Датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора

 

Изобретение относится к датчикам для контроля энерговыделения в технологических каналах ядерного реактора. Датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора содержит протяженный на высоту активной зоны детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре. Датчик дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по оси датчика локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема. Технический результат - использование изобретения обеспечивает возможность существенного упрощения и повышения точности определения коэффициента k пропорциональности между током датчика и энерговыделением в ТВС с этим датчиком, а в конечном счете - упрощения и повышения точности поканального контроля энерговыделения в реакторе. В частности, исключается необходимость в проведении большого объема радиационно-опасных и трудоемких работ по сканированию плотности потока нейтронов в центральных гильзах ТВС, ближайших к ТВС с датчиками, для нахождения градуировочных коэффициентов этих датчиков; обеспечивается возможность полной автоматизации процедуры периодического обновления значений k по всем ТВС с датчиками. 1 ил.

Изобретение относится к датчикам для контроля энерговыделения в технологических каналах (ТК) ядерного реактора. Предполагаемая область применения - водографитовые реакторы типа РБМК, другие канальные реакторы с кипящим теплоносителем.

Известные датчики для поканального контроля энерговыделения в ядерном реакторе содержат размещаемые в центральных гильзах тепловыделяющих сборок (ТВС) протяженные на высоту активной зоны детекторы ионизирующих излучений и линии связи этих детекторов с выводами разъемов для подключения к вторичной измерительной аппаратуре [1].

Общий недостаток таких датчиков - сложность и низкая точность определения коэффициентов пропорциональности между сигналами протяженных детекторов и значениями энерговыделения в ТВС с датчиками.

В качестве прототипа к изобретению возьмем один из таких датчиков [2], содержащий протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной измерительной аппаратуре. Детектор представляет собой чувствительную к нейтронам коаксиальную систему взаимоизолированных электродов, один из которых (центральный), являющийся эмиттером электронов, соединен с токонесущей жилой кабеля связи и изолированным выводом разъема, а другой (внешний), являющийся коллектором электронов, соединен с оболочкой названного кабеля, корпусом датчика и корпусом разъема; последний играет роль второго ("заземляемого") токонесущего вывода разъема.

Датчик размещается в центральной гильзе ТВС так, что детектор его перекрывает практически всю высоту активной зоны. За счет реакций взаимодействия нейтронов с материалом эмиттера в цепи "эмиттер - входные цепи измерительной аппаратуры - коллектор" возникает электрический ток, пропорциональный средней плотности потока тепловых нейтронов в месте размещения детектора, а с учетом поправок на выгорание топлива в ТВС и материала эмиттера в детекторе - энерговыделению в ТВС.

Достоинством датчика-прототипа является простота и надежность конструкции, высокое быстродействие по отклику тока на изменение контролируемого параметра.

Недостатком датчика-прототипа является сложность и низкая точность определения коэффициента пропорциональности между током датчика и энерговыделением в ТВС с этим датчиком.

В реакторе типа РБМК-1500 используется около 250 внутриреакторных датчиков и для каждого из них взаимосвязь тока i_д с энерговыделением W в ТВС с датчиком представляется соотношением W = ki_д = K_грξ_д(I)ξ_тд(E)i_д, где К_гр - градуировочный коэффициент датчика, учитывающий неопределенность чувствительности детектора к нейтронам; ξ_д(I) - поправка на выгорание материала детектора или интеграл I от i_д за время эксплуатации; ξ_тд(E) - поправка на выгорание или энерговыработку Е делящихся материалов в ТВС. Поправки ξ_д(I),ξ_тд(E) определяются путем весьма сложных неоперативных нейтронно-физических расчетов, имеющих среднеквадратическую погрешность порядка 10%, и при оперативном расчете значений W остаются неизменными. Коэффициенты К_гр определяются экспериментально со среднеквадратической погрешностью порядка 7% путем выполнения практически не поддающихся автоматизации радиационно-опасных и трудоемких работ по сканированию плотности потока нейтронов в центральных гильзах ТВС, ближайших к ТВС с датчиками, с последующей расчетной обработкой результатов сканирования. Причем любое значимое изменение состава делящихся материалов во вновь используемых ТВС (а это естественный процесс совершенствования параметров реактора) приводит к необходимости перерасчета поправок ξ_д(I),ξ_тд(E); значения же К_гр периодически обновляются в любом случае.

Задачей изобретения является устранение недостатка датчика-прототипа.

Технический результат, достигаемый при использовании изобретения, заключается в существенном упрощении и повышении точности определения коэффициента k пропорциональности между током i_д датчика и знерговыделением W в ТВС с этим датчиком, а в конечном счете - в упрощении и повышении точности поканального контроля энерговыделения в реакторе.

Указанный технический результат достигается тем, что датчик-прототип дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по оси датчика локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема.

В результате, наряду с сигналом i_д, зависящим от плотности потока нейтронов в месте размещения протяженного детектора, на выходе датчика непрерывно формируются сигналы локальных детекторов, обеспечивающие возможность определения скорости v переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны; по скорости v, с учетом других измеряемых теплотехнических характеристик реактора и известных расчетных соотношений, может быть определено энерговыделение W в канале с датчиком, а по значению W, в соответствии с выражением W=ki_д, - непосредственно коэффициент k пропорциональности между i_д и W с точностью, значительно более высокой, чем это достигается в настоящее время штатным оборудованием.

Изобретение поясним по чертежу с эскизом предложенного датчика, где обозначено: 1 - протяженный нейтронный детектор; 2, 3 - первый и второй локальные детекторы ионизирующих излучений; 4, 5, 6 - элементы кабеля связи детекторов 1, 2, 3 с выводами разъема 7 для подключения датчика к вторичной измерительной аппаратуре, на чертеже не показанной; 8, 9 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 1 и линия связи его с выводом 10 разъема; 11, 12 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 2 и линия связи его с выводом 13 разъема; 14, 15 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 3 и линия связи его с выводом 16 разъема.

Предполагается также, что корпус разъема 7, соединенный с оболочкой кабеля связи и внешними ("заземляемыми") электродами детекторов, образующими корпус датчика, служит их общим токонесущим выводом; внутренний электрод 8 детектора 1, а также все токонесущие жилы кабеля связи изолированы от корпуса материалом (например, порошком окиси алюминия), допускающим возможность многократных изгибов датчика без ухудшения технических характеристик; внутренние электроды 11, 14 детекторов 2, 3 и выводы разъема 7 установлены в металлокерамических изоляторах заданной формы; межэлектродные зазоры детекторов 2, 3 заполнены газом, используемым обычно в ионизационных камерах; размеры датчика применительно к условиям эксплуатации в реакторах типа РБМК: общая длина - около 15 м, длина (внешний диаметр) протяженного детектора - 7 м (5 мм), расстояние L между локальными детекторами - порядка 1-2 м, длина (внешний диаметр) каждого локального детектора - несколько см (около 14 мм); локальные детекторы датчика являются чувствительными к гамма-квантам радиоактивных ядер азота-16 (последние образуются в результате захвата быстрых, с энергией более 10 МэВ, нейтронов ядрами кислорода-16 в охлаждающей ТВС воде при переносе ее через активную зону и являются наиболее мощными источниками гамма-излучения за пределами активной зоны).

После установки в центральную гильзу ТВС реактора протяженный детектор 1 датчика оказывается размещенным в активной зоне, а локальные детекторы 2, 3 - в области верхней биологической защиты реактора на участке с независящим от аксиальной координаты гидравлическим сопротивлением кольцевого зазора "ТК - подвеска ТВС". Под действием нейтронного излучения от ТВС с датчиком (и в существенно меньшей степени из-за ослабления потока быстрых нейтронов от ТВС окружения) протяженный детектор 1 становится источником тока i_д, который по линии 9 через вывод 10 разъема передается к вторичной измерительной аппаратуре (обратная ветвь цепи, общая для всех детекторов и образуемая корпусом датчика, далее будет всюду подразумеваться без повторных упоминаний). Под действием гамма-излучения от пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны локальные детекторы 2, 3 становятся источниками токов i_л1, i_л2, которые по линиям 12, 15 через выводы 13, 16 тоже передаются к вторичной измерительной аппаратуре. Пароводяная смесь в ТК переносится снизу вверх.

Мощность дозы гамма-излучения от ядер азота-16 в каждом из элементарных объемов пароводяной смеси из-за колебаний плотности последней хаотически флуктуирует. Эти флуктуации, в свою очередь, преобразуются во взаимосвязанную во времени флуктуацию токов i_л1, i_л2: скажем, некий всплеск или уменьшение тока i_л1 в произвольный момент времени t через некоторое время Δt транспортной задержки переноса пароводяной смеси отзывается примерно таким же относительным всплеском или уменьшением тока i_л2. Важно, что несмотря на хаотичность флуктуации токов i_л1, i_л2 усредненное значение Δt может быть определено известными способами и приборами (коррелометрами) [3] с весьма высокой точностью. Практически с такой же точностью может быть определена, стало быть, и скорость переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны: v=L/Δt.

В [4] на основе экспериментальных данных показано, что по полученной таким образом скорости переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны с привлечением других измеряемых теплотехнических характеристик реактора и известных расчетных соотношений энерговыделение в ТК с ТВС может быть определено со среднеквадратической погрешностью порядка 3%. И это при том, что сигналы-эквиваленты токов i_л1, i_л2 были получены при помощи внешних по отношению к пароводяным коммуникациям детекторов с развернутыми под углом друг к другу коллиматорами гамма-излучения, т.е. в весьма несовершенной для фиксации базового расстояния L "геометрии". В предложенном же датчике значение L определяется точно (по чертежам на изделие). Поэтому правомерно ожидать, что значение v= L/Δt по сигналам i_л1, i_л2 детекторов 2, 3, а следовательно, и энерговыделение в ТВС с датчиком (при прочих равных условиях), могут быть определены с еще меньшей погрешностью. В результате, текущие значения k в выражении W=ki_д тоже могут быть определены с существенно большей точностью, чем это делается в соответствии с выражением k = _грξ_д(I)ξ_тд(E). Причем вся описанная процедура определения значений W и k для каждого ТК с ТВС с датчиком может быть полностью автоматизирована при соблюдении одного лишь условия, связанного с инеционностью средств обработки статистически распределенных сигналов: обновление значений k в информационно-вычислительной системе энергоблока, осуществляющей текущий расчет значений энерговыделения во всех ТК с ТВС реактора, должно производиться, как и по штатной методике, при работе энергоблока в стационарном режиме.

Источники информации 1. Емельянов И. Я. и др. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. - М.: Энергоиздат, 1981, стр.120-133.

2. Мительман М.Г. и др. Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. - М.; Атомиздат, 1977, стр.92-129.

3. Мирский Г.Я. Характеристики стохастической взаимосвязи и их измерения. - М.: Энергоиздат, 1982.

4. Экспериментальное испытание корреляционного метода определения тепловой мощности топливных каналов реактора РБМК-1000 на 1 блоке Курской АЭС. - М.: НПО "Энергия", ВНИИАЭС, Гос. peг. 8108920, 1981.

Формула изобретения

Датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащий протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре, отличающийся тем, что дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по оси датчика локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема.

РИСУНКИ

Рисунок 1