DD297031A5 - Anordnung und verfahren zur innendruckpruefung von kernreaktordruckgefaessen - Google Patents

Abstract

Die Erfindung betrifft eine Anordnung und ein Verfahren zur hydraulischen Innendruckpruefung und/oder Dekontaminationen, Umwaelzspuelungen und entsprechender Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, in den Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefaeszen. Ziel und Aufgabe bestehen darin, durch Erhoehung der Flexibilitaet, den materiell-technischen, arbeitsorganisatorischen und zeitlichen Aufwand sowie die Strahlenbelastung des Personals bei der Innendruckpruefung von Kernreaktordruckgefaeszen zu senken. Dies wird dadurch geloest, in dem im von allen Einbauten demontierten, mit entsprechendem Inhaltsmedium gefuellten, aktivierten oder nichtaktivierten Kernreaktordruckgefaesz ober- oder unterhalb auf den sich zwischen den Ein- und Austrittsstutzen befindlichen Dichtring oder an anderen geeigneten Stellen des Kernreaktordruckgefaeszes eine die Gesamtflaeche bedeckende, definierte perforierte inaktive Drosselplatte oder ein definiert perforierter inaktiver Zylinder, an welche eine Stroemungsleiteinrichtung integriert ist, auf oder untergelegt und am Dichtring oder anderen geeigneten Stellen abgedichtet und verspannt wird. Die in der inaktiven Drosselplatte oder im inaktiven Zylinder eingebrachte Perforation musz wahlweise so ausgefuehrt bzw. variabel verschlieszbar sein, dasz die erforderliche Druckdifferenz zwischen Ein- und Austrittsstutzen durch Anzahl, Durchmesser und Gestaltung gewaehrleistet wird.{Innendruckpruefung; Dekontamination; Umwaelzspuelung; Kernreaktordruckgefaesz; Dichtring; Eintrittsstutzen; Austrittsstutzen; inaktive Drosselplatte; inaktiver Zylinder; Perforation; Druckdifferenz; Stroemungsleiteinrichtung}

Description

-2- 297 031 Darlegung des Wesens der Erfindung

Aufgabe der Erfindung ist es, eine Anordnung und ein Verfahren für die Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen sowie Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechenden Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen, insbesondere an Druckwasserreaktoren des Typs WWER-440, WWER-1000 sowie an allen Reaktortypen, die über eine Abdichtung zwischen Ein- und Austrittsstutzen verfügen, anzugeben, die eine rationellere, schonendere und effektivere Durchführung dieser für die Anlagen- und die Nuklearsicherheit wichtigen Prozesse ermöglicht.

Erfindungsgemäß wird die Aufgabe dadurch gelöst, daß in das von allen Einbauten demontierte, mit entsprechendem Inhaltsmedium gefüllte Kernreaktordruckgefäß am zwischen den Eintritts- und Austrittsstutzen befindlichen Dichtring oder an anderen geeigneten Stellen des Kernreaktordruckgefäßes eine die Gesamtfläche bedeckende, definiert perforierte inaktive Drosselplatte oder oin definiert perforierter inaktiver Zylinder, an welche eine Strömungsleiteinrichtung integrier! ist, auf oder untergelegt und am Dichtring oder anderen geeigneten Stellen abgedichtet und verspannt wird. Die in die inaktive Drosselplatte oder in den inaktivem Zylinder eingebrachte Perforation muß wahlweise so ausgeführt sein, daß sie die erforderliche Druckdifferenz von 0,15-0,28 MPa zwischen Ein- und Austrittsstutzen durch Anzahl, Durchmesser, Gestaltung und Anordnung gewährleistet. Fest oder demontierbar sind oberhalb oder auch unterhalb dieser perforierten Drosselplatte oder unterhalb des perforierten Zylinders ein Strömungsleitring oder entsprechend der Teilung der Eintrittsstutzen im Kornreaktordruckgefäß hydraulisch optimale Ringsegmente integriert, welche das einströmende Medium entlang der Kernbehälterwandung zum Kalottenboden leiten. Dabei nimmt in einem definierten Zeitraum die Wand des Kernbehälters die entsprechend des gewählten Prozesses geforderte Temperatur von 110-150°C an.

Die im Bereich des Kalottenbodens umgelenkte Strömung steigt zwangsläufig im Zentrum des Behälters wieder nach oben und gelangt durch die Perforation der inaktiven Drosselplatte oder des inaktiven perforierten Zylinders zu den Austrittsstutzen. Die Abmessungen der Strömungsleiteinrichtungen bzw. ihre Gestaltung (Ring oder Segmente) entsprechen optimalen Verhältnissen für den jeweiligen Reaktortyp.

Mit dieser erfindungsgemäßen Anordnung sowie Verfahren liegt erstmals eine Lösung vor, mit der ohne die Verwenduni' aktivierter, projektgemäß vorgesehener Einbauteile Kernreaktordruckgefäße entsprechend den technischen Erfordernissen kurzfristig und flexibel hydraulischen Innendruckprüfungen und/oder Dekontaminationen, Umwälzspülungen und ähnlichen Arbeiten unterzogen werden können.

Ausführungsbeispiel

Die Erfindung soll nachfolgend an zwei Beispielen näher erläutert werden.

Grundvoraussetzung zur Durchführung der Innendruckprüfung ist, daß das Kernreak'ordruckgefäß 12 von Einbauteilen demontiert ist und bis in Höhe Austrittsstutzen 13 mit Inhaltswasser der entsprechenden erforderlichen Zusammensetzung und Konzentration gefüllt ist.

Im Längsschnitt Α-Ader Abbildung 1 wird das Kernreaktordruckgefäß 12 des Typs WWER-1000 und in der Abbildung 2 das des Typs WWER-440 dargestellt.

Das Ausführungsbeispiel 1 zeigt die inaktive Drosselplatte 1 mit Strömungsleitring 2 bzw. der Teilung der Eintrittsstutzen 3 entsprechenden konvexen Ringsegmenten 4 oder konkaven Ringsegmenten 5 im montierten Zustand, wobei die inaktive Drosselplatte 1 prinzipiell auch innerhalb oder unterhalb einer in ihrer Gesamtheit als Strömungsleiteinrichtung 6 zu bezeichnende Anordnung, wie in Abbildung 3 die Darstellung 3.1. und 3.2. zeigen, montiert sein kann.

Die Montage erfolgt durch Anschlagen der kompletten Strömungsleiteinrichtung 6 an ein Hebezeug über entsprechende Transportaufnahmen 7.

Bogrenzt durch den Innendurchmesser des Dichtringes 8 wird die im Außendurchmesser größere inaktive Drosselplatte 1 oder der obere Bund der Strömungsleiteinrichtung β entsprechend Darstellungen 3.1. und 3.2. in Abbildung 3 auf dem Dichtring 8 aufgelegt und über Befestigungen 9 unter dem Dichtring 8 mit diesem kraftschlüssig verbunden. Wird wie in Abbildung 1 die inaktive Drosselplatte 1 mit Ringsegmenten 4,5 verwendet, ist vorher auf die genaue Positionierung gegenüber den Eintrittsstutzen 3 zu achten, damit das Fluid entsprechend umgelenkt wird. Das gilt prinzipiell auch für die Darstellung 3.3. in Abbildung 3, bei der mittels der Strömungsleiteinrichtung 6 eine Strahlwirkung des eintretenden Fluids erreicht wird.

Im Ausführung ibeispidl 2 der Abbildung 4 ist eine mögliche Anordnung mittels definiert perforiert inaktivem Zylinder 10 dargestellt. Der definiert perforiert inaktive Zylinder 10 hängt auf der für die Reaktoreinbauten erforderlichen Auflagefläche 11 im Kernreaktordruckgefäß 12, wobei die Abdichtung zwischen Eintritts- 3 und Austrittsstutzen 13 oberhalb als auch seitlich vom Dichtring 8 durch entsprechendes Material erfolgt. Die Fixierung der Lage des definiert perforiert inaktiven Zylinders 10 wird durch Kraftschluß, z. B. Federn 14 mit dem Aufsetzen eines Deckels 15 auf das Kernreaktordruckgefäß 12 realisiert.

Für die Gestaltung und Anordnung der Strömungsleiteinrichtung 6 treffen die Darlegungen zum 1. Beispiel zu, wobei besonders lagestabilisierende Stützsegmente 16 zur Vermeidung von Schwingungen im unteren Bereich der Strömungsleiteinrichtung 6 angeordnet sind und in Abbildung 4.1. dargestellt werden.

Die Montage des mit der Strömungsleiteinrichtung 6 verbundenen definiert perforiert inaktiven Zylinders 10 kann mit den Transportmitteln, wie sie für die De- und Montage der Kernreaktoreinbauten vorgesehen sind über geeignete Transportaufnahmen 7 erfolgen. Die inaktive Drosselplatte 1 oder der definiert perforierte inaktive Zylinder 10 sind, um den erforderlichen hydraulischen Widerstand von 0,18 bis 0,25Mp zu erreichen, auf die entsprechende reduzierte Durchsatzfläche einzustellen.

Das geschieht durch Verkleinerung oder Erweiterung der Drosselöffnungen, die möglichst symmetrisch in die inaktive Drosselplatte 1 oder der definiert perforiert inaktive Zylinder 10 eingebracht und leicht veränderbar gestaltet sind.

Die optimalen Längenverhältnisse der Strömungsleiteinrichtung 6 gewährleisten, daß die Strömung, die in den Abbildungen 1 und 2 mit Pfeilen dargestellt ist, den Kalottenbereich 17 erreicht.

Claims (2)

1. Hydraulische Innendruckprüfung am aktivierten Kernreaktordruckgefäß nach der werkstofftechnischen Wiederholungsprüfung mit und ohne Kernbrennstoff, wobei alle Einbauteile projektgemäß montiert sind.

1. Anordnung zur Innendruckprüfung von Kernreaktordruckgefäßen, insbesondere zur Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen und/oder Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechenden Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen, gekennzeichnet dadurch, daß in das von allen Einbauten demontierte, mit entsprechendem Inhaltsmedium gefüllte Kernreaktordruckgefäß (12) am zwischen Eintrittsund Austrittsstutzen (3,13) befindlichen Dichtring (8) oder an anderen geeigneten Stellen des Kernreaktordruckgefäßes (12) eine die Gesamtlänge bedeckende, definiert perforierte inaktive Drosselplatte (1) oder ein definiert perforierter inaktiver Zylinder (10), an welche eine Strömungsleiteinrichtung (6) integriert ist, auf oder untergelegt und am Dichtring (8) oder anderen geeigneten Stellen abgedichtet und verspannt ist und daß fest oder demontierbar oberhalb oder auch unterhalb des perforierten Zylinders (10) ein Strömungsleitring (2) oder entsprechend der Teilung der Eintrittsstu'zen (3) im Kernreaktordruckgefäß (12) hydraulisch optimale konkave oder konvexe Ringsegmente (4,5), welche das einströmende Medium entlang der Kernreaktordruckgefäßwandung zum Kalottenbereich (17) leiten, angeordnet sind.

2. Verfahren zur Innendruckprüfung von Kernreaktordruckgefäßen, insbesondere zur Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen und/oder Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechenden Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen, gekennzeichnet dadurch, daß die Perforation der inaktiven Drosselplatte (1) oder des inaktiven Zylinders (10) so bemessen ist, daß sie die erforderliche Druckdifferenz von 0,15 MPa-0,28 MPa zwischon Ein- und Austrittsstutzen gewährleistet und daß eine Temperatur der Kernreaktordruckgefäßwandung von 110-150⁰C eingestellt wird.

Hierzu 3 Seiten Zeichnungen

Anwendungsgebiet der Erfindung

Die Erfindung betrifft eine Anordnung und ein Verfahren, die die Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen und/oder Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechender Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen, vornehmlich an Druckwasserreaktoren des Typs WWER-440 und WWER-1000 ermöglicht. Sie kann an Kernreaktordruckgefäßkonstruktionen zum Einsatz kommen, welche über eine Abdichtung zwischen heißen und kalten Reaktorstutzen verfügen.

Charakteristik des bekannten Standes der Technik

Verfahren und Anordnungen zur Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen sowie Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechenden Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen werden bisher ausschließlich unter Verwendung der entsprechenden projektmäßigen Einbauteile realisiert und stellen somit einen aufwendigen materiell-technischen als auch arbeitsorganisatorischen Prozeß dar. Die Durchströmung des Reaktordruckgefäßes und seiner Einbauten mit dem Kreislauffli tief ist mit einer vom Volumenstrom bzw. von der Zahl der in Betrieb befindlichen Hauptumwälzpumpen abhängigen Druckdifferenz zwischen Druckgefäßein- und -austritt verbunden. Gleichzeitig /vird das Reaktordruckgefäßmaterial auf die erforderliche Temperatur erwärmt. Nachfolgend aufgeführte Varianten gelten als bekannt und ermöglichen bisher die zyklisch erforderliche Nachweisführung der Behältersicherheit und somit in entscheidendem Maße die Lebensdauer der Reaktoranlage.

2. Hydraulische Innendruckprüfungen an inaktiven Kernreaktordruckgefäßen unter Verwendung des Einbauteiles Reaktorschacht zur Erzielung der erforderlichen Druckdifferenz sowie die projektgemäße Montage der Reaktoreinbauten mit oder ohne Imitationskassetten.

Ziel der Erfindung

Ziel der Erfindung ist es, durch Erhöhung der Flexibilität den materiell-technischen, arbeitsorganisatorischen und zeitlichen Aufwand sowie die Strahlenbelastung des Personals zu senken, als a'ich einen anlagenschonenden Umgang bei der Durchführung von hydraulischen Innendruckprüfungen und/oder Dekontaminationen, Umwälzspülungen und entsprechender Arbeiten an aktivierten und nichtaktivierten, im Gesamtkreislauf eingebundenen Kernreaktordruckgefäßen zu erreichen.