Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления



Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления

 


Владельцы патента RU 2450377:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов. Способ измерения расхода теплоносителя включает регистрацию изменения нейтронной активности изотопа 17N теплоносителя за время его движения между двумя детекторами, размещенными вблизи расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S на заданном расстоянии L друг от друга и последующий расчет расхода теплоносителя. Устройство измерения расхода теплоносителя содержит две ионизационные камеры деления, два блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, два блока обработки сигнала, два блока вычисления интенсивности сигнала и электронный блок расчета расхода теплоносителя. При этом выход каждой камеры подключен к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам электронного блока расчета расхода теплоносителя. Техническим результатом является повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя, а также упрощение конструкции устройства. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя (воды) в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора [патент РФ №2252461, опубл. 20.05.2005] в режиме отсутствия кипения. Способ основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Данный способ включает внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, вызывающего изменение азотной активности теплоносителя для образования метки, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода. Для контроля изменения азотной гамма-активности используются боковые ионизационные камеры (БИК) и детекторы штатной системы контроля герметичности оболочек (СКГО). Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшей БИК, а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной гамма-активности детектора СКГО.

Недостатком данного способа измерения расхода теплоносителя является то, что для его реализации необходим принудительный вывод реактора из стационарного состояния, для чего вносят возмущение по нейтронному потоку с помощью перемещения регулирующих стержней.

Наиболее близким из известных технических решений является способ контроля расхода воды - теплоносителя, реализованный в устройстве для контроля расхода воды в первом контуре канального ядерного реактора серии РБМК и описанный в патенте РФ №2225046 [опубл. 27.02.2004]. Известный способ основан на регистрации изменения гамма-активности изотопа 16N в воде-теплоносителе в результате радиоактивного распада этого изотопа за время движения воды по ТК. Способ реализован с помощью устройства, которое принято за прототип и в котором контроль расхода осуществляется расположенными вдоль технологического канала двумя одинаковыми детекторами гамма-излучения, образованными парой (или несколькими парами) счетчиков электронов. Между счетчиками расположен поглотитель электронов, выполняющий роль защитного материала. С помощью электронного блока, входящего в состав устройства и связанного с детекторами электрическими линиями, выделяют и регистрируют сигналы детекторов, пропорциональные активности 16N в теплоносителе, и по определенной формуле рассчитывают расход воды в технологическом канале.

Недостатком описанного выше способа-прототипа является то, что он не обеспечивает достаточно высокой точности измерений, так как регистрируемая гамма-активность теплоносителя включает помимо информативной части и фоновую часть (радиоактивные примеси в теплоносителе и радиоактивные осадки на поверхности технологического канала, гамма-фон, создаваемый конструкционными материалами технологического помещения). Основным недостатком устройства является то, что для исключения фоновой части, в устройстве, реализующем способ-прототип, необходимо использовать большое количество защитного материала, что усложняет конструкцию устройства. Кроме того, защитный материал поглощает помимо большей части фоновых и часть полезных гамма-квантов, вследствие чего также снижается точность проводимых измерений, и, следовательно, достоверность результатов расчета расхода теплоносителя.

Заявляемое техническое решение направлено на создание способа и устройства для измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора. Техническим результатом является повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя, а также упрощение конструкции устройства.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя, включающем регистрацию изменения азотной активности теплоносителя за время его движения между двумя детекторами, размещенными вблизи расходоизмерительного участка первого контура постоянного сечения на заданном расстоянии друг от друга и последующий расчет расхода теплоносителя, согласно заявляемому техническому решению регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.

Кроме того, расчет объемного расхода теплоносителя осуществляют по формуле

, где

G - объемный расход теплоносителя;

ρ - плотность воды;

S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;

L - расстояние между детекторами;

τ - время прохождения теплоносителем расстояния L,

при этом время прохождения теплоносителем расстояния L рассчитывают по формуле

τ=ln(A1/A2)λ, где

λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1,

A1 - активность изотопа 17N, измеренная первым детектором,

A2 - активность изотопа 17N, измеренная вторым детектором.

В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными дают возможность измерять расход теплоносителя по нейтронной активности изотопа 17N, вследствие чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.

Указанный технический результат достигается также тем, что для получения оптимальной конструкции, реализующей способ измерения расхода теплоносителя, в устройство, содержащее два одинаковых детектора излучения, размещенных вблизи расходоизмерительного участка первого контура на заданном расстоянии друг от друга, и электронный блок расчета расхода теплоносителя, способный рассчитать расход теплоносителя, согласно заявляемому техническому решению, для каждого из детекторов дополнительно введены последовательно соединенные блок высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блок обработки сигнала и блок вычисления интенсивности сигнала. Детекторы выполнены в виде ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N, при этом, выходы каждой камеры подключены к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигналов, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам указанного электронного блока.

Для измерения расхода теплоносителя предлагается использовать ионизационные камеры деления, которые в предлагаемом устройстве предназначены для регистрации только нейтронной активности изотопа 17N, содержащегося в водном теплоносителе первого контура корпусного ядерного реактора. Такие детекторы практически не чувствительны к гамма-квантам от радиоактивных примесей в теплоносителе и осадков на поверхности технологического канала, а также к гамма-фону от конструкционных материалов технологического помещения. Применение созданных в ФГУП «НИТИ им. А.П.Александрова» блоков обработки сигналов ионизационных камер деления позволяет измерять нейтронную активность теплоносителя с более высокой точностью, при этом погрешность измерений составляет не более 2-2,5% в диапазоне интенсивности сигналов камер деления от 1 до 2·106 имп./с. Последний параметр для регистрируемой детекторами нейтронной активности 17N водного теплоносителя не превышает величину (1-1,5)·106 имп./с. Таким образом, за счет регистрации такого информативного параметра теплоносителя, как нейтронная активность изотопа 17N, а также за счет применения ионизационных камер деления, блоков обработки сигналов и блоков вычисления интенсивности сигналов обеспечивается повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя. Кроме того, так как полностью исключается влияние фоновой составляющей на результаты измерений, то отсутствует необходимость в защите от фоновой гамма-активности, что приводит к значительному упрощению конструкции устройства, предназначенного для реализации данного способа.

Признаки, отличающие предлагаемое устройство от прототипа, - наличие ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N блоков высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блоков обработки сигнала и блоков вычисления интенсивности сигнала - обусловливает отсутствие необходимости использования защитного материла и позволяет упростить конструкцию устройства.

Заявляемый способ измерения расхода теплоносителя разработан применительно к корпусным реакторам типа ВВЭР и осуществляется следующим образом.

Предлагаемый способ основан на регистрации наведенной (нейтронной) активности изотопа 17N в водном теплоносителе первого контура, возникающей под воздействием нейтронного потока в активной зоне реактора. Под воздействием быстрых нейтронов в активной зоне реактора в водном теплоносителе первого контура протекает реакция 17O(n,p)17N7, в результате которой образуется короткоживущий радионуклид 17N(T1/2=4,14 с). Азот-17, в свою очередь, (преимущественно, ~95%) претерпевает радиоактивный распад с образованием кислорода-17 и нейтрона n с энергиями 406 (45% числа распадов), 1220 (45% числа распадов) и 1790 (5% числа распадов) кэВ.

Способ основан на регистрации изменения нейтронной активности изотопа 17N в теплоносителе в результате его радиоактивного распада за время движении воды по трубопроводу. Для регистрации нейтронной активности изотопа 17N используют две ионизационные камеры деления (ИКД), разнесенные на расстояние L расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S первого контура реактора. Если A1 - измеренная первой ИКД активность 17N в теплоносителе, а А2 -измеренная второй ИКД активность 17N в теплоносителе, то вследствие радиоактивного распада ядер азота при движении между камерами, время прохождения теплоносителя вычисляется по формуле:

где λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1.

По заранее заданному расстоянию L между камерами электронный блок рассчитывает объемный расход теплоносителя по формуле

где G - объемный расход теплоносителя;

ρ - плотность воды;

S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;

L - расстояние между ионизационными камерами;

τ - время прохождения теплоносителем расстояния L.

Структурная схема устройства, реализующего предложенный способ, приведена на фиг.

Устройство, реализующее способ, содержит первую 11 и вторую 12 ионизационные камеры деления, размещенные вблизи расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S первого контура корпусного ядерного реактора. Камеры размещены на заданном расстоянии L друг от друга. К выходу каждой из камер 11, 12 подключены блоки 21, 22 высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, последовательно соединенные с соответствующими блоками 31, 32 обработки сигнала и блоками 41, 42 вычисления интенсивности сигнала. Выходы каждого из блоков 41, 42 соединены с входами электронного блока 5 расчета расхода теплоносителя. Данные расчета выводятся на электронное табло 6 (табло 6 в состав устройства не входит).

Работа устройства осуществляется следующим образом.

За время движения теплоносителя по трубопроводу первого контура реактора между разнесенными детекторами нейтронная активность изотопа 17N изменяется по закону радиоактивного распада, что позволяет рассчитать расход теплоносителя в трубопроводе с постоянным сечением между детекторами. Устройство контролирует нейтронную активность 17N, предназначенными для этого ионизационными камерами деления 11, 12. Питание ионизационных камер деления 11, 12 и усиление их сигнала осуществляется через электрические линии посредством блоков 21, 22 высоковольтного питания и предварительного усиления. Блоки 31, 32 обработки сигнала обрабатывают и преобразовывают аналоговые сигналы своих ионизационных камер деления 11, 12 в цифровой код. В формализованном виде по электрическим линиям преобразованные сигналы ионизационных камер деления 11, 12 поступают в блоки 41, 42 вычисления интенсивностей А1 и А2 соответствующих детекторов. Электронный блок 5, связанный с блоками вычисления интенсивности сигнала электрическими линиями, проводит расчет расхода теплоносителя по формуле (2), с учетом соотношения (1). Результаты расчета расхода выводятся на электронное табло 6.

Таким образом, предлагаемые способ и устройство, путем регистрации параметра теплоносителя - нейтронной активности изотопа 17N с помощью ионизационных камер деления и блоков обработки сигналов, обеспечивают повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя. Кроме того, с применением заявляемых способа и устройства исключается необходимость использования защитного материала для защиты от фоновой гамма-активности, что, естественно, приводит к упрощению конструкции устройства и расширению сферы его применения.

Для осуществления предлагаемых способа и устройства необходимо наличие или возможность изготовления составных частей устройства, удовлетворяющих условиям эксплуатации в помещениях ядерного реактора и обеспечивающих возможность контроля расхода теплоносителя в широком диапазоне. В качестве детекторов нейтронов предлагается использовать работоспособные в этих условиях, ионизационные камеры деления КНК-15-1 отечественного производства. В качестве электронного блока расчета расхода теплоносителя может использоваться блок, известный из источников: Патент РФ №2225046 [опубл. 27.02.2004]; Аглинцев К.К. Дозиметрия ионизирующих излучений. М.: Гос. изд. технико-теоретической литературы, 1957. Блоки высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блоки обработки сигнала, блоки вычисления интенсивности сигнала разработаны и выпускаются в ФГУП «НИТИ им. А.П.Александрова» для поставки на АЭС.

1. Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающий регистрацию изменения азотной активности теплоносителя за время его движения между двумя разнесенными на заданное расстояние детекторами и последующий расчет расхода теплоносителя, отличающийся тем, что регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что расчет объемного расхода теплоносителя осуществляют по формуле
,
где G - объемный расход теплоносителя;
ρ - плотность воды;
S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;
L - расстояние между детекторами;
τ - время прохождения теплоносителем расстояния L, при этом время прохождения теплоносителем расстояния L рассчитывают по формуле
τ=ln(A1/A2)λ,
где λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1,
А1 - активность изотопа 17N, измеренная первым детектором;
A2 - активность изотопа 17N, измеренная вторым детектором.

3. Устройство измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, содержащее два одинаковых детектора излучения, размещенных вблизи расходоизмерительного участка первого контура на заданном расстоянии друг от друга, и электронный блок расчета расхода теплоносителя, отличающееся тем, что в него для каждого из детекторов дополнительно введены последовательно соединенные блок высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блок обработки сигнала и блок вычисления интенсивности сигнала; детекторы выполнены в виде ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N, при этом выход каждой камеры подключен к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам электронного блока расчета расхода теплоносителя.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок.

Изобретение относится к способам измерения динамики давления в напорном тракте РБМК в различных режимах его эксплуатации, в частности к способам диагностики резонансных пульсаций давления в напорном тракте РБМК.

Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик нейтронных источников и ядерных реакторов и может быть использовано при оценке таких параметров подкритического ядерного реактора.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к способам защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и позволяет осуществлять контроль кипения и плотности теплоносителя в разных состояниях реактора. .

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР. .

Изобретение относится к способам измерения расхода воды в напорном тракте РБМК в различных режимах его эксплуатации. .

Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для определения расхода теплоносителя в топливных каналах реактора большой мощности канального (РБМК).

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано для измерения подкритичности реакторов атомных станций

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активной зоны и осуществлению контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа
Наверх