Метод за контрол на херметичността на парогенератора на морска атомна електроцентрала, Патентна банка

Изобретението се отнася до ядрената техника и е предназначено за използване при контрол на херметичността на парогенератори на корабни атомни електроцентрали с реактор с водно охлаждане под налягане по време на хидравлични тестове. Метод за наблюдение на херметичността на парогенератор на морска атомна електроцентрала включва измерване на съдържанието на еталонен радионуклид в проби от охлаждащата течност на първи и втори контур на спрян реактор, последвано от изчисляване на количеството на изтичане. Вземането на проби от първичния охладител и вторичната вода се извършва от всеки парогенератор след приключване на хидравличните изпитания. В същото време водата се смесва предварително във втория кръг на парогенератора. Изобретението позволява обективен контрол на херметичността на парогенератор с нисък праг на откриване, възможност за идентифициране на течове от всякакъв размер, което прави възможно наблюдението на техническото състояние на всеки парогенератор. 2 т.п. f-ly, 1 табл.

Изобретението се отнася до ядрената техника и може да се използва за контрол на херметичността на парогенератори (ПГ) на корабни атомни електроцентрали (АЕЦ) с реактор с водно охлаждане под налягане по време на хидравлични изпитвания.

Известен метод за контролиране на плътността на корабното оборудване в спрян реактор чрез задържане при налягане на първичния топлоносител, което надвишава работното налягане. В този случай се контролират "преминаванията" на тестовата среда (течове на първичната охлаждаща течност). Степента на херметичност или плътност на ПГ се определя от скоростта на изтичане на първичния топлоносител [1, 2]. На практика наличието и големината на течовете на охлаждащата течност се определят от спада на наляганетосреди на първи контур по време на хидравлично изпитване. Въпреки това, при наличие на микротечове, спадът на налягането е незначителен и се забелязва само при продължителна експозиция, което понякога е трудно приложимо на практика. В корабните атомни електроцентрали ефектът от спадане на налягането при наличие на течове може да не се регистрира поради повишаване на температурата на средата на първи контур поради топлината на разпадане на активната зона на реактора. За да се намали прагът на откриване, е необходим по-чувствителен метод за откриване на теч. Освен това методът за наблюдение на течове на ПГ по време на хидравлични изпитания трябва да позволява сравняване на степента на херметичност на ПГ на различни етапи от жизнения цикъл на АЕЦ.

Най-близък по техническа същност до предложения метод е методът за контрол на херметичността на корабна атомна електроцентрала, включващ измерване на съдържанието на еталонния радионуклид в пробите на топлоносителя на първи контур и във водата на вторичните контури на спрения реактор [3].

Недостатъкът на този метод е, че се определя общото изтичане на всички парогенератори, а не на всеки. В допълнение, поради относително голямата маса на водата във втория контур на атомната електроцентрала (която е с повече от порядък по-голяма от масата на водата във всеки ПГ), е невъзможно бързо да се определи скоростта на изтичане (kg/h) и в резултат на това липсват първоначални данни за сравняване на състоянието на херметичност на всеки ПГ на всички етапи от жизнения цикъл на атомната електроцентрала.

Целта на изобретението е да се създаде метод, който ви позволява бързо и обективно да контролирате херметичността (плътността) на всеки парогенератор след приключване на хидравлични тестове.

Техническият резултат, постигнат чрез прилагането на изобретението, е възможността за идентифициране на вътрешноконтурното изтичане на всеки SG, включително микротечове, което позволяваизвършват ранна диагностика на състоянието на всяка ПГ в рамките на общия мониторинг на техническото състояние на корабната атомна електроцентрала.

За постигане на този технически резултат се предлага да се използва метод, базиран на измерване на съдържанието на еталонния радионуклид в проби от първичния топлоносител и във водата на втория контур при спиране на реактора, последвано от изчисляване на количеството на изтичане.

Отличителни черти на предложения метод са, че измерването на съдържанието на референтния радионуклид в първичния топлоносител и във водата на втория кръг на всеки парогенератор се извършва след хидравлични тестове, изтичането се изчислява по различна формула, а като референтни радионуклиди се използват дълготрайни радионуклиди, които са слабо сорбирани върху повърхностите на контурното оборудване, например тритий, цезий-137 и др. Използването на дългоживеещ и слабо сорбиращ радионуклид като еталон е необходимо, за да се изключи въвеждането на корекции за загуби от разпад и сорбция при определяне на количеството на изтичане от парогенератора [3]. Изборът на референтния радионуклид се определя от радионуклидния състав на първичния топлоносител преди хидравлично изпитване.

Скоростта на изтичане се изчислява по формулата

Q е количеството на изтичане, kg;

a1 - специфична активност на еталонния радионуклид в първичния топлоносител, Bq/kg;

а2 - специфична активност на референтния радионуклид във водата на втори контур на ПГ, Bq/kg;

M2 е масата на водата във втория контур на ПГ, kg (посочена в техническата документация на ПГ);

g - скорост на изтичане, kg/h;

τ - продължителност на хидравличните изпитвания, h.

В предложения метод долният праг за определяне на количеството изтичане е взаимосвързан с границата на откриванереферентен радионуклид във водни проби от втори контур на ПГ, което може да бъде значително намалено чрез използване на по-чувствителна записваща апаратура или техника с предварително концентриране на еталонния радионуклид във водни проби от втори контур на ПГ [4].

Предимствата на предложения метод са илюстрирани със следните примери. Според литературните данни минималната стойност на изтичането на среда, фиксирана по метода на падане на налягането, е равна на 1,3·10 -2 cm 3 /s [1, 2, 6]. При провеждане на хидравлични тестове (в рамките на 24 часа) минималният контролиран теч ще бъде 1,3·10 -3 ·3,6·10 3 ·24=1,12·10 3 cm 3 . За водата това съответства на 1120.

Минималното контролирано изтичане, определено от съдържанието на референтния радионуклид (тритий) в средата на втория кръг [3], е: специфичната активност на референтния радионуклид в първичния топлоносител

специфична активност на референтния радионуклид във водата от втори контур на ПГ

маса вода във втори контур на атомната централа

Mpr / M2 = 0 Q = 7,4 10 2 18000 / 3,7 10 7 = 3,6 10 -1 kg = 360 g.

При извършване на изчисления a2 е долната граница за определяне на съдържанието на еталонния радионуклид в средата на втория контур без предварително концентриране.

Минималният контролиран теч по време на хидравлично изпитване, определен по предложения метод, е

- когато се използва като референтен радионуклид цезий-137

приемаме масата на водата в PG

M2pg \u003d 700 kg Q \u003d 7,4 700 / 1,85 10 5 \u003d 28 10 -3 kg = 28 g.,

- когато се използва като референтен радионуклид тритий

приемаме масата на водата в PG

M2pg = 700 kg Q = 7,4 10 2 700 / 3,7 10 7 = 14 10 -3 kg = 14 g.

Таблица.
Стойността на минимумаконтролирано изтичане, g
Аналогов	Прототип	Предложен метод
1120	360	14-28

По този начин, в сравнение с известните методи, предлаганият метод осигурява бърз и обективен контрол на херметичността на всеки ПГ по време на хидравлично изпитване на корабни атомни електроцентрали и откриване на всякакви течове, включително микротечове. Това позволява да се следи техническото състояние на парогенератора, за да се предотврати внезапната му повреда [5].

1. Кузнецов V.A. и др. Корабни атомни електроцентрали. М.: Атомиздат, 1976, с.323, 346-351.

2. Машини, механизми, парни котли, съдове и корабни апарати. Норми и правила за хидравлични и въздушни изпитвания. ГОСТ 22161-76.

3. Бредихин В.Я., Раков В.Т., Змитродан А.А. Метод за контрол на херметичността на контура на корабна атомна електроцентрала с воден охладител. Патент България №2203510, 2003, Бул. номер 12.

4. Москвин Л.Н., Гумеров М.Ф., Ефимов А.А. и др. Методи за химичен и радиохимичен контрол в ядрената енергетика. - М.: Енергоатомиздат, 1989. - 264 с.

5. Шитилов С.А. Разрушаване на материали, причинено от околната среда, като причина за повреди на инженерни конструкции. - Ядрени технологии в чужбина, 1997, № 8, стр. 11-22.

6. Бабкин В.Т. Херметичност на неподвижни връзки на хидравлични системи. - М.: Машиностроение, 1977, стр. 104-110.

7. Чеботина М.Я., Николин О.А. Доставка на тритий от Белоярската АЕЦ до екосистемата на Олховската блато-река и река Пишма // Проблеми на радиационната безопасност. - Озерск: ПО "Маяк", 2004, № 2, стр. 42-48.

---