Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора
DEVICE FOR RELOADING AND MONITORING TIGHTNESS OF FUEL ASSEMBLIES OF NUCLEAR REACTOR

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования в ядерных реакторах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
Изобретение относится к устройствам взятия проб газа из тепловыделяющих сборок (ТВС) с целью выявления наличия в ТВС негерметичных тепловыделяющих элементов (твэл). Контроль осуществляют в период остановки реактора с одновременным проведением операций по перемещению ТВС путем определения состава газовых компонент, которые выделяются из негерметичных твэл.
Наиболее близким к заявляемому изобретению по совокупности общих существенных признаков и достигаемому результату является устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки ядерного реактора с верхним защитным перекрытием и жидким теплоносителем, содержащее телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций - наружной, средней и внутренней, причем наружная и средняя секции перекрыты крышками, захват тепловыделяющей сборки и систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающую трубопровод, один конец которого расположен внутри полости средней секции, образованной между крышкой средней секции и уровнем теплоносителя, измерительное устройство радиоактивных продуктов деления и побудитель расхода газа (патент РФ №2186429, G21C 17/07, опубл. 27.07.2002 г.).
Основным недостатком известного устройства является наличие специального контура для продувки инертного газа через теплоноситель, что значительно усложняет устройство, повышает расходы на его изготовление, а также снижает надежность устройства. Кроме того, в реакторе с жидкометаллическим теплоносителем технически сложно пропускать газ через теплоноситель, когда установлена перегрузочная машина.
Еще одним недостатком известного устройства является необходимость выполнения отбора газа непосредственно около поверхности теплоносителя, что в случае высоких температур характерных для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем технически сложно выполнимая задача и к тому же при барботаже теплоносителя газом высока вероятность засорения элементов устройства радиоактивными аэрозолями.
Кроме того, при барботаже из теплоносителя выходят растворенные в нем фоновые радионуклиды, в результате чего радионуклиды из негерметичного твэла разбавляются, а это снижает точность определения расположения негерметичного твэла в ТВС.
Также серьезным недостатком данного устройства является неравномерное распределение радионуклидов в камере отбора газа, что приводит к неоднозначности трактовки результатов измерения активности газа.
Задачей, на решение которой направлено настоящее изобретение, является повышение надежности и экономичности ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.
Технический результат, достигаемый при использовании данного изобретения, заключается в упрощении конструкции устройства контроля и повышении надежности контроля герметичности тепловыделяющих сборок путем исключения из устройства специального контура продувки инертного газа и снижения влияния на результаты анализа растворенных в теплоносителе фоновых радионуклидов.
Указанный технический результат достигается благодаря тому, что устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора с верхним защитным перекрытием и жидким теплоносителем, содержащее телескопическую штангу, выполненную в виде трех секций - наружной, средней и внутренней, причем наружная и средняя секции перекрыты крышками, захват тепловыделяющей сборки и систему контроля содержания радионуклидов в газе, включающую трубопровод, один конец которого расположен внутри полости средней секции, образованной между крышкой средней секции и уровнем теплоносителя, измерительное устройство радиоактивных продуктов деления и побудитель расхода газа, установлено в реакторе с жидкометаллическим теплоносителем, верхнее защитное перекрытие которого содержит стационарную часть с двумя поворотными пробками, и его наружная секция герметично закреплена в малой поворотной пробке, расположенной эксцентрично в большой пробке, в боковой поверхности средней секции и в крышке средней выполнены щели для сообщения с газовым объемом реактора, внутренняя секция выполнена полой, захват соединен с приводом и выполнен с возможностью перемещения внутри средней и внутренней секций, на участке трубопровода системы контроля содержания радионуклидов между полостью средней секции и измерительным устройством дополнительно установлен первый клапан, а между измерительным устройством и побудителем расхода установлены последовательно емкость и второй клапан, причем объем емкости выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции до первого клапана.
В устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок полость средней секции может быть соединена с системой подачи газа, состоящей из побудителя расхода в виде емкости с газом под давлением, клапана и трубопровода.
Также в устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок система подачи газа может быть соединена с трубопроводом системы контроля содержания радионуклидов в газе.
Кроме того, в устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок малая поворотная пробка может быть выполнена из теплоизоляционного материала, а крышка средней секции в рабочем положении установлена выше нижней границы пробки.
В устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок трубопровод системы контроля содержания радионуклидов в газе может быть выполнен гибким.
Также устройстве для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок выход газа из системы контроля содержания радионуклидов может быть соединен с системой очистки газа от радиационно - опасных радионуклидов.
Сущность заявленного изобретения поясняется рисунком, где на фиг. 1 отмечены: перекрытие 1 ядерного реактора, в котором расположена большая поворотная пробка 2. В большой поворотной пробке 2 эксцентрично установлена малая поворотная пробка 3, с установленной в ней телескопической штангой, выполненной в виде трех секций - наружной 4, средней 5 и внутренней 6, причем наружная секция 4 герметично закреплена в малой поворотной пробке 3 и герметично закрыта крышкой 7. Средняя секция 5, в свою очередь, закрыта крышкой 8. С помощью захвата 9 тепловыделяющую сборку 10 может перемещаться внутрь секции 6. На рисунке также указана система анализа активности газа, состоящая из трубопровода 11 с последовательно установленными на нем первым клапаном 12, измерителем радиоактивности газа 13, емкостью для забора газа 14, вторым клапаном 15 и компрессором/насосом 16. Неотмеченная отдельно система подачи чистого газа, включает в себя емкость с газом под давлением 17 и клапан 18.
Устройство для перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющих сборок ядерного реактора работает следующим образом.
После плановой остановки реактора для контроля герметичности ТВС, вращением большой 2 и малой 3 поворотных пробок, расположенных в перекрытии 1, выполняют наведение телескопической штанги на контролируемую ТВС 10. Затем из наружной секции 4 телескопической штанги выдвигают среднюю секцию 5, закрытую сверху крышкой 8, до погружения части секции 5 в теплоноситель. В результате этого перемещения внутри секции 5 образуется ограниченный со всех сторон (крышкой, стенками секции, теплоносителем) объем, далее называемый газовой полостью секции 5. После этого из средней секции 5 выдвигают внутреннюю секцию 6. Далее захватом 9 поднимают ТВС 10 и втягивает ее внутрь секции 6.
В случае, если в составе этой ТВС 10 имеется дефектный твэл, из которого при работе реактора на мощности выходят газообразные продукты деления, то, поскольку при подъеме такой ТВС давление снаружи твэл снижается (при подъеме ТВС в свинце на 4 м - на 0,4 МПа) в результате перепада давления газ, содержащий радионуклиды, выходит из негерметичного твэла в виде пузырей, которые всплывают вверх и попадают в полость внутренней секции 6 и далее - в газовую полость средней секции 5. В газовой полости средней секции 5 газообразные радионуклиды перемешиваются (за счет диффузии и конвекции) с аргоном, поступающим туда через щели в секции 5 и крышке 8 из аргоновой «подушки» над жидкометаллическим теплоносителем ядерного реактора. Активная естественная конвекция возникает в газовой полости секции 5 за счет того, что температура крышки 8 и верхней части секции 5 существенно ниже, чем температура погруженной в теплоноситель нижней части секции 5. Это обусловлено тем, что секция 5 через газовый зазор граничит с контактирующей с окружающей средой наружной секцией 4, закрытой крышкой 7, установленной в малой пробке 3.
Для усиления перепада температуры малая пробка 3 может быть выполнена из теплоизолирующего материала. Это позволит еще больше снизить температуру малой пробки 3 по высоте. Благодаря этому создают отток тепла через газовый зазор от крышки 8 средней секции 5, которая в рабочем положении расположена выше нижней границы малой пробки 3.
Например, т.к. в реакторной установке РУ БРЕСТ толщина малой пробки 3 равна, примерно, 2 м, а эффективная теплопроводность малой пробки 3 равна не менее 1,08 Вт/м*К, то уже через 10-15 минут радионуклиды равномерно распределяются по объему газовой полости секции 5.
Затем выполняют отбор газа для анализа его активности с помощью системы анализа активности. Для отбора газа из газовой полости секции 5 при закрытом клапане 12 выполняют вакуумирование трубопровода 11 и газосборника 14 путем открытия клапана 15 и компрессора/насоса 16.
Затем клапан 15 закрывают и открывают клапан 12, что приводит к движению газа из полости средней секции 5 в отвакуумированную часть системы анализа активности.
При этом застойный газ, находящийся в участке трубопровода 11 от его открытого конца в газовой полости секции 5 до клапана 12 (этот газ не участвовал в перемешивании радионуклидов в полости средней секции 5) собирают в емкость 14, а газ из полости секции 5 поступает в измеритель радиоактивности газа 13 для анализа.
Объем емкости 14 выбран не меньше, чем объем газа в участке трубопровода от полости средней секции 5 до первого клапана 12, чтобы вместить в нее весь застойный газ и, тем самым, исключить его на точность проводимых измерений.
Кроме того, трубопровод 11 системы контроля содержания радионуклидов в газе может быть выполнен гибким, что позволяет установить его в самых затесненных и труднодоступных местах реактора. Также выход газа из системы контроля содержания радионуклидов может быть соединен с системой очистки газа от радиацинно - опасных радионуклидов, что позволит исключить их выброс в окружающую среду. Несмотря на выход газа из полости средней секции 5 в измеритель радиоактивности 13 давление в ней не снижается, т.к. оно компенсируется давлением газа из газовой полости реактора, поступившим через щели средней секции 5 и крышки 8.
В случае, если для обеспечения точности контроля необходимо уменьшить активность газа внутри средней секции 5, перед исследованием ТВС 10, до ее подъема, выполняют продувку чистым инертным газом. Для этого предусмотрена система подачи чистого газа в которой при закрытом клапане 15 и открытых клапанах 12 и 18 чистый газ поступает по трубопроводу 11 в полость средней секции 5, при этом газ, содержащий фоновые радионуклиды вытесняется в газовую полость реактора через щели средней секции 5 и крышки 8. После продувки газовой полости средней секции 5 чистым газом выполняют отбор газа для измерения фоновой активности. Далее выполняют подъем ТВС 10, выдержку, отбор и анализ газа, как было указано выше.
Таким образом, данное изобретение позволяет повысить надежность и экономичность ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем путем повышения качества контроля герметичности ТВС при одновременном упрощении устройства контроля.