Результат интеллектуальной деятельности: Система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора и способ ее работы

Заявляемая группа изобретений относится к области контроля над радиоактивным источником первого контура атомной электростанции (АЭС) и, в частности, способу управления концентрацией радиоактивного йода в первом контуре реактора с водой под давлением.

В процессе эксплуатации энергоблоков реакторов АЭС с водой под давлением происходит повреждение топливных оболочек. Во время остановки для ремонта газообразные продукты деления, такие как радиоактивный йод в топливе, быстро попадают в теплоноситель первого контура через дефект в оболочке, что приводит к появлению «всплеска» продуктов деления (спайк-эффект). Согласно исследованиям и статистике Комиссии по ядерному регулированию США (NRC), спайк-эффект при остановке реактора может привести к увеличению концентрации радиоактивного йода в первом контуре в тысячу раз.

После нарушения плотности оборудования системы первого контура радиоактивный йод выделяется в воздух здания, что повышает риск внутреннего облучения рабочего персонала и населения. Для контроля загрязнения радиоактивным йодом, после капитального ремонта и остановки блока атомной электростанции выполняется процедура очистки и дегазации теплоносителя от радиоактивного йода первого контура до контролируемого уровня (5,0E+4 Бк/л).

При выполнении очистки и дегазации первого контура после остановки реактора в ходе ремонта энергоблока на одной АЭС, теплоноситель первого контура из выпускной линии на выходе из главного насосного агрегата (ГЦНА) подается в систему очистки теплоносителя первого контура, затем обратно поступает во вход в ГЦНА по завершении очистки и удаления йода. Нормальный расход для очистки 60 м3/ч обеспечивается работой ГЦНА в течение всего периода. В соответствии с процессом капитального ремонта через 35 часов после остановки реактора останавливают ГЦНА и готовятся к открытию крышки реактора. Однако очистка и удаление йода из первого контура происходит сравнительно медленно в результате большого объема теплоносителя. В случае, если пик концентрации йода достигается сравнительно поздно или топливо многократно выбрасывается в ходе снижения температуры и давления в первом контуре после останова ГЦНА, с целью непрерывной очистки поддерживают эксплуатационное состояние ГЦНА (удлиняют критический путь), что влияет на график проведения ремонта.

В качестве прототипа к заявляемому изобретению принята система отвода тепла от корпуса ядерного реактора (RU 2649417C1, 03.04.2018), содержащая реактор, первый и второй парогенераторы, первый и второй источники охлаждающей воды, первый и второй насосы. Парогенераторы соединены с реактором. Вход каждого насоса соединен с первым источником охлаждающей воды, а выход соединен с реактором.

Из RU 2649417C1, 03.04.2018 известен способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора при котором после запуска насосы качают воду на корпус реактора из источников. Вода на корпусе реактора охлаждает корпус, поступает в источники и опять через насос подается на корпус реактора. Насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.

Недостатками прототипа являются отсутствие очистки теплоносителя и недостаточная эффективность охлаждения реактора. Генерация электрического тока от термоэлектрических преобразователей недостаточна для нормальной работы насоса, обеспечивающего принудительную циркуляцию охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора. Это отрицательно влияет на возможность и эффективность теплоотвода от внешней поверхности корпуса ядерного реактора и его охлаждение при аварии.

В связи с вышеуказанным чтобы обеспечить снижение концентрации радиоактивного йода в первом контуре до управляемого уровня и уменьшить влияние на график проведения ремонтов требуется разрабатывать методику, направленную на эффективное управление концентраций йода в теплоносителе первого контура.

Заявляемые система и способ ее работы предназначены на решение проблемы имеющейся техники – управление концентрации йода в первом контуре возможно только с помощью работы ГЦНА.

Раскрытие заявляемого изобретения.

Техническим результатом, обеспечиваемым заявляемой группой изобретений, является снижение концентрации радиоактивного йода в первом контуре ниже значения контрольного уровня без затрат на реконструкцию оборудования, а также повышение эффективности циркуляции теплоносителя в контуре.

Сущность заявленной системы состоит в том, что она содержит: первый выход реактора 1, соединенный с первым парогенератором 3 первым горячим трубопроводом 2, второй выход реактора 1, соединенный с первым главным насосом 5 первым холодным трубопроводом 6. При этом первый парогенератор 3 соединен с первым главным насосом 5 первым переходным трубопроводом 4. При этом указанный первый переходной трубопровод 4 соединен с первым резервуаром борированной воды 8 через первый трубопровод системы отвода остаточного тепла 7, резервуар 8 также связан с системой очистки бассейна отработавшего ядерного топлива и входом первого насоса низкого давления системы впрыска 9. При этом выход указанного первого насоса низкого давления 9 соединен с реактором 1. Выход указанной выше системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива соединен с вторым резервуаром борированной воды 18, третий выход реактора 1 соединен с вторым парогенератором 13 вторым горячим трубопроводом 12, четвертый выход реактора 1 соединен с вторым главным насосом 15 вторым холодным трубопроводом 16. При этом второй парогенератор 13 соединен с вторым главным насосом 15 вторым переходным трубопроводом 14. Указанный второй переходный трубопровод 14 соединен с вторым резервуаром 18 через второй трубопровод системы отвода остаточного тепла 17. При этом второй резервуар 18 соединен со входом второго насоса низкого давления системы впрыска 19, причем выход второго насоса низкого давления 19 соединен с реактором 1.

В частном случае система очистки бассейна отработавшего ядерного топлива содержит фильтр на основе смолы 11 и насос 10 системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива.

Сущность заявленного способа состоит в том, что он включает следующие этапы:

- на первом этапе используют чистую борированную воду только из первого резервуара борированной воды 8 для ускоренного водообмена в первом контуре;

- на втором этапе дополнительно используют чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18, периодически меняя воду в первом контуре;

- на третьем этапе используют чистую борированную воду только из второго резервуара борированной воды 18 для ускоренного водообмена в первом контуре.

В частных случаях способ осуществляют следующим образом.

На первом этапе осуществляют замену воды в контуре с использованием первого резервуара борированной воды 8. При этом объем теплоносителя в первом контуре составляет 120 м³, объем чистой борированной воды в первом резервуаре борированной воды 8 составляет 1260 м³, борированная вода из первого резервуара борированной воды 8 подается в реактор 1 с расходом около 180 - 900 м³/ч первым насосом низкого давления системы впрыска 9, затем меняют теплоноситель первого контура в первом холодном трубопроводе 6, первом главном насосе 5, первом переходном трубопроводе 4 и первом трубопроводе системы отвода остаточного тепла 7, после чего возвращают теплоноситель в первый резервуар борированной воды 8, смешивают и разбавляют чистую борированную воду в первом резервуаре 8 первичной охлаждающей жидкостью в течение 1,4-7 часов, при этом концентрацию йода первого контура снижают до 1/10 от первоначальной концентрации.

На втором этапе проводят в первом контуре водообмена с перерывами, используя чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18. При этом объем теплоносителя в первом контуре составляет около 120 м³, максимальный объем чистой борированной воды во втором резервуаре борированной воды 18 составляет около 1260 м³, а минимальный объем жидкости составляет около 1000 м3. Борированная вода из второго резервуара борированной воды 18 вторым насосом низкого давления системы впрыска 19 поступает в реактор 1 с расходом около 180 м³/ч. Затем меняют теплоноситель в первом холодном трубопроводе 6, первом главном насосе 5, первом переходном трубопроводе 4 и первом трубопроводе системы отвода остаточного тепла 7. После этого теплоноситель первого контура возвращают в первый резервуар борированной воды 8, водообмен прекращают, когда вода в первом резервуаре борированной воды 18 достигает минимального уровня. После повышения уровня начинают проведение водообмена, одновременно с этим непрерывно очищают загрязненную воду первого резервуара борированной воды 8 подавая ее с расходом около 40 м³/ч насосом системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива 10 в фильтр на основе смолы 11. Затем очищенная вода возвращается во второй резервуар борированной воды 18, грязную воду очищают непрерывно в объеме 2400 м³ в течение 60 часов до открытия реактора.

На третьем этапе проводят замену воды в контуре с использованием второго резервуара борированной воды (18). При этом объем теплоносителя в первом контуре составляет 120 м³, объем чистой борированной воды во втором резервуаре борированной воды 18 составляет 1260 м³. Борированная вода из второго резервуара борированной воды 18 подается в реактор 1 с расходом 180 - 900 м³/ч вторым насосом низкого давления системы впрыска 19. Затем меняют теплоноситель во втором холодном трубопроводе 16, втором главном насосе 15, втором переходном трубопроводе 14 и втором трубопроводе системы отвода остаточного тепла 17. После этого теплоноситель первого контура возвращают во второй резервуар борированной воды 18, смешивают и разбавляют чистую борированную воду во втором резервуаре 18 первичной охлаждающей жидкостью в течение 1,4-7 часов, при этом концентрацию йода первого контура снижают до 1/10 от первоначальной концентрации.

На первом, втором и третьем этапах концентрацию йода снижают в первом контуре примерно до 1/1000000 от первоначальной концентрации.

На чертеже показана схема системы контроля концентрации радиоактивного йода для первого контура реактора с водой под давлением, сконструированного в соответствии с настоящим изобретением.

Перечень ссылочных обозначений: 1 – реактор; 2 – первый горячий трубопровод; 3 – первый парогенератор; 4 – первый переходной трубопровод, 5 – первый главный насос; 6 – первый холодный трубопровод,7 – первый трубопровод системы отвода остаточного тепла, 8 – первый резервуар борированной воды; 9 – первый насос низкого давления системы впрыска; 10 – насос системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива; 11 – фильтр на основе смолы; 12 – второй горячий трубопровод; 13 – второй парогенератор; 14 – второй переходный трубопровод; 15 – второй главный насос; 16 – второй холодный трубопровод; 17 – второй трубопровод системы отвода остаточного тепла; 18 – второй резервуар борированной воды; 19 – второй насос низкого давления системы впрыска.

Осуществление.

Осуществление системы контроля радиоактивного йода первого системы контроля радиоактивного йода первого контура реактораконтура реактора.

Как показано на фигуре система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора с водой под давлением содержит: первый выход реактора 1, соединенный с первым парогенератором 3 первым горячим трубопроводом 2, второй выход реактора 1, соединенный с первым главным насосом 5 первым холодным трубопроводом 6. При этом первый парогенератор 3 соединен с первым главным насосом 5 первым переходным трубопроводом 4. При этом указанный первый переходной трубопровод 4 соединен с первым резервуаром борированной воды 8 через первый трубопровод системы отвода остаточного тепла 7. Первый резервуар 8 также связан с системой очистки бассейна отработавшего ядерного топлива и входом первого насоса низкого давления системы впрыска 9. При этом выход указанного первого насоса низкого давления системы впрыска 9 соединен с реактором 1. Выход указанной выше системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива соединен с вторым резервуаром борированной воды 18. Третий выход реактора 1 соединен со вторым парогенератором 13 вторым горячим трубопроводом 12. Четвертый выход реактора 1 соединен с вторым главным насосом 15 вторым холодным трубопроводом 16. При этом второй парогенератор 13 соединен с вторым главным насосом 15 вторым переходным трубопроводом 14. Указанный второй переходный трубопровод 14 соединен с вторым резервуаром 18 через второй трубопровод системы отвода остаточного тепла 17. При этом второй резервуар 18 соединен со входом второго насоса низкого давления системы впрыска 19, причем другой выход указанного второго насоса низкого давления системы впрыска 19 соединен с реактором 1.

В вышеуказанную систему очистки бассейна отработавшего ядерного топлива входят насос 10 системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива и фильтр на основе смолы 11.

Осуществление способа.

Вышеуказанный способ работы системы контроля радиоактивного йода первого контура реактора с водой под давлением выполняют до открытия реактора после останова ГЦНА. При этом способ включает в себя нижеследующие этапы.

На первом этапе используют чистую борированную воду из первого резервуара борированной воды 8 для ускоренного водообмена в первом контуре.

Первый резервуар 8 используют для водобмена (реактор, горячий трубопровод, парогенератор, переходный трубопровод, главный насос и холодный трубопровод). На данном этапе объем теплоносителя в первом контуре составляет 120 м³, объем чистой борированной воды в первом резервуаре борированной воды 8 составляет 1260 м³. Борированная вода из первого резервуара борированной воды 8 подается в реактор 1 с расходом около 180 - 900 м³/ч первым насосом низкого давления системы впрыска 9. Затем меняют теплоноситель в первом холодном трубопроводе 6, первом главном насосе 5, первом переходном трубопроводе 4 и первом трубопроводе системы отвода остаточного тепла 7 первого контура. После этого возвращают теплоноситель в первый резервуар борированной воды 8, смешивают и разбавляют чистую борированную воду в первом резервуаре 8 первичной охлаждающей жидкостью в течение 1,4-7 часов. При этом концентрацию йода первого контура снижают до 1/10 от первоначальной концентрации.

На втором этапе периодически меняют воду в первом контуре, используя чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18.

Водообмен с перерывами проводят в первом контуре, используя чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18. На данной этапе объем теплоносителя в первом контуре составляет около 120 м³. Максимальный объем чистой борированной воды во втором резервуаре борированной воды 18 составляет около 1260 м³, а минимальный объем жидкости составляет около 1000 м³. Борированная вода из второго резервуара борированной воды 18 вторым насосом низкого давления системы впрыска 19 поступает в реактор 1 с расходом около 180 м³/ч. Затем меняют теплоноситель в первом холодном трубопроводе 6, первом главном насосе 5, первом переходном трубопроводе 4 и первом трубопроводе системы отвода остаточного тепла 7. После этого теплоноситель первого контура возвращают в первый резервуар борированной воды 8. Водообмен прекращают, когда вода во втором резервуаре борированной воды 18 достигает минимального уровня. После повышения уровня воды начинают проведение водообмена. Одновременно с этим непрерывно очищают загрязненную воду первого резервуара борированной воды 8 подавая ее с расходом около 40 м³/ч насосом системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива 10 в фильтр на основе смолы 11. Затем очищенная вода возвращается во второй резервуар борированной воды 18. Грязную воду очищают непрерывно в объеме 2400 м³ в течение 60 часов до открытия реактора. Если подсчитать приблизительно, что концентрация йода снижается в 2 раза по каждому водообмену объемом 240 м³ чистой воды, то концентрация йода в первом контуре снижается до примерно 1/1000 от первоначальной концентрации.

На третьем этапе используют чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18 для ускоренного водообмена в первом контуре.

При водообмене в первом контуре используют второй резервуар борированной воды 18. При этом объем теплоносителя в первом контуре составляет 120 м³, объем чистой борированной воды во втором резервуаре борированной воды 18 составляет 1260 м³. Борированная вода из второго резервуара борированной воды 18 подается в реактор 1 с расходом 180 – 900 м³/ч вторым насосом низкого давления системы впрыска 19. Затем меняют теплоноситель во втором холодном трубопроводе 16, втором главном насосе 15, втором переходном трубопроводе 14 и втором трубопроводе системы отвода остаточного тепла 17. После этого теплоноситель первого контура возвращают во второй резервуар борированной воды 18, смешивают и разбавляют чистую борированную воду во втором резервуаре 18 первичной охлаждающей жидкостью в течение 1,4-7 часов, при этом концентрацию йода первого контура снижают до 1/10 от первоначальной концентрации.

За счет совместного проведения первого, второго и третьего этапов концентрация йода в первом контуре снижается до около 1/100000 от первоначальной концентрации, что позволяет снизить концентрацию радиоактивного йода в первом контуре до управляемого уровня. Допускается уменьшение времени на проведение второго этапа с учетом фактической ситуации в случае, если до открытия реактора остается небольшое время после останова ГЦНА.

Данное изобретение не ограничивается вышеуказанными примерами реализации. Допускается внесение изменений в объеме знаний технических специалистов в данной области техники и без изменения технической задачи изобретения. Подробно не описанные в настоящем изобретении сведения могут быть приняты из предшествующего уровня техники.