Способ контроля герметичности парогенератора ядерной энергетической установки

 

Изобретение относится к радиометрическим способам аппаратурного контроля герметичности прямоточного парогенератора ядерной энергетической установки с водо-водяным реактором под давлением. Сущность изобретения: измеряют мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в лобовом слое полнопоточного ионообменного фильтра конденсатоочистки и определяют величину протечки теплоносителя первого контура во второй. Технический результат: повышение более чем на порядок чувствительности определения протечки, повышение информативности контроля герметичности парогенератора. Способ реализуется за счет применения серийных отечественных блоков радиационного контроля. Повышение информативности достигается за счет возможности получения информации о протечке ПГ не только при работе ЯЭУ на мощности, но и после расхолаживания реактора. 1 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для аппаратурного контроля герметичности прямоточного парогенератора (ПГ) ядерной энергетической установки с водо-водяным реактором под давлением.

Известен способ обнаружения протечек из первого контура во второй в трубах парогенератора атомной электрической станции (АЭС). При реализации способа на остановленном ПГ во втором контуре создается давление смесью воздуха и гелия, который используется в качестве индикатора. В одной из воздушных камер парогенератора устанавливается дистанционно управляемый датчик масс-спектрометра для измерения концентрации гелия на выходе каждой трубы в пучке. Подготовка парогенератора к испытаниям занимает 3-4 дня, а сами испытания парогенератора с 3400 трубками - 12-34 часа [1]. Недостатки способа следующие. Способ реализуется только на остановленном реакторе, трудоемок и требует специальной дорогостоящей аппаратуры. Из-за конструктивных особенностей судовых парогенераторов он не может быть применен для контроля их герметичности.

Из литературных источников известно, что для контроля герметичности парогенераторов судовых ЯЭУ при работающем реакторе применяются способы контроля, основанные на принципах, широко применяемых для контроля протечек парогенератора АЭС с реакторами ВВЭР и PWR. Эти способы основаны на измерении содержания радионуклидов в средах рабочего тела [2, 3].

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому способу является способ, основанный на измерении суммарной объемной активности гамма-излучающих нуклидов в воде продувки парогенераторов АЭС с ВВЭР [4]. Для этого на байпасе общего коллектора продувочной воды размещают специальную кювету с датчиками гамма-излучения. При размещении кюветы с датчиками на линии продувки каждого парогенератора достигается чувствительность определения протечки 0,5-1,0 кг/час. Для прямоточных парогенераторов этот способ не приемлем из-за отсутствия линии продувки. Кроме того, он не позволяет контролировать протечку парогенераторов при остановке реактора, когда прекращается циркуляция среды по второму контуру. Для ранней диагностики герметичности ПГ ни один из существующих радиометрических способов не позволяет надежно обнаружить протечку на уровне ≤0,05 кг/час и следить за ее развитием.

Задача, решаемая предложенным способом, заключается в создании аппаратурного способа контроля, позволяющего обнаруживать протечку парогенератора на ранних стадиях ее появления и следить за развитием процесса как на остановленном, так и на работающем реакторе.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является повышение чувствительности и информативности контроля герметичности парогенераторов. Указанный результат достигается тем, что, как и в известном способе аппаратурного контроля герметичности парогенератора, измеряют содержание нелетучих радионуклидов в среде второго контура (в воде продувки парогенераторов) с помощью датчиков гамма-излучения.

Отличительными признаками предлагаемого способа является то, что измеряют мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в лобовом слое полнопоточного ионообменного фильтра конденсатоочистки и определяют величину протечки теплоносителя первого контура по соотношению где q - величина протечки, кг/час, Р₀ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в лобовом слое ионообменного фильтра второго контура, мкЗв/час, Р₁ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в пробе теплоносителя первого контура, мкЗв/час, n - количество ионообменных фильтров конденсатоочистки во втором контуре, τ - временной интервал от момента появления протечки до наступления равновесного состояния, час, К - коэффициент пересчета, учитывающий условия измерения мощности дозы в ионообменном фильтре и от пробы теплоносителя первого контура, m - количество пробы теплоносителя первого контура, взятой для проведения измерений, кг.

Измерение мощности экспозиционной дозы в лобовом слое ионообменного фильтра позволяет увеличить чувствительность определения протечки теплоносителя первого контура за счет количественного концентрирования нелетучих радионуклидов в лобовом слое.

Повышение информативности достигается за счет накопления радионуклидов в шихте ионообменного фильтра при работающем реакторе, которое позволяет получить информацию не только о факте наличия протечки, но и определить ее величину как при работающем, так и при остановленном реакторе после его расхолаживания.

На фиг.1 представлена принципиальная схема проведения испытаний способа контроля плотности ПГ. В схеме приведены: дозирующее устройство - 1, конденсатор - 2, конденсатный насос - 3, ионообменный фильтр конденсатоочистки - 4, парогенератор - 5, турбина - 6. На фиг.2 представлена схема размещения гамма-датчиков в фильтре конденсатоочистки. Схема состоит из гамма-датчиков в финишном слое фильтра 1, гамма-датчиков в лобовом слое фильтра 2, шихты ионообменной 3. На фиг.3 показана динамика изменения показаний гамма-датчика УСИТ-2А, установленного в лобовом слое фильтра. На фиг.4 показана зависимость показаний датчика УСИТ-2А, установленного в лобовом слое фильтра, от количества дозированного в конденсатор теплоносителя первого контура.

Сущность предлагаемого способа состоит в следующем. Радионуклиды, попадающие во второй контур с протечкой, ведут себя по разному. Летучие радионуклиды выводятся из второго контура с эжектируемыми газами. Нелетучие радионуклиды накапливаются во втором контуре на фильтрах конденсатоочистки.

В общем случае накопление нелетучего радионуклида во втором контуре можно описать дифференциальным уравнением
где Q - активность радионуклида в воде второго контура, Бк,
А - удельная активность радионуклида в теплоносителе первого контура, Бк/кг,
q - скорость протечки теплоносителя первого контура во второй, кг/ч,
λ - постоянная распада радионуклида, час^-1,
λ_уп - постоянная уноса радионуклида с паром, час^-1,
λ_oc - постоянная осаждения радионуклида на поверхностях второго контура, час^-1,
τ - время с момента появления протечки, час.

Для нелетучих радионуклидов уносом с паром и осаждением на поверхностях можно пренебречь, т.е.

отсюда

В установившемся режиме при неизменной скорости протечки (равновесное состояние)

отсюда величина скорости протечки

При наличии во втором контуре полнопоточных фильтров конденсатоочистки связь между количеством радионуклида, сорбированного шихтой, и величиной протечки выражается в виде

где Q_ф - активность радионуклида в шихте фильтра, Бк,
n - количество фильтров конденсатоочистки.

Как видно из вышеизложенного, содержание радионуклида в лобовом слое шихты фильтра является диагностическим показателем для контроля плотности парогенератора. Можно контролировать накопление не одного радионуклида, а нескольких по величине мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, которая является величиной аддитивной.

Мощность дозы гамма-излучения в лобовом слое ионообменной шихты фильтров конденсатоочистки при равных значениях межконтурной неплотности зависит еще и от конструктивных особенностей и условий эксплуатации ЯЭУ. Поэтому перед началом эксплуатации системы контроля плотности ПГ на ЯЭУ она должна проходить калибровку. При работе в режиме сигнализатора появления течи первого контура во второй калибровка не требуется, т.к. сигнализатор настраивается на трехкратное превышение гамма-фона в районе установки гамма-датчика.

Способ осуществлялся следующим образом. Факт наличия протечки в ПГ или потери герметичности парогенератора (секций) устанавливается по показаниям датчика гамма-излучения, установленного в лобовом слое фильтра конденсатоочистки. При устойчивых показаниях датчика, в три раза превышающих фоновые значения, протечка идентифицируется. Для определения величины протечки регистрируют по показаниям датчика наступление равновесного состояния, определяют временной интервал до наступления равновесного состояния с момента появления протечки, фиксируют по показаниям датчика мощность экспозиционной дозы (Р₀) от измеренного количества пробы через время (от момента отбора пробы до момента измерения), равное временному интервалу τ. Величину (скорость) протечки определяют из соотношения

где q - величина протечки, кг/час,
Р₀ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в лобовом слое ионообменного фильтра второго контура, мкЗв/час,
Р₁ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в пробе теплоносителя первого контура, мкЗв/час,
n - количество ионообменных фильтров конденсатоочистки во втором контуре,
τ - временной интервал от момента появления протечки до наступления равновесного состояния, час,
К - коэффициент пересчета, учитывающий условия измерения мощности дозы в ионообменном фильтре и от пробы теплоносителя первого контура,
m - количество пробы теплоносителя первого контура, взятой для проведения измерений, кг.

Поиск текущего парогенератора (секции) проводится путем последовательного отключения парогенераторов (секций) при контроле показаний датчика гамма-излучения, установленного в лобовом слое ионообменного фильтра. При отключении текущего парогенератора (секции) происходит спад показаний гамма-датчика из-за прекращения поступления в среду второго контура радионуклидов с протечкой и естественного распада радионуклидов, раннее сорбированных лобовым слоем шихты ионообменных фильтров.

Путем сопоставления значений величины скорости протечки на различных этапах эксплуатации ЯЭУ получают информацию о ходе развития процесса потери герметичности парогенератора, когда ситуация еще далека от аварийной.

Для подтверждения вышеизложенного были проведены полномасштабные испытания системы контроля плотности ПГ на стендовой ЯЭУ с прямоточным парогенератором. В ходе испытаний течь парогенератора имитировалась путем кратковременной подачи (в течение 1-3 минут) последовательных порций теплоносителя первого контура во второй контур (см. фиг.1). Ввод осуществлялся через дозирующее устройство (1), которое подсоединялось к конденсатосборнику конденсатора (2). Циркуляция воды во втором контуре осуществлялась с помощью насоса (3), который подавал конденсат из конденсатосборника через ионообменный фильтр (4) в парогенератор (5). После турбины (6) пар направлялся в конденсатор (2). Накопление радионуклидов в шихте регистрировалось с помощью блоков детектирования гамма-излучения УСИТ-2А или БДМГ-33, размещенных в специальных гильзах в лобовом и финишном слоях фильтра конденсатоочистки (см. фиг.2). Сигнал с датчиков УСИТ-2А или БДМГ-33 поступал на двухканальный вторичный УСИТ-2 или многоканальный пульт комплекса радиационного контроля типа КМК-1 [5, 6]. Во время проведения испытаний максимальное значение показаний в лобовом слое составило 210 имп/сек, а в финишном - 8 имп/сек.

Динамика изменения показаний датчика, установленного в финишном слое фильтра, представлена в таблице.

Как следует из приведенных данных, представленных на фиг.3, накопление нелетучих радионуклидов происходит в лобовом слое шихты ионообменного фильтра. При этом сигнал с датчика, размещенного в лобовом слое шихты, пропорционален количеству сорбированных радионуклидов. Это позволяет построить на изложенных принципах систему контроля, которая, во-первых, способна увеличивать чувствительность определения протечки парогенераторов благодаря размещению гамма-датчика в среде, в которой происходит концентрирование и накопление радионуклидов. Во-вторых, информация о поступлении радионуклидов в шихту фильтров конденсатоочистки сохраняется и после расхолаживания (останова) реактора в течение времени, определяемого количеством нелетучих радионуклидов и их составом в теплоносителе первого контура. Поиск текущего парогенератора (секции) проводится путем их последовательного отключения и сбора информации с гамма-датчиков, размещенных в лобовом слое фильтра конденсатоочистки (см. фиг.3).

По результатам проведенных испытаний чувствительность определения протечки предлагаемого способа ≤0,05 кг/час.

Во время проведения испытаний на основе результатов анализа радионуклидного состава пробы теплоносителя первого контура, вводимой во второй контур, и технических характеристик ионообменного фильтра конденсатоочистки была рассчитана мощность дозы в лобовом слое фильтра. Величина расчетной мощности дозы удовлетворительно совпала с экспериментальным значением.

Подобный принцип построения высокочувствительных систем контроля плотности ПГ может быть использован для прямоточных ПГ АЭС и на блоках с ВВЭР-1000 с размещением устройств детектирования гамма-излучения в лобовом слое ионообменных фильтров спецводоочистки второго контура СВО-5 [4].

Источники информации
1. Новый метод обнаружения утечки в трубах парогенератора. Экспресс-информация по материалам иностранной печати. ЦНИИатоминформ, 1989. 27 (1607).

2. Задонцев В.И. и другие. Дозиметрия радиоактивных газов и аэрозолей на судах. Л.: Судостроение. 1965, с.175.

3. Андреев П.А. и другие. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок. - Л.: Судостроение, 1969, с.69, 135.

4. Антонов В.А. и другие. Контроль за распространением радионуклидов но технологическим контурам АЭС. - Атомная энергия, т. 53, вып. 3, 1982, с.138.

5. Сигнально-измерительный двухканальный дозиметр технологического контроля УСИТ-2. Техническое описание, инструкция по эксплуатации, паспорт. 1970. - 41 с.

6. Блок детектирования БДМГ. Техническое описание и инструкция по эксплуатации, ЖШО.232.032 ТО, 1974, - 44 л.

Формула изобретения

1. Способ контроля герметичности парогенератора ядерной энергетической установки путем измерения содержания гамма-излучающих нуклидов в среде второго контура, отличающийся тем, что для контроля герметичности прямоточного парогенератора измеряют мощность дозы гамма-излучения в лобовом слое ионообменного фильтра конденсатоочистки и по ее величине определяют величину протечки теплоносителя первого контура.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину протечки теплоносителя определяют по соотношению

где q - величина протечки, кг/ч;
Р₀ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в лобовом слое ионообменного фильтра второго контура, мкЗв/ч;
Р₁ - мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в пробе теплоносителя первого контура, мкЗв/ч;
n - количество ионообменных фильтров конденсатоочистки во втором контуре;
τ - временной интервал от момента появления протечки до наступления равновесного состояния, ч;
К - коэффициент пересчета, учитывающий условия измерения мощности дозы в ионообменном фильтре и от пробы теплоносителя первого контура;
m - количество пробы теплоносителя первого контура, взятой для проведения измерений, кг.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5