способ контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора

Формула изобретения

1. Способ контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора, заключающийся в том, что по изменению в процессе эксплуатации ядерного реактора физической характеристики технологического канала судят о состоянии этого канала, отличающийся тем, что наносят на хвостовик установленного в реактор периферийного технологического капала реперную точку, при первом для этого технологического канала пуске реактора на разных уровнях мощности определяют положение реперной точки по высоте и полученные данные считают контрольными, в дальнейшем на протяжении всей кампании продолжают отслеживать пространственное положение реперной точки и в случае несовпадения текущих данных о расположении реперной точки с контрольными, полученными на том же уровне мощности, полагают, что технологический канал искривлен и определяют величину стрелы прогиба канала по формуле



где Н - величина стрелы прогиба канала, м;

L_к - длина от верхней точки головки хвостовика технологического канала до реперной точки, полученная при контрольных измерениях, м;

D - разность текущего значения положения реперной точки и ее контрольного значения, м.

2. Способ контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что, если величина стрелы прогиба превышает 510^-2 м, технологический канал выводят из эксплуатации.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в канальных уран-графитовых ядерных реакторах типа РБМК, при эксплуатации которых важно своевременно обнаружить и контролировать искривление технологических каналов, вызванное деформацией и деградацией графитовой кладки.

Известен способ контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора, заключающийся в перемещении по технологическому каналу инклинометров, по показаниям которых судят о состоянии этого канала (см. авторское свидетельство СССР 2111452, кл. G 01 В 11/26, опублик. 1998).

Главным недостатком отмеченного способа является то обстоятельство, что он применим только на остановленном и расхоложенном реакторе, но т.к. показания на "холодном" канале фактически отличаются от показаний на "горячем" канале, "картина" деформации технологического канала и графитовой кладки, возникающая при работе реактора на разных режимах, получается искаженной и сделать корректное прогнозирование ресурса графитовой кладки практически не представляется невозможным. К тому же данный способ трудоемок, а для его проведения требуется останов реактора на продолжительный срок, поэтому он является не экономичным. Кроме того, для проведения данного способа необходимо наличие (помимо самих инклинометров) специального оборудования для их перемещения по каналам, а если учесть большую затесненность пространства над активной зоной ядерного реактора (из-за расположения всевозможного оборудования и трубопроводов) применение вышеуказанного способа становится весьма проблематичным.

Наиболее близким по своей технической сущности к предложенному способу является способ контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора, заключающийся в том, что по изменению в процессе эксплуатации ядерного реактора физической характеристики технологического канала судят о состоянии этого канала (см. авторское свидетельство СССР 320202, кл. G 21 C 17/04, опублик.1972).

Согласно этому способу измеряют давление в кладке реактора и в случае его повышения делают вывод о повреждении технологического канала. Хотя описанный способ позволяет зафиксировать опасные для кладки реактора "события" в процессе работы реактора, тем не менее полученная информация поступает уже после их возникновения и может оказаться запоздалой. Кроме того,. этот способ не позволяет следить за состоянием графитовой кладки в течение всей кампании реактора. Еще одним недостатком данного способа является то, что он контролирует изменение только одного физического параметра. Также существенным недостатком способа является невозможность установления точного места разгерметизации, что не позволяет делать достоверные предположения о последствиях этой разгерметизации для графитовой кладки ядерного реактора.

Задача, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, состоит в продлении ресурса канальных уран-графитовых ядерных реакторов РБМК.

Технический результат, достижение которого обеспечивается с помощью настоящего изобретения, заключается в оперативном определении кривизны периферийных технологических каналов на протяжении всей кампании ядерного реактора.

Указанный результат достигается тем, что в способе контроля за формоизменением технологического канала ядерного реактора, заключающемся в том, что по изменению в процессе эксплуатации ядерного реактора физической характеристики технологического канала судят о состоянии этого канала, наносят на хвостовик установленного в реактор периферийного технологического канала реперную точку, при первом для этого технологического канала пуске реактора на разных уровнях мощности определяют положение реперной точки по высоте и полученные данные считают контрольными, в дальнейшем на протяжении всей кампании продолжают отслеживать пространственное положение реперной точки и в случае несовпадения текущих данных о расположении реперной точки с контрольными, полученными на том же уровне мощности, полагают, что технологический канал искривлен и определяют стрелу прогиба канала по формуле



где Н - стрела прогиба канала, м; Lк - длина от верхней точки головки хвостовика технологического канала до реперной точки, полученная при контрольных измерениях, м; D - разность текущего значения положения реперной точки и ее контрольного значения, м; а также тем, что, если величина стрелы прогиба превышает 510^-2 м, выводят канал из эксплуатации.

В соответствие с заявленным способом контроль за формоизменением технологического канала осуществляют следующим образом.

На хвостовике установленного в реактор периферийного технологического канала наносят реперную точку. Во время первого для данного технологического канала пуска реактора на всех режимах эксплуатации реактора (разогрев, работа на мощности, расхолаживание и т.д.) "фиксируют" положение реперной точки по высоте и полученные данные считают контрольными. В дальнейшем на протяжении всей кампании ядерного реактора продолжают измерять местоположение этой реперной точки. В случае если текущие показатели расположения реперной точки на какой-нибудь мощности будут не совпадать с контрольными показателями, полагают, что технологический канал искривлен и величину стрелы прогиба канала определяют по формуле



где Н - стрела прогиба канала, м; Lк - длина от верхней точки головки хвостовика технологического канала до реперной точки, полученная при контрольных измерениях, м; D - разность текущего значения положения реперной точки и ее контрольного значения, м.

В зависимости от полученных результатов делают вывод о целесообразности дальнейшего использования этого канала в работе. Как показывает опыт многолетней эксплуатации канальных уран-графитовых ядерных реакторов, если величина стрелы прогиба превышает 510^-2 м, формоизменение графитовой кладки вокруг данного канала становится опасным для состояния всей кладки в целом. Кроме того, теплотехническая надежность такого канала резко уменьшается. В свете этих обстоятельств следует прекратить дальнейшее использование такого технологического канала.

Таким образом, заявленный способ позволяет повысить точность и экспрессность оценки ресурсоспособности графитовой кладки ядерного реактора.