Способ контроля состояния графитовой кладки реактора рбмк

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.

 

Изобретение относится к области атомной техники и может использоваться в ядерных реакторах РБМК.

В ходе эксплуатации реакторов этого типа было установлено, что при значительных, свыше 30 лет, сроках работы, накапливающиеся радиационные повреждения в графитовой кладке приводят к ее формоизменению. Графитовые блоки кладки начинают деформироваться, вызывая продольное растрескивание, приводящее к выборке технологических зазоров между графитовыми колоннами и их смыканию и искривлению.

Нежелательным следствием формоизменения кладки является искривление топливных каналов и каналов СУЗ, расположенных в колоннах. Когда оно достигает предельно-допустимого значения, принимается решение об останове реактора и выполнении ремонтных работ по восстановлению его ресурсных характеристик.

Таким образом, контроль состояния графитовой кладки является важным компонентом обеспечения безопасной эксплуатации реакторов РБМК.

В настоящее время предложены различные способы контроля состояния графитовой кладки реакторов РБМК. Известен способ, основанный на формировании электрического тока в кладке и исследовании электромагнитных свойств внутренних полостей и зазоров, образованных колоннами и расположенными в них каналами [патент РФ RU 2510682, опубл. 10.04.2014]. Недостатком указанного способа являются его высокая трудоемкость, а также недостаточные показатели точности и надежности, связанные с тем, что уровень деформаций оценивают по результатам непрямых измерений геометрических характеристик газовых зазоров.

Известен способ контроля состояния графитовой кладки, в котором выбуривают и затем испытывают образцы графита из нескольких референтных ячеек реактора, предварительно подвергнутых ускоренному облучению, а в качестве критерия используют степень ухудшения прочностных свойств графита [патент РФ RU 2266576, опубл. 20.12.2005]. Недостатками способа являются значительная сложность и трудоемкость реализации, а также низкая репрезентативность результатов измерений.

Известны способы контроля состояния графитовой кладки и прогнозирования сроков эксплуатации реактора до начала ремонтно-восстановительных работ, основанные на прямых измерениях геометрических характеристик деформированных каналов, которые проводят на выборке ограниченного числа референтных ячеек реактора [Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. М.: Энергоатомиздат, 1997, стр. 76, 177]. Такой исследуемой характеристикой может быть стрела прогиба канала, определяемая как наибольшее изгибное смещение его оси. Этот геометрический показатель наиболее точно и объективно отражает уровень деформации ячейки реактора, являясь одним из основных критериев, определяющих сроки безопасной эксплуатации реактора, [см. интернет-сайт Рекламно-Информационного агентства «PRo Атом» издательского дома «ОВИЗО». - Первый блок ЛАЭС «остановить, нельзя эксплуатировать». - 22.08.2012. - http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3974].

Известен способ контроля состояния графитовой кладки реактора РБМК, рассматриваемый в качестве прототипа заявляемого, включающий обследование выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнение ее с предельно-допустимым значением и принятие решения о продолжении эксплуатации реактора, причем обследование проводят на стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки [см. Годовой отчет НИКИЭТ-2012: Сб. статей. М.: ОАО «НИКИЭТ», 2012, стр. 72-75]. В известном способе стрела прогиба измеряется в выборке ячеек объемом более 500 штук, расположенных порядно в виде прямоугольной сетки параллельно главным осям реактора.

Недостатком известного способа является его высокая стоимость и трудоемкость из-за необходимости обследовать значительное число ячеек. Способ оказывается также недостаточно точным и надежным вследствие того, что расположение контрольных ячеек по прямоугольной сетке не соответствует реальной картограмме распределения деформаций. Обследования могут не выявить ячейку с наибольшим искривлением канала, и максимальная величина стрелы прогиба окажется заниженной.

Задачей настоящего изобретения является повышение экономичности и надежности способа контроля состояния кладки, снижение продолжительности работ и дозовых нагрузок на персонал при его проведении.

Технический результат изобретения состоит в более точной и своевременной идентификации ячейки с максимальной величиной стрелы прогиба при одновременном сокращении числа обследуемых ячеек.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе контроля состояния графитовой кладки реактора РБМК, включающем обследование выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнение ее с предельно-допустимым значением и принятие решения о продолжении эксплуатации реактора, причем обследование проводят на стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, согласно изобретению 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 правило состоит в том, чтобы любой луч, проведенный из центра реактора, пересекал хотя бы одну обследуемую ячейку в каждом из колец.

Возможна реализация способа, при которой стадию, соответствующую ускоренному формоизменению кладки, выявляют путем обследования ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов от центра реактора. В этом случае начало формоизменения кладки могут выявлять путем обследования через одну из ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов от центра реактора.

Кроме того, обследования ячеек могут проводить после наработки реактором 8000 эффективных суток.

Заявленный способ базируется на следующих результатах расчетно-теоретических и экспериментальных исследований:

- установлено, что формоизменение графитовой кладки проходит несколько последовательных стадий. Данные, полученные по динамике каждой из этих стадий, позволяют обоснованно сократить количество обследований на разных этапах контроля;

- выявлено, что стрела прогиба каналов наиболее интенсивно возрастает в пределах кольцевой области графитовой кладки, ограниченной 13-м и 21-м рядами ячеек от центра, причем в процессе эксплуатации реактора положение этой кольцевой области не меняется;

- на основе проведенных исследований получены корреляционные зависимости и разработан алгоритм, с помощью которых можно определить местоположение областей с наибольшими стрелами прогиба на картограмме графитовой кладки;

- разработаны расчетные методы, позволяющие на основе измерений величины стрелы прогиба в контрольных ячейках прогнозировать ее величину во всех ячейках реактора;

- проведенные исследования подтвердили, что величина максимальной по всем ячейкам реактора стрелы прогиба является оптимальным целевым параметром для контроля формоизменения кладки.

Установлено, что до достижения реактором наработки в 8000 эфф. суток значимого искривления каналов не происходит. Затем на некотором этапе эксплуатации формоизменение кладки интенсифицируется из-за образования трещин в графите. Как показали экспериментальные исследования, значимая деформация каналов с наибольшей вероятностью начинается в ячейках, расположенных внутри кольца (19-21)-го рядов ячеек от центра реактора.

В дальнейшем на стадии эксплуатации, соответствующей начальному формоизменению кладки, искривление каналов имеет локальное распространение и незначительную динамику, оставаясь наиболее выраженным в кольце (19-21)-го рядов ячеек от центра. На этой стадии требуется осуществлять регулярный контроль величины стрелы прогиба в ячейках, с тем чтобы надежно идентифицировать начало стадии, соответствующей ускоренному формоизменению, при которой выбираются технологические зазоры между рядами кладки, и возникает процесс интенсивного аккумулирования радиальной деформации от соседних рядов к следующим. Область ускоренного роста стрелы прогиба при этом, как уже указывалось, распространяется на значительную часть кладки, от кольца (19-21)-го рядов ячеек до кольца (13-15)-го рядов от центра.

К мониторингу кладки на стадии ускоренного формоизменения предъявляются значительно более строгие требования. Его цель состоит в том, чтобы обосновать возможно более поздние сроки останова реактора для выполнения ремонтно-восстановительных работ, но при этом не допустить превышения предельно-допустимого значения стрелы прогиба ни в одной из ячеек реактора.

Заявленный способ позволяет решить эту задачу с минимальными трудозатратами. Достигается это за счет того, что на стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, не проводят полномасштабного обследования всех ее ячеек, но вначале выявляют области с гарантированно наибольшими стрелами прогибов, после чего выполняют измерения только в этих ограниченных по числу ячеек областях. Алгоритм выбора ячеек для обследования обеспечивает при этом своевременность, надежность и точность получаемых результатов.

Заявленное изобретение иллюстрируется чертежом фрагмента графитовой кладки реактора РБМК, на котором показан пример возможного расположения контролируемой выборки ячеек.

Заявленный способ контроля состояния кладки осуществляют следующим образом.

На стадии эксплуатации реактора, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, регулярно обследуют ячейки, расположенные по установленному правилу внутри кольца (19-21)-го, а также внутри кольца (13-15)-го рядов от центра реактора (ячейки "А" и "Б", см. чертеж). В правило входит условие, чтобы любой луч, проведенный из центра реактора, пересекал хотя бы одну обследуемую ячейку в каждом из колец. Указанное условие необходимо для гарантированной и своевременной идентификации ячейки с максимальной величиной стрелы прогиба и возможности рассчитывать динамику изменения этой величины. Условие допускает разные варианты расположения обследуемых ячеек в кольцах.

Примером может служить компоновка, представленная на чертеже, при которой в контролируемую выборку входят две одинарные цепочки ячеек. Первая из них ("А") расположена внутри кольца (19-21)-го рядов от центра (то есть в кольцевой области, ограниченной радиусами 19-го и 21-го рядов), а вторая ("Б") - внутри кольца (13-15)-го рядов (нумерация по главным осям реактора в направлении от точки их пересечения к периферии).

Согласно заявленному способу, по полученным данным обследований двух указанных цепочек ячеек затем определяют местоположение областей, в которых могут быть еще более высокие величины стрелы прогиба (они примыкают к наиболее искривленным ячейкам цепочек). В границах этих областей обследуют все без исключения ячейки, при необходимости расширяя границы, с тем чтобы гарантированно выявить ячейку с максимальной величиной стрелы прогиба, и по ней определить остающийся запас до предельно-допустимого значения. Затем по известным расчетным зависимостям устанавливают срок до проведения следующей серии измерений или до останова реактора для выполнения ремонтно-восстановительных работ.

Согласно изобретению, наступление стадии ускоренного формоизменения можно своевременно выявлять с помощью контроля тех же ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов от центра реактора (без необходимости обследовать ячейки (13-15)-го рядов). Для этого вначале, после достижения реактором наработки в 8000 эфф. суток, измеряют стрелу прогиба в каждой второй обследуемой ячейке кольца и определяют максимальную величину стрелы прогиба из числа измеренных. В случае если данная величина не превышает заданное пороговое (граничное) значение, выбранное в качестве критерия начала формоизменения, принимают решение о сроке проведения повторной серии обследований. Если максимальная величина стрелы прогиба в текущей серии измерений превысит пороговое значение начала формоизменения, переходят к контролю всех без исключения референтных ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов. При этом аналогичным образом выполняют регулярные обследования и сравнения максимальной измеренной величины стрелы прогиба с пороговым значением и отслеживают переход к стадии ускоренного формоизменения кладки. После этого, как отмечалось выше, контролируют ячейки уже в двух кольцах кладки.

В качестве примера можно рассмотреть применение заявленного способа при следующих численных значениях параметров. Контроль начинают проводить после 8000 эффективных суток работы реактора, используя в качестве критерия начала формоизменения кладки значение стрелы прогиба, равное 20 мм. При этом ежегодно обследуют 54 референтных ячеек, расположенных через одну в кольце (19-21) рядов.

Если в очередной серии обследований зафиксируют превышение порогового значения 20 мм, то в этой же серии переходят к обследованию всех 108 ячеек, расположенных по правилу в кольце (19-21) рядов.

Дальнейшие ежегодные обследования 108 ячеек проводят с целью своевременной регистрации начала и развития стадии ускоренного формоизменения кладки. В качестве критерия используют пороговое значение стрелы прогиба, равное 50 мм.

Если в очередной серии обследований зафиксируют превышение порогового значения 50 мм, то в этой же серии переходят к обследованию 184 ячеек, расположенных по правилу внутри колец (19-21)-го и (13-15)-го рядов от центра, а также ячеек в выявленных областях кладки с наибольшими величинами стрелы прогиба. Число ячеек в этих областях может составлять от 10 до 20.

В каждой серии таких обследований находят ячейку с максимальной величиной стрелы прогиба и определяют оставшийся запас до предельно-допустимого значения, равного, например, 75 мм, и принимают решение о сроке эксплуатации до следующей серии обследований или до останова реактора на ремонтно-восстановительные работы. Указанный срок определяют на основе расчетов.

Как следует из приведенного примера, заявленный способ, по сравнению с известными, требует обследования существенно меньшего числа ячеек для определения максимальной величины стрелы прогиба каналов графитовой кладки.

1. Способ контроля состояния графитовой кладки реактора РМБК, включающий обследование на стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнение ее с предельно-допустимым значением и принятие решения о продолжении эксплуатации реактора, отличающийся тем, что обследуют ячейки, расположенные внутри кольца (19-21)-го и (13-15)-го рядов от центра реактора так, что любой луч, проведенный из центра реактора, пересекает по меньшей мере одну обследуемую ячейку в каждом из колец, при этом по полученным данным определяют местоположение областей ячеек с наибольшими величинами стрелы прогиба канала и проводят обследование ячеек упомянутых областей.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что стадию, соответствующую ускоренному формоизменению кладки, выявляют путем обследования ячеек, расположенных внутри кольца (19-21)-го рядов от центра реактора.

3. Способ по п. 2, отличающийся тем, что начало формоизменения кладки выявляют путем обследования ячеек через одну.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что обследования ячеек проводят после наработки реактором 8000 эффективных суток.



 

Похожие патенты:

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

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 хранения ядерного топлива, к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки. Способ контроля подкритичности отработавшего ядерного топлива заключается в создании расчетной модели хранилища и определении фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение. Для центра tизм выделенного интервала выполняют расчетное моделирование. Определяют расстояние r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0. По минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α0. Подкритичность контролируют по количественному значению реактивности ρ. Изобретение позволяет повысить ядерную безопасность бассейнов выдержки путем повышения достоверности контроля подкритичности за счет прямого измерения асимптотического значения декремента затухания и определения количественного значения величины реактивности. 6 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ измерения концентрации гелия в твэле включает подачу твэла в установку на позицию измерения. Проводят локальный импульсный нагрев участка оболочки твэла, измерение временных температурных зависимостей и определяют концентрации гелия в твэле. Перед подачей контролируемого твэла в установку измеряют температуру воздуха в установке, после размещения твэла на позицию измерения измеряют температуру оболочки твэла, измеряют временные температурные зависимости стандартных образцов, измерения проводят при всех сочетаниях допускаемых нижних и верхних значений температуры воздуха в установке и температуры оболочки твэла. Из совокупности результатов измерений со стандартными образцами и контролируемым твэлом определяют концентрацию гелия по соответствующей формуле. Изобретение позволяет повысить качество изготовления твэлов за счет возможности реализовать сплошной контроль содержания гелия в твэлах. 1 ил.
Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов, преимущественно для прогнозирования ресурсоспособности сталей, работающих в зонах нейтронного облучения объектов атомной техники. Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей включает изготовление образцов, определение их твердости в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, причем изготавливают образцы стали с переменной концентрацией одного из компонентов по одному из габаритов образца, их макротвердость в точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента определяют методом Бринелля, а сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода ΔТк для каждой точки определяют по формуле: ΔТк=А+В(ΔНВ)2, где ΔНВ=НВОБ-НВИ, НВОБ - твердость стали после облучения, МПа, НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа, А=100°C, В=0,00012°C/(МПа)2. Изобретение позволяет снизить трудоемкость и время определения сдвига критической температуры хрупкости при разработке сталей для корпусов реакторов типа ВВЭР. 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к устройствам для контроля внешнего вида цилиндрических изделий и, в частности, может быть использовано в производстве ядерного топлива. Устройство для обнаружения дефектов на образующей поверхности цилиндрических изделий содержит последовательно установленные на транспортерах узел формирования столба изделия, узел линейного перемещения изделий, узел контроля образующих изделий и узел разбраковки изделий. Узел формирования столба изделий содержит блок упоров и отсекатель, в состав каждого входят по два пневмоцилиндра. Узел линейного перемещения изделий содержит раму, с помощью которой осуществляется перемещение столба изделий на валы осмотра. Узел контроля образующих изделий содержит средство для формирования излучения видимого спектра, средство освещения контролируемых изделий, средство регистрации и передачи изображения в аналитическое устройство и связанное с ним средство сдува бракованных изделий. Узел разбраковки изделий содержит средство сдува бракованных изделий, с помощью которого забракованное изделие сбрасывается в емкость для брака. Изобретение позволяет синхронизировать вращение изделий и средство для формирования излучения видимого спектра. 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Защитная пробка гнезда хранения пеналов с ОЯТ включает корпус, образованный верхним и нижним дисками и обечайкой, заполненный бетоном. В корпусе пробки установлена ступенчатая проходка, примыкающая к обечайке своей нижней частью, снабженная резьбовым штуцером с накидной гайкой. В ступенчатой проходке размещен с возможностью извлечения из нее ступенчатый защитный стержень, между ступенями которых установлено уплотнительное кольцо. Также имеется термодатчик. Термодатчик содержит термоэлектрические преобразователи с керамической изоляцией проводников, заключенные в трубки с теплоприемниками, установленными в их нижней части. Верхние части трубок размещены в ступенчатом защитном кожухе, выполненном с возможностью его установки в проходку защитной пробки вместо ступенчатого защитного стержня. Нижние части трубок смещены относительно верхних на величину половины кольцевого зазора между стенками пенала и корпуса гнезда. Расстояние между теплоприемниками в свободном состоянии трубок превышает ширину кольцевого зазора. Группа изобретений позволяет измерить температуру наружной стенки пенала и гнезда в сухом хранилище. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

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 -го рядов, а также внутри кольца -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