Способ оперативного контроля состояния топлива в тепловыделяющей сборке ядерного реактора

 

Назначение изобретения: изобретение относится к области ядерной энергетики и ядерной физики и предназначается для оперативного контроля состояния ядерного топлива в тепловыделяющей сборке ядерного реактора: изотопного состава, энерговыработки и флюэнса нейтронов. Сущность изобретения: электрический ток, генерируемый детектором нейтронов под воздействием нейтронного облучения, интегрируется по времени, измеряется, и по величине этого интегрального тока с помощью градуировочных зависимостей, предварительно полученных расчетно-экспериментальным путем, определяются указанные характеристики. Реализация изобретения позволит значительно упростить процедуру контроля выгорания ядерного топлива, повысить оперативность контроля, увеличить эффективность использования ядерного топлива, улучшить условия безопасной эксплуатации. 10 ил.

Предлагаемое изобретение относится к области ядерной физики и ядерной энергетики и может быть использовано для оперативного контроля изотопного состава топлива, энерговыработки и флюэнса нейтронов в процессе эксплуатации тепловыделяющей сборки (ТВС) в ядерном реакторе. В настоящее время широкое применение для определения состояния ядерного топлива получил метод гамма-спектрометрии (см. например, А. В. Бушуев, В. Н. Озерков, "Применение гамма-спектрометрии в исследованиях по физике ядерных реакторов" Москва, Энергоатомиздат, 1989 г. ). Однако, указанный способ обладает следующими недостатками: анализируемые образцы имеют высокую активность, что требует специальных мер защиты; для наблюдения излучений нуклеидов необходимы спектрометры с высокой разрешающей способностью, что делает процесс анализа достаточно дорогим; невозможность непрерывного контроля изотопного состава и энерговыработки в процессе выгорания топлива.

Существует способ контроля выгорания ядерного топлива, включающий измерение качества продуктов деления с помощью чувствительного элемента, помещенного в тепловыделяющую сборку при облучении ее в реакторе. (Патент ФРГ N 2.321.774 кл. 21 G 21/31, 1973 г. /прототип/).

Недостатками этого способа является: низкая оперативность контроля, сложность интерпретации измерительной информации, приводящая к большим погрешностям, технологические трудности связанные с размещением чувствительного элемента в ТВС.

Вместе с тем, существует также способ контроля нейтронного потока и энерговыделения в ядерном реакторе по величине тока вырабатываемого детектором при облучении его нейтронами. (Дж. Боланд "Приборы контроля ядерных реакторов", Москва, Атомиздат, 1973 г.).

Недостатком этого метода является ограниченность информации получаемой с его помощью.

Цель настоящего изобретения состоит в упрощении процесса контроля состояния ядерного топлива, придания ему высокой степени оперативности, надежности и достоверности, расширения объема получаемой информации.

Цель достигается тем, что в способе контроля выгорания ядерного топлива с помощью чувствительного элемента, в качестве чувствительного элемента используется нейтронный детектор, способный под воздействием нейтронного излучения вырабатывать электрический ток, величина которого соответствует величине нейтронного потока.

При этом количество различных изотопов в топливе, энерговыработка и флюэнс нейтронов определяются по величине интегрального по времени тока, выработанного детектором под действием нейтронного излучения с помощью предварительно полученных градуировочных зависимостей задаваемых в табличном, графическом или аналитическом виде для каждого рассматриваемого изотопа.

Среди многообразия физических процессов, происходящих в ядерном реакторе и оказывающих влияние друг на друга, именно, воздействие нейтронного поля является основным фактором, определяющим динамику детерменированных ядерных превращений, скоростей ядерных реакций. Контроль энерговыделения и регулирование мощности ядерных реакторов с помощью нейтронного потока является в настоящее время наиболее распространенным и оптимальным.

Резонно полагать, что величина сигнала детектора не только соответствует скорости деления ядерного топлива, но и однозначно связана с любым нейтронным взаимодействием в области контроля.

Рассматривая конкретное состояние зон контроля можно получить взаимооднозначное соответствие между величиной сигнала детектора и характеристиками рассматриваемого процесса. Расчетно-экспериментальные работы проведенные на Ленинградской АЭС на реакторах РБМК-1000, позволили подтвердить целесообразность применения предлагаемого метода.

Сопоставление результатов численного моделирования работы родиевого ДПЗ в топливной ячейке реактором РБМК-1000. (см. А. П. Соколов, Ю. В. Гарусов, В. Г. Шевченко и др. Комплекс программ КОМ-DPZ, предназначенный для расчета метрологических характеристик детекторов прямого заряда. Сб. "Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях", Москва, 1990 г).

С экспериментальными данными по измерению изотопов в топливе, энерговыработки, флюэнсов в зависимости от величины интегрального тока выработанного детектором позволили установить градуировочные зависимости между интегральным током и содержанием изотопов в топливе, флюэнсов и энерговыработкой.

Процесс эксплуатации ядерного топлива в реакторе осуществляется в рамках определенных ограничений на величины физических параметров. Была оценена значимость влияния отклонений наиболее существенных параметров на градуировочные зависимости. Неучтенность изменений плотности воды по высоте топливного канала, по сравнению с значениями для плотности воды 0,5 г/см³ вызывает ошибки в определении количеств U²³⁵ на 15% U²³⁸ менее 1% U²³⁶ на 3% Pu²³⁹ 8% Pu²⁴⁰, Pu²⁴¹, Pu²⁴² на 2% энерговыработки на 4% Отклонение температуры замедлителя (графита) на ± 200^o от номинального 740^oК влечет погрешность в определении U²³⁵ на 2% U²³⁶ 2% U²³⁸ 1% Pu²³⁹ 9% Pu²⁴² 3% Pu²⁴⁰, Pu²⁴¹ менее 1% энерговыработки на 2% С другой стороны, использование грудуировочных зависимостей отвечающих конкретным условиям эксплуатации позволяет исключить указанные расхождения.

На фигурах 1-9 приведены градуировочные кривые задающие соответствие между выработанным родиевым ДПЗ, установленным в ТВС реактора РБМК-1000, интегральным током и флюэнсами нейтронов, тепловых и эпитепловых нейтронов, энерговыработкой, количеством ряда изотопов в топливе.

Градуировочные кривые получены для различных плотностей теплоносителя, что позволяет использовать их в зависимости от положения датчиков по высоте канала.

На фигуре 1 представлена зависимость флюэнса тепловых и эпитепловых нейтронов на поверхности эмиттера от выгорания для различных плотностей теплоносителя.

На фиг. 2 отражена зависимость плотности энерговыработки, отнесенная на тонну тяжелых изотопов, от выгорания, характеризуемого величиной интегрального тока ДПЗ.

На фиг. 3 приведено количество U²³⁵ в ТВЭЛах ТВС в зависимости от выработанного ДПЗ интегрального тока.

На фиг. 4 представлено изменение количества U²³⁸ в ТВЭЛах ТВС в процессе выгорания в сопоставлении с величиной интегрального тока.

На фиг. 5 приведено изменение количества U²³⁶ в ТВЭЛах ТВС в процессе эксплуатации ТВС и ДПЗ.

На фиг. 6 представлена зависимость количества Pu²³⁹ в ТВЭЛах ТВС в процессе эксплуатации ТВС с ДПЗ.

На фиг. 7 представлена зависимость накопления Pu²⁴⁰ в ТВЭЛах ТВС от выгорания, характеризуемого интегральным током.

На фиг. 8 представлена зависимость количества Pu²⁴¹ в ТВЭЛах ТВС от выгорания, характеризуемого величиной интегрального тока, выработанного ДПЗ.

На фиг. 9 представлена зависимость количества Pu²⁴² в ТВЭЛах ТВС от выгорания, характеризуемого величиной интегрального тока, выработанного ДПЗ.

На фиг. 10 представлена блок-схема устройства контроля состояния ядерного топлива.

В ТВС 1 размещаемой в ядерном реакторе 2 располагается детектор 3, способный под воздействием нейтронов вырабатывать электрический ток. Для контроля ядерного реактора также используются датчики 4, сигналы от которых поступают в систему централизованного контроля ядерного реактора (СЦК) 5, блок интегрирования сигнала детектора 6, блок интерпретации интегрального тока 7 и блок отображения 8.

Генерируемый в детекторе 3 под действием нейтронов ток поступает в Систему Централизованного Контроля 5, туда также поступают сигналы от внутриреакторных датчиков 4, контролирующих условия эксплуатации ТВС 1 ядерного реактора 2.

В СЦКК 5 информация от датчиков 4 и детектора 3 обрабатывается, рассчитываются параметры, характеризующие условия эксплуатации ТВС (распределение температуры, плотности теплоносителя, энерговыделения). Далее сигнал от детектора 3 поступает в блок интегрирования сигнала по времени 6, где определяется интегральный ток.

После чего значение интегрального тока пересылается в блок интеpпpетации 7, туда же пересылаются и значения параметров характеризующих условия эксплуатации ТВС из блока СЦК 5. В соответствии со значениями параметров характеризующих условия эксплуатации ТВС в блоке 7 вырабатываются градуировочные зависимости отвечающие указанным условиям эксплуатации, и с их помощью, по величине интегрального тока, определяются флюэнсы тепловых и эпитепловых нейтронов, плотность энерговыработки, содержание изотопов в топливе.

Функции блоков интегрирования, интерпретации и отображения могут быть выполнены мини-ЭВМ.

Применение указанного способа может включать определение всех перечисленных характеристик, либо некоторых из них, например, только количество изотопов, или энерговыработку, или флюэнса нейтронов.

Предлагаемое изобретение позволяет значительно упростить процедуру контроля выгорания ядерного топлива, оперативно контролировать содержание отдельных изотопов в топливе, энерговыработку, флюэнса нейтронов. Использование в более полном объеме информации заключенной в токовом сигнале нейтронного детектора позволяет отказаться от дополнительных средств контроля перечисленных параметров, тем самым повысить экономический эффект от использования датчиков. С другой стороны оперативный контроль состояния ядерного топлива в ТВС позволяет увеличить эффективность использования ядерного топлива и улучшить условия безопасной эксплуатации. Предлагаемый способ может быть реализован на базе шахтных приборов выпускаемых серийно и применяемых на АЭС. 2 4

Формула изобретения

Способ оперативного контроля состояния топлива в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, включающий размещение в тепловыделяющей сборке или рядом с ней детектора, способного вырабатывать электрический ток при облучении его нейтронами, измерение величины электрического тока в процессе эксплуатации тепловыделяющей сборки, отличающийся тем, что по интегральному значению величины электрического тока определяют флюенс нейтронов, энерговыработку и содержание изотопов в топливе с помощью градуировочных зависимостей, предварительно полученных для тех же условий эксплуатации, путем сопоставления значений интегрального тока и величин флюенса нейтронов, энерговыработки и количества изотопов в топливе в фиксированные моменты времени.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10