Энергетика
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
Архипов В.В., кандидат технических наук, доцент
Деев В.И., доктор технических наук, профессор
Шарифьянов М.Б., старший преподаватель
(Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»)
РАЗВИТИЕ ДАТЧИКОВ РЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Сложность внутриреакторных измерений связана с воздействием излучений на работу датчиков в жестких температурных и гидравлических условиях. Традиционные средства измерений, использующиеся в тепловой энергетике и экспериментальной ядерной физике, не обеспечивают сенсорного контроля наиболее напряженных участков активной зоны. Развитие новых методов и средств измерений связано с комплексным использованием физических принципов выделения и преобразования энергии в ядерных реакторах.
Ключевые слова: ядерная безопасность, датчики, сенсоры, внутриреакторные измерения, мощность, температура, плотность нейтронного потока.
PROGRESS IN NUCLEAR REACTOR SENSORS FOR ATOMIC ENERGETICS
The main problems of in-core measurements are related to radiation effects on sensor properties under intensive thermal and hydraulic conditions. The traditional sensing transducers, used in thermal energetics and experimental nuclear physics does not provide experimental data on the most intense regions of reactor core. The progress in new reactor sensors and methods is concerned with simultaneous application of nuclear fission and heat generation principles.
Keywords: nuclear safety, sensors, in-core measurements, power, temperature, neutron flux density.
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.
На начальном этапе развития ядерной энергетики многие принципы создания ЯЭУ были связаны с двухцелевым их использованием. Атомные электростанции первого поколения имели технологические параметры с большим запасом до критических величин. Многие эксплуатационные показатели оценивались расчетным путем или измерялись лишь периодически.
Стремление к повышению экономической эффективности требовало использования форсированных режимов работы АЭС. Однако отсутствие информации об истинных значениях технологических параметров ядерных реакторов порождало неопределенность запасов этих параметров до критических значений. Многие остановы энергоблоков АЭС являлись преждевременными, а иногда возникали и аварийные ситуации.
Для измерения параметров энерговыделения и теплосъема на АЭС изначально использовались средства измерений нейтронного потока и гамма-излучения из исследовательских лабораторий по ядерной физике и средства измерения температуры, давления, расхода и паро-содержания из тепловой энергетики. Как в нейтронных, так и в тепловых измерениях на АЭС работоспособность датчиков крайне ограничена вследствие воздействия излучений в жестких температурных и гидравлических условиях.
Практически на всех существующих и проектируемых реакторах основным средством управления и контроля мощности реактора являются ионизационные камеры. Их работоспособность определяется скоростью выгорания радиатора и температурным режимом. Ионизационные камеры устанавливают за пределами активной зоны реактора, как правило, в биологической защите. В местах установки камер плотность потока нейтронов на 3-4 порядка ниже, чем в активной зоне, и обычно не превышает (1010 ^ 1011) нейтр./(см2-с). Внутризонные камеры могут использоваться лишь для кратковременных эпизодических измерений.
Подобная картина наблюдается и с измерениями температуры. Платиновые термометры сопротивления сохраняют свои свойства лишь за пределами активной зоны и могут использоваться для определения параметров теплоносителя на входе и выходе из активной зоны. Там же используются термоэлектрические преобразователи ТХА, которые также размещают под крышкой реактора над активной зоной. Однако воздействие излучения на их показания весьма существенно в тепловых реакторах и еще более велико в быстрых.
При этом необходимо отметить, что как нейтронный поток, так и температура измеряются в наименее напряженных местах активной зоны.
После аварий на АЭС «Тримайл Айленд» в США (1979) и Чернобыльской АЭС в СССР (1986) начали более активно проводится работы по разработке новых средств диагностики активной зоны, металла и оборудования первого контура [1,2]. Наибольший прогресс достигнут в моделировании, компьютеризации и автоматизации реакторных измерений. Были разработаны и новые средства измерений. Использование новых датчиков реакторного контроля связано с внесением изменений в конструкцию активной зоны и первого контура с соответствующей корректировкой проектных параметров реакторной установки. Это замедляет широкое внедрение новых средств измерений на годы и десятилетия.
Из числа новых датчиков внутриреакторного контроля, созданных в процессе развития атомной энергетики и позволивших существенно улучшить измерение энергораспределения в активной зоне тепловых реакторов, необходимо, в первую очередь, отметить детекторы прямого заряда (ДПЗ) [3,4]. Действие активационных ДПЗ основано на регистрации Р-частиц, образующихся в результате реакции
>(п,уГ-Л-—£4, (1)
где М - массовое число изотопа А, Ъ - число протонов. Наибольшее распространение получили малогабаритные ДПЗ с эмиттером из родия. Достаточно длительный ресурс работы, высокая чувствительность, а также высокая технологически достижимая идентичность определили важнейшую роль ДПЗ в системах внутриреакторного контроля (СВРК) современных и разрабатываемых реакторов.
Другим новым средством измерения энерговыделения стала регистрация антинейтрино, образующихся при делении ядра [5,6]. Они позволяют с помощью детектора, расположенного за пределами реактора, измерять число делений в активной зоне путем регистрации продуктов ядерной реакции обратного бэта-распада антинейтрино на протоне
Уе + р ^ п + е+ (2)
Помимо измерения мощности в штатных условиях эксплуатации, детекторы антинейтрино могут сохранять свою работоспособность и при авариях.
Новые методы разработаны и для измерения теплогидравлических параметров.
Погрешность определения тепловой мощности реактора по параметрам первого контура определяется точностью измерения расхода теплоносителя с помощью уравнения теплового баланса
W = G Овых - /вх), (3)
где G - расход теплоносителя; /вх, /вых - энтальпии теплоносителя на входе и выходе из тепловыделяющей сборки, петли реактора или всей активной зоны. Отсутствие протяженных прямых участков трубопроводов первого контура затрудняет использование традиционных методов измерения расхода. На Калининской АЭС успешно апробирована радиационная система измерения расхода [7]. Способ основан на регистрации активности теплоносителя, наведенной в результате реакции 160 (и,р)16К, происходящей в теплоносителе в пределах активной зоны реактора. При распаде нуклида 16№ испускаются у-кванты с энергией 6,13 МэВ, высокая величина которой позволяет выделить активность 16№ на фоне полной активности теплоносителя. Гамма-счетчики устанавливают в каждой циркуляционной петле на входе и выходе из реактора.
Совместное решение уравнения радиоактивного распада и уравнения движения теплоносителя позволяют определять расход.
Другим удачным примером применения ядерно-физических методов для определения теплогидравлических параметров является использование нейтронного датчика для измерения паросодержания в кипящих реакторах [8].
Метод успешно применялся на реакторах РБМК Ленинградской и Курской АЭС.
Весьма перспективным представляется создание специальных измерительных каналов, имеющих в своем составе датчики нейтронных и теплогидравлических параметров, подобных измерительному зонду для реакторов с естественной циркуляцией [2], созданному в Курчатовском институте.
Таким образом, необходимо отметить определенный прогресс в разработке новых средств измерений в ядерных реакторах. Их широкое внедрение в проектируемых аппаратах, безусловно, повысит представительность и надежность контроля в атомной энергетике будущего. Вместе с тем, разработка новых датчиков и методов оперативного контроля некоторых параметров ядерных реакторов (температура топлива, паросодержание, распределение расходов теплоносителя по радиусу активной зоны) по-прежнему остается крайне актуальной.
ЛИТЕРАТУРА
1. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ/ / Атомная энергия. Т. 61. Вып. 5. 1986. С, 319.
2. Субботин В.И., Архипов В.В., Авдонин В.И., Цыганов А.Ю. Датчики реакторного контроля в ядерной энергетике. // Проблемы реакторной теплофизики. М.: Энергоатомиздат, 1989, с. 5-9.
3. Миттельман М.Г., Розенблюм Н.Д. Зарядовые детекторы ионизирующмх излучений. М.: Энергоатомиздат, 1982. - 77 с.
4. Митин В.И., Семченков Ю.М., Калинушкин А.Е. Развитие системы внутриреакторного контроля ВВЭР. Атомная энергия, № 5, Том 106, Май 2009, С. 278-285.
5. Архипов В.В., Кетов С.Н., Коровкин В.А., Микаэлян Л.А., Субботин В.И. Диагностика ядерных реакторов: Возможности и перспективы нейтринных методов контроля. // Известия Академии наук СССР. Энергетика и транспорт. № 6, 1990 г. с. 3-13.
6. Архипов В.В., Маслов Ю.А., Меринов И.Г., Харитонов В.В. Детектор антинейтрино как эталон измерения мощности ядерного реактора. // Естественные и технические науки, 2011, № 3, с. 435-441.
7. Радиационные методы измерения параметров ВВЭР / С.А. Агапов, В.В. Лысенко, А.И. Мусорин, С.Г. Цыпин; Под ред. С.Г. Цыпина. М.: Энергоатомиздат, 1991. - 136 с.
8. Емельянов И.Я., Юрова Л.Н., Смолин С.В. и др. Использование нейтронного датчика для определения паросодержания. // Атомная энергия. - 1977. - Т. 43, № 3. - с. 171-175.
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.