Способ контроля межконтурной герметичности судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем
Изобретение предназначено для контроля межконтурной герметичности при работающей или остановленной судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем. Способ контроля межконтурной герметичности судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем включает измерение содержания трития в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров с последующим расчетом величины протечки. Факт межконтурной протечки определяют на остановленном реакторе. Изобретение позволяет установить факт межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контуры на остановленном реакторе. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля межконтурной герметичности как при работающей, так и при остановленной судовой ядерной энергетической установке (ЯЭУ) с водным теплоносителем.
Известен способ контроля герметичности первого контура по контролю параметров теплоносителя, основанный на регистрации изменений расхода или давления теплоносителя, возникающих при появлении течи [1]. Достоинство этого метода - однозначность выявления негерметичности при больших течах, недостаток - низкая чувствительность при малых течах и невозможность контроля герметичности при остановленном реакторе. Наиболее близким способом контроля межконтурной герметичности является способ измерения содержания реперных радионуклидов в воде второго контура. В качестве реперных радионуклидов используются радионуклиды йода, натрия, калия [2] . Перечисленные радионуклиды позволяют установить факт межконтурной протечки и ее величину. Но существует ряд причин, в силу которых использование реперных радионуклидов, предлагаемых в прототипе, не решает задачу контроля межконтурной герметичности на остановленном реакторе. Основными недостатками реперных радионуклидов являются такие их свойства, как короткий период полураспада и способность к осаждению на поверхностях контурного оборудования и шихте ионообменных фильтров. Кроме того, небольшая активность вышеупомянутых радионуклидов в теплоносителе первого контура при условии герметичности оболочек твэлов существенно снижает чувствительность способа контроля межконтурной герметичности. Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять контроль межконтурной герметичности как при работающей, так и на остановленной судовой ядерной энергетической установке. Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность установления факта межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура на остановленном реакторе. Для достижения указанного технического результата предлагается использовать способ, основанный на измерении содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров. Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что измерение содержания реперного радионуклида в теплоносителе первого контура и в воде вторичных контуров проводят на остановленном реакторе, а в качестве реперного радионуклида используют тритий. Возможность осуществления контроля межконтурной герметичности на остановленном реакторе представляется за счет длительного периода полураспада трития и его особенности не сорбироваться на поверхности контурного оборудования и фильтрах ионообменной очистки. Также предлагаемый способ дает возможность определить величину межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура с учетом компенсации безвозвратных потерь воды вторичных контуров по предлагаемой формуле. Для оценки величины межконтурной протечки в единицах массового расхода необходимо знать удельную активность теплоносителя первого контура. При обнаружении межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура накопление трития можно описать уравнением баланса активности трития в контурах ЯЭУ:
где А1 - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Ки/кг; А2 - удельная активность трития во вторичном контуре, Ки/кг; М2 - количество воды во вторичном контуре, кг; Мпр - суммарное количество безвозвратных потерь воды вторичного контура, кг; g - величина протечки, кг, или 
Для подтверждения возможности контроля межконтурной герметичности ЯЭУ и определения величины суммарной протечки теплоносителя первого контура были проведены полномасштабные испытания на экспериментальной исследовательской ЯЭУ с дозированным "впрыском" теплоносителя первого контура во второй. В ходе проведения испытаний контролировалось содержание трития в теплоносителе первого и второго контуров. Расчет суммарной протечки проводили по формуле (2). Результаты испытаний приведены в таблице. Для проведения измерений активности трития использовали радиометр отечественного производства РЖС-05 и сцинтиллятор марки ЖС-8. Отбор проб и измерения содержания трития проводили сразу и спустя 2-3 недели после окончания испытаний на остановленном реакторе. Расчетная величина суммарной протечки, полученная по формуле (2), практически совпала с экспериментальной. Это подтверждает возможность использования расчетной формулы для определения величины суммарной межконтурной протечки. Таким образом, по сравнению с известными способами предлагаемый способ обеспечивает обнаружение межконтурной протечки теплоносителя первого контура во вторичные контура как при работающем, так и на остановленном реакторе. Источники информации1. Конструирование ядерных реакторов. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин / Под. общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоиздат, 1982.- 400 с. 2. Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. - Атомная энергия, 1994, т. 77, вып.1, с. 58-63.
Формула изобретения
где g - величина протечки, кг;
А1 - удельная активность трития в теплоносителе первого контура, Ки/кг;
А2 - удельная активность трития во вторичном контуре, Ки/кг;
М2 - количество воды во вторичном контуре, кг;
Мпр - суммарное количество безвозвратных потерь воды вторичного контура, кг.
РИСУНКИ
Рисунок 1
Похожие патенты:
Изобретение относится к способу и устройству для получения жидкой пробы из защитной противоаварийной оболочки реактора атомной электростанции с помощью пробоотборного сосуда
Изобретение относится к измерительному устройству для определения концентрации бора в теплоносителе контура охлаждения ядерной энергетической установки
Устройство для газации теплоносителя первого контура реактора, охлаждаемого водой под давлением // 2173487
Изобретение относится к устройству для газации водородом жидкого теплоносителя первого контура реактора, охлаждаемого водой под давлением, причем реактор, охлаждаемый водой под давлением, снабжен емкостью компенсатора объема и по меньшей мере одним подключенным за ней насосом высокого давления
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в ядерных энергетических установках
Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС)
Изобретение относится к автоматическому контролю технологических процессов и может быть использовано для анализа протекающих в трубопроводах газожидкостных сред
Устройство для отбора проб // 305510
Устройство для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора // 2225046
Изобретение относится к канальным ядерным реакторам, в частности к устройствам для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора серии РБМК
Способ контроля радионуклидов йода в водном теплоносителе атомных энергетических установок // 2225648
Изобретение относится к области радиохимического анализа
Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем
Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний
Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок
Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ контроля герметичности оболочек твэлов включает регистрацию запаздывающих нейтронов в теплоносителе первого контура ядерного реактора с помощью первого детектора (1) через равные интервалы времени T, соответствующие времени полного цикла обращения теплоносителя в первом контуре реактора, измерение интенсивностей Ni и Ni+T сигналов детектора, пропорциональных нейтронной активности теплоносителя в моменты времени ti и ti+T, определение разности (Ni+T-Ni)K=ΔNK, где k - номер процедуры вычитания, сравнение разности ΔNK со значением ΔNK-1. Сигнал детектора (1) через дифференциальный трансформатор (2) и усилитель (3) поступает на дискриминатор (4), который обеспечивает дискриминацию шумов усилителя (3), обрабатывает и преобразовывает аналоговые сигналы в стандартные импульсы для передачи на вход преобразователя счет-код (5). Далее сигналы поступают в ПЭВМ (6), где они обрабатываются по заданному алгоритму. Выполнение условия ΔN≥2ΔNK-1 свидетельствует о разгерметизации оболочек твелов. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 1 ил.
Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на мониторинг наличия протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций. Система мониторинга протечек бассейна выдержки содержит датчик расхода воды, поступающей по трубопроводу устройства очистки, датчик уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий, два датчика температуры и влажности, размещенных на входе и выходе вентиляции реакторного зала. При этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации о количестве обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения функционирования системы она снабжена блоком бесперебойного питания. Технический результат заключается в снижении громоздкости системы, в проведении расчета утечек бассейна, т.е. в обеспечении постоянного мониторинга с помощью современных средств автоматизации. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения. Способ также включает управление массообменным аппаратом для ввода растворенного кислорода в теплоноситель с целью обеспечения заданного кислородного режима теплоносителя, управление дожиганием и диспергатором газа для реализации водородной очистки теплоносителя. Технический результат - повышение эффективности диагностики теплоносителя свинцово-висмутового быстрого реактора. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к измерительной технике, в частности к системам для непрерывного и оперативного измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного реактора. Система измерения концентрации борной кислоты в контуре теплоносителя энергетического ядерного реактора включает первый и второй лазерные генераторы, измерительную и эталонную кюветы, первый и второй фотоприемные блоки, электрически связанные с блоком обработки и управления, а также оптические элементы, обеспечивающие оптическую связь между лазерными генераторами, кюветами и фотоприемными блоками. Измерение осуществляется абсорбционным спектральным методом путем просвечивания зондирующим лазерным излучением измерительной кюветы, подключенной к первому контуру теплоносителя ядерного ВВЭР реактора. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений, а также возможность измерения малых концентраций борной кислоты в составе теплоносителя и обеспечение высокой оперативности проведения дистанционных измерений. 6 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.
