RU2186429C2

RU2186429C2 - Method and device for recharging fuel assembly of liquid-cooled reactor and for checking its tightness

Info

Publication number: RU2186429C2
Application number: RU2001128279/06A
Authority: RU
Inventors: В.Я. Геча; Л.А. Первушин; В.П. Середкин; П.Д. Славягин
Original assignee: Славягин Павел Дмитриевич
Priority date: 2001-10-19
Filing date: 2001-10-19
Publication date: 2002-07-27
Also published as: WO2003034442A1

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; liquid-cooled reactors. SUBSTANCE: reactor fuel assembly is placed in device that has outer, intermediate, and inner sections, grip, and gas feeding system incorporating provision for checking content of radionuclides in gas; fuel assembly is displaced in this device. gas is supplied from gas tank through pipeline and spray nozzle and admitted under open bottom part of sections where it is passed through coolant surrounding the fuel assembly. Gas sample is taken from gas space located above liquid coolant level between intermediate and inner sections and analyzed for content of radionuclides which serves as criterion of fuel assembly tightness. EFFECT: reduced shutdown time of reactor in the course of routine maintenance and repairs due to combining operations of fuel assembly recharging and testing. 12 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области эксплуатации ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и может быть использовано при изготовлении, эксплуатации, переработке и хранении ядерного топлива, размещенного в тепловыделяющих сборках (ТВС). The invention relates to the field of nuclear energy, namely the field of operation of nuclear reactors with a liquid coolant, and can be used in the manufacture, operation, processing and storage of nuclear fuel located in fuel assemblies (FAs).

Известно устройство для перегрузки ТВС ядерного реактора (SU, авторское свидетельство 1820763, G 21 С 19/10, 1996). Указанное устройство содержит перегрузочную трубу с установленным в ней запорным клапаном, перемещаемым посредством тяги расположенным в верхней части перегрузочной трубы приводом, и телескопической штангой, оснащенной ловителями и захватом. Тяга запорного клапана и штанга захвата снабжены упорами, взаимодействующими между собой при подъеме запорного клапана, причем упор штанги кинематически связан с ее ловителями так, что при подъеме упора ловители растормаживаются. A device is known for reloading fuel assemblies of a nuclear reactor (SU, copyright certificate 1820763, G 21 C 19/10, 1996). The specified device contains a transfer pipe with a shut-off valve installed in it, which is moved by means of a drive located at the top of the transfer pipe with a drive, and a telescopic rod equipped with catchers and a gripper. The locking valve rod and the gripping rod are provided with stops that interact with each other when the locking valve is raised, and the rod stop is kinematically connected with its catchers so that the catchers brake when the stop is raised.

Известное перегрузочное устройство позволяет проводить перегрузку путем осуществления подъема с увеличенной силой страгивания из посадочного гнезда отработанных ТВС, в том числе и периферийных, в реакторах атомных электростанций с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Однако известное устройство не предназначено для контроля целостности твэлов. The known reloading device allows overloading by lifting with increased shearing force from the landing nest of spent fuel assemblies, including peripheral ones, in the reactors of nuclear power plants with natural circulation of the primary coolant. However, the known device is not intended to control the integrity of the fuel rods.

Известен способ обнаружения негерметичности твэлов (RU, патент 2094861, G 21 С 17/06, 1997). Согласно известному способу уменьшают внешнее по отношению к твэлам давление в испытуемом объеме с измерением выхода радионуклидов. При этом предварительно увеличивают внешнее давление до величины не более максимального давления в реакторе, выдерживают его, а затем сбрасывают до первоначального уровня и по регистрируемому скачку выхода радионуклидов при сбросе давления судят о разгерметизации твэлов. A known method for detecting leaks in fuel elements (RU, patent 2094861, G 21 C 17/06, 1997). According to the known method, the pressure in the test volume external to the fuel elements is reduced by measuring the yield of radionuclides. At the same time, the external pressure is preliminarily increased to a value not exceeding the maximum pressure in the reactor, maintained, and then dropped to the initial level, and the depressurization of the fuel rods is judged by the recorded jump in the yield of radionuclides during pressure relief.

Недостатком известного решения следует признать возможность разрушения оболочки твэла при изменении давления, а также необходимость раздельного проведения операций извлечения и контроля герметичности. A disadvantage of the known solution should recognize the possibility of destruction of the cladding of a fuel rod with a change in pressure, as well as the need for separate operations of extraction and control of tightness.

Наиболее близким аналогом предлагаемого изобретения можно признать устройство и способ перегрузки и контроля герметичности ТВС ядерного реактора с жидкометаллическим носителем (SU, авторское свидетельство 490376, G 21 С 17/06, 1977). Указанное устройство содержит штангу с захватом и приводом для сцепления и извлечения пакета твэлов из активной зоны реактора, направляющую трубу с приводом, каналы для подвода и отвода газа при контроле герметичности твэлов ТВС, причем канал подвода газа выполнен внутри штанги с захватом и имеет выход около головки пакета, при этом на нижнем конце штанги установлена уплотняющая втулка. The closest analogue of the present invention can be recognized as a device and method for overloading and tightness control of fuel assemblies of a nuclear reactor with a liquid metal carrier (SU, copyright certificate 490376, G 21 C 17/06, 1977). The specified device comprises a rod with a gripper and a drive for coupling and removing a packet of fuel rods from the reactor core, a guide pipe with a drive, channels for supplying and removing gas for monitoring the tightness of the fuel rods, and the gas supply channel is made inside the rod with a gripper and has an exit near the head package, while at the lower end of the rod is installed a sealing sleeve.

Указанное устройство работает следующим образом. Штангу с захватом посредством привода опускают на головку пакета ТВС и уплотняют ее ниже выпускных окон посредством втулки. Затем по каналу подвода газа подают продувочный газ, который, барботируя через слой жидкого теплоносителя, захватывает газообразные радионуклиды, растворенные в теплоносителе в случае разгерметизации оболочек. Указанный газ поступает через канал отвода газа в систему контроля, которая по уровню активности определяет степень разгерметизации оболочек твэлов. The specified device operates as follows. The rod with the grip by means of the drive is lowered onto the head of the fuel assembly package and sealed below the outlet windows by means of a sleeve. Then, purge gas is supplied through the gas supply channel, which, sparging through a layer of liquid coolant, captures gaseous radionuclides dissolved in the coolant in case of depressurization of the shells. The specified gas enters through the gas exhaust channel into the control system, which determines the degree of depressurization of the cladding of fuel rods by the level of activity.

Недостатками известного технического решения следует признать раздельное проведение операций перемещения и контроля твэла или ТВС, возможность повреждения оболочки твэла в процессе перестановки и контроля из-за длительности осуществления процесса, неполноту сбора газообразных радионуклидов, приводящую к уменьшению точности определения. The disadvantages of the known technical solutions should recognize the separate conduct of the movement and control of a fuel rod or fuel assembly, the possibility of damage to the cladding of a fuel rod in the process of rearrangement and control due to the length of the process, incomplete collection of gaseous radionuclides, leading to a decrease in the accuracy of determination.

Техническая задача, решаемая посредством настоящего изобретения, состоит в обеспечении возможности проведения одновременного осуществления операций перегрузки и контроля ТВС. The technical problem solved by the present invention is to enable the simultaneous implementation of the operations of overload and control of fuel assemblies.

Технический результат, получаемый в результате реализации изобретения, состоит в уменьшении времени простоя реактора в ходе проведения регламентных и ремонтных работ, что приводит к уменьшению потерь в производстве электроэнергии. The technical result obtained as a result of the implementation of the invention consists in reducing the downtime of the reactor during routine and repair work, which leads to a decrease in losses in the production of electricity.

Указанный технический результат достигается использованием способа перегрузки и контроля герметичности ТВС реактора с жидким теплоносителем, включающий подъем ТВС из ячейки активной зоны реактора, помещение ее в устройство, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват перемещаемой и контролируемой ТВС и системы подачи и контроля радионуклидов в газе, пропускание газа через теплоноситель с определением содержания радионуклидов в газе, по которому судят о герметичности твэла в ТВС с последующим перемещением ТВС. Предварительно или в процессе перемещения ТВС закачивают компрессором в газовую емкость до предварительно заданного давления газ, закаченный газ посредством трубопровода и форсунки подают в количестве не свыше 50 дм³ под открытую нижнюю часть секций, из надводного газового объема, расположенного над поверхностью жидкого теплоносителя между внутренней и средней секциями, отбирают пробу газа, которую анализируют на содержание радионуклидов. Предпочтительно газ подают в количестве не свыше 40 дм³. Обычно газ отбирают из газового пространства, расположенного в точке газового пространства, расположенной непосредственно над поверхностью теплоносителя.The specified technical result is achieved using the method of overloading and tightness control of fuel assemblies of a reactor with a liquid coolant, including lifting fuel assemblies from the cell of the reactor core, placing it in a device containing external, middle and internal sections, capturing a movable and controlled fuel assembly and a system for supplying and monitoring radionuclides in gas, passing gas through a coolant with the determination of the content of radionuclides in the gas, which is used to judge the tightness of a fuel element in a fuel assembly with subsequent movement of the fuel assembly. Previously or during the process of moving the fuel assemblies, the compressor is pumped into the gas tank to a predetermined pressure by gas, the injected gas is supplied through a pipeline and nozzle in an amount not exceeding 50 dm ³ under the open lower part of the sections, from the surface gas volume located above the surface of the liquid coolant between the internal and middle sections, take a gas sample, which is analyzed for the content of radionuclides. Preferably, the gas is supplied in an amount of not more than 40 dm ³ . Typically, gas is taken from a gas space located at a point in the gas space located directly above the surface of the coolant.

Также для достижения указанного технического результата предложено использовать устройство для перегрузки и контроля герметичности ТВС реактора с жидким теплоносителем, содержащее наружную секцию, внутри которой размещены средняя и внутренняя секции, захват перемещаемой и контролируемой ТВС, систему подачи газа и систему контроля радионуклидов в газе, а также блок управления. Захват размещен в нижней части внутренней секции, подключенной к приводу. Система подачи газа включает компрессор, газовую емкость, форсунку и трубопроводы, причем компрессор подключен к блоку управления, выход компрессора соединен с газовой емкостью, выход которой посредством клапана подключен к входу трубопровода, выход которого соединен с форсункой, установленной с возможностью введения газа из газовой емкости в нижнюю часть наружной секции. Система контроля содержания радионуклидов в газе включает трубопровод, измерительное устройство и побудитель расхода газа, причем входной конец трубопровода расположен в надводном объеме между средней и внутренней секциями, выходной конец трубопровода подключен к входу измерительного устройства, выход которого подключен к входу побудителя движения газа. Трубопровод, расположенный между внутренней секцией и измерительным устройством, состоит из наружной и внутренней частей, установленных с возможностью их взаимного перемещения относительно друг друга без нарушения герметичности трубопровода. Указанный клапан выполнен механически управляемым или электромагнитным, управляемым посредством указанного блока управления. Предпочтительно объем указанной газовой емкости позволяет удержать газ в количестве не свыше 50 дм³. Система подачи газа может дополнительно содержать манометр, расположенный между газовой емкостью и клапаном. Система контроля содержания радионуклидов может дополнительно содержать блок обработки и отображения информации, подключенный к выходу измерительного устройства. Верхняя часть трубопровода, расположенного между внутренней секцией и измерительным устройством, может быть расположена выше верхнего фланца средней секции и прикреплена к внутренней поверхности наружной секции, при этом нижняя часть указанного трубопровода прикреплена к внутренней поверхности средней секции. Также верхняя часть трубопровода, расположенного между внутренней секцией и измерительным устройством, может быть расположена выше верхнего фланца средней секции и прикреплена к внутренней поверхности наружной секции, при этом нижняя часть указанного трубопровода прикреплена к наружной поверхности средней секции и входит внутрь средней секции через отверстие в средней секции, расположенное выше уровня воды. Устройство может дополнительно содержать мост, на котором закреплены указанные секции и привод. Указанная форсунка предпочтительно неподвижно закреплена на наружной секции таким образом, чтобы не мешать движению внутренних секций и тепловыделяющего элемента. Однако форсунка также может быть выполнена в виде поворотного устройства, действующего под давлением подаваемого в форсунку воздуха и разворачивающего форсунку в положение, в котором выходное отверстие форсунки располагается внутри нижнего сечения наружной секции. В этом варианте реализации предпочтительно форсунка установлена таким образом, что подача воздуха возможна только в собранном положении секций.Also, to achieve the indicated technical result, it is proposed to use a device for overloading and tightness control of a fuel assembly reactor with a liquid coolant, containing an outer section inside which the middle and inner sections are located, a capture of a movable and controlled fuel assembly, a gas supply system and a radionuclide control system in gas, and Control block. The grip is located at the bottom of the inner section connected to the drive. The gas supply system includes a compressor, a gas tank, a nozzle and pipelines, the compressor being connected to a control unit, the compressor output connected to a gas tank, the output of which is connected via a valve to a pipe inlet, the output of which is connected to a nozzle installed with the possibility of introducing gas from the gas tank to the bottom of the outer section. The gas radionuclide content monitoring system includes a pipeline, a measuring device and a gas flow inducer, the inlet end of the pipeline being located in the surface volume between the middle and inner sections, the outlet end of the pipeline is connected to the inlet of the measuring device, the output of which is connected to the gas stimulator input. The pipeline located between the inner section and the measuring device consists of outer and inner parts installed with the possibility of their mutual movement relative to each other without violating the tightness of the pipeline. The specified valve is made mechanically controlled or electromagnetic controlled by the specified control unit. Preferably, the volume of said gas container allows the gas to be retained in an amount of not more than 50 dm ³ . The gas supply system may further comprise a pressure gauge located between the gas container and the valve. The radionuclide content monitoring system may further comprise an information processing and display unit connected to the output of the measuring device. The upper part of the pipeline located between the inner section and the measuring device may be located above the upper flange of the middle section and attached to the inner surface of the outer section, while the lower part of the pipeline is attached to the inner surface of the middle section. Also, the upper part of the pipeline located between the inner section and the measuring device can be located above the upper flange of the middle section and attached to the inner surface of the outer section, while the lower part of the pipeline is attached to the outer surface of the middle section and enters the middle section through the hole in the middle sections located above the water level. The device may further comprise a bridge on which these sections and the drive are fixed. Said nozzle is preferably fixedly mounted on the outer section so as not to interfere with the movement of the inner sections and the fuel element. However, the nozzle can also be made in the form of a rotary device, acting under the pressure of the air supplied to the nozzle and turning the nozzle to a position in which the nozzle outlet is located inside the lower section of the outer section. In this embodiment, the nozzle is preferably mounted in such a way that air is only possible in the assembled position of the sections.

На чертеже приведен предпочтительный вариант реализации предлагаемого устройства при работе с реактором типа ВВЭР. The drawing shows a preferred embodiment of the proposed device when working with a VVER-type reactor.

Указанное устройство содержит телескопическую рабочую штангу, состоящую из наружной секции (металлической трубы) 1, прикрепленной к мосту перегрузочной машины 2. Внутри наружной секции расположена средняя секция (металлическая труба) 3, внутри которой размещена внутренняя секция 4. Транспортируемая сборка 5 тепловыделяющих элементов (твэлов) прикреплена захватом 6 к внутренней секции 4 рабочей штанги, и в транспортном положении, изображенном на схеме, размещена внутри средней секции 3 и полностью ниже уровня воды в реакторе 7. На наружной секции 1 размещен трубопровод 8 с форсункой 9. Воздух, находящийся под заданным давлением в емкости 10, через электромагнитный клапан 11, включаемый по сигналу блока управления 12, или ручной клапан 13, далее через трубопровод 8 и форсунку 9 подают под низ тепловыделяющей сборки 5. Количество подаваемого воздуха находится в пределах 40 литров и определено давлением воздуха в емкости 10 и ее объемом. Давление в емкости 10 создают компрессором 14, измеряют манометром 15 и регулируют предохранительным клапаном 16. Заполнение емкости 10 осуществляют заранее, до открывания вентиля 11 или 13. При подаче воздуха из емкости 10 в трубопровод 8 компрессор 14 не работает. При подъеме сборки 5 из ячейки активной зоны реактора или бассейна выдержки в транспортное положение давление окружающей сборку 5 воды уменьшается. Если какие-то твэлы поднимаемой сборки 5 негерметичны, из-за уменьшения наружного давления продукты деления, находящиеся в газовом зазоре между топливом и оболочкой негерметичных твэлов, выходят в окружающую твэлы воду. Воздух, выходящий из форсунки 9, образует пузыри, которые всплывают в воде по объему средней секции 3 с помещенной в ней сборкой и далее через воду в зазоре 17 между средней 3 и внутренней 4 секциями. Газообразные продукты деления, вышедшие из негерметичных твэлов в воду, захватываются пузырями. После всплытия пузырей до поверхности раздела вода-воздух (уровня воды 7) воздух из пузырей и захваченные пузырями газообразные продукты деления поступают в надводный объем 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги. Из этого объема воздух через трубопровод 19, всасывающее отверстие в котором расположено непосредственно над уровнем воды 7 в надводном объеме 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги, отсасывают воздушным насосом 20 и пропускают через измерительное устройство радиоактивного излучения 21, воздушный насос 20 и удаляют в атмосферу реакторного зала. Воздушный насос 20 включают по сигналу блока управления 12, или он постоянно работает во время контроля всех сборок реактора. Измерение активности газообразных продуктов деления в отсасываемом воздухе производят непрерывно детектором, находящимся внутри измерительного устройства 21. Сигнал детектора поступает в блок обработки и отображения информации 22. По величине сигнала делают вывод о наличии или отсутствии в проверяемой сборке 5 негерметичных твэлов. Элементы системы с 10 по 18 и с 20 по 22 конструктивно размещаются в стойке, расположенной непосредственно на мосту 2 перегрузочной машины. The specified device contains a telescopic working rod, consisting of an outer section (metal pipe) 1, attached to the bridge of the reloading machine 2. Inside the outer section there is a middle section (metal pipe) 3, inside which is located the inner section 4. Transportable assembly 5 of fuel elements (fuel elements) ) is attached by a gripper 6 to the inner section 4 of the working rod, and in the transport position shown in the diagram, is placed inside the middle section 3 and completely below the water level in the reactor 7. In the outer In line 1, a pipeline 8 with a nozzle 9 is placed. Air under a predetermined pressure in the tank 10 through an electromagnetic valve 11, switched on by a signal from the control unit 12, or a manual valve 13, then through a pipe 8 and a nozzle 9 it is fed under the bottom of the fuel assembly 5. The amount of air supplied is within 40 liters and is determined by the air pressure in the tank 10 and its volume. The pressure in the tank 10 is created by the compressor 14, measured by a pressure gauge 15 and regulated by a safety valve 16. The tank 10 is filled in advance, before opening the valve 11 or 13. When the air is supplied from the tank 10 to the pipeline 8, the compressor 14 does not work. When the assembly 5 is raised from the cell of the reactor core or the holding pool to the transport position, the pressure of the water surrounding the assembly 5 decreases. If some fuel rods of the raised assembly 5 are leaky, due to a decrease in the external pressure, the fission products located in the gas gap between the fuel and the shell of the leaky fuel rods exit into the surrounding fuel rods. The air leaving the nozzle 9 forms bubbles that float in water in the volume of the middle section 3 with the assembly placed in it and then through the water in the gap 17 between the middle 3 and the inner 4 sections. Gaseous fission products released from leaky fuel elements into the water are trapped in bubbles. After the bubbles rise to the water-air interface (water level 7), air from the bubbles and gaseous fission products captured by the bubbles enter the surface volume 18 between the middle 3 and the inner 4 sections of the working rod. From this volume, air through a pipe 19, a suction port in which is located directly above the water level 7 in the surface volume 18 between the middle 3 and the inner 4 sections of the working rod, is sucked off by an air pump 20 and passed through a radiation measuring device 21, an air pump 20 and removed into the atmosphere of the reactor hall. The air pump 20 is turned on by the signal of the control unit 12, or it constantly works during the monitoring of all reactor assemblies. The activity of gaseous fission products in the suction air is measured continuously by a detector located inside the measuring device 21. The detector signal is sent to the information processing and display unit 22. The signal is used to determine the presence or absence of 5 leaking fuel rods in the assembly under test. Elements of the system from 10 to 18 and from 20 to 22 are structurally placed in a rack located directly on the bridge 2 of the reloading machine.

Контроль герметичности сборки 5 тепловыделяющих элементов (твэлов) проводят следующим образом. Сборку 5 втягивают в рабочую штангу в транспортное положение. Одновременно или до этого компрессором 14 накачивают емкость 10 до необходимого давления, после чего компрессор 14 выключают. Открывая 11 или 13, подают воздух из емкости 10 через трубопровод 8 и форсунку 9 под низ сборки. Пузыри воздуха, всплывая в воде, заполняющей рабочую штангу с помещенной в нее сборкой 5, извлекают из воды газообразные радиоактивные продукты деления и выносят их в надводный объем 18 между средней 3 и внутренней 4 секциями рабочей штанги. Далее производят отсос воздуха насосом 20 из надводного объема 18 через трубопровод 19 и измерительное устройство 21, детектор которого постоянно измеряет радиоактивность воздуха, проходящего через измерительное устройство. По величине активности судят о наличии в контролируемой сборке 5 негерметичных твэлов. The tightness control of the assembly of 5 fuel elements (fuel elements) is carried out as follows. Assembly 5 is pulled into the working rod in the transport position. At the same time or before that, the compressor 10 pumps the tank 10 to the required pressure, after which the compressor 14 is turned off. Opening 11 or 13, air is supplied from the tank 10 through the pipe 8 and the nozzle 9 under the bottom of the assembly. Bubbles of air floating up in the water filling the working rod with the assembly 5 placed in it, remove gaseous radioactive fission products from the water and carry them out to the surface volume 18 between the middle 3 and the inner 4 sections of the working rod. Next, air is pumped out by the pump 20 from the surface volume 18 through the pipe 19 and the measuring device 21, the detector of which constantly measures the radioactivity of the air passing through the measuring device. By the value of activity, they are judged about the presence of 5 leaking fuel elements in the controlled assembly.

С целью повышения достоверности контроля за счет уменьшения разбавления объем пропускаемого через форсунку воздуха не превышает 40 л, а отсос воздуха из надводного объема 18 происходит в точке, расположенной непосредственно над поверхностью воды. In order to increase the reliability of control by reducing dilution, the volume of air passed through the nozzle does not exceed 40 l, and the air is sucked out from the surface volume 18 at a point located directly above the surface of the water.

При реализации изобретения время контроля герметичности оболочек составляет не свыше 3 мин, причем процесс контроля совмещен с процессом транспортировки, полностью исключена возможность повреждения оболочек, поскольку никаких дополнительных операций с оболочками не проводят, из жидкого теплоносителя извлекают практически все газообразные продукты деления, вышедшие из негерметичных оболочек, что повышает точность способа (отношение сигнал/фон) не менее чем на порядок. When implementing the invention, the time for monitoring the tightness of the shells is not more than 3 minutes, and the control process is combined with the transport process, the possibility of damage to the shells is completely excluded, since no additional operations with the shells are carried out, almost all gaseous fission products leaving the leaky shells are extracted from the heat transfer medium , which increases the accuracy of the method (signal / background ratio) by at least an order of magnitude.

Claims

1. The method of overloading and monitoring the tightness of the fuel assembly of the reactor with a liquid coolant, including lifting the assembly from the cell of the reactor core, placing it in a device containing the outer, middle and inner sections, capturing a movable and controlled assembly and a system for supplying and monitoring radionuclides in gas, and moving assembly, the gas being pumped by the compressor to the gas container to a predetermined pressure, the injected gas through the conduit and the nozzle is fed in an amount of not more than 50 dm ³ under outdoor fifth lower part of the sections, the gas is passed through the coolant, which fills the middle section, the gas sample is taken from the gas volume located above the level of liquid coolant between the middle and inner sections, and the gas sample was analyzed on the content of the radionuclides which are judged on the tightness of the assembly.

2. The method according to p. 1, characterized in that the gas is supplied in an amount of not more than 40 dm ³ .

3. The method according to p. 1, characterized in that the sampling of gas is carried out at a point in the gas space located directly above the surface of the liquid coolant.

4. A device for overloading and monitoring the tightness of a fuel assembly of a reactor with a liquid coolant, comprising an outer, middle and inner section, a gripper for a movable and controlled assembly located in the lower part of the inner section connected to the drive, a control unit, a gas supply system and a radionuclide monitoring system in gas, moreover, the gas supply system includes a compressor, a gas tank, a nozzle and pipelines, while the compressor is connected to a control unit, the compressor output is connected to a gas tank, the outlet of which by means of a valve is connected to the inlet of the pipeline, the outlet of which is connected with the possibility of introducing gas from the gas tank into the lower part of the outer section, and the monitoring system for the content of radionuclides in the gas includes a pipeline, a measuring device and a gas flow inducer, the inlet end of the pipeline located in the surface volume between the middle and inner sections, the output end of the pipeline is connected to the input of the measuring device, the output of which is connected to the input A gas motion, wherein the conduit located between the inner section and the measuring device consists of an outer and inner parts mounted with the possibility of mutual movement relative to each other without disturbing the integrity of the pipeline.

5. The device according to p. 4, characterized in that the valve is made mechanically controlled.

6. The device according to p. 4, characterized in that the valve is made electromagnetic, controlled by the specified control unit.

7. The device according to p. 4, characterized in that the volume of the gas tank allows you to hold the gas in an amount of not more than 50 DM ³ .

8. The device according to p. 4, characterized in that the gas supply system further comprises a pressure gauge located between the gas tank and the valve.

9. The device according to claim 4, characterized in that the radionuclide content monitoring system further comprises an information processing and display unit connected to the output of the measuring device.

10. The device according to p. 4, characterized in that it further comprises a bridge on which these sections and the drive are fixed.

11. The device according to p. 4, characterized in that the nozzle is fixedly mounted on the outer section.

12. The device according to p. 4, characterized in that the nozzle is made in the form of a rotary device, acting under pressure supplied to the nozzle air, deploying the nozzle in a position in which the nozzle outlet is located inside the outer section.