fuel element cladding tightness monitoring method

Also Published As

Publication number Publication date
CN108463857A (en) 2018-08-28
CN108463857B (en) 2022-11-08
EA030889B1 (en) 2018-10-31
FI20185241A (en) 2018-03-14
FI128657B (en) 2020-09-30
EA201501008A3 (en) 2016-04-29
EA201501008A2 (en) 2016-02-29
HUP1800223A1 (en) 2019-04-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104776961A (en) Method for realizing stable reference background index of gas leakage detection system and gas leakage detection system
US11300472B2 (en) Installation and method for detecting and locating a leak in a fluid transport circuit, notably of an aircraft
WO2017138835A1 (en) Device for checking the hermeticity of a nuclear reactor fuel assembly
CN107316664A (en) Nuclear Plant breakage on-line measuring device and method
CN103076816A (en) Automatic control system and method for emission monitoring of radioactive airborne effluents
CN104199401A (en) Monitoring device for rapidly finding out leakage at natural gas station
CN104361918A (en) Detachable and reassembling irradiation test device
CN105865556A (en) A detection method for the quantity of sulfur hexafluoride gas leakage in a GIS
EA016571B1 (en) Method for automated fuel leakage detection during reloading of reactor fuel assembly and system therefor
EP2780615B1 (en) Nuclear grade air accumulation, indication and venting device
CN104944380A (en) Acid dosing device of hydrogen peroxide production system
KR101717943B1 (en) Airtight Test Apparatus for Nuclear Facility
CN108801563A (en) Helium leak detection fixture, helium leak detection device and method
US5235624A (en) Method and device for detecting a leak from a fuel element of an assembly for a nuclear reactor
CN213632864U (en) Nuclear power station radioactive waste gas sampling monitoring system
CN203231876U (en) Glove leak detector applied to portable isolator
CN112882083B (en) High-sensitivity multipath radioactive gas on-line monitor
CN109647184A (en) A kind of coal-burning power plant's denitrating system
CN211634967U (en) Automatic fire extinguishing device
KR101513776B1 (en) Foreign removal system for steam generator of nuclear power plant
CN209821181U (en) Dissolved oxygen sensor test device
CN208948838U (en) A kind of safety loading system for liquefied ammonia
CN103149221B (en) Pipe, pipe sheet fillet weld radiographic detection exposure head
CN109163859A (en) A kind of automation equipment and method of quick testing product leakproofness
CN102636633B (en) Non-standard oil sample calibration device

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 16890016

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 20185241

Country of ref document: FI

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 16890016

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1