Система контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива - RU2690524C1

Чертежи

Описание

Область техники

Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на обеспечение контроля протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций (АЭС).

Предшествующий уровень техники

Известно, что хранение отработавшего ядерного топлива на АЭС осуществляется в заполненных водой бассейнах выдержки, выполненных из сваренных между собой металлических листов. Практика эксплуатации АЭС, однако, показывает, что, несмотря на контроль герметичности изготовления стальной облицовки при изготовлении бассейнов выдержки, при их эксплуатации вследствие больших концентраций напряжений в сварных швах и коррозии нередко возникают протечки радиоактивной воды через сварные швы. Сбор этой воды осуществляется в расположенное под бассейном второе дно с некоторой отбортовкой на стены. При этом сами по себе протечки радиоактивной жидкости нежелательны ввиду их экологической опасности и требуют устранения, для чего необходим мониторинг протечек воды и определение участка сварного шва, через который происходит утечка. Трудность такого определения заключается в том, что металлическая облицовка бассейнов выдержки соединена с бетонной стеной, окружающей бассейн выдержки и служащей силовым элементом, воспринимающим давление жидкости в бассейне выдержки, а также защитой от радиации, вследствие чего визуальный либо контактный контроль целостности сварных швов становится невозможным. Для решения указанной задачи предлагалось несколько различных технических решений.

Например, контроль протечек осуществлялся за счет размещения в бассейне выдержки датчиков верхнего и нижнего уровня воды, либо за счет отвода протечек по трубе из второго дна в емкость с датчиком контроля уровня жидкости при последующем возврате жидкости в бассейн. Такие решения позволяют определить сам факт утечки воды и приблизительно оценить динамику изменения количества утечки воды в единицу времени. Недостатками такого решения, однако, являются невозможность определения конкретного негерметичного сварного шва без предварительного удаления радиоактивности, возможность попадания радиоактивной воды на боковые бетонные стенки бассейна выдержки, необходимость наличия второго металлического дна и низкая радиационная безопасность, связанная с невозможностью контроля герметичности второго дна.

Предпринимались попытки повышения точности оценки динамики утечки жидкости из бассейна выдержки за счет повышения точности учета объемов испарения и конденсации жидкости в системе. Например, известна система обнаружения течи в помещениях АЭС путем контроля аэрозольной активности (патент РФ на полезную модель №100817, МПК F24K 3/14, опубл. 27.12.2010 г), содержащая устройство, обеспечивающее разделение воздуха контролируемого помещения на конденсат и воздушную среду, соединенное трубопроводом воздушной среды с устройством для измерения объемной активности аэрозолей, а трубопроводом для отвода конденсата - с модулем измерения объемной активности гамма-излучающих радионуклидов в жидкости, при этом устройство для измерения объемной активности аэрозолей соединено с трубопроводом разряжения, а модуль измерения объемной активности гамма-излучающих радионуклидов в жидкости соединен с трубопроводом сброса конденсата в спецканализацию. Отличительной особенностью этой системы является то, что в качестве устройства, обеспечивающего разделение воздуха контролируемого помещения на конденсат и воздушную среду, предусмотрен осушитель влажного воздуха, включающий камеру охлаждения воздуха и не менее одной камеры нагрева воздуха, размещенной снаружи камеры охлаждения воздуха, а на внутренней поверхности камеры охлаждения воздуха установлены радиаторы, ориентированные элементами теплосъема внутрь камеры охлаждения воздуха. При этом между камерой охлаждения воздуха и камерой нагрева воздуха установлены элементы Пельтье. В камере нагрева воздуха имеется датчик контроля температуры осушенного воздуха, а под камерой охлаждения воздуха предусмотрена емкость для сбора конденсата, в которой установлен датчик уровня конденсата. В системе предусмотрено наличие расходомера.

Эта система мониторинга течи теплоносителя достаточно сложна и громоздка, так как требует дополнительной подводки для периодического выполнения промывки и просушки измерительных объемов дополнительных контуров обессоленной воды и сжатого воздуха и не может быть применена в таком составе оборудования для определения наличия течей в бассейнах выдержки атомных станций. Кроме того, такая система не решает задачи определения конкретного сварного шва, через который происходит протечка жидкости.

Известна также система мониторинга течи теплоносителя в помещениях атомной станции (патент РФ на полезную модель №111709, МПК G21C 17/02, опубл. 20.12.2011 г.), которая содержит линию отбора проб воздушной среды и последовательно установленные в ней охладитель, влагоотделитель с линией отвода конденсата, подогреватель газового потока, расходомер и побудитель расхода. Система снабжена установленным в линии отбора проб перед охладителем двухходовым устройством направления потока, один выход которого соединен с входом газового потока в охладитель, устройством измерения влажности и температуры, включенным в линию отбора проб за подогревателем, и линией перепуска, присоединенной одним концом ко второму выходу двухходового устройства направления потока, а другим соединенной с линией отбора проб за подогревателем. Система снабжена устройством измерения объемной активности аэрозолей, включенным в линию отбора проб за расходомером, а также устройством измерения качества конденсата, включенным за расходомером. Система имеет в своем составе два датчика температуры и датчик давления.

Такая система, как и описанная в предыдущем аналоге, из-за наличия в своем составе вакуумного насоса и компрессорной холодильной машины слишком сложна и громоздка. Кроме того, такая система также не решает задачи определения конкретного сварного шва, через который происходит протечка жидкости.

Наиболее близким к заявленному изобретению аналогом является система мониторинга протечек бассейна выдержки атомной электростанции (патент РФ на изобретение №2589726, МПК G21С 17/022, G01M 3/00, опубл. 10.07.2016), в котором система мониторинга протечек бассейна выдержки атомной электростанции содержит совокупность датчиков в виде датчика расхода воды, поступающей по трубопроводу системы очистки, датчика уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий (твэлов), двух датчиков температуры и влажности, размещенных каждый из них на входе и выходе вентиляции реакторного зала, сигнализатор превышения допустимого уровня утечек радиационной воды, при этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным своим выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации количества обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения постоянного функционирования система снабжена блоком бесперебойного питания.

Такое решение позволяет снизить громоздкость системы мониторинга протечек бассейна выдержки за счет применения средств автоматизации. Недостатком такого решения, как и у предыдущих аналогов, является невозможность определения конкретного негерметичного сварного шва без предварительного удаления радиоактивности, возможность попадания радиоактивной воды на боковые бетонные стенки бассейна выдержки, необходимость наличия второго металлического дна и низкая радиационная безопасность, связанная с невозможностью контроля герметичности второго дна. При этом во всех известных из уровня техники решениях отсутствие информации о расположении мест протечки из бассейна выдержки увеличивает время ремонта бассейна выдержки после его разгрузки и осушения, поскольку требует дополнительного определения этих мест.

Раскрытие изобретения

Задачей настоящего изобретения является разработка системы контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива, позволяющей повысить безопасность хранения отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки за счет обеспечения возможности определения негерметичности конкретного сварного шва без полного удаления радиоактивности и исключения возможности попадания радиоактивной воды на боковые стенки бассейна выдержки, а также снизить время ремонта бассейна выдержки за счет предварительного определения негерметичных швов.

Техническим результатом настоящего изобретения является повышение безопасности хранения отработавшего ядерного топлива за счет обеспечения возможности определения негерметичности конкретного сварного шва без удаления радиоактивной жидкости и исключения возможности попадания радиоактивной воды на боковые стенки бассейна выдержки, а также снижение времени ремонта бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива за счет предварительного определения негерметичных швов в процессе работы.

Технический результат достигается тем, что в известной систему контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива, в которой установлен трубопровод, датчик контроля уровня жидкости и соединенный с ним блок управления, сварные швы бассейна выдержки дополнительно снабжены герметичным металлическим ограждением, соединенным посредством трубок с клапанами с трубопроводом, соединенным с двух сторон с баком сбора протечек, снабженным датчиком контроля уровня жидкости, блок управления соединен со всеми клапанами и выполнен с возможностью управления клапанами.

Предпочтительно снабдить систему контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива снабжена устройством подачи сжатого воздуха и клапаном подачи сжатого воздуха, при этом устройство подачи сжатого воздуха соединено через клапан подачи сжатого воздуха с трубопроводом, устройство подачи сжатого воздуха выполнено с возможностью подачи сжатого воздуха через клапан подачи сжатого воздуха, трубопровод и клапан в металлическое ограждение сварного шва для дополнительного уточнения места протечки.

Целесообразно снабдить систему контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива устройством подачи подкрашенной воды и клапаном подачи подкрашенной воды, при этом устройство подачи подкрашенной воды соединено через клапан подачи подкрашенной воды с трубопроводом, устройство подачи подкрашенной воды выполнено с возможностью подачи подкрашенной воды через клапан подачи подкрашенной воды, трубопровод и клапан в металлическое ограждение сварного шва для дополнительного уточнения места протечки.

Рекомендуется установить на входе в бак сбора протечек сборный клапан, а на выходе - клапан возврата.

Предпочтительно установить насос между баком сбора протечек и клапаном возврата.

Целесообразно использовать в качестве датчика контроля уровня жидкости датчик давления.

Рекомендуется использовать в качестве датчика контроля уровня жидкости датчик проводимости.

Предпочтительно соединить блок управления со всеми клапанами системы и насосом с помощью проводной либо беспроводной связи.

Целесообразно дополнительно снабдить устройство подачи сжатого воздуха датчиком давления сжатого воздуха.

Краткое описание фигур чертежей

Сущность предложенного изобретения представлена на фигуре, где представлен предпочтительный вариант системы обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива, включающий облицовку бассейна выдержки 6, выполненную со сварными швами 1 и окруженную бетонной стеной (показана штриховкой), на каждом сварном шве 1 установлены металлические ограждения 2, прикрепленные к бассейну выдержки 6 внешними сварными швами 11 и соединенные трубками с клапанами 3 с трубопроводом, выполненным с возможностью отвода возможных протечек через сборный клапан 4 в бак сбора протечек 7, снабженный датчиком контроля уровня жидкости 5. Из бака сбора протечек 7 предусмотрен возврат воды назад в бассейн выдержки 6 насосом 8 через клапан возврата 9. Система снабжена также клапаном подачи сжатого воздуха 10, выполненным с возможностью подачи сжатого воздуха либо подкрашенной воды в систему и снабженным датчиком давления сжатого воздуха 12. Все клапаны и насос соединены с блоком управления (на фигуре не показан) с помощью проводной и беспроводной связи, при этом блок управления выполнен с возможностью управления всеми клапанами и насосом.

Варианты осуществления изобретения

Система обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива работает следующим образом. Во время выдержки отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки 6 оператор с помощью блока управления выполняет периодическое открытие клапанов 3 по одному при закрытых остальных клапанах 3, контролируя при этом показания датчик контроля уровня жидкости 5 при закрытом клапане возврата 9 и выключенном насосе 8. В том случае, если при этом показания датчика контроля уровня жидкости 5 не меняются, оператор делает вывод о том, что соответствующий открытому клапану 3 сварной шов 1 не имеет протечек. В том случае, если датчик контроля уровня жидкости 5 показывает повышение уровня жидкости в баке сбора протечек 7, оператор делает вывод о том, что соответствующий открытому клапану 3 сварной шов 1 протекает. После этого оператор аналогичным образом проводит проверку остальных сварных швов. После проверки либо по мере наполнения бака сбора протечек 7 оператор возвращает жидкость из бака сбора протечек 7 с помощью насоса 8 при открытом клапане возврата 9. Затем оператор закрывает клапаны 3, соответствующие тем сварным швам 1, протечку которых выявила предшествующая проверка, для исключения попадания радиоактивной воды на боковые стенки бассейна выдержки. При этом радиоактивная воды, попавшая наружу бассейна выдержки 6 через потерявший герметичность сварной шов 1, удерживается от попадания на боковые стенки бассейна выдержки 6 металлическими ограждениями 2, что позволяет продолжить функционирование бассейна выдержки 6 до момента проведения планово-профилактического ремонта, время которого будет существенно сокращено за счет того, что места негерметичности сварных швов 1 уже известны.

В предпочтительном варианте система обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива дополнительно снабжена клапаном подачи сжатого воздуха 10, выполненным с возможностью подачи сжатого воздуха, например, из баллона со сжатым воздухом. В этом варианте оператор подает в систему сжатый воздух, открывая клапан подачи сжатого воздуха 10 и все или часть клапанов 3, перекрывая при этом сборный клапан 4 и клапан возврата 9. При этом сжатый воздух проходит через трубопроводы и открытые клапаны 3, попадает в бассейн выдержки 6 через потерявшие герметичность сварные швы 1 бассейна выдержки в виде легко заметных пузырьков, что позволяет уточнить герметичность каждого сварного шва и конкретное место разгерметизации каждого сварного шва с помощью средств телеметрии без осушения бассейна выдержки 6. Вместо сжатого воздуха в одном из вариантов осуществления изобретения возможно использование подкрашенной жидкости, позволяющей достичь того же результата.

Кроме того, использование дополнительного датчика давления сжатого воздуха 12 в устройстве подачи сжатого воздуха 10 позволяет исследовать на герметичность внешние сварные швы 11 крепления металлических ограждений 2 к бассейну выдержки 6. Для этого оператор может включить подачу сжатого воздуха в трубопровод, например, при одном открытом клапане 3 и закрытых остальных клапанах 3, сборном клапане 4 и клапане возврата 9 и, убедившись в отсутствии пузырьков воздуха с внутренней стороны соответствующего сварного шва 1, проследить за показаниями датчика давления сжатого воздуха 12. В том случае, если давление падает, оператор делает вывод о негерметичности соответствующего сварного шва крепления металлического ограждения 11.

Промышленная применимость

Система обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива позволяет повысить радиационную безопасность и надежность хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки, а также сократить сроки ремонта бассейна выдержки и может быть широко применена в атомной отрасли.

Реферат

Изобретение относится к системе обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки атомных электростанций. В системе обнаружения протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива сварные швы бассейна выдержки дополнительно снабжены герметичным металлическим ограждением, соединенным посредством трубок с клапанами с трубопроводом, соединенным с двух сторон через клапан сбора и клапан возврата с баком сбора протечек, снабженным датчиком контроля уровня жидкости. Техническим результатом является обеспечение контроля герметичности сварных швов бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива и определение утративших герметичность сварных швов без предварительного осушения бассейна выдержки, повышение радиационной безопасности бассейнов выдержки и снижение времени на их ремонт. 8 з.п. ф-лы, 1 ил.

Формула