способ контроля герметичности парогенератора судовой ядерной энергетической установки

Формула изобретения

1. Способ контроля герметичности парогенератора судовой ядерной энергетической установки, включающий измерение на остановленном реакторе содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого и вторичного контуров с последующим расчетом величины протечки, отличающийся тем, что отбор проб теплоносителя первого контура и воды второго контура производят из каждого парогенератора после завершения гидравлических испытаний, при этом предварительно производят перемешивание воды во втором контуре парогенератора.

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

где Q - величина протечки, кг;

а ₁ - удельная активность реперного радионуклида в теплоносителе первого контура, Бк/кг;

а₂ - удельная активность реперного радионуклида в воде второго контура ПГ, Бк/кг;

М₂ - масса воды во втором контуре ПГ, кг;

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве реперных радионуклидов используют радионуклиды с большим периодом полураспада и слабосорбирующиеся на поверхностях второго контура.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для контроля герметичности парогенераторов (ПГ) судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с водо-водяным реактором под давлением при проведении гидравлических испытаний.

Известен способ контроля плотности судового оборудования на остановленном реакторе путем выдержки при давлении теплоносителя первого контура, превышающем рабочее. При этом контролируются "пропуски" испытательной среды (протечки теплоносителя первого контура). Степень герметичности или плотность ПГ определяется величиной протечки теплоносителя первого контура [1, 2]. На практике наличие и величину протечек теплоносителя определяют по падению давления среды первого контура при проведении гидравлических испытаний. Однако при наличии микропротечек падение давления незначительно, и его можно заметить лишь при длительной выдержке, что на практике осуществить порой сложно. На судовых ЯЭУ эффект падения давления при наличии протечек можно не зарегистрировать из-за повышения температуры среды первого контура за счет остаточных тепловыделений активной зоны реактора. Для снижения порога обнаружения необходим более чувствительный метод обнаружения протечек. Кроме того, метод контроля протечек ПГ при гидравлических испытаниях должен позволять проводить сопоставление степени герметичности ПГ на различных этапах жизненного цикла ЯЭУ.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому способу является способ контроля межконтурной герметичности судовой ЯЭУ, включающий измерение на остановленном реакторе содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура и в воде вторичных контуров [3].

Недостатком этого способа является то, что определяется суммарная протечка всех парогенераторов, а не каждого. Кроме того, из-за относительно большой массы воды во втором контуре ЯЭУ (которая более чем на порядок превышает массу воды в каждом ПГ) невозможно оперативно определить интенсивность протечки (кг/ч) и, как следствие, - отсутствие исходных данных для сопоставления состояния герметичности каждого ПГ на всех этапах жизненного цикла ЯЭУ.

Задачей изобретения является создание способа, позволяющего оперативно и объективно контролировать герметичность (плотность) каждого ПГ после завершения гидравлических испытаний.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность идентификации межконтурной протечки каждого ПГ, включая и микротечи, что позволяет осуществить раннюю диагностику состояния каждого ПГ в рамках общего мониторинга технического состояния судовой ЯЭУ.

Для достижения указанного технического результата предлагается использовать способ, основанный на измерении содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура и в воде второго контура на остановленном реакторе с последующим расчетом величины протечки.

Отличительными признаками предлагаемого способа является то, что измерение содержания реперного радионуклида в теплоносителе первого контура и в воде второго контура каждого парогенератора проводят после проведения гидравлических испытаний, расчет протечки проводят по другой формуле, а в качестве реперных радионуклидов используют долгоживущие радионуклиды, которые слабо сорбируются на поверхностях контурного оборудования, например, тритий, цезий-137 и т.п. Применение долгоживущего и слабосорбирующегося радионуклида в качестве реперного необходимо для исключения введения поправок на распад и сорбционные потери при определении величины протечки парогенератора [3]. Выбор реперного радионуклида определяется радионуклидным составом теплоносителя первого контура перед проведением гидравлических испытаний.

Способ осуществляется следующим образом. Для определения герметичности парогенератора после завершения гидравлических испытаний отбирают пробы теплоносителя первого контура и пробы воды из второго контура каждого ПГ после перемешивания. Операцию перемешивания можно осуществить за счет барботажа. Если ПГ во время гидравлических испытаний был осушен, то ПГ по второму контуру заполняют дистиллятом, который тщательно перемешивают. В пробах определяют содержание реперного радионуклида. Величину протечки определяют по формуле:

Интенсивность протечки рассчитывают по формуле

где:

Q - величина протечки, кг;

a ₁ - удельная активность реперного радионуклида в теплоносителе первого контура, Бк/кг;

а₂ - удельная активность реперного радионуклида в воде второго контура ПГ, Бк/кг;

М₂ - масса воды во втором контуре ПГ, кг (указана в технической документации на ПГ);

g - интенсивность протечки, кг/ч;

- продолжительность гидравлических испытаний, ч.

В предлагаемом способе нижний порог определения величины протечки взаимосвязан с пределом обнаружения реперного радионуклида в пробах воды второго контура ПГ, который может быть существенно снижен за счет применения более чувствительной регистрирующей аппаратуры или методики с предварительным концентрированием реперного радионуклида в пробах воды второго контура ПГ [4].

Преимущества предлагаемого способа иллюстрируются следующими примерами. Согласно литературным данным минимальная величина протечки среды, фиксируемая способом по падению давления, равна 1.3·10 ^-2 см³/с [1, 2, 6]. При проведении гидравлических испытаний (в течение 24 часов) минимально-контролируемая протечка составит 1.3·10^-3·3.6·10 ³·24=1.12·10³ см ³. Для воды это соответствует 1120 г.

Минимально-контролируемая протечка, определяемая по содержанию реперного радионуклида (трития) в среде второго контура [3], составляет: удельная активность реперного радионуклида в теплоносителе первого контура

a₁=3.7·10⁷ Бк/кг;

удельная активность реперного радионуклида в воде второго контура ПГ

а₂=7.4·10 ² Бк/кг;

масса воды во втором контуре ЯЭУ

М ₂=18000 кг;

принимаем

М_пр /М₂=0 Q=7.4· 10² ·18000/3.7·10⁷=3.6·10 ^-1 кг=360 г.

При проведении расчетов а ₂ - это нижний предел определения содержания реперного радионуклида в средах второго контура без предварительного концентрирования.

Минимально-контролируемая протечка во время проведения гидравлических испытаний, определяемая предлагаемым способом, составляет

- при использовании в качестве реперного радионуклида цезия-137

a₁=1.85·10⁵ Бк/кг,

а₂=7.4 Бк/кг;

принимаем массу воды в ПГ

М_2пг=700 кг Q=7.4·700/1.85·10 ⁵=28·10^-3 кг=28 г.,

- при использовании в качестве реперного радионуклида трития

a₁=3.7·10⁷ Бк/кг,

a₂=7.4·10 ² Бк/кг;

принимаем массу воды в ПГ

М _2пг=700 кг Q=7.4·10²·700/3.7·10 ⁷=14·10^-3 кг=14 г.

Таблица.
Величина минимально-контролируемой протечки, г
Аналог	Прототип	Предлагаемый способ
1120	360	14-28

Отбор проб сред из первого контура и каждого парогенератора производят по принятой технологии пробоотбора для конкретной ЯЭУ. Измерение содержания реперных радионуклидов в отобранных пробах выполняют на серийно выпускаемых приборах. Для измерения содержания трития используют радиометр, например, РЖС-05. С целью снижения порога определения трития в воде ПГ применяют известные методики его концентрирования [7]. При использовании многофункционального радиометра типа "TRIATHLER" предварительного концентрирования не требуется. Без предварительного концентрирования измеряют содержание цезия-137 в пробе воды из ПГ (масса пробы 0.5 кг) на серийном спектрометре с детектором типа ДГДК-50А. При использовании в качестве средства измерения радиометра типа КРК-1 применяют известные методики с предварительным концентрированием [4].

Таким образом, по сравнению с известными способами предлагаемый способ обеспечивает оперативный и объективный контроль герметичности каждого ПГ во время проведения гидравлических испытаний судовых ЯЭУ и выявление любых протечек, включая и микротечи. Это позволяет осуществить мониторинг технического состояния парогенератора для исключения его внезапного выхода из строя [5].

Источники информации

1. Кузнецов В.А. и др. Судовые ядерные энергетические установки. М.: Атомиздат, 1976, с.323, 346-351.

2. Машины, механизмы, паровые котлы, сосуды и аппараты судовые. Нормы и правила гидравлических и воздушных испытаний. ГОСТ 22161-76.

3. Бредихин В.Я., Раков В.Т., Змитродан А.А. Способ контроля межконтурной герметичности судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем. Патент РФ №2203510, 2003, Бюл. №12.

4. Москвин Л.Н., Гумеров М.Ф., Ефимов А.А. и др. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 264 с.

5. Шитилов С.А. Разрушение материалов, индуцируемое воздействием окружающей среды, как причина отказов инженерных конструкций. - Атомная техника за рубежом, 1997, №8, с.11-22.

6. Бабкин В.Т. и др. Герметичность неподвижных соединений гидравлических систем. - М.: Машиностроение, 1977, с.104-110.

7. Чеботина М.Я., Николин О.А. Поступление трития от Белоярской АЭС в Ольховскую болотно-речную экосистему и реку Пышма // Вопросы радиационной безопасности. - Озерск: ПО "Маяк", 2004, №2, с.42-48.