RU2740295C1 - System for controlling concentration of radioactive iodine of a first reactor circuit and method for operation thereof - Google Patents
System for controlling concentration of radioactive iodine of a first reactor circuit and method for operation thereof Download PDFInfo
- Publication number
- RU2740295C1 RU2740295C1 RU2020113296A RU2020113296A RU2740295C1 RU 2740295 C1 RU2740295 C1 RU 2740295C1 RU 2020113296 A RU2020113296 A RU 2020113296A RU 2020113296 A RU2020113296 A RU 2020113296A RU 2740295 C1 RU2740295 C1 RU 2740295C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- reservoir
- borated
- borated water
- reactor
- Prior art date
Links
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 34
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 34
- 239000011630 iodine Substances 0.000 title claims abstract description 34
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 20
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 19
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 157
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 41
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims abstract description 7
- 230000007704 transition Effects 0.000 claims description 21
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims description 19
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 19
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 19
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 16
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims description 7
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 3
- 239000008213 purified water Substances 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 abstract 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 2
- 238000007872 degassing Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 239000000110 cooling liquid Substances 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N iodine Chemical compound II PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Abstract
Description
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.The claimed group of inventions relates to the field of control over a radioactive source of the primary circuit of a nuclear power plant (NPP) and, in particular, to a method for controlling the concentration of radioactive iodine in the primary circuit of a pressurized water reactor.
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.During the operation of NPP power units with pressurized water, damage to the fuel cladding occurs. During a repair shutdown, gaseous fission products, such as radioactive iodine in the fuel, quickly enter the primary coolant through a defect in the cladding, which leads to a “burst” of fission products (spike effect). According to research and statistics from the US Nuclear Regulatory Commission (NRC), the spike effect when the reactor is shut down can lead to a thousandfold increase in the concentration of radioactive iodine in the primary loop.
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).After violation of the density of the equipment of the primary circuit system, radioactive iodine is released into the air of the building, which increases the risk of internal exposure of workers and the public. To control the contamination with radioactive iodine, after the overhaul and shutdown of the nuclear power plant unit, the procedure for cleaning and degassing the coolant from radioactive iodine of the primary circuit to a controlled level (5.0E + 4 Bq / l) is performed.
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.When cleaning and degassing the primary circuit after shutdown of the reactor during the repair of a power unit at one NPP, the primary coolant from the outlet line at the outlet of the main pumping unit (MCP) is fed to the primary coolant purification system, then back to the inlet of the MCP after completion purification and removal of iodine. Normal purification flow rate of 60 m3 / h is provided by the operation of the RCP throughout the entire period. In accordance with the overhaul process, 35 hours after the shutdown of the reactor, the RCP is shut down and prepared to open the reactor lid. However, purification and removal of iodine from the primary circuit is relatively slow as a result of the large volume of the coolant. If the peak of iodine concentration is reached relatively late or the fuel is repeatedly ejected during the decrease in temperature and pressure in the primary circuit after shutdown of the RCP, for the purpose of continuous cleaning, the operational state of the RCP is maintained (the critical path is lengthened), which affects the repair schedule.
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.As a prototype for the claimed invention, a system for removing heat from a nuclear reactor vessel (RU 2649417C1, 04/03/2018), containing a reactor, first and second steam generators, first and second sources of cooling water, first and second pumps, is adopted. Steam generators are connected to the reactor. The inlet of each pump is connected to the first cooling water source, and the outlet is connected to the reactor.
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.From RU 2649417C1, 04/03/2018, a method is known for removing heat from a nuclear reactor vessel in which, after starting, the pumps pump water to the reactor vessel from sources. Water on the reactor vessel cools the vessel, enters the sources and again through the pump is supplied to the reactor vessel. The pump is driven by an electric motor powered by thermoelectric converters for direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the outside of the reactor vessel.
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.The disadvantages of the prototype are the lack of cleaning the coolant and insufficient cooling efficiency of the reactor. Generation of electric current from thermoelectric converters is insufficient for normal operation of the pump, which provides forced circulation of the coolant outside the reactor vessel. This negatively affects the possibility and efficiency of heat removal from the outer surface of the nuclear reactor vessel and its cooling in an accident.
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.In connection with the above, in order to ensure a decrease in the concentration of radioactive iodine in the primary circuit to a manageable level and to reduce the impact on the repair schedule, it is required to develop a methodology aimed at efficient control of the concentration of iodine in the primary coolant.
Заявляемые система и способ ее работы предназначены на решение проблемы имеющейся техники – управление концентрации йода в первом контуре возможно только с помощью работы ГЦНА.The claimed system and method of its operation are intended to solve the problem of the existing technology - the control of the iodine concentration in the primary circuit is possible only with the help of the operation of the RCP.
Раскрытие заявляемого изобретения.Disclosure of the claimed invention.
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.The technical result provided by the claimed group of inventions is a decrease in the concentration of radioactive iodine in the primary circuit below the control level without the cost of equipment reconstruction, as well as an increase in the efficiency of the coolant circulation in the circuit.
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.The essence of the claimed system is that it contains: the first outlet of the
В частном случае система очистки бассейна отработавшего ядерного топлива содержит фильтр на основе смолы 11 и насос 10 системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива.In a particular case, the system for cleaning the pool of spent nuclear fuel contains a filter based on resin 11 and a
Сущность заявленного способа состоит в том, что он включает следующие этапы:The essence of the claimed method is that it includes the following steps:
- на первом этапе используют чистую борированную воду только из первого резервуара борированной воды 8 для ускоренного водообмена в первом контуре;- at the first stage, pure borated water is used only from the first reservoir of borated water 8 for accelerated water exchange in the first circuit;
- на втором этапе дополнительно используют чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18, периодически меняя воду в первом контуре;- at the second stage, clean borated water from the second reservoir of borated
- на третьем этапе используют чистую борированную воду только из второго резервуара борированной воды 18 для ускоренного водообмена в первом контуре.- at the third stage, pure borated water is used only from the second reservoir of borated
В частных случаях способ осуществляют следующим образом.In particular cases, the method is carried out as follows.
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.At the first stage, the water in the circuit is replaced using the first reservoir of borated water 8. The volume of the coolant in the first circuit is 120 m 3 , the volume of pure borated water in the first reservoir of borated water 8 is 1260 m 3 , borated water from the first reservoir of borated water 8 is fed into
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.The second stage is carried out in the first loop of water exchange with interruptions, using pure borated water from the second reservoir of borated
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.At the third stage, the water in the circuit is replaced using a second reservoir of borated water (18). The volume of the coolant in the first circuit is 120 m 3 , the volume of pure borated water in the second reservoir of borated
На первом, втором и третьем этапах концентрацию йода снижают в первом контуре примерно до 1/1000000 от первоначальной концентрации.In the first, second and third stages, the iodine concentration is reduced in the first loop to about 1/1000000 of the initial concentration.
На чертеже показана схема системы контроля концентрации радиоактивного йода для первого контура реактора с водой под давлением, сконструированного в соответствии с настоящим изобретением.The drawing shows a schematic diagram of a radioactive iodine concentration monitoring system for the first loop of a pressurized water reactor constructed in accordance with the present invention.
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.List of reference designations: 1 - reactor; 2 - the first hot pipeline; 3 - the first steam generator; 4 - the first transition pipeline, 5 - the first main pump; 6 - the first cold pipeline, 7 - the first pipeline of the residual heat removal system, 8 - the first reservoir of borated water; 9 - the first pump of low pressure of the injection system; 10 - pump of the system for cleaning the pool of spent nuclear fuel; 11 - resin filter; 12 - second hot pipeline; 13 - the second steam generator; 14 - the second transition pipeline; 15 - the second main pump; 16 - the second cold pipeline; 17 - the second pipeline of the residual heat removal system; 18 - the second reservoir of borated water; 19 - the second pump of low pressure of the injection system.
Осуществление.Exercise.
Осуществление системы контроля радиоактивного йода первого системы контроля радиоактивного йода первого контура реактораконтура реактора.Implementation of the radioactive iodine control system of the first radioactive iodine control system of the primary reactor loop.
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.As shown in the figure, the system for monitoring the concentration of radioactive iodine in the first loop of a pressurized water reactor comprises: the first outlet of the
В вышеуказанную систему очистки бассейна отработавшего ядерного топлива входят насос 10 системы очистки бассейна отработавшего ядерного топлива и фильтр на основе смолы 11.The aforementioned spent nuclear fuel pool cleaning system includes a
Осуществление способа.Implementation of the method.
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.The above method of operation of the radioactive iodine control system of the primary circuit of a pressurized water reactor is carried out before the reactor is opened after shutdown of the RCP. The method includes the following steps.
На первом этапе используют чистую борированную воду из первого резервуара борированной воды 8 для ускоренного водообмена в первом контуре.At the first stage, pure borated water is used from the first borated water reservoir 8 for accelerated water exchange in the first loop.
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.The first tank 8 is used for water exchange (reactor, hot pipe, steam generator, transition pipe, main pump and cold pipe). At this stage, the volume of the coolant in the primary circuit is 120 m 3 , the volume of pure borated water in the first reservoir of borated water 8 is 1260 m 3 . Borated water from the first borated water reservoir 8 is fed into the
На втором этапе периодически меняют воду в первом контуре, используя чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18.At the second stage, the water in the first circuit is periodically changed using pure borated water from the second reservoir of
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.Intermittent water exchange is carried out in the first loop using pure borated water from the second
На третьем этапе используют чистую борированную воду из второго резервуара борированной воды 18 для ускоренного водообмена в первом контуре.At the third stage, pure borated water from the second
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.During water exchange in the first loop, a second reservoir of
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.Due to the joint implementation of the first, second and third stages, the concentration of iodine in the first circuit is reduced to about 1/100000 of the initial concentration, which makes it possible to reduce the concentration of radioactive iodine in the first circuit to a manageable level. It is allowed to reduce the time spent on the second stage, taking into account the actual situation, if there is a short time left before the opening of the reactor after the RCP shutdown.
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.This invention is not limited to the above examples of implementation. It is allowed to make changes in the scope of knowledge of technical specialists in this field of technology and without changing the technical problem of the invention. Details not described in the present invention can be taken from the prior art.
Claims (10)
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201910352953.7 | 2019-04-29 | ||
| CN201910352953.7A CN110136856B (en) | 2019-04-29 | 2019-04-29 | Pressurized water reactor primary circuit radioactive iodine concentration control system and control method thereof |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2740295C1 true RU2740295C1 (en) | 2021-01-13 |
Family
ID=67575534
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020113296A RU2740295C1 (en) | 2019-04-29 | 2020-04-10 | System for controlling concentration of radioactive iodine of a first reactor circuit and method for operation thereof |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN110136856B (en) |
| RU (1) | RU2740295C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116230273A (en) * | 2022-12-26 | 2023-06-06 | 江苏核电有限公司 | A nuclear power plant Ag-110m purification system and method |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110136856B (en) * | 2019-04-29 | 2021-11-30 | 江苏核电有限公司 | Pressurized water reactor primary circuit radioactive iodine concentration control system and control method thereof |
| CN113421662B (en) * | 2021-06-18 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | Natural circulation cooling method under failure of liquid level indication of pressure vessel of nuclear power plant |
| CN115193490B (en) * | 2022-06-30 | 2023-08-15 | 江苏核电有限公司 | One-loop purification system of VVER unit and use method |
| CN116246811B (en) * | 2022-12-27 | 2025-08-12 | 江苏核电有限公司 | Control system and method for activation corrosion product source item of nuclear power plant |
| CN119786109A (en) * | 2024-12-19 | 2025-04-08 | 江苏核电有限公司 | A control method for natural oxidation of a nuclear power plant primary loop |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4032395A (en) * | 1974-10-07 | 1977-06-28 | General Atomic Company | Fuel leak detection apparatus for gas cooled nuclear reactors |
| RU2125746C1 (en) * | 1997-03-04 | 1999-01-27 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Water filtering device |
| RU2225648C2 (en) * | 2001-12-06 | 2004-03-10 | Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова | Method for checking iodine radionuclides in water coolant of nuclear power units |
| CN105427907A (en) * | 2015-11-09 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | Method and system for measuring volume of microcavity of fuel rod |
| CN107731327A (en) * | 2017-10-17 | 2018-02-23 | 中国核动力研究设计院 | The coolant activity measuring system that source strength can be adjusted |
| CN109599196A (en) * | 2018-12-19 | 2019-04-09 | 西安交通大学 | Fission gas leakage measuring instrumentation experimental provision and method after a kind of fuel element failure |
| CN107731326B (en) * | 2017-09-29 | 2019-07-02 | 中国核动力研究设计院 | For measuring the radioactive sampling mechanism of reactor coolant and measurement method |
| CN110136856A (en) * | 2019-04-29 | 2019-08-16 | 江苏核电有限公司 | A kind of presurized water reactor primary Ioops radioiodine concentration control system and its control method |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8729980D0 (en) * | 1987-12-23 | 1988-02-03 | Atomic Energy Authority Uk | Inhibition of nuclear-reactor coolant circuit contamination |
| JP3083629B2 (en) * | 1992-03-25 | 2000-09-04 | 株式会社日立製作所 | Nuclear power plant |
| CN102324257B (en) * | 2011-06-10 | 2014-07-09 | 中国广核集团有限公司 | Radiation protection control method for unit operation and maintenance during fuel damage of pressurized water reactor nuclear power station |
| CN204066763U (en) * | 2014-07-07 | 2014-12-31 | 中国核电工程有限公司 | For the reactor coolant clean-up system of PWR nuclear power plant |
| CN204242601U (en) * | 2014-11-19 | 2015-04-01 | 中科华核电技术研究院有限公司 | Passive safety cooling system |
| US20160187308A1 (en) * | 2014-12-24 | 2016-06-30 | Huvis Water Corporation | Method and system for detecting boron ions using ion chromatography for online monitoring of steam generator tube leakage in light water reactor |
| CN109036598B (en) * | 2018-08-03 | 2021-08-24 | 中国核动力研究设计院 | Reactor coolant water quality control method suitable for rod-controlled reactor core |
| CN109166636B (en) * | 2018-08-06 | 2023-08-25 | 广东核电合营有限公司 | A system and method for uninterrupted purification of the primary circuit of a pressurized water reactor nuclear power unit |
-
2019
- 2019-04-29 CN CN201910352953.7A patent/CN110136856B/en active Active
-
2020
- 2020-04-10 RU RU2020113296A patent/RU2740295C1/en active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4032395A (en) * | 1974-10-07 | 1977-06-28 | General Atomic Company | Fuel leak detection apparatus for gas cooled nuclear reactors |
| RU2125746C1 (en) * | 1997-03-04 | 1999-01-27 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Water filtering device |
| RU2225648C2 (en) * | 2001-12-06 | 2004-03-10 | Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова | Method for checking iodine radionuclides in water coolant of nuclear power units |
| CN105427907A (en) * | 2015-11-09 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | Method and system for measuring volume of microcavity of fuel rod |
| CN107731326B (en) * | 2017-09-29 | 2019-07-02 | 中国核动力研究设计院 | For measuring the radioactive sampling mechanism of reactor coolant and measurement method |
| CN107731327A (en) * | 2017-10-17 | 2018-02-23 | 中国核动力研究设计院 | The coolant activity measuring system that source strength can be adjusted |
| CN109599196A (en) * | 2018-12-19 | 2019-04-09 | 西安交通大学 | Fission gas leakage measuring instrumentation experimental provision and method after a kind of fuel element failure |
| CN110136856A (en) * | 2019-04-29 | 2019-08-16 | 江苏核电有限公司 | A kind of presurized water reactor primary Ioops radioiodine concentration control system and its control method |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116230273A (en) * | 2022-12-26 | 2023-06-06 | 江苏核电有限公司 | A nuclear power plant Ag-110m purification system and method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN110136856A (en) | 2019-08-16 |
| CN110136856B (en) | 2021-11-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2740295C1 (en) | System for controlling concentration of radioactive iodine of a first reactor circuit and method for operation thereof | |
| KR101242746B1 (en) | Integrated passive safety system outside containment for nuclear power plants | |
| CN102831942B (en) | Nuclear power station spent fuel reservoir emergency cooling system | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| EP2312588A1 (en) | Method of operating nuclear plant | |
| JP2014512002A (en) | Self-contained emergency spent fuel pool cooling system | |
| CN103413581A (en) | Passive containment cooling system | |
| CN210862368U (en) | Steam generator cleaning system | |
| JP2017223524A (en) | Chemical decontamination system and chemical decontamination method of reactor pressure vessel | |
| RU2713747C1 (en) | Passive heat removal system of nuclear power plant | |
| JP5315167B2 (en) | Boiling water nuclear power plant and reactor pressure vessel pressure leak test method | |
| TWI585780B (en) | Method and apparatus for an alternative remote spent fuel pool cooling system for light water reactors | |
| CN116246811A (en) | A control system and method for the source term of activated corrosion products in a nuclear power plant | |
| CN206595042U (en) | Nuclear power station steam generator is cooled down and EGR | |
| CN103295657A (en) | Residual heat removal system of nuclear reactor | |
| JP2011052970A (en) | Reactor water cooling method and nuclear power plant | |
| KR101281351B1 (en) | Assistant DC Power Supplying Apparatus for Nuclear Power Plant and Method thereof | |
| JP6578134B2 (en) | Water treatment equipment and nuclear equipment | |
| CN204029397U (en) | Non-active cooling system | |
| JP2013113653A (en) | Pressurized-water reactor and method for removing reactor core decay heat | |
| TWI600027B (en) | Method and apparatus for an alternative suppression pool cooling for boiling water reactors | |
| US7302917B2 (en) | Chemical cleaning of a steam generator during mode 5 generator shut down | |
| CN114112798A (en) | Trisodium Phosphate Dissolution Rate Experimental System | |
| CN108417282B (en) | A reactor loop and a loop structure of a low-temperature heating reactor having the reactor loop | |
| CN116230273B (en) | Ag-110m purification system and method for nuclear power plant |