RU2025800C1

RU2025800C1 - Способ контроля содержания бора-10 в теплоносителе первого контура ядерного реактора

Info

Publication number: RU2025800C1
Application number: SU914930246A
Authority: RU
Inventors: Михаил Леонидович Жемжуров; Валентин Александрович Левадный
Original assignee: Институт радиоэкологических проблем АН Республики Беларусь
Priority date: 1991-04-23
Filing date: 1991-04-23
Publication date: 1994-12-30

Abstract

Использование: в радиационно-технологическом контроле. Сущность изобретения: регистрируют плотности потоков нейтронов в двух различных диапазонах энергий (низко- и высокоэнергетичных). Определяют отношение плотностей потоков и по его уменьшению судят об увеличении содержания бора-10 в теплоносителе. Измерения проводят непосредственно на трубопроводе первого контура, работающего на мощности реактора. Метод позволяет повысить точность контроля и упростить процедуру. 1 з.п.ф-лы, 1 табл.

Description

Изобретение относится к ядерным реакторам, а именно к контролю за содержанием бора-10 в теплоносителе первого контура ядерных реакторов.

Известны химические способы контроля содержания бора (борной кислоты) в теплоносителе ядерного реактора, например хемилюминесцентный способ, заключающийся в отборе пробы теплоносителя, обработке ее люцигенином, щелочью и перекисью водорода, и измерении интенсивности хемилюминесцентного свечения, которая пропорциональна содержанию борной кислоты в пробе [1].

Недостатки данного способа следующие.

Необходимость отбора пробы теплоносителя приводит к тому, что зачастую получаются непредставительные противоречивые результаты из-за несовершенства системы пробоотбора. На результаты контроля содержания борной кислоты в пробе влияют коррозионные примеси теплоносителя, методы регулирования водного режима первого контура, радиоактивное излучение воды первого контура. Кроме того, хемилюминесцентный способ не обеспечивает необходимой экспрессности и непрерывности контроля содержания бора в теплоносителе.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому способу является нейтронно-активационный способ измерения концентрации бора-10 в теплоносителе ядерного реактора, заключающийся в облучении теплоносителя быстрыми нейтронами и регистрации нейтронов, проходящих через теплоноситель или отраженных тепловых нейтронов [2]. Нейтронно-абсорбционный способ не может быть реализован для достаточно оперативного контроля содержания бора в первом контуре при времени доставки порядка нескольких секунд, так как теплоноситель в это время представляет собой довольно мощный источник фоновых нейтронов ¹⁷N и его необходимо отводить из первого контура в байпасную линию, выдерживать в течение 2-5 мин для охлаждения, термостатирования и снижения активности ¹⁷N до приемлемой величины. Кроме того, выдержка теплоносителя обусловлена необходимостью исключить влияние фона запаздывающих нейтронов продуктов деления при их утечке из твэлов и нейтронов делящихся ядер, загрязняющих поверхности твэлов. Точность способа недостаточно высока из-за погрешности, вносимой регистрацией нейтронов, отраженных от окружающих стен и трубопроводов помещения, в котором установлен анализатор бора. Недостатком способа также является необходимость использования внешнего источника нейтронов (Pu-Be, Ra-Be, Po-Be и др.). Для обеспечения большой маневренности и безопасности реактора необходимо иметь экспрессную информацию о содержании бора (а точнее, поглощающего нейтроны изотопа бора-10) в теплоносителе с достаточно высокой точностью.

Целью изобретения является повышение точности и упрощение контроля.

Цель достигается тем, что в известном способе контроля содержания бора-10 в теплоносителе первого контура ядерного реактора, заключающемся в измерении проходящего через теплоноситель нейтронного потока, непосредственно на выходе работающего на мощности реактора регистрируют отношение плотностей потоков тепловых нейтронов с энергией до 0,6 эВ и эпитепловых нейтронов с энергией свыше 0,6 эВ и по уменьшению этого отношения судят об увеличении содержания бора-10 в теплоносителе.

Сущность предлагаемого изобретения основывается на использовании в качестве источника быстрых нейтронов нейтронного излучения изотопа ¹⁷N, образующегося в водном теплоносителе путем активации ¹⁷О, в самом теплоносителе работающего реактора. Эксперименты и расчеты показывают, что его объемная мощность для реактора ВВЭР-1000 при работе на номинальной мощности достаточно велика и составляет 10³-10⁴ см^-3 с^-1. Физическая сущность способа состоит в том, что соотношение между плотностями потоков нейтронов низких и высоких энергий в водородсодержащей среде существенно зависит от концентрации сильных поглотителей тепловых нейтронов (¹⁰В) в данной среде из-за сильного селективного поглощения медленных нейтронов. Расчетно-экспериментальные исследования показывают, что при реально реализуемом в практике эксплуатации реакторов ВВЭП диапазоне концентрации борной кислоты 0-15 г/л функция пропускания борированной водой нейтронов достигает значений, близких к единице, при энергиях нейтронов 0,6 эВ и выше, т.е. заметная фильтрация медленных нейтронов в среде борированной воды происходит только при энергиях ниже 0,6 эВ. Это приводит к тому, что отношение плотностей потоков низко- и высокоэнергетичных нейтронов наиболее сильно зависит от концентрации борной кислоты в теплоносителе, если измерять отношение плотности потока тепловых нейтронов с энергией до 0,6 эВ к плотности потока эпитепловых нейтронов с энергией свыше 0,6 эВ. Практически просто осуществить данный способ по измерению отношения скорости счета 1/v - нейтронных детекторов в кадмиевом экране. Граничная энергия поглощения для плоского кадмиевого фильтра, равная 0,6 эВ, достигается при толщине фильтра ≈ 2 мм. Возможность использовать для контроля метод кадмиевого отношения (или иной экран) позволяет использовать для измерений единственный детектор.

Для определения зависимости кадмиевого отношения при толщине фильтра 2 мм от концентрации ¹⁰В в теплоносителе первого контура реактора ВВЭР авторами были проведены нейтронно-физические расчеты в 10-групповом диффузионном приближении с использованием в расчетной модели в качестве источника нейтронов ¹⁷N с энергетическим спектром испускаемых нейтронов Е_n = 0,407 МэВ - 39,2% ; Е_n = 1,234 МэВ - 48%; Е = 1,794 МэВ - 7,8%. Ниже приведены рассчитанные значения отношения кадмиевого отношения при граничной энергии 0,6 эВ R 0,6 эВ, значение плотности потока нейтронов с энергией свыше 0,6 эВ Φ > 0,6 эВ и доли захвата на ¹⁰В нейтронов с энергией > 0,6 эВ ε в зависимости от концентрации борной кислоты в воде.

Как видно из таблицы, отношение R 0,6 эВ значительно зависит от концентрации бора-10 (борной кислоты). Зависимость нелинейна из-за наличия "насыщения" при больших концентрациях бора. Плотность потока нейтронов с энергией свыше 0,6 эВ практически не изменяется, так как замедляющая способность среды нечувствительна к содержанию бора. Доля захвата нейтронов на ¹⁰В в области > 0,6 эВ не выше 5% и растет с увеличением концентрации борной кислоты. Реализация способа может быть осуществлена детектором нейтронов с кадмиевой заслонкой.

Регистрация отношений плотностей потоков тепловых и быстрых нейтронов осуществляется непосредственно на трубопроводе первого контура, работающего на мощности реактора без использования при этом нейтронного источника. Так как период полураспада ¹⁷N составляет 4,174 с, регистрацию нейтронных потоков лучше производить на выходе из реактора, где активность объемного источника, а соответственно и точность измерений, наиболее высока, хотя в принципе, так как время цикла движения теплоносителя по первому контуру ВВЭР составляет ≈ 20 с, за которое интенсивность излучения нейтронов снижается только в ≈ 25 раз, детекторы тепловых и быстрых нейтронов могут устанавливаться на любом участке главного трубопровода первого контура.

В качестве примера использования предложенного способа рассмотрим его применение для контроля за содержанием бора в теплоносителе ВВЭР. На одной из петель главного контура непосредственно на трубопроводе устанавливается детектор СНМ-11,16,18, снабженный поворотным кадмиевым экраном толщиной 2 мм с окнами. При работе реактора на мощности периодически в течение 10-30 с экранированным детектором измеряют плотность потоков нейтронов, после чего определяют отношение этих плотностей и по предварительно рассчитанной или измеренной калибровочной зависимости определяют соотношение бора-10 (бора, борной кислоты) в теплоносителе.

Сравнение с прототипом показывает, что предложенный способ имеет следующие преимущества. Во-первых, точность его по крайней мере в два раза выше из-за более резкой зависимости измеряемого отношения от концентрации борной кислоты в теплоносителе. Во-вторых, он проще в реализации, так как отпадает необходимость использования внешнего источника нейтронов и организации байпасной линии отвода теплоносителя при реализации способа. Кроме того, способ в отличие от прототипа безынерционен.

Применение предложенного способа контроля содержания бора-10 в теплоносителе ядерного реактора обеспечит повышение ядерной безопасности за счет оперативного и точного контроля бора в теплоносителе и снижение дозовых затрат персонала АЭС за счет исключения применения мощных посторонних источников нейтронов. Технико-экономическую эффективность предлагаемого изобретения можно определить как экономию за счет повышения безопасности АЭС и улучшения маневренности энергоблоков.

Claims

1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ БОРА-10 В ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в измерении проходящего через теплоноситель нейтронного потока, отличающийся тем, что, с целью повышения точности и упрощения контроля, измерения проводят непосредственно на трубопроводе первого контура, работающего на мощности реактора, причем регистрируют плотности потоков тепловых нейтронов с энергией до 0,6 эВ и эпитепловых нейтронов с энергией свыше 0,6 эВ, определяют их отношение и по уменьшению этого отношения судят об увеличении содержания бора-10 в теплоносителе.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что измерения проводят на выходе из реактора.