Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок



Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок
Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок
Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок
Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок
Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок

 


Владельцы патента RU 2622107:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок. В заявленном способе ОТВС помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с ОТВС и прокачивают газовый теплоноситель с отходящими из ОТВС радиоактивными газами и парами остаточной влаги по замкнутому циркуляционному контуру последовательно через аэрозольный фильтр, селективный к йоду фильтр, барботер, заполненный раствором щелочи, и измерительную камеру. Отделяют радионуклиды 137Cs на аэрозольном фильтре, 129I - на селективном фильтре, 14С и остатки 129I - в щелочном растворе барботера. Далее проводят бета-радиометрические измерения 85Kr в газовом теплоносителе, сравнивают измеренные значения активности радионуклидов 85Kr с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов отработавших тепловыделяющих сборок и определяют герметичность оболочек твэлов ОТВС. Техническим результатом является повышение точности определения объемной бета-активности 85Kr в газовом теплоносителе нагретой ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 пр.

 

Изобретение относится к области контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок (ЯЭУ).

Отработавшие тепловыделяющие сборки ЯЭУ поступают на хранение в заполненные водой бассейны выдержки (БВ) для обеспечения спада остаточного тепловыделения, обусловленного активностью продуктов деления, накопленных в тепловыделяющих элементах ОТВС. В бассейне выдержки ОТВС находятся в специальных герметичных чехлах, предназначенных для временного хранения выгруженных из реактора облученных тепловыделяющих сборок. При хранении ОТВС осуществляется контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов методом измерения активности продуктов деления в водной или газовой фазах, отобранных из внутренней полости чехла [Нечеткий Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 181-184].

Известен способ КГО твэлов ЯЭУ с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) по активности водного теплоносителя, циркулирующего по замкнутому контуру в герметичном пенале, в котором размещена ОТВС. Режимы циркуляции предусматривают изменение давления в замкнутой системе с целью воздействия на неплотности оболочек твэлов ОТВС. КГО твэлов осуществляется на специальном измерительном стенде и основан на измерении удельной активности радионуклидов 131I (период полураспада (Т1/2)=9,69 сут) и 137Cs (Т1/2=30 лет) в пробах воды, отбираемых из пеналов [Нечеткий Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 184]. В качестве критериев отбраковки дефектных ОТВС используют следующие значения удельной активности проб: 131I более 3,7×106 Бк/л и 137Cs более 3,7×105 Бк/л. В случае проведения КГО твэлов не более чем через 15 суток после останова реактора используют первый критерий по короткоживущему 131I, а при большем, чем 15 суток промежутке времени от останова реактора до проведения КГО, - второй критерий по более долгоживущему 137Cs [Зверков В.Я. Эксплуатация ядерного топлива на АЭС с ВВЭР. - М: Энергоатомиздат, 1990].

Недостатком данного способа является низкая эффективность определения герметичности оболочек твэлов в ОТВС по 137Cs из-за его большого количества, а по 131I из-за малого периода полураспада изотопа. Кроме того, изотопы 137Cs и 131I являются химически активными элементами и могут вступать во взаимодействие с коррозионными отложениями на оболочках твэлов, что также снижает эффективность КГО.

Известен способ, включающий обезвоживание ОТВС в пенале стенда КГО с последующей регистрацией выделившихся газообразных продуктов деления из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 184].

В этом случае герметичность оболочек твэлов ОТВС определяется по активности в газовой фазе химически инертных радиоактивных газов (ИРГ) Kr и Xe, важнейшим из которых является долгоживущий 85Kr (Emaxβ=0,67 МэВ, Emaxγ=0,305 МэВ) с выходом от числа делений 0,29% (возможная скорость выхода 2,9⋅109 част/сек) и периодом полураспада Т1/2=10,76 лет. Учитывая средний срок службы ЯЭУ около 30 лет, данный изотоп при высоких степенях выгорания ядерного топлива служит реперным радионуклидом за все время хранения ОТВС в БВ. Так, даже после трехлетней выдержки активность Kr составляет до 1% от общей активности ОЯТ [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 248]. В то же время активность более короткоживущего 133Xe с T1/2=5,27 суток уже через 15 суток после останова реактора недостаточна для определения негерметичности твэлов в ОТВС. Измеренные значения активности радионуклидов сравниваются с установленными критериями отбраковки дефектных ОТВС и делаются выводы о негерметичности твэлов ОТВС.

Известен способ КГО твэлов ОТВС ЯЭУ с натриевым теплоносителем (БОР-60), помещенной в герметичный пенал с газовым теплоносителем, циркулирующим по замкнутому контуру с аэрозольным фильтром, посредством измерения активности газа и аэрозольной активности, выделяемой на фильтре [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 185-187]. КГО твэлов осуществляется на специальном газовом стенде с осушением ОТВС, подогревом до температуры, определяемой видом теплоносителя (в данном случае натрия, который должен быть полностью удален с оболочки твэлов ОТВС, и температура нагрева достигает 500°С), и продувкой аргоном. При негерметичности твэлов из них выделяются газообразные продукты деления. При продувке аргоном (газовый теплоноситель) на аэрозольном фильтре улавливаются радионуклиды, находящиеся в аэрозольной форме, а радионуклиды, находящиеся в газообразном состоянии, прошедшие через аэрозольный фильтр, регистрируются бета-измерительной камерой (бета-радиометром). При проведении КГО измеренные значения активности сравниваются с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов ОТВС и делаются выводы о герметичности твэлов ОТВС. Данный способ по своей сущности и достигаемому техническому результату наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Внереакторный контроль герметичности оболочек отработавших тепловыделяющих элементов основан на идентификации радионуклидов, выходящих из негерметичных твэлов ОТВС газообразных продуктов деления - радионуклидов Kr. В данном случае чувствительность способа КГО твэлов определяется минимальной объемной активностью 85Kr.

Однако при нагревании ОТВС в герметичном пенале с целью воздействия на неплотности в оболочке твэла наружу поступают не только инертные радиоактивные газы, но и летучие соединения углерода и йода, долгоживущие бета-излучающие изотопы которых (14C с Т1/2=5,73×103 лет и 129I с Т1/2=1,57×107 лет) искажают результат измерения 85Kr, полученный методом измерения бета-активности. Данный факт был обнаружен при проведении дефектации твэлов ОТВС транспортных ЯЭУ, которые в отличие от ЯЭУ АЭС работают в периодическом режиме и доля более долгоживущих изотопов 14C и 129I возрастает.

Недостатком способа является его низкая достоверность, вызванная присутствием в газе, наряду с 85Kr, летучих соединений углерода и йода, наличие которых существенно снижает чувствительность измерений 85Kr, влияющих в конечном итоге на возможность определения герметичности оболочек твэлов ОТВС.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в разработке достоверного и эффективного способа контроля герметичности оболочек твэлов ОТВС транспортных ядерных энергетических установок.

Техническим результатом изобретения является повышение чувствительности способа контроля герметичности оболочек твэлов за счет повышения точности определения объемной бета-активности 85Kr.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе контроля герметичности оболочек твэлов ОТВС транспортных ЯЭУ, включающем размещение ОТВС в герметичном пенале, нагрев пенала с ОТВС, прокачку газового теплоносителя по замкнутому циркуляционному контуру с аэрозольным фильтром, измерение активности радионуклидов в газе и определение герметичности оболочек твэлов ОТВС путем сравнения измеренных значений активности радионуклидов с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов ОТВС, согласно изобретению газ после аэрозольного фильтра пропускают через селективный к 129I фильтр, а затем барботируют через раствор щелочи для выделения 14С и остатков 129I, далее измеряют радиоактивность 85Кr в газе, прошедшем через барботер, затем измеренное значение активности 85Кr сравнивают с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов ОТВС (с предельно допустимыми значениями активности 85Kr).

Помимо этого, для удаления возможной влаги газовый теплоноситель перед подачей на аэрозольный фильтр пропускают через холодильник и каплеотбойник.

Нагрев пенала с ОТВС, работавшей в ЯЭУ с водным теплоносителем, производят до температуры 150°С (штатный режим КГО), а при подозрении на дефектность твэлов ОТВС, в случае превышения активности газового теплоносителя в процессе его прокачки по герметичному циркуляционному контуру величины фоновых значений производят нагрев до температуры 300°С (контрольный режим КГО).

Способ контроля герметичности оболочек твэлов ОТВС транспортных ЯЭУ осуществляется на специальном универсальном стенде дефектации (УСД), технологическая схема которого представлена на чертеже. В состав УСД входят герметичный испытательный контейнер (ГИК) (не показан), контур многократной циркуляции газа (КМЦГ) 1 и измерительная камера (ИК) 2. ГИК представляет собой герметичный пенал из коррозион-ностойкой стали, заключенный в кожух с теплоизоляцией и оборудованный электронагревателем. ГИК предназначен для загрузки ОТВС, подлежащей дефектации, и ее нагрева в герметичном пенале до температуры 150°С (штатный режим КГО) или до 300°С (контрольный режим КГО для дефектных твэлов).

КМЦГ 1 предназначен для перемешивания газообразных продуктов деления, выделившихся из ОТВС в ГИКе, и подачи их в составе газового теплоносителя в измерительную камеру 2, а также для продувки и удаления газа после окончания измерения. КМЦГ 1 выполнен в виде стойки с клапанами, приборами технологического контроля и другим оборудованием, связанным трубопроводами с ГИК и измерительной камерой 2. В состав КМЦГ, технологическая схема которого представлена на чертеже, входят водоохлаждаемый холодильник 3, каплеотбойник 4, аэрозольный фильтр 5, селективный фильтр для йода 6, барботер 7 со щелочным раствором, ротаметр 8 и микрокомпрессор 9. Измерительная камера 2 предназначена для измерения активности газообразных продуктов деления средствами бета-радиометрического контроля.

Способ осуществляется следующим образом.

ОТВС транспортных ЯЭУ из бассейна выдержки для проведения КГО на УСД помещают в ГИК, подключенный к КМЦГ 1 и измерительной камере 2. ГИК с ОТВС нагревают до температуры 150°С (штатный режим КГО) или до 300°С (контрольный режим для дефектных твэлов) и газообразные радионуклиды с парами остаточной влаги направляют в КМЦГ 1. Пары влаги конденсируются в холодильнике 3 и капли влаги отделяются в каплеотбойнике 4. Затем газовый теплоноситель очищается от 137Cs, находящегося в аэрозольной форме, на аэрозольном фильтре 5, от летучих соединений 129I - на селективном фильтре 6 и от летучих соединений 14С и 129I - в барботере 7. Прокачка газового теплоносителя по замкнутому контуру УСД осуществляется микрокомпрессором 9 с контролем расхода ротаметром 8. В процессе КГО измеряется активность радионуклидов в измерительной камере 2. Полученные данные сравниваются с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов ОТВС и делаются выводы о герметичности оболочек твэлов ОТВС.

Примеры конкретного выполнения

Пример 1 (Прототип). ОТВС транспортных ЯЭУ из бассейна выдержки для КГО помещали в ГИК на УСД, подключенный к КМЦГ и измерительной камере. ГИК с ОТВС нагревали до температуры 300°С и отходящий вследствие нагрева из ОТВС газ направляли в КМЦГ, в котором газовый теплоноситель очищали от паров и аэрозолей, содержащих 137Cs, и измеряли активность радионуклидов согласно описанной выше схеме, но минуя селективный фильтр и барботер (схема без очистки на чертеже обозначена пунктирной линией). Объемная активность 85Kr составляла от 2⋅105 до 5⋅108 Бк/м3. Данные по ОТВС, выгруженным из активной зоны транспортных ЯЭУ и прошедшим дефектацию без очистки от 14С и 129I на УСД (минуя селективный фильтр и барботер), с указанием номеров ячеек в реакторе представлены в табл. 1. В Таблице 1 приведены данные по температуре нагрева активной части ГИК (Т), объемной активности газа в КМЦГ (Аи), фоновых показаний радиометра (Аф) и значения превышения измеренной активности газа над фоном (Аиф). В Таблице 2 представлены сравнительные результаты бета-радиометрических измерений, полученные с использованием бета-радиометра УДГ-1Б (устройство детектирования активности газов по бета-излучению) (Аиф), и результаты гамма-спектрометрического анализа газовых проб, отобранных с универсального стенда внереакторной дефектации.

Приведенное в таблице 2 значение <5⋅105 Бк/м3 означает, что объемная активность газа в циркуляционном контуре была ниже минимальной активности нуклида 85Kr, измеряемой с использованием полупроводникового гамма-спектрометра.

Из данных таблицы 2 следует, что содержание «мешающих» радионуклидов превышает фоновые значения 85Kr, равные <5⋅105 Бк/м3, в 6-22 раза (К=Аифγ (85Kr)), а если учесть, что фоновые значения бета-радиометрических измерений газа составляют (1,9-5,4)⋅104 Бк/м3, превышение объемной активности «мешающих» радионуклидов 14С и 129I над объемной активностью 85Kr может достигать 1,0⋅103 раз.

Пример 2 (Заявляемый способ) отличается от примера 1 тем, что отходящий вследствие нагрева ОТВС газ с парами остаточной влаги очищали в КМЦГ по предлагаемой схеме (с очисткой от 14C и 129I) (см. чертеж) и измеряли активность радионуклидов. Объемная активность 85Kr так же, как и в примере 1, находилась в диапазоне от 2⋅104 до 5⋅108 Бк/м3 (таблица 3).

В таблице 4 представлены сравнительные результаты бета-радиометрических измерений, полученные с использованием УДГ-1Б (Аиф), и результаты гамма-спектрометрического анализа газовых проб, отобранных с универсального стенда внереакторной дефектации с очисткой от 14С и 129I (Аγ).

Все случаи превышения объемной активности газа в герметичном циркуляционном контуре величины 5⋅105 Бк/м3 были связаны с поступлением в КМЦГ нуклида 85Kr из негерметичных твэлов (значение 5⋅105 Бк/м3 соответствует минимальной активности нуклида 85Kr, измеряемой с использованием полупроводникового гамма-спектрометра).

Таким образом, внереакторная дефектация ОТВС была проведена с использованием системы бета-радиометрического контроля, что позволило идентифицировать поступление из негерметичных ОТВС в измерительный контур реперного нуклида 85Kr в диапазоне активностей от 1,0⋅104 до 6,0⋅107 Бк/м3 (для сравнения нижний предел определения объемной активности нуклида 85Kr, измеряемой с применением полупроводниковых гамма-спектрометров в лабораторных условиях, составлял 5,0⋅105 Бк/м3).

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает значительное повышение чувствительности определения 85Kr (в 6-22 раза) и дает более точную информацию о неполной герметичности ОТВС. Использование предлагаемого способа контроля позволяет точно идентифицировать поступление из негерметичных твэлов ОТВС в измерительную камеру реперного радионуклида 85Kr в диапазоне активностей от 2⋅104 до 1⋅107 Бк/м3. Эффективное удаление «мешающих» радионуклидов 14С и 129I из КМЦГ обеспечено включением в состав стенда дефектации фильтра 6 и барботера 7.

Чувствительность реализуемого способа определяется минимальной объемной активностью реперного радионуклида 85Kr, достоверно измеряемой в газовом теплоносителе КМЦГ средствами бета-радиометрического контроля.

В предлагаемом способе для отделения 129I от химически инертного 85Kr используется селективный сорбент «СИЛОКСИД» [Епимахов В.Н., Четвериков В.В. Разработка технологии получения сорбента для очистки и контроля газообразных форм радионуклидов йода. // Материалы шестого Межотраслевого научно-технического совещания «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике (АТОМЭНЕРГОАНАЛИТИКА-2011)». 13-15 сентября 2011 года г. Сосновый Бор Ленинградской области, сборник докладов. - СПб: ВВМ, 2011, С. 250-254] и щелочной раствор, штатно применяемый при дезактивации оборудования ЯЭУ, таким образом, предлагаемый способ является промышленно применимым. Кроме того, все измерения можно производить по простому определению бета-активности за счет предварительного разделения долгоживущих бета-излучающих радионуклидов 134Cs, 14С, 129I и 85Kr.

1. Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок, заключающийся в том, что отработавшую тепловыделяющую сборку помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с отработавшей тепловыделяющей сборкой, прокачивают газовый теплоноситель по замкнутому циркуляционному контуру через аэрозольный фильтр, измеряют активность продуктов деления в газе и определяют герметичность оболочек твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки путем сравнения измеренных значений активности радионуклидов с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов отработавших тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что в процессе прокачки теплоносителя по замкнутому контуру газ после аэрозольного фильтра последовательно пропускают через селективный к йоду-129 фильтр, затем - через барботер, заполненный раствором щелочи, и выделяют радионуклиды углерода-14 и остатки йода-129, далее измеряют активность криптона-85 в газе, прошедшем через барботер, и сравнивают измеренное значение активности криптона-85 с предельно допустимыми значениями активности.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что газовый теплоноситель перед подачей на аэрозольный фильтр для удаления радиоактивной влаги пропускают через холодильник и каплеотбойник.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что нагрев пенала с отработавшей тепловыделяющей сборкой производят до температуры 150°C, а в случае превышения активности газового теплоносителя в процессе его прокачки по замкнутому циркуляционному контуру величины фоновых значений нагрев производят до температуры 300°C.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора.

Изобретение относится к герметизации трещины в стенке бассейна атомной электростанции, а именно способу герметизации шва и мобильному роботу, оснащенному размотчиком клейкой ленты, который содержит головку, прижимающую клейкую ленту к стенке.

Изобретение относится к внутриреакторным средствам контроля параметров ядерного реактора. Автономная встроенная внутризонная измерительная сборка в канале для контроля уровней температуры и излучения вокруг сборки ядерного топлива передает выходные сигналы беспроводным способом на удаленный пункт.

Изобретение относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа.

Изобретение относится к области методов и средств обеспечения радиационной, химической и взрывопожарной безопасности подводных лодок. Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников опасности в герметичных обитаемых объектах заключается в том, что предварительно выполняют описание объекта контроля.

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы.

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла.

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала.

Изобретение относится к способу контроля графитовой кладки реактора РБМК. В заявленном способе осуществляют обследование выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнивают ее с предельно-допустимым значением и принимают решения о продолжении эксплуатации реактора. На стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, проводят обследование ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов, а также внутри кольца (13-15)-го рядов от центра реактора. По полученным данным выявляют местоположение областей ячеек с наибольшими величинами стрелы прогиба. Проводят обследование ячеек этих областей, после чего определяют срок до проведения следующего обследования или до останова реактора на ремонт. При этом обеспечивают выполнение правила, состоящего в том, чтобы любой луч, проведенный из центра реактора, пересекал хотя бы одну обследуемую ячейку в каждом из колец. Техническим результатом является повышение своевременности и точности идентификация ячейки с максимальной величиной стрелы прогиба при одновременном сокращении числа обследуемых ячеек. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх