СИСТЕМА КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к системам контроля герметичности оболочек (СКГО) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) канального ядерного реактора.
Известен способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления [1], основанный на регистрации изменения параметра теплоносителя - нейтронной активности изотопа 17N (Имеется в виду интенсивность нейтронного излучения, обусловленная активностью N17), с помощью ионизационных камер деления и блоков обработки сигналов.
Недостатком данного технического решения по отношению к заявляемой полезной модели является низкая чувствительность по сравнению со штатной СКГО, а также конструктивная сложность размещения датчиков на достаточном удалении друг от друга. Известны устройства для контроля расхода теплоносителя в ядерном реакторе [2 и 3], осуществляющегося введением дополнительного оборудования в штатную СКГО и направленные на повышение надежности и безопасности ядерного реактора.
Недостатком указанных устройств, в частности, является отсутствие возможности долговременного непрерывного контроля интенсивности гамма-излучения выбранной пароводяной коммуникации (ПВК).
Известна система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов [4], которая дополнительно к штатной СКГО снабжена электрической цепочкой, подсоединенной непосредственно к выходу детектора, состоящей из усилителя, амплитудного анализатора и устройства обработки и отображения информации.
Недостатком известной системы является отсутствие возможности непрерывного контроля выбранной пароводяной коммуникации (ПВК) или одновременного контроля двух трубопроводов в противоположных рядах ПВК.
Известна система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (прототип) [5]. Данная система предназначена для обнаружения ПВК с увеличенной активностью пароводяной смеси и получения сведений о характере нарушения герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) по соотношению активности короткоживущих и долгоживущих продуктов деления, а также для оценочного технологического контроля наличия расхода теплоносителя, который основан на косвенном методе контроля содержания радиоактивного азота (N16), образующегося под действием нейтронного облучения теплоносителя вследствие (n, p) реакции O16+n0=N16+p 1. Количество N16 пропорционально количеству облученного O16, т.е. пропорционально количеству теплоносителя, прошедшему через пароводяные коммуникации или же пропорционально расходу теплоносителя через технологический канал. При наличии в канале преимущественно только паровой фазы, что имеет место при существенном снижении расхода, интенсивность гамма-излучения N16 резко падает. Конструктивно СКГО выполнена следующим образом: восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования гамма-излучения устанавливаются на тележках и с помощью системы перемещения передвигаются в восьми коробах, расположенных вдоль вертикальных рядов трубопроводов пароводяных коммуникаций топливных каналов. С каждой стороны короба расположено до 120 трубопроводов ПВК. Коллимационные отверстия направлены в противоположные стороны и разделены свинцовой перегородкой, и поэтому каждый детектор (их по 2 на каждой тележке) может контролировать по одному ряду трубопроводов. Коллимационные отверстия расположены таким образом и имеют такую конфигурацию, что при движении детектора вдоль рядов трубопроводов ПВК на кристалл одного из блоков детектирования попадают гамма-кванты только от трубопровода ПВК, против которого находится в данный момент отверстие коллиматора. Сигналы с блоков детектирования по высокочастотным кабелям попадают на сигнально-измерительную аппаратуру, которая вырабатывает сигнал пропорциональный интенсивности гамма-излучения, основным источником которого являются ядра N16, что позволяет качественно оценивать наличие расхода теплоносителя.
Недостатком прототипа является невозможность индивидуального независимого наведения блока детектирования на выбранную ПВК и обеспечения индивидуального непрерывного долговременного контроля выбранной ПВК, в виду конструктивной сдвоенности блоков детектирования.
Задачей заявляемой полезной модели является создание системы, дополнительной к штатной СКГО и обладающей возможностью индивидуального наведения дополнительных индивидуальных спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения на выбранную пароводяную коммуникацию.
Техническим результатом полезной модели, по отношению к известным из уровня техники решениям, является повышение надежности и безопасности работы ядерного реактора, обеспечение индивидуального контроля выбранной ПВК и достоверности измерений, а также непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения выбранных ПВК, расширение функциональных свойств СКГО, повышение поисковой оперативности системы контроля герметичности ТВЭЛ.
Указанный технический результат достигается следующим образом, система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, содержащая короб, внутри которого размещена движущаяся тележка, снабженная сдвоенными детекторами гамма-излучения, согласно заявляемой полезной модели, с целью повышения надежности и безопасности работы ядерного реактора, снабжена дополнительными подвижными независимо перемещающимися спектрометрическими блоками регистрации изменений гамма-излучения, размещенными внутри короба.
Также технический результат достигается тем, что с целью обеспечения индивидуального контроля выбранных пароводяных коммуникаций и достоверности измерений, система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, содержит направляющие для перемещения спектрометрических блоков регистрации изменений гамма-излучения вдоль рядов пароводяных коммуникаций, причем на каждой направляющей может размещаться один и более спектрометрических блоков регистрации изменений гамма-излучения.
Помимо этого технический результат достигается тем, что с целью, обеспечения непрерывного долгосрочного контроля интенсивности гамма-излучения пароводяной коммуникации и расширения функциональных свойств системы, в частности обеспечения ремонтопригодности, направляющие, расположенные в коробе, размещаются, преимущественно, в верхней его части, по всей его длине, с двух сторон относительно его центра.
Помимо этого технический результат достигается тем, что с целью, повышения оперативности и достоверности контроля герметичности ТВЭЛ, спектрометрические блоки регистрации изменений гамма-излучения снабжены облегченной малогабаритной защитой от фонового излучения.
Система контроля герметичности оболочек (СКГО) тепловыделяющих элементов занимает важнейшее место в системе ядерной и радиационной безопасности ядерного реактора. СКГО позволяет своевременно обнаруживать начавшуюся разгерметизацию тепловыделяющего элемента, отслеживать развитие дефекта и оперативно принимать соответствующие противоаварийные организационно-технические меры для предотвращения нештатной ситуации с потенциально возможным выбросом радионуклидов в контур циркуляции теплоносителя. СКГО является единственной системой позволяющей осуществлять контроль наличия теплоносителя в технологических каналах реактора при поломках штатных расходомеров ШАДР.
Поканальный контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов производится с помощью 16 детекторов гамма-излучения. Детекторы попарно размещены на 8 тележках в свинцовой защите, имеющей 2 противоположно направленных коллимационных отверстия, через которые каждый детектор контролирует группу из 115 шт. пароводяных коммуникаций в процессе движения тележки в коробе. Герметичность оболочек тепловыделяющих элементов контролируется детекторами гамма-излучения без отбора проб теплоносителя, периодически с циклом опроса тридцать минут или выборочно. При повышении значения гамма-излучения теплоносителя в какой-либо пароводяной коммуникации выше порога дискриминации срабатывает звуковая и световая сигнализация. Основная программа перемещения штатных детекторов гамма излучения и регистрации результатов измерений выполняется автоматически. По результатам анализа данных СКГО обслуживающий персонал АЭС принимает решение о выгрузке из реактора разгерметизировавшегося ТВЭЛ или об изменении режима работы реактора с целью снижения гамма-излучения теплоносителя. В процессе контроля для определения реальной разгерметизации ТВЭЛ или наличия фотонов газообразных осколков деления на фоне интенсивного излучения фотонов большой энергии N16, необходимо учитывать расход теплоносителя в ПВК. Это происходит следующим образом, детектор гамма-излучения, обнаруживает критичный фон ПВК, после чего в зону контроля выбранной (критичной) ПВК направляется спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения, позиционируется напротив выбранной ПВК, наводится на нее и начинает непрерывно, в режиме реального времени, регистрировать изменение интенсивности и спектрального состава гамма излучения выбранной (критичной) ПВК. Таким образом, спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения может длительно осуществлять контроль выбранной ПВК. При этом при каждом плановом проходе тележки производится автоматическое сравнение и подтверждение калибровочных характеристик спектрометрического блока регистрации изменений гамма-излучения. В случае обнаружения детектором гамма-излучения наличия изменений активности от другой ПВК, следующий спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения направляется в ее зону контроля, при этом направляющие в конструкции СКГО позволяют таким образом размещать спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения, что показания снимаются только с выбранной ПВК и регистрация изменения активности «фона» с соседней ПВК не влияет на их достоверность.
Не менее важным фактором является размещение направляющих для позиционирования на них спектрометрических блоков внутри короба СКГО, преимущественно, в верхней его части, по всей его длине, с двух сторон относительно его центра. Данное техническое решение позволяет обеспечить непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения и расширение функциональных свойств СКГО, путем совместной работы детекторов гамма-излучения и спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения.
Независимое резервирование измерительных трактов системы допускает вывод из короба в ремонтный бокс вышедших из строя спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения, для обслуживания или замены при работе реактора на мощности. Это имеет существенное значение для непрерывного контроля наличия расхода при отказах штатных расходомеров, а также для обслуживания детекторов гамма-излучения без остановки реактора, путем переключения режима работы системы на спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения.
Не менее важным при контроле герметичности ТВЭЛ является повышение поисковой оперативности системы, для этого спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения снабжены облегченной малогабаритной защитой от фонового излучения, что в значительной степени повышает скорость их перемещения по направляющей.
С учетом выше изложенного можно сделать вывод о том, что система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, заявляемая в качестве полезной модели, повышает надежность и безопасность работы ядерного реактора. Обеспечивает индивидуальный контроль выбранной ПВК и достоверность измерений, а также непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения выбранных ПВК, расширяет функциональные свойства СКГО, повышает поисковую оперативность системы контроля герметичности ТВЭЛ, следовательно, указанный технический результат полностью обеспечивается совокупностью существенных признаков полезной модели.
Список использованной литературы:
1. «Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления», патент на изобретение RU 2450377 С1, МПК: G21C 17/00, Заявка: 2011100721/07, Дата приоритета: 12.01.2011, Авторы: Борисов В.Ф., Ельшин А.В., Струков М.А., Патентообладатель: ФГУП "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU);
2. «Устройство для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора», патент на изобретение RU 2225046 С2, МПК: G21C 17/022, G21C 17/032, Заявка: 2002109450/06, Дата приоритета: 12.04.2002, Авторы: Аристов И.Н., Гурьев И.П., Данилов В.Ф., Дмитриев А.Б., Патентообладатели: ФГУП "Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" и ГУП "Научно-производственный центр "ЭЛЕГИЯ";
3. «Устройство для контроля за расходом теплоносителя в ядерном реакторе», патент на изобретение RU 2100855 C1, МПК: C21C 17/022, Заявка: 95118824/25, Дата приоритета: 03.11.1995, Авторы: Русинов В.Ф., Борисов В.Ф., Патентообладатель: Русинов Владимир Федотович;
4. «Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов» патент на полезную модель RU 55499 U1, МПК: G21C 19/10, Заявка: 2006100327/22, Дата приоритета: 10.01.2006, Авторы: Лебедев В.И., Черников О.Г., Кудрявцев К.Г., Усачев В.А., Сидоров М.Ю., Венкин В.А., Баранков А.В., Патентообладатель: ФГУП “Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях” Концерн “Росэнергоатом” (RU);
5. «Канальный энергетический реактор», авторы: Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов, Москва, Атомиздат 1980 г., с. 146-148.