Разработка методов радиационного контроля протечки теплоносителя в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР

Разработка методов радиационного контроля протечки теплоносителя в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР

Автор: Пырков, Игорь Владимирович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2002

Место защиты: Москва

Количество страниц: 168 с.

Артикул: 2321462

Автор: Пырков, Игорь Владимирович

Стоимость: 250 руб.

Разработка методов радиационного контроля протечки теплоносителя в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР  Разработка методов радиационного контроля протечки теплоносителя в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР 

СОДЕРЖАНИЕ
1 ВВЕДЕНИЕ
1.1 Актуальность темы
1.2 Обеспечение условий безопасной эксплуатации ПГ
1.3 Цель исследования
1.4 Научная новизна работы
1.5 Достоверность и обоснованность результатов
1.6 Практическая ценность и реализация результатов работы
1.7 Основные положения, выносимые на защиту
2 МОДЕЛЬ НАКОПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОДЕ ПГ
2.1 Качественный анализ физикохимических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ
2.2 Общее описание продувки ПГ
2.2.1 Техническое описание парогенераторов АЭС с ВВЭР
2.2.2 Общая схема продувки ПГ
2.2.3 Особенности продувки ПГВ
2.3 Контроль расхода продувочной воды на АЭС
2.4 Математическая модель накопления радионуклидов в воде ПГВ
и ПГВ до реконструкции систем водопитания и продувки
2.5 Реконструированные парогенераторы ПГВ
2.5.1 Экспериментальное обоснование точки пробоотбора воды ПГ
2.5.2 Модель процесса накопления активности в воде ПГВ
2.6 Исследование условий достижения равновесного содержания реперных радионуклидов в воде негерметичного ПГ
2.6.1 Достижение равновесных концентраций реперных радионуклидов
в воде ПГ после нарушения его герметичности
2.6.2 Достижение стационарности при циклическом действии периодической продувки парогенератора
3 МЕТОДИКА РАСЧЕТА ПРОТЕЧКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА В ВОДУ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС С ВВЭР
3.1 Регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура
в поду парогенераторов ПГВ0 и ПГВ до реконструкции
3.1.1 Расход продувочной воды на очистку известен
3.1.2 Расход продувочной воды на очистку неизвестен
3.2 Алгоритм расчета протечки реконструированных ПГВ
3.2.1 Параметрическое представление уравнения регрессии
3.2.2 Итерационный метод расчета точечной оценки протечки ПГ
3.2.3 Оценка доверительного интервала для протечки ПГ
3.3 Алгоритм расчета приведенной активности ,1 в продувочной воде ПГ
4 ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАСЧЕТА ПРОТЕЧКИ ПГ
4.1 Описание программного обеспечения расчета протечки ПГ АЭС с ВВЭР
4.2 Проведение аналитических тестов ПС СНЕСКМСЮ
4.2.1 Тестирование вычислительного кода СНЕСКМСЮ у.З.0.0
4.2.2 Тестирование вычислительного кода СНЕСКМОГ у.3.0. 1ОООИ
4.3 Анализ влияния качества исходных данных на оценку
неопределенности расчета протечки ПГ
4.3.1 Описание метода численного моделирования расчета протечки ПГ
4.3.2 Построение матрицы исходных данных
4.3.3 Численное моделирование расчета протечки ПГВ0
4.3.4 Численное моделирование расчета протечки ПГВ
4.3.5 Требования к исходным данным
4.4 Верификация методики и ПС расчета протечки ПГ на АЭС
4.4.1 Обоснование процедуры верификации
4.4.2 Требования к экспериментальным данным
4.4.3 Результаты верификации
5 ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОГО КОНТОЛЯ ПРОТЕЧЕК ПГ
5.1 Разработка оптимальной схемы проведения радиационного контроля ПГ
5.1.1 Идентификация негерметичных ПГ
5.1.2 Определение соответствия негерметичного ПГ нормативным требованиям
5.1.3 Порядок действий при превышении протечкой контрольных уровней
5.1.4 Рекомендации по оптимизации контроля протечки ПГ
5.2 Требования к организации представительного контроля протечек ПГ
5.2.1 Требования к приборному и методическому обеспечению
5.2.2 Требования к пробоотбору
5.2.3 Требования к выбору реперных радионуклидов
5.2.4 Требования к контролю Ы1 в продувочной воде ПГ
5.2.5 Повышение достоверности расчета протечки ПГ
5.2.6 РК протечек ПГ по ограниченному числу реперных радионуклидов
5.2.7 РК протечек ПГ во время переходных режимов эксплуатации
5.2.8 Требования к обработке результатов РК
5.3 Методика выполнения измерений удельной активности реперных радионуклидов при проведении радиационного контроля протечек ПГ
5.3.1 Общее описание методики
5.3.2 Схема проведения измерений
5.3.3 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов теплоносителя первого контура
5.3.4 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов продувочной воды
5.3.5 Оценка ожидаемой удельной активности радионуклидов в воде ПГ
5.3.6 Выбор метода приготовления счетных образцов продувочной воды ПГ
5.3.7 Повышение чувствительности измерений
5.3.8 Определение удельной активности реперных радионуклидов
5.3.9 Оценка максимальной неопределенности измерения удельной активности
5.3. Обработка результатов измерений
6 ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДИЧЕСКОГО И ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПГ
6.1 Практическая реализация метода РК протечек ПГнаАЭС
6.1.1 Анализ результатов использования метода РК протечек на АЭС
6.1.2 Внедрение пакета методического и программного обеспечения РК
протечек ПГ на АЭС с ВВЭР0 и ВВЭР
6.2 Примеры использования методик и ПС при РК протечек ПГ
6.2.1 Использование разработанных методик при РК протечек ПГ
6.2.2 Использование ПС при радиационном контроле протечек ПГ
6.3 Перспективы применения методического и Г1С расчета протечек на АЭС
6.3.1 Использование методик и ПС в АСРК контроля протечек ПГ
6.3.2 Принцип дублируемости систем безопасности на АЭС
6.3.3 АСРК протечек ПГ по 6К
6.3.4 Использование методик и ПС в качестве стандарта для калибровки
АСРК протечек ПГ по 6Ы
6.4 Пути дальнейшего совершенствования методов РК протечек ПГ
7 ЗАКЛЮЧЕНИЕ
8 СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ИСТОЧНИКОВ
1 ВВЕДЕНИЕ
1.1 Акту альность темы
Парогенераторы ПГ АЭС с ВВЭР, а точнее их теплообменные трубки и коллекторы, являются одним из важнейших барьеров радиационной безопасности АЭС. В процессе эксплуатации парогенераторов может произойти нарушение плотности ПГ по первому контуру повреждения теплообменных трубок иили коллектора, приводящее к поступлению протечке теплоносителя первого контура в воду ПГ и технологические среды второго контура.
В соответствии с требованиями 1, в технологическом регламенте безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР, приведены пределы и условия безопасной эксплуатации ПГ, а также определен порядок действий после установления несоответствия ПГ нормативным требованиям. К параметрам, влияющим на безопасную эксплуатацию АЭС, относится как протечка теплоносителя первого контура в воду ПГ, так и удельная активность радионуклида в продувочной воде ПГ. Для них установлены нормативные требования, а именно
1. Пределы безопасной эксплуатации
предельное значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам Опред 5 кгч
предельное значение приведенной удельной активности I в продувочной
воде каждого парогенератора энергоблока Лпрсд 0 Бккг 2 Кикг.
2. Эксплуатационные пределы
допустимое значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам Одоп 4 кгч
допустимое значение приведенной удельной активности I в продувочной
воде каждого парогенератора энергоблока А доп 0 Бккг МО Кикг.
В связи с этим пристальное внимание эксплуатирующих организаций уделяется поддержанию безопасной эксплуатации парогенераторов, которая обеспечивается
на остановленном блоке проведением с помощью вихревых токовых установок 5,6 периодического неразрушающего контроля герметичности теплообменных трубок ТОТ, гидро и пневмоиспытаниями ПГ.
на работающем блоке поддержанием воднохимического режима теплоносителя в пределах установленных норм 7,8 и контролем протечки ПГ.
Причем, контроль протечки ПГ на работающем энергоблоке является одной из важнейших составляющих в обеспечении безопасности АЭС, т.к. некорректная оценка этой величины может привести к
долговременной эксплуатации парогенератора при фактическом превышении эксплуатационных пределов
преждевременному останову энергоблока.
Длительная эксплуатация ПГ при превышении эксплуатационных норм приводит к снижению общей надежности ПГ, чреватой значительным повышением активности теплоносителя и оборудования второго контура, выбросов и сбросов радионуклидов с АЭС в окружающую среду. В результате возможен значительный экономический ущерб замена негермегичных ПГ, дезактивация оборудования второго контура и т.д., а также переоблучение персонала выше установленных дозовых пределов. Как следует из мирового опыта, стоимость замены одного ПГ доходит, по разным оценкам, до млн. долларов 5.
С другой стороны, завышение результатов расчета протечки ПГ, по сравнению с реальной величиной, также может привести к существенным экономическим последствиям, связанным с необоснованным остановом энергоблока АЭС, т.с. уменьшению КИУМ.
Поэтому при эксплуатации ПГ на первый план выходят вопросы, связанные с обеспечением корректного контроля протечек теплоносителя первого контура в воду парогенераторов.
Следует подчеркнуть, что на работающем энергоблоке оценка протечки теплоносителя в воду ПГ может быть выполнена исключительно расчетным методом. Поэтому для разработки корректной методики оценки протечки ПГ необходим комплексный анализ физикохимических и радиационнотехнологических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ.
Актуальность


В области дефекта изменяются его характеристики степень затухания, искажение, асимметрия поля около неоднородности. Используемый при этом зонд позволяет также проверять завалыдованные части трубок. Контроль проводится при каждой остановке реактора для перегрузки топлива ему подвергаются все подозрительные трубки, а также образцовые трубки, на которых изучается возможное постепенное развитие дефектов или отыскиваются новые виды дефектов. К сожалению, этот метод редко позволяет выявить отдельный, быстро развивающийся дефект, что лишний раз подтверждает важность контроля протечек Г1Г в ходе эксплуатации. Как известно, непрерывный контроль герметичности парогенераторов трубчатки ПГ в ходе эксплуатации обеспечивается двумя методами измерением шумов в целях обнаружения мигрирующих тел и определением течей из первого контура во второй. Рассмотрим второй метод как наиболее эффективный и информативный. Ы в остром паре. Данные методы имеют свои преимущества высокая чувствительность и недостатки, связанные с применением ручного пробоотбора и довольно трудоемких длительных измерений. СПП сепарата пара и сухого остатка продувочной воды ПГ. СПП обычно на порядка меньше активности продувочной воды ПГ, в режиме нормальной эксплуатации ЯППУ. К тому времени, когда активное 1Ь СПП превысит порог обнаружения нижний предел измерения активности радиометрической установки, составляющий около кикг протечка ПГ превысит кгч. Другой малоинформативный и морально устаревший метод контроля протечки, основанный на измерении общей активности сухого остатка, был также отменен в 4, в связи с вводом новых руководящих документов ,. Метод контроля протечек ПГ по измерению радионуклида 3Н в продувочной воде на отечественных АЭС не применяется в силу его дороговизны стоимость комплекта тритиевой радиометрической установки составляет от до 0 тыс. ПГ энергоблока. При этом, идентификация отдельных негерметичный ПГ крайне проблематична. Действовавшая до г. АЭС с ВВЭР и положенная в основу Циркуляра метод контроля протечки ПГ был ориентирован только на исходные данные о содержании радионуклида Иа в теплоносителе первого контура и продувочной воде ПГ. Расчет производился по упрощенной формуле, в которой использовались данные о расходе продувочной воды и, почемуто не использовались основные технологические параметры ПГ влажность пара и паропроизводительность. ПГ. ПГ см. Все это не позволяло проводить достоверный контроль протечек ПГ и обоснованный статистический анализ соответствия ПГ нормативным требованиям. I, и К в теплоносителе первого контура и продувочной воде ПГ и неопределенности их измерения. Особенностью методики является возможность расчета протечки ПГВ0 как при наличии достоверной информации о значении расхода продувочной воды, так и в ее отсутствии. При этом рассчитываются точечные опенки и неопределенности как самой протечки ПГ, так и расхода продувочной воды. Т.о. ПГ, что необходимо для принятия обоснованных решений о соответствии ГГ нормативным требованиям, т. ПГ. Показания устройств детектирования УД БД ДБГ2 3. Кил и УДПБ 8 5 Кил активности парогазовой смеси на выхлопе основных эжекторов определяются в основном, активностью радиоактивных газов ИРГ. Чувствительность метода зависит от состояния АЗ реактора, при этом наименьшая регистрируемая протечка ПГ составляет при хорошем состоянии АЗ 5 кгч . По мере ухудшения АЗ увеличения активности теплоносителя в процессе работы реактора чувствительность этих УД к протечке может возрасти в 0 раз. До недавнего времени для непрерывного контроля герметичности ГГ на АЭС с ВВЭР использовался и до сих пор используется измерительный канат штатной системы АКРБР ,, имеющий в своей основе блок детектирования УДПГР К К7 Кил, регистрирующий уизлучение от трубопровода острого пара в диапазоне от 0,3 до 1,5 МэВ. К сожалению, чувствительность данной системы тоже привязана к состоянию АЗ реактора крайне низка система начинает регистрировать протечку ГГ начиная с 0 кгч , поэтому не может, по сути дела, использоваться в качестве полноценной системы автоматизированного кон троля протечек ПГ а лишь в качестве аварийной системы.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.539, запросов: 237