Энергетика
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
Архипов В.В., кандидат технических наук, доцент
Маслов Ю.А., кандидат технических наук
Меринов И.Г., кандидат технических наук, доцент
Харитонов В. С., кандидат технических наук, доцент
(Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»)
ДЕТЕКТОР АНТИНЕЙТРИНО КАК ЭТАЛОН ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Детекторы реакторных антинейтрино могут использоваться в качестве эталона для измерения интегральной мощности ядерных реакторов разных типов. На их показания не оказывают влияния спектр нейтронов и вид замедлителя, тепловая схема, конструкция, вид и агрегатное состояние теплоносителя ядерной энергетической установки. Размещение детекторов антинейтрино за пределами биологической защиты и возможность автономной работы позволяют обеспечить непрерывный мониторинг работы АЭС.
Ключевые слова: детектор антинейтрино интегральная мощность ядерный реактор атомная электрическая станция нейтрон теплоноситель контроль.
THE ANTINEUTRINO DETECTOR AS THE STANDARD FOR MEASUREMENT OF THERMAL POWER OF NUCLEAR REACTORS
The antineutrino detectors can be used as the standard for measurement of integrated power of nuclear reactors of different types. Аntineutrino detection does not render influence a spectrum of neutrons and a moderator material, the thermal scheme and construction of the reactor, coolant type and heat transfer mechanism in core. The antineutrino detectors location outside of biological shield and the possibility of remote control allow to provide continuous power monitoring of the atomic power stations.
Keywords: detector antineutrino total power nuclear reactor atomic power plant neutron coolant monitoring.
1. Датчики и методы контроля мощности ядерных реакторов
Безопасность работы ядерных реакторов, представительность и надежность систем внут-риреакторного контроля в значительной степени определяется возможностью измерений параметров энерговыделения и теплосъема в активной зоне непосредственно в процессе работы реакторной установки.
Сложность внутриреакторных измерений связана с воздействием излучений на работу датчиков в жестких температурных и гидравлических условиях. Набор средств измерения параметров активной зоны весьма ограничен, а разработка и внедрение новых методов крайне актуальны [1].
Для определения мощности ядерного реактора и ее распределения во времени и пространстве используются датчики, работа которых основана на разных физических принципах и способах регистрации измеряемых параметров.
Распределение энерговыделения во времени и пространстве определяют путем измерения энергии и выхода продуктов деления с помощью нейтронных, гамма и активационных детекторов, располагаемых как в активной зоне, так за ее пределами [2]. Не менее 85% выделяемой в активной зоне энергии преобразуется в тепловые виды. Для измерения расхода, температуры, давления теплоносителя и паросодержания (для кипящих реакторов) наряду с традиционными теплотехническими [3] используются новые комплексные методы [4-9], разработанные в процессе развития атомной энергетики.
Полная мощность ядерного реактора определяется по подогреву теплоносителя в первом (втором и третьем) контуре из уравнения теплового баланса
ТС' = О (1вых - 1вх), (1)
где О - расход теплоносителя; ¡вх , 1вых - энтальпии теплоносителя на входе и выходе из тепловыделяющей сборки, петли реактора или всей активной зоны. При этом для разных типов реакторов (быстрые, тепловые с водой под давлением и кипящие) способы определения расхода и энтальпии различаются как по методам, так и по используемым датчикам в зависимости от вида теплоносителя, конструкции и тепловой схемы реактора.
Получаемая из уравнения (1) величина тепловой мощности используется для калибровки в единицах мощности ионизационных камер, внутризонных в-эмиссионных нейтронных детекторов и термопар.
В качестве достоверной величины мощности в процессе работы реактора принимают средневзвешенное значение с учетов весовых коэффициентов по каждому используемому методу (по подогревам в 1 и 2 контурах, по показаниям внезонных ионизационных камер и внутризонных в-эмиссионных детекторов) [10]. Как будет показано ниже, включение детектора антинейтрино в состав штатных систем контроля не только позволило бы повысить достоверность измерения мощности за счет использования нового физического принципа, но и получить универсальное средство контроля мощности реакторов разных типов.
2. Теоретические основы измерения энерговыделения нейтринным методом
Ядерный реактор является мощным источником электронных антинейтрино уе. Эти частицы образуются при в- -распадах продуктов деления. Поток антинейтрино, излучаемых реактором, можно оценить из соотношения
Фv = пЖ / Е, (2)
где п - среднее число антинейтрино, испускаемых в результате одного акта деления, (п = 6); Е - средняя энергия, выделяемая в одном акте деления, (Е = 200 МэВ). Энергия, уносимая потоком антинейтрино, составляет около 4% суммарного тепловыделения в реакторе и для энергетических реакторов составляет 50-150 МВт. Плотность потока антинейтрино на расстоянии Я от центра активной зоны равна
/у = пЖ / (4жЯ2Е). (3)
Для реактора тепловой мощностью W=1000 МВт на расстояниях Я = 10-15 м от центра активной зоны ¡V = 1013 нейт/(см2 с).
Регистрация антинейтрино может быть осуществлена с помощью реакции обратного бэта-распада на протоне
-е+р ^ п + е+ (4)
Сечение реакции (3) усредненное по спектру антинейтрино, излучаемых ректором составляет =10- барн. Порог реакции равен 1,8 МэВ. Образующиеся нейтроны имеют энергию порядка ~ 10 кэв, так что практически весь избыток энергии над порогом уносится позитроном. Таким образом, проблема измерения потока и спектра антинейтрино сводится к регистрации продуктов реакции (4) - нейтрона и позитрона.
Для этой цели используют сцинтилляционные спектрометры, чувствительным объемом которых служит жидкость с большим содержанием водорода. Количество регистрируемых в единицу времени нейтринных событий равно
п- = /V Ч ^и V Во (1+*), (5)
где - число атомов водорода (протонов) в единице объема детектора, V - объем детектора, во - эффективность регистрации. Множитель (1+*) в формуле (5) учитывает тот факт, что
235
вклад в энерговыделение и нейтринный поток кроме и дают и другие делящиеся изотопы:
238т т 239™ 241™
И, Ри и Ри
(1+*) = 1+ Е а [(1Оv/5Оv -1) - (Е/Е -1)]. (6)
[
Значения г в формуле (6), равные 8,9 и 1, соответствуют упомянутым выше изотопам; - сечение реакции (4) в спектре антинейтрино г-го изотопа; Е - энергия на один акт деления, а; - вклад по числу делений соответствующего изотопа.
Соотношения (3) и (5) позволяют установить связь тепловой мощности реакторов с количеством регистрируемых нейтринных событий
Ж = 4пЯ2 5Е п- / «5 о- ^и V Во (1+*), (7)
Интегрирование соотношения (7) во времени дает энерговыработку реактора. 3. Экспериментальная апробация детекторов антинейтрино на ядерных реакторах
Детекторы антинейтрино начали использоваться для измерения мощности ядерных реакторов в специализированной лаборатории на Ровенской АЭС [11-12]. Фундаментальные исследования свойств и взаимодействий реакторных антинейтрино позволили добиться существенно прогресса в возможностях применения нейтринных детекторов на энергетических ядерных реакторах. За последние 25-30 лет в опытах на реакторах в Ровно [13-15], Красноярске [16], Буже во Франции [17], Сан-Онофре в США [18] показано, что детектор антинейтрино позволяет измерять мощность ректора с точностью, близкой к точности применяемого теплового метода (рис. 1).
Рис.1. Среднесуточное число нейтринных событий на реакторах в Ровно [15], и Сан-Онофре [18]
На рис.1а,1б приведены текущие события нейтринного прибора, зарегистрированные за 1 сутки. Даже для максимального упрощенного детектора [18], разброс показаний не превышает 3 %. На рис.1 а сплошными линиями на графике представлены штатные измерения тепловой мощности теплофизическими методами. Видно, что показания нейтринного прибора следуют за показаниями мощности реактора. Во время останова реактора и в период после перегрузки число зарегистрированных нейтринных событий в пределах приборной погрешности совпадает с тепловой мощностью. В период, предшествующий останову реактора, результаты нейтринных измерений лежат приблизительно на 5% ниже. Это связано с накоплением плутония в ходе кампании, о чем свидетельствуют изменения спектра позитронов в этих же экспериментальных исследованиях (рис. 2).
Рис.2. Измерение спектра позитронов при перегрузке реактора [15]
Оценки, выполненные для условий проведенного эксперимента, показали, что доля антинейтрино, образовавшихся за счет деления 239Ри, перед перезагрузкой составляли 35%, а после перезагрузки - 20%. Пересчет пу по формулам (5) и (6) приводит к согласованию нейтринных измерений с тепловыми в пределах ±2%.
Важно отметить хорошее согласование показаний интегрального детектора Винд, отка-либрованного на реакторе в Ровно и перевезенного в Буже, с тепловой мощностью французского реактора [17].
За последние 25 лет было введено в действие более полутора десятка нейтринных детекторов ядерных реакторов. Эти детекторы в основном предназначались для исследований в области прикладной физики антинейтрино, излучаемых ядерным реактором, и не предназначались для использования персоналом АЭС в процессе эксплуатации ЯЭУ. В состав этих детекторов не входит каких-либо уникальных и не производимых промышленностью компонентов. При этом они позволяют отслеживать изменения мощности и изотопного состава активной зоны [13-17] даже дистанционно (без участия обслуживающего персонала) [18].
4. Перспективы нейтринных детекторов для систем контроля ядерных ректоров.
Результаты теоретических и экспериментальных исследований нейтринного излучения ядерного реактора, позволяют сформулировать дополнительные возможности и ближайшие перспективы использования нейтринных детекторов для контроля ядерных ректоров.
При делении изотопов урана и плутония антинейтрино полностью уносят из реа
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.