Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора. В способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, предложено с выбранной периодичностью одновременно измерять интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делать заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими. Изобретение позволяет достоверно определять негерметичную ТВС, что кроме прямой экономии топлива, значительно улучшает радиационную обстановку. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и может быть использовано для определения негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора.

В уровне техники существует техническое решение, относящееся к способу определения негерметичной тепловыделяющей сборки - это система контроля герметичности оболочек (СКГО), она взята в качестве ближайшего аналога (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов. Канальный энергетический реактор, Москва, Атомиздат, 1980 г., с.146-148). Система предназначена для обнаружения канала с увеличенной активностью пароводяной смеси, непрерывного контроля активности пара, идущего на турбину, и получения сведений о характере нарушения герметичности оболочек твэлов по соотношению активности коротко- и долгоживущих продуктов деления. СКГО обеспечивает поканальный контроль герметичности оболочек твэлов 1693 технологических каналов с помощью восьми сдвоенных блоков детектирования, каждый из которых контролирует группу каналов из 220 штук, и контроль активности пара после сепараторов с помощью блоков детектирования. Конструктивно поканальная СКГО выполнена следующим образом. Восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования устанавливаются на тележках и с помощью системы перемещения передвигаются в восьми коробах, расположенных вдоль вертикальных рядов трубопроводов пароводяных коммуникаций. С каждой стороны короба расположено до 120 трубопроводов. Коллимационные отверстия направлены в противоположные стороны, и поэтому каждый детектор может контролировать по одному ряду трубопроводов. Коллимационные отверстия расположены таким образом и имеют такую конфигурацию, что при движении детектора вдоль рядов трубопроводов на кристалл одного из блоков детектирования попадают γ-кванты только от трубопровода, против которого находится в данный момент отверстие коллиматора. Сигналы с блоков детектирования по высокочастотным кабелям подаются на сигнально-измерительную аппаратуру.

Недостатком ближайшего аналога является низкая достоверность определения негерметичной ТВС из-за неоптимального выбора интервалов энергий.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении достоверности определения негерметичной ТВС.

Сущность заявляемого изобретения состоит в том, что в способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, предложено с выбранной периодичностью одновременно измерять интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делать заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими.

Практика применения рекомендованных режимов работы поканальной СКГО показала следующее: определение наличия загрязнения канала продуктами деления топлива при измерениях интегрального значения скорости счета γ-квантов в интервале энергии 0,25-0,75 МэВ и результирующего значения скорости счета в интервале энергии 1,1-3,1 МэВ, определяемого как разность между интегральной скоростью счета γ-квантов в интервале энергии 1,1-3,1 МэВ и произведением коэффициента компенсации на интегральное значение скорости счета γ-квантов с энергией более 3,1 МэВ, имеет низкую достоверность, в первом случае из-за низкого отношения "сигнал-шум", вызванного фоном комптоновского γ-излучения в области низких энергий (менее 0,5 МэВ), во втором случае - из-за необходимости значительного подавления сигнала компенсацией γ-активности 16N; измерение результирующего значения скорости счета в интервале энергии 0,5-1,5 МэВ, определяемого как разность между интегральной скоростью счета γ-квантов в интервале энергии 0,5-1,5 МэВ и произведением коэффициента компенсации на интегральное значение скорости счета γ-квантов с энергией более 1,5 МэВ, неоднократно приводило к ошибочному результату анализа, имеющего превышение раскомпенсации над средним значением по нитке пароводяных коммуникаций (ПВК), вызванным загрязнением продуктами коррозии, γ-кванты которых имеют энергию в применяемом диапазоне. При измерениях в режимах, рекомендуемых автором, однозначно определяется негерметичная ТВС, что, в свою очередь, ведет к прямой экономии топлива, так как исключает ошибочные перегрузки, которые зачастую приводили к разгерметизации твэлов из-за механического воздействия на тепловыделяющую сборку и делали невозможным ее возвращение в активную зону.

Структурная схема системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора проиллюстрирована на фиг.1, фиг.2 - распределение скорости счета по энергии γ-квантов, фиг.3 - результаты записи на самописце спектра импульсов от γ-излучения теплоносителя в районе датчиков канальной СКГО. Сцинтилляционный γ-датчик 2 (фиг.1), в свинцовом коллиматоре передвигается вдоль вертикального ряда ПВК 1. При прохождении каждого трубопровода датчик 2 регистрирует γ-излучение активных продуктов, находящихся в пароводяной смеси. Амплитудный спектр импульсов на выходе спектрометрического датчика обусловлен в основном γ-излучением от следующих составляющих радиоактивности в воде: γ-кванты от 16N, который образуется в результате ядерной реакции активации кислорода ; они дают в районе датчика максимальную скорость счета около энергии 5,1 МэВ (так называемый фотопик); γ-кванты от продуктов коррозии и примесей, энергии этих γ-квантов в районе расположения датчиков, как правило, регистрируются в пределах 0,5-1,5 МэВ; γ-кванты от осколков деления топлива, которые в районе расположения датчика имеют энергию ниже 3,1 МэВ; γ-кванты от комптоновского рассеяния на электронах всех материалов, расположенных между теплоносителем и сцинтиллятором датчика; основная масса этих γ-квантов имеет энергии, как правило, меньше 0,5 МэВ. Импульсы с выхода датчика обрабатываются в блоке регистрации 4, в котором подаются на линейный усилитель 3 и после него на дискриминаторы Дв 5 и Дн 9 - верхнего и нижнего уровней. С дискриминатора Дв 5 выводятся импульсы, соответствующие γ-квантам с энергиями E2 (фиг.2), интенсивность этих импульсов пропорциональна интенсивности γ-квантов только от 16N. Есть возможность вывода данных на самописец 7. С другого дискриминатора Дн выводятся импульсы, соответствующие γ-квантам в интервале энергий E1÷Е2. Есть возможность вывода данных на самописец 10. В этот интервал попадают γ-кванты как 16N, так и продуктов деления (главным образом короткоживущих), а также высокоэнергетичные (Е>0,5 МэВ) γ-кванты продуктов коррозии. С помощью электронного блока умножения 6 величина интенсивности импульсов после Дв 5 умножается на нормировочный коэффициент (коэффициент компенсации), определенный для каждого датчика. Значение коэффициента должно быть такое, чтобы при умножении интенсивности импульсов от дискриминатора Дв 5 полученное произведение было равно интенсивности импульсов от дискриминатора Дн 9 (l6N в интервале энергий E1÷E2), далее разностный измеритель скорости счета импульсов 11, включенный в схему, производит вычитание интенсивностей: nДн-nДв·х, сигнал выводится на сигнализатор превышения установленного уровня 8 и самописец 12. На фиг.2 приведен спектр импульсов от γ-излучения теплоносителя в районе датчиков канальной СКГО (при работе энергоблока на мощности), где импульсы от γ-квантов с энергиями в области 13 соответствуют в основном γ-излучению от продуктов коррозии и комптоновскому γ-излучению, импульсы от γ-квантов с энергиями в области 14 соответствуют в основном γ-излучению от продуктов деления топлива, от высокоэнергетичного γ-излучения продуктов коррозии (Еγ>0,5 МэВ) и частично от γ-излучения, обусловленного изотопом 16N, и импульсы от γ-квантов с энергиями в области 15 соответствуют в основном γ-излучению от 16N.

Использование предложенного способа измерений позволяет достоверно определять негерметичную ТВС, что кроме прямой экономии топлива, значительно улучшает радиационную обстановку, выражающуюся в снижении величины такого нормируемого параметра, как концентрация I131 в воде КМПЦ (со значений 10-6 до 10-8 Ки/л), а также общей активности воды в КМПЦ.

Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, отличающийся тем, что с выбранной периодичностью одновременно измеряют интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делают заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к уплотнительной технике и может быть использовано в перегрузочных машинах для ядерных реакторов канального типа. .

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к уплотнительной области техники. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к области атомного машиностроения, в частности к оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок ядерного реактора.

Изобретение относится к области атомного машиностроения, касается, в частности, перегрузочных машин ядерных энергетических реакторов, и может быть использована при выполнении операций, связанных с перегрузкой топлива.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к конструкциям приводов захватов машины перегрузочной ядерного реактора для управления захватом ТВС и захватом кластера, и может быть использовано в приводах, имеющих регулирующий орган, управление которым осуществляется отдельным канатным приводом.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу и системе перегрузки быстрого ядерного реактора, активная зона которого погружена в жидкометаллический теплоноситель с находящейся над ним зоной инертного газа.

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).

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК)

Изобретение относится к области машиностроения, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и может быть применено преимущественно для загрузки "свежего" выемного блока реактора взамен аварийного, неисправного или выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано для выполнения транспортно-технологических операций со свежими и отработавшими тепловыделяющими сборками (ТВС) в ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и преимущественно предназначено для выгрузки из реактора выемного блока с активной зоной или без нее, полностью или частично выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой с помощью плавучей технической базы и береговой технической базы

Лебедка // 2401242
Изобретение относится к подъемно-транспортному оборудованию и может быть использовано для перегрузки блока с активной зоной ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам выгрузки и загрузки на хранение блоков с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС
Наверх