Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем. Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем включает измерение удельной бета-активности реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура на работающем реакторе с последующей оценкой состояния активной зоны. Пробу для оценки состояния активной зоны отбирают после ионообменного фильтра при любом режиме эксплуатации реактора. В качестве реперного радионуклида используют тритий. Изобретение позволяет контролировать состояние активной зоны при любых режимах работы реакторной установки, включая режим стоянки, а также снижать дозовые нагрузки на обслуживающий персонал в условиях негерметичности оболочек. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Известен способ контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), основанный на регистрации запаздывающих нейтронов, испускаемых, в основном, короткоживущими изотопами брома и йода. Существенным недостатком данного способа контроля является то, что измерение запаздывающих нейтронов затруднено из-за наличия большого фона, создаваемого наведенной активностью 17N [1].

Наиболее близким к заявленному способу контроля состояния активной зоны реактора является радиохимический контроль воды первого контура. Основой радиохимического контроля является определение в пробах воды первого контура удельной суммарной бета-активности радионуклидов йода [2]. Радиохимический контроль осуществляется путем отбора проб через систему пробоотбора до фильтра ионообменной очистки с их последующим анализом. С целью сопоставимости результатов анализов удельная суммарная бета-активность радионуклидов йода измеряется через два часа после отбора пробы и линейно пересчитывается на номинальную (100%) мощность реактора. При значениях суммарной бета-активности радионуклидов йода, превышающих при любой энерговыработке активной зоны предельную величину (3,7×108 Бк/кг), эксплуатация реакторной установки не допускается, за исключением обстоятельств, обусловленных особой обстановкой. Отбор проб производится при следующих условиях:

- уровень мощности реактора должен быть постоянным в пределах от 40 до 60% от номинального значения мощности;

- время работы реактора на выбранном постоянном уровне мощности, в вышеуказанных пределах, до момента отбора проб должно быть не менее 24 часов.

Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять контроль состояния активной зоны реакторной установки при любых уровнях мощности и режимах эксплуатации реактора в зависимости от энерговыработки активной зоны.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность контроля состояния активной зоны при любых режимах работы реакторной установки, включая режим стоянки, а также снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал в условиях негерметичности оболочек твэлов.

Для достижения указанного технического результата предлагается использовать способ, основанный на радиометрическом измерении активности трития в пробах теплоносителя первого контура. Основным источником образования трития в реакторе судовой ЯЭУ является деление ядерного топлива. В топливе легководных реакторов на один акт деления 235U, 238U, 239Pu образуется (0,85; 2; 2)×10-4 атомов трития соответственно [3]. В результате диффузии через оболочку твэлов, а также трещин и микротрещин в оболочках тритий из топлива может поступать в теплоноситель. Выход трития из твэлов с оболочкой из коррозионно-стойкой стали составляет 1%, а из циркониевого сплава - 0,1% от всего количества под оболочкой [4]. Таким образом, выход трития из твэлов можно представить в виде двух процессов: постоянного диффузионного выхода и случайного, связанного с их разгерметизацией. Вклад остальных источников в формирование активности трития в теплоносителе несоизмеримо мал, поэтому в условиях аварийной разгерметизации оболочек твэлов ими можно пренебречь.

Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что пробу для проведения радиометрического анализа по определению трития можно отбирать через систему пробоотбора как до фильтра ионообменной очистки, так и после, т.к. тритий не сорбируется на ионитах и поверхностях. Данный отличительный признак является существенным с позиции дозовых нагрузок на обслуживающий персонал в условиях негерметичности оболочек твэлов, особенно в аварийных ситуациях, когда отбор проб теплоносителя до фильтра невозможен из-за чрезвычайно высокой радиоактивности γ-излучающих радионуклидов. Следовательно, в аварийных ситуациях известные способы оперативного контроля герметичности оболочек твэлов неприемлемы. В отличие от способа с использованием удельной суммарной бета-активности радионуклидов йода, предлагаемый способ по определению активности трития в пробе теплоносителя не требует предварительной длительной работы реактора на стационарном уровне мощности, выдержки пробы в течение двух часов и пересчета результата измерений на номинальную мощность. Кроме того, при использовании данного способа оценки состояния активной зоны не требуется соблюдения жестких условий при отборе проб теплоносителя, т.к. пробу теплоносителя отбирают после штатного фильтра первого контура, т.е. после сорбции γ-излучающих радионуклидов на ионитах, что обеспечивает создание и поддержание благоприятной радиационной обстановки при проведении всех технологических операций по контролю состояния активной зоны.

Согласно предложенному способу состояние активной зоны в течение кампании оценивают следующим образом:

- активная зона герметична при выполнении условия:

- активная зона негерметична при выполнении условия:

где

Ааз - активность трития, образовавшаяся в активной зоне на момент измерений, Бк;

АIk - измеренная активность трития в воде первого контура, Бк;

G - скорость образования трития в активной зоне, Бк/МВт·ч;

Q - энерговыработка, МВт·ч;

Квых - коэффициент выхода трития через оболочку твэлов, - для твэлов из коррозионно-стойкой стали составляет 0,01, а для твэлов с оболочкой из циркониевого сплава - 0,001 от всего количества под оболочкой.

Способ осуществляется следующим образом. После отбора проб теплоносителя первого контура при любых режимах работы реактора, включая стояночный, отбирается аликвота пробы для проведения радиометрического анализа по измерению активности трития. Измеренное значение активности трития с учетом разбавления, происходящего вследствие дренажей теплоносителя первого контура и последующих подпиток, сопоставляется с величиной активности трития, образовавшегося в активной зоне на момент измерения с учетом коэффициента выхода. При выполнении условия (1) активная зона признается герметичной, а при выполнении условия (2), когда полученное значение больше величины активности трития, образовавшегося в активной зоне на момент измерения с учетом коэффициента выхода, активная зона признается негерметичной.

Для проведения измерений активности трития в теплоносителе первого контура может применяться, например, радиометрический метод с использованием жидкого сцинтиллятора.

Источники информации

1. Овчинников В.Ф, Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1977, 280 с.

2. ОСТ 95 10002-95 Нормы качества воды первого и третьего контуров реакторной установки судов департамента морского транспорта Российской Федерации с водо-водяными реакторами типа КЛТ-40. Москва, 1995, 17 с.

3. Ионизирующее излучение: источники и биологические эффекты. Докл. НКДАР ООН за 1982 г., Нью-Йорк: ООН, Т.1, 1982.

4. Production and emission of tritium from nuclear facilities, and the resulting problem. in: Processing of Behavior of Tritium in the Environment: San Francisco, 16-20 October, 1978. Vienna: IAEA, 1979, p.105-123.

1. Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающий измерение удельной бета-активности реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура на работающем реакторе с последующей оценкой состояния активной зоны, отличающийся тем, что пробу для оценки состояния активной зоны отбирают после ионообменного фильтра при любом режиме эксплуатации реактора, а в качестве реперного радионуклида используют тритий.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что состояние активной зоны в течение кампании на каждый конкретный момент времени оценивают по выполнению следующих условий:

активная зона герметична при выполнении условия

активная зона негерметична при выполнении условия

где

Ааз - активность трития, образовавшаяся в активной зоне на момент измерений, Бк;

AIk - измеренная активность трития в воде первого контура, Бк;

G - скорость образования трития в активной зоне, Бк/МВт·ч;

Q - энерговыработка, МВт·ч;

Квых - коэффициент выхода трития через оболочку твэлов, для твэлов из коррозионностойкой стали составляет 0,01, а для твэлов с оболочкой из циркониевого сплава - 0,001 от всего количества под оболочкой.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области радиохимического анализа. .

Изобретение относится к канальным ядерным реакторам, в частности к устройствам для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора серии РБМК.

Изобретение относится к способу и устройству для получения жидкой пробы из защитной противоаварийной оболочки реактора атомной электростанции с помощью пробоотборного сосуда.

Изобретение относится к измерительному устройству для определения концентрации бора в теплоносителе контура охлаждения ядерной энергетической установки. .

Изобретение относится к устройству для газации водородом жидкого теплоносителя первого контура реактора, охлаждаемого водой под давлением, причем реактор, охлаждаемый водой под давлением, снабжен емкостью компенсатора объема и по меньшей мере одним подключенным за ней насосом высокого давления.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в ядерных энергетических установках. .

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС).

Изобретение относится к автоматическому контролю технологических процессов и может быть использовано для анализа протекающих в трубопроводах газожидкостных сред.

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний

Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ контроля герметичности оболочек твэлов включает регистрацию запаздывающих нейтронов в теплоносителе первого контура ядерного реактора с помощью первого детектора (1) через равные интервалы времени T, соответствующие времени полного цикла обращения теплоносителя в первом контуре реактора, измерение интенсивностей Ni и Ni+T сигналов детектора, пропорциональных нейтронной активности теплоносителя в моменты времени ti и ti+T, определение разности (Ni+T-Ni)K=ΔNK, где k - номер процедуры вычитания, сравнение разности ΔNK со значением ΔNK-1. Сигнал детектора (1) через дифференциальный трансформатор (2) и усилитель (3) поступает на дискриминатор (4), который обеспечивает дискриминацию шумов усилителя (3), обрабатывает и преобразовывает аналоговые сигналы в стандартные импульсы для передачи на вход преобразователя счет-код (5). Далее сигналы поступают в ПЭВМ (6), где они обрабатываются по заданному алгоритму. Выполнение условия ΔN≥2ΔNK-1 свидетельствует о разгерметизации оболочек твелов. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 1 ил.

Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на мониторинг наличия протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций. Система мониторинга протечек бассейна выдержки содержит датчик расхода воды, поступающей по трубопроводу устройства очистки, датчик уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий, два датчика температуры и влажности, размещенных на входе и выходе вентиляции реакторного зала. При этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации о количестве обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения функционирования системы она снабжена блоком бесперебойного питания. Технический результат заключается в снижении громоздкости системы, в проведении расчета утечек бассейна, т.е. в обеспечении постоянного мониторинга с помощью современных средств автоматизации. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения. Способ также включает управление массообменным аппаратом для ввода растворенного кислорода в теплоноситель с целью обеспечения заданного кислородного режима теплоносителя, управление дожиганием и диспергатором газа для реализации водородной очистки теплоносителя. Технический результат - повышение эффективности диагностики теплоносителя свинцово-висмутового быстрого реактора. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к измерительной технике, в частности к системам для непрерывного и оперативного измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного реактора. Система измерения концентрации борной кислоты в контуре теплоносителя энергетического ядерного реактора включает первый и второй лазерные генераторы, измерительную и эталонную кюветы, первый и второй фотоприемные блоки, электрически связанные с блоком обработки и управления, а также оптические элементы, обеспечивающие оптическую связь между лазерными генераторами, кюветами и фотоприемными блоками. Измерение осуществляется абсорбционным спектральным методом путем просвечивания зондирующим лазерным излучением измерительной кюветы, подключенной к первому контуру теплоносителя ядерного ВВЭР реактора. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений, а также возможность измерения малых концентраций борной кислоты в составе теплоносителя и обеспечение высокой оперативности проведения дистанционных измерений. 6 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.
Наверх