RU2167457C2 - Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor - Google Patents

Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2167457C2
RU2167457C2 RU99102385/06A RU99102385A RU2167457C2 RU 2167457 C2 RU2167457 C2 RU 2167457C2 RU 99102385/06 A RU99102385/06 A RU 99102385/06A RU 99102385 A RU99102385 A RU 99102385A RU 2167457 C2 RU2167457 C2 RU 2167457C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
collector
emitter
isotope
beta particles
Prior art date
Application number
RU99102385/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
В.В. Постников
Original Assignee
Постников Виктор Викторович
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Постников Виктор Викторович filed Critical Постников Виктор Викторович
Priority to RU99102385/06A priority Critical patent/RU2167457C2/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2167457C2 publication Critical patent/RU2167457C2/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; coolant monitoring inside and outside reactor core. SUBSTANCE: in order to prevent development of emergency situations due to lack of information on coolant condition during reactor shutdown, collector and emitter are placed in coolant layer. Emitter has source long-living radioactive strontium-90 isotope resulting from nuclear reactions and transformed in radioactive decay into daughter short-living yttrium-90 isotope that emits high-energy beta particles; upon passing through coolant layer the latter are accumulated on collector. Current produced in the process runs from collector to normalizing transducer and further on to computer wherein liquid steam quality is computed using known calibration characteristic. EFFECT: improved precision due to elimination of external or gamma radiation impacts. 4 dwg, 1 tbl

Description

Изобретение относится к атомной технике, а точнее - к контролю или диагностике параметров ядерной энергетической установки. The invention relates to nuclear technology, and more specifically to the monitoring or diagnosis of the parameters of a nuclear power plant.

Для нормальной эксплуатации ядерных реакторов необходим контроль паросодержания теплоносителя. Среди методов, которые используются для контроля паросодержания теплоносителя, все большее значение приобретают способы контроля с помощью различных видов излучения. For normal operation of nuclear reactors, it is necessary to control the vapor content of the coolant. Among the methods that are used to control the vapor content of the coolant, control methods using various types of radiation are becoming increasingly important.

Известный метод контроля паросодержания теплоносителя по интенсивности гамма-излучения теплоносителя описан в работе А.М.Грязнова и др. "Контроль паросодержания в пароводяных коммуникациях реактора по показаниям детекторов системы КГО", в сборнике "Атомные электрические станции", Москва, "Энергоиздат", 1981 г. Для определения паросодержания теплоносителя в технологических каналах реактора РБМК теплоноситель пропускают через активную зону ядерного реактора, где он активируется в потоке нейтронов, при этом ядра кислорода-16 (16O) переходят в радиоактивные ядра азота-16 (16N), которые распадаются с испусканием гамма-квантов, затем после того, как теплоноситель наактивируется и выйдет из активной зоны в трубопровод, отводящий теплоноситель от технологического канала, анализируют поток гамма- квантов, испускаемых теплоносителем, величину сигнала. С помощью гамма-спектрометрического детектора, установленного на трубопроводе, выделяют гамма-кванты, испускаемые азотом-16, подсчитывают количество этих гамма-квантов, а затем по количеству зарегистрированных гамма-квантов рассчитывают величину паросодержания.The well-known method for controlling the vapor content of the coolant by the intensity of gamma radiation of the coolant is described in the work of A.M. Gryaznova et al. "Control of the steam content in steam-water communications of the reactor according to the readings of the KGO system detectors", in the collection "Nuclear Power Plants", Moscow, "Energoizdat", 1981 To determine the vapor content of the coolant in the technological channels of the RBMK reactor, the coolant is passed through the active zone of the nuclear reactor, where it is activated in the neutron flux, while the oxygen-16 ( 16 O) nuclei go into radioactive nuclei of nitrogen-16 ( 16 N), which decay with the emission of gamma rays, then after the coolant is inactivated and leaves the core in the pipeline that takes the coolant away from the process channel, the flow of gamma rays emitted by the coolant is analyzed, signal size . Using a gamma spectrometric detector mounted on the pipeline, gamma quanta emitted by nitrogen-16 are extracted, the number of these gamma quanta is calculated, and then the vapor content is calculated from the number of registered gamma quanta.

Первым существенным недостатком такого способа контроля паросодержания теплоносителя является то, что он не позволяет измерять паросодержание в активной зоне ядерного реактора, то есть непосредственно в месте кипения теплоносителя, из-за мощного гамма-излучения активной зоны и невозможности проводить в этих условиях анализ спектра гамма-квантов. Это резко снижает эффективность такого способа контроля для повышения безопасности ядерного реактора. The first significant drawback of this method of controlling the coolant vapor content is that it does not allow measuring the vapor content in the core of the nuclear reactor, i.e., directly at the boiling point of the coolant, due to the powerful gamma radiation of the active zone and the inability to analyze the gamma quanta. This dramatically reduces the effectiveness of such a control method to increase the safety of a nuclear reactor.

Вторым существенным недостатком этого способа контроля является то, что он требует облучения теплоносителя мощным потоком нейтронов, характерным для рабочих режимов активной зоны (плотность потока нейтронов должна быть не менее 1010 см-2с-1). Это требование сужает область применения этого способа контроля и делает невозможным определение паросодержания теплоносителя при пусках и остановках реактора, когда потоки нейтронов значительно меньше.The second significant drawback of this control method is that it requires the coolant to be irradiated with a powerful neutron flux, which is typical for the operating regimes of the core (neutron flux density should be at least 10 10 cm -2 s -1 ). This requirement narrows the scope of this control method and makes it impossible to determine the vapor content of the coolant when starting and stopping the reactor, when the neutron flux is much smaller.

Кроме того, такой способ контроля паросодержания не учитывает изменения плотности теплоносителя из-за изменения его теплофизических свойств и поэтому имеет низкую точность определения паросодержания. In addition, this method of controlling the vapor content does not take into account changes in the density of the coolant due to changes in its thermophysical properties and therefore has a low accuracy in determining the vapor content.

Первый недостаток такого способа контроля устранен в способе контроля паросодержания теплоносителя, описанном в авторском свидетельстве РФ N 1831169, кл. G 21 С 17/00, 1989, который по технической сути и достигаемому результату ближе всего к предполагаемому изобретению. Этот способ контроля паросодержания теплоносителя основан на просвечивании слоя теплоносителя бета-частицами и заключается в том, что в активную зону реактора помещают эмиттер, содержащий стабильный изотоп, такой, например, как родий-103 (103Rh), который при активации под действием нейтронного излучения может превращаться в бета-активный изотоп, испускающий высокоэнергетичные бета-частицы (с энергией более 2 МэВ), и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, затем облучают эмиттер высокоэнергетическими нейтронами, измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, испускаемыми эмиттером и проходящими через слой теплоносителя, и определяют спектральную плотность и среднее значение сигнала. При появлении пузырьков пара изменяется плотность теплоносителя и уменьшается доля поглощенных в теплоносителе бета-частиц, что приводит к изменению силы тока и спектральной плотности сигнала.The first drawback of this control method is eliminated in the method for controlling the vapor content of the coolant described in the copyright certificate of the Russian Federation N 1831169, class. G 21 C 17/00, 1989, which in technical essence and the achieved result is closest to the alleged invention. This method of controlling the vapor content of the coolant is based on the transmission of the coolant layer with beta particles and consists in placing an emitter containing a stable isotope, such as rhodium-103 ( 103 Rh), which, when activated by neutron radiation, is placed in the reactor core can turn into a beta-active isotope emitting high-energy beta particles (with an energy of more than 2 MeV), and the collector, separated by a coolant layer, then irradiate the emitter with high-energy neutrons, measure electric collector current caused by beta particles emitted by the emitter and passing through the coolant layer, and determine the spectral density and average signal value. When vapor bubbles appear, the density of the coolant changes and the fraction of beta particles absorbed in the coolant decreases, which leads to a change in the current strength and spectral density of the signal.

Для повышения точности определения паросодержания одновременно измеряют ток компенсации, образованный бета-частицами, полученными при облучении потоком нейтронов второго эмиттера с такими же нейтронно-физическими свойствами, которые собираются на коллекторе, отделенном от этого эмиттера слоем вещества с постоянным коэффициентом поглощения бета-частиц. Ток компенсации используют для коррекции тока первого эмиттера и уменьшения влияния на измерения таких факторов, как изменение плотности потока нейтронов и выгорание эмиттера. To increase the accuracy of determining the vapor content, the compensation current formed by beta particles obtained by irradiation with a neutron flux of a second emitter with the same neutron-physical properties, which are collected on a collector separated from this emitter by a layer of a substance with a constant absorption coefficient of beta particles, is simultaneously measured. Compensation current is used to correct the current of the first emitter and reduce the influence on the measurement of factors such as changes in the neutron flux density and burnout of the emitter.

Основным существенным недостатком такого способа контроля является то, что для получения высокоэнергетичных бета-частиц требуется непрерывное облучение эмиттера нейтронами. Указанный недостаток значительно сужает область применения этого способа контроля и делает невозможным определение паросодержания теплоносителя в активной зоне при пусках и остановках реактора или определение паросодержания теплоносителя вне активной зоны. The main significant disadvantage of this control method is that to obtain high-energy beta particles, continuous irradiation of the emitter with neutrons is required. This drawback significantly narrows the scope of this control method and makes it impossible to determine the vapor content of the coolant in the active zone during start-ups and shutdowns of the reactor or to determine the vapor content of the coolant outside the active zone.

Задачей предлагаемого технического решения является осуществление контроля паросодержания теплоносителя с помощью высокоэнергетичных бета-частиц в отсутствие нейтронного или гамма излучения,
Техническим результатом предлагаемого решения является:
1) осуществление непрерывного контроля теплоносителя при любом состоянии активной зоны, в том числе при пусках и остановках реактора;
2) осуществление непрерывного контроля теплоносителя в любой части ядерной энергетической установки вне активной зоны;
3) предотвращение возможности возникновения и развития аварийной ситуации в ядерной энергетической установке из-за потери информации о состоянии теплоносителя при остановке реактора;
4) расширение области применения технического решения за пределы ядерной энергетики;
5) повышение точности контроля за счет исключения влияния внешнего нейтронного или гамма-излучения на результаты измерений.The objective of the proposed technical solution is to control the vapor content of the coolant using high-energy beta particles in the absence of neutron or gamma radiation,
The technical result of the proposed solution is:
1) continuous monitoring of the coolant in any state of the core, including during start-ups and shutdowns of the reactor;
2) continuous monitoring of the coolant in any part of the nuclear power plant outside the core;
3) preventing the possibility of the occurrence and development of an emergency in a nuclear power plant due to loss of information about the state of the coolant when the reactor is stopped;
4) expanding the scope of application of technical solutions beyond nuclear energy;
5) improving the accuracy of control by eliminating the influence of external neutron or gamma radiation on the measurement results.

Указанный результат достигается тем, что в известном способе контроля паросодержания теплоносителя ядерного реактора, при котором в теплоноситель помещают эмиттер и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, и измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, в эмиттер вводят предварительно полученный в результате ядерных реакций исходный долгоживущий радиоактивный изотоп, который при радиоактивном распаде переходит в дочерний короткоживущий изотоп, генерирующий при своем радиоактивном распаде высокоэнергетичные бета-частицы, которые проходят через слой теплоносителя и собираются на коллекторе, и по известной градуировочной зависимости тока коллектора от плотности жидкости определяют паросодержание теплоносителя. This result is achieved by the fact that in the known method for controlling the vapor content of the coolant of a nuclear reactor, in which an emitter and a collector separated by a coolant layer are placed in the coolant and the collector electric current caused by beta particles is measured, the initial long-lived initial result of nuclear reactions is introduced into the emitter a radioactive isotope, which during radioactive decay passes into a daughter short-lived isotope that generates high-energy during its radioactive decay beta particles that pass through the coolant layer and collect on the collector, and the vapor content of the coolant is determined by the known calibration dependence of the collector current on the liquid density.

Сопоставительный анализ заявляемого способа с прототипом выявил следующие отличительные существенные признаки:
- в заявляемом способе получение высокоэнергетичных бета-частиц, необходимых для выполнения контроля, осуществляют не за счет облучения эмиттера нейтронами в момент выполнения контроля, как в прототипе, а за счет введения в эмиттер исходного долгоживущего радиоактивного изотопа, предварительно полученного в результате ядерных реакций;
- в предлагаемом способе высокоэнергетичные бета-частицы получают в результате двухэтапного радиоактивного превращения: исходного долгоживущего радиоактивного изотопа, который обеспечивает возможность длительной работы, но не может генерировать высокоэнергетичные бета-частицы (поскольку долгоживущие изотопы излучают низкоэнергетичные бета-частицы): сначала этот изотоп превращается в дочерний короткоживущий изотоп, а затем уже короткоживущий изотоп распадается, испуская высокоэнергетичные бета-частицы;
- в заявленном способе используются высокоэнергетичные бета- частицы, проходят через слой теплоносителя и собираются на коллекторе;
- в заявляемом способе паросодержание теплоносителя определяют по известной градуировочной зависимости тока от плотности жидкости.A comparative analysis of the proposed method with the prototype revealed the following distinctive essential features:
- in the inventive method, the production of high-energy beta particles necessary to perform the control is carried out not by irradiating the emitter with neutrons at the time of control, as in the prototype, but by introducing into the emitter the initial long-lived radioactive isotope previously obtained as a result of nuclear reactions;
- in the proposed method, high-energy beta particles are obtained as a result of a two-stage radioactive conversion: the initial long-lived radioactive isotope, which provides the possibility of long-term operation, but cannot generate high-energy beta particles (since long-lived isotopes emit low-energy beta particles): first, this isotope turns into a daughter short-lived isotope, and then a short-lived isotope decays, emitting high-energy beta particles;
- in the claimed method uses high-energy beta particles, pass through a layer of coolant and are collected on a collector;
- in the inventive method, the vapor content of the coolant is determined by the known calibration dependence of the current on the density of the liquid.

Анализ предлагаемого способа на соответствие критерию новизны показал, что такой совокупности отличительных признаков в известных технических решениях не имеется,
В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными придают совокупности новое свойство - возможность контролировать паросодержание жидкости с помощью высокоэнергетичных бета-частиц независимо от наличия или отсутствия нейтронного или гамма-излучения.Analysis of the proposed method for compliance with the novelty criterion showed that such a combination of distinctive features in the known technical solutions is not available,
In the claimed combination, the distinguishing features together with the known ones give the combination a new property - the ability to control the vapor content of the liquid using high-energy beta particles, regardless of the presence or absence of neutron or gamma radiation.

Это значительно расширяет пространственные и временные рамки, а также сферу применения заявляемого способа контроля. This greatly expands the spatial and temporal framework, as well as the scope of the proposed method of control.

Кроме того, в заявляемой совокупности усилено другое свойство, важное для контроля паросодержания теплоносителя: повышена точность измерений за счет исключения влияния внешнего нейтронного или гамма-излучения на результаты измерений, а также за счет использования высокоэнергетичных бета-частиц, благодаря чему увеличивается толщина просвечиваемого этими частицами слоя теплоносителя. In addition, in the claimed combination reinforced another property important for controlling the vapor content of the coolant: improved measurement accuracy by eliminating the influence of external neutron or gamma radiation on the measurement results, as well as through the use of high-energy beta particles, thereby increasing the thickness of the particles transmitted through these particles coolant layer.

Отличительные существенные признаки в совокупности с известными из прототипа обеспечивают достижение цели - контроль паросодержания теплоносителя с помощью высокоэнергетичных бета-частиц в отсутствии нейтронного или гамма-излучения и повышение точности контроля. Distinctive essential features in conjunction with the known from the prototype ensure the achievement of the goal - control of the vapor content of the coolant using high-energy beta particles in the absence of neutron or gamma radiation and increase the accuracy of control.

Кроме того, достигается еще одна цель - возможность измерения уровня жидкости в сосуде, если жидкость холодная и находится в однофазном состоянии, или, в случае нагретой жидкости, обеспечена сепарация паровой фазы. In addition, another goal is achieved - the ability to measure the liquid level in the vessel if the liquid is cold and in a single-phase state, or, in the case of a heated liquid, vapor phase separation is ensured.

Техническое решение, характеризуемое отличительными от прототипа существенными признаками, является принципиально новым и не следует явным образом из известного уровня техники. The technical solution, characterized by significant features distinguishing from the prototype, is fundamentally new and does not follow explicitly from the prior art.

Все это свидетельствует о соответствии предлагаемого технического решения критериям новизны изобретения и изобретательского уровня. All this indicates the compliance of the proposed technical solution with the criteria of the novelty of the invention and inventive step.

Проверка заявляемого способа на техническую применимость показала, что его реализация достигается средствами, соответствующими известному уровню техники. Testing of the proposed method for technical applicability showed that its implementation is achieved by means corresponding to the prior art.

Оценка экономической эффективности предлагаемого способа контроля показала, что:
он значительно превосходит прототип по такому показателю, как срок службы (у эмиттера, содержащего родий-103, этот срок не превышает 2-3 лет, а у эмиттеров, содержащих исходный долгоживущий изотоп, например, стронций-90, может быть доведен до 30 лет и более, то есть рассчитан на весь срок службы реактора);
этот способ позволяет контролировать не только активную зону ЯР, но и прочее оборудование АЭУ;
превосходит прототип по простоте реализации и точности измерений.Evaluation of the economic efficiency of the proposed control method showed that:
it significantly exceeds the prototype in such an indicator as service life (for an emitter containing rhodium-103, this period does not exceed 2-3 years, and for emitters containing an initial long-lived isotope, for example, strontium-90, it can be brought up to 30 years and more, that is, designed for the entire life of the reactor);
this method allows you to control not only the active zone of the nuclear weapon, but also other equipment of the nuclear power plant;
superior to the prototype in terms of ease of implementation and accuracy.

Предложенное техническое решение иллюстрируется таблицей 1 и фиг. 1 - 4. The proposed technical solution is illustrated in table 1 and FIG. 14.

В таблице 1 представлены данные по исходным долгоживущим радиоактивным изотопам и дочерним короткоживущим изотопам, на основании которых осуществляется выбор изотопа для установки в эмиттер. Table 1 presents data on the initial long-lived radioactive isotopes and daughter short-lived isotopes, on the basis of which the isotope is selected for installation in the emitter.

На фиг. 1 приведена схема цепочки радиоактивного распада одного из наиболее перспективных изотопов (стронция-90), иллюстрирующая получение бета-частиц в предлагаемом способе контроля. В схеме приняты следующие обозначения: верхний индекс после названия элемента обозначает атомный вес, нижний индекс перед названием - атомный номер; 1, 2 и 3 - основное состояние ядра; 4 - уровень энергии ядра, возбуждающегося при радиоактивном превращении; β- - тип излучаемой частицы; последующие цифры - энергия бета-перехода, кэВ, и доля бета-распадов, %.In FIG. 1 is a diagram of a chain of radioactive decay of one of the most promising isotopes (strontium-90), illustrating the production of beta particles in the proposed control method. The following notation is used in the scheme: the superscript after the element name indicates the atomic weight, the subscript before the name is the atomic number; 1, 2 and 3 - the ground state of the nucleus; 4 - energy level of a nucleus excited during a radioactive transformation; β - - type of emitted particle; the following figures are the beta transition energy, keV, and the fraction of beta decays,%.

На фиг. 2 приведена структурная схема устройства, реализующего предлагаемый способ контроля паросодержания. При этом приняты следующие условные обозначения: 5 - эмиттер; 6 - коллектор; 7 - оболочка коллектора; 8 - теплоноситель, или другая жидкость, параметры которой контролируются; 9 - нормирующий преобразователь; 10 - вычислительное устройство. In FIG. 2 shows a structural diagram of a device that implements the proposed method for controlling steam content. The following conventions were adopted: 5 - emitter; 6 - collector; 7 - collector shell; 8 - coolant, or other liquid, the parameters of which are controlled; 9 - normalizing converter; 10 is a computing device.

Если теплофизические параметры контролируемой среды (температура и давление) меняются в широких пределах, следует учитывать влияние изменения температуры и давления на плотность паровой и жидкой фазы. Пример структурной схемы устройства, учитывающего эти изменения, показан на фиг.3. При этом приняты следующие условные обозначения: 11 - измеритель температуры; 12 - измеритель давления; 13 - анализатор фазового состояния; 14 - корректор. If the thermophysical parameters of the controlled medium (temperature and pressure) vary widely, the effect of changes in temperature and pressure on the density of the vapor and liquid phases should be taken into account. An example of a structural diagram of a device that takes these changes into account is shown in FIG. The following conventions are used: 11 - temperature meter; 12 - pressure meter; 13 - phase state analyzer; 14 - corrector.

На фиг. 4 дан пример исполнения детектора контролирующего устройства. При этом приняты следующие условные обозначения: 15 - корпус детектора; 16 - герметичная трубка; 17 - капсула с радиоактивным изотопом; 18 - обойма; 19 - изоляция; 20 - наружная оболочка коллектора; 21 - переходник; 22 - кабель; 23 - центральная жила кабеля; 24 - концевая втулка. In FIG. 4 shows an example of a detector of a monitoring device. The following conventions are adopted: 15 - detector housing; 16 - sealed tube; 17 - capsule with a radioactive isotope; 18 - clip; 19 - isolation; 20 - outer shell of the collector; 21 - adapter; 22 - cable; 23 - the central core of the cable; 24 - end sleeve.

При выборе исходных изотопов, с помощью которых можно осуществлять контроль паросодержания, следует руководствоваться данными таблицы 1, где приведены характеристики возможных перспективных пар радиоактивных изотопов, которые на последней стадии ядерных превращений могут являться источниками высокоэнергетичных бета-частиц. Каждая пара представляет собой исходный долгоживущий изотоп, полученный в результате переработки ядерного топлива и затем введенный в эмиттер, и дочерний короткоживущий изотоп, образующийся в эмиттере и генерирующий при своем распаде бета-частицы. В таблице 1 указаны следующие пары изотопов: кремний-32 - фосфор-32 (32Si-32P); стронций-90 - иттрий-90 (90Sr-90Y); рутений-106 - родий-106 (106Ru-106Rh); церий-144 - празеодим-144 (144Ce-144Pr). В таблице 1 для каждого изотопа указаны: периоды полураспада (T1/2), тип радиоактивного распада (β-, γ) и энергия бета-перехода

Figure 00000002

Точность контроля паросодержания зависит от энергии бета-частиц: чем выше эта энергия, тем больший слой жидкости можно "просвечивать", и тем больше будет точность контроля. Исходя из требуемой практикой точности, следует считать пригодными для контроля бета-частицы с энергией не менее 1,5-2 МэВ.When choosing the initial isotopes with which it is possible to control the vapor content, one should be guided by the data in Table 1, which shows the characteristics of possible promising pairs of radioactive isotopes, which at the last stage of nuclear transformations can be sources of high-energy beta particles. Each pair is an initial long-lived isotope obtained by processing nuclear fuel and then introduced into the emitter, and a daughter short-lived isotope formed in the emitter and generating beta particles during its decay. Table 1 shows the following pairs of isotopes: silicon-32 - phosphorus-32 ( 32 Si- 32 P); strontium-90 - yttrium-90 ( 90 Sr- 90 Y); ruthenium-106 - rhodium-106 ( 106 Ru- 106 Rh); cerium-144 - praseodymium-144 ( 144 Ce- 144 Pr). Table 1 for each isotope indicates: half-lives (T 1/2 ), type of radioactive decay (β - , γ) and beta transition energy
Figure 00000002

The accuracy of the vapor control depends on the energy of beta particles: the higher this energy, the larger the layer of liquid that can be "shone through", and the greater the accuracy of the control. Based on the accuracy required by practice, it should be considered suitable for control of a beta particle with an energy of at least 1.5-2 MeV.

Из таблицы 1 видно, что наиболее высокоэнергетичные бета-частицы дают дочерние изотопы из пар: рутений-106 - родий-106 и церий-144 - празеодим-144. Однако желаемый для основного оборудования и аппаратуры ядерной энергетической установки срок службы (не менее 30 лет) может быть получен только от пар изотопов: стронций-90 - иттрий-90 и кремний-32 - фосфор-32. Однако в то время, как радиоактивный изотоп 90Sr может быть легко получен из отработанного ядерного топлива, радиоактивный изотоп 32Si образуется при взаимодействии космического излучения с аргоном воздуха и поэтому довольно дорог. При делении 235U выход 90Sr составляет 5,77% (см. "Радиоактивные вещества", справочник, Ленинград, "Химия", 1990 г). Благодаря медленному распаду относительное содержание 90Sr в отработанном топливе через 3 месяца увеличивается до 13% (по суммарной активности).Table 1 shows that the highest-energy beta particles produce daughter isotopes from pairs: ruthenium-106 - rhodium-106 and cerium-144 - praseodymium-144. However, the service life (at least 30 years) desired for the main equipment and equipment of a nuclear power plant can be obtained only from pairs of isotopes: strontium-90 - yttrium-90 and silicon-32 - phosphorus-32. However, while the 90 Sr radioactive isotope can be easily obtained from spent nuclear fuel, the 32 Si radioactive isotope is formed by the interaction of cosmic radiation with air argon and is therefore quite expensive. When dividing 235 U, the yield of 90 Sr is 5.77% (see Radioactive Substances, Handbook, Leningrad, Chemistry, 1990). Due to the slow decay, the relative content of 90 Sr in the spent fuel after 3 months increases to 13% (in total activity).

Как видно из фиг. 1, ядро стронция-90, испуская бета-частицу с энергией 535 кэВ, переходит из основного состояния 1 в основное состояние 2, а стронций-90 превращается в иттрий-90. В дальнейшем ядро иттрия-90, испуская бета-частицу, переходит из основного состояния 2 в основное состояние 3 и превращается в стабильный изотоп цирконий-90. Большая часть испускаемых при этом превращении бета-частиц (99,98%) получает энергию 2260 кэВ и пригодна для контроля состояния теплоносителя. As can be seen from FIG. 1, the strontium-90 nucleus, emitting a beta particle with an energy of 535 keV, passes from the ground state 1 to the ground state 2, and strontium-90 turns into yttrium-90. Subsequently, the yttrium-90 core, emitting a beta particle, passes from the ground state 2 to the ground state 3 and turns into the stable zirconium-90 isotope. Most of the beta particles emitted during this conversion (99.98%) receive an energy of 2260 keV and are suitable for monitoring the state of the coolant.

Стронций-90 получают из отработанного ядерного топлива известным способом (см., например, З.Петерсон, Р.Уаймер. "Химия в ядерной технологии", Атомиздат, Москва, 1967). Затем металлический стронций известным способом, например, сжиганием в чистом кислороде, превращают в порошкообразный оксид стронция, который затем помещают в герметичную оболочку эмиттера. Strontium-90 is obtained from spent nuclear fuel in a known manner (see, for example, Z. Peterson, R. Wymer. "Chemistry in Nuclear Technology", Atomizdat, Moscow, 1967). Then, metallic strontium is known in a known manner, for example, by burning in pure oxygen, into powdered strontium oxide, which is then placed in an airtight shell of the emitter.

Для контроля паросодержания теплоносителя (или другой жидкости) эмиттер 5 (см. фиг. 2), содержащий стронций-90, и коллектор 6 помещают в теплоноситель так, чтобы их разделял слой теплоносителя 8. Стронций-90 постепенно превращается в иттрий-90, который испускает высокоэнергетические бета-частицы. Эти частицы проходят через слой теплоносителя 8 и В этом вычислительном устройстве по заложенной в него градуировочной характеристике зависимости тока от паросодержания вычисляются паросодержание жидкости и плотность жидкой фазы. To control the vapor content of the coolant (or other liquid), the emitter 5 (see Fig. 2) containing strontium-90, and the collector 6 are placed in the coolant so that they are separated by a layer of coolant 8. Strontium-90 gradually turns into yttrium-90, which emits high energy beta particles. These particles pass through the coolant layer 8 and In this computing device, the vapor content of the liquid and the density of the liquid phase are calculated using the calibration characteristic of the dependence of the current on the vapor content in it.

Для того чтобы учесть влияние изменения температуры и давления на плотность жидкой фазы, дополнительно с помощью измерителя температуры 11 (см. фиг. 3) и измерителя давления 12 определяются теплофизические параметры жидкости, затем сигналы с измерителей 11 и 12 поступают в анализатор фазового состояния 13, где по таблицам теплофизических свойств определяются ее фазовое состояние и плотность жидкой фазы. Далее сигнал с анализатора фазового состояния 13 поступает в корректор 14. В этот же корректор приходит сигнал с вычислительного устройства 10, которое по описанному выше алгоритму определяет паросодержание жидкости. В корректоре 14 вычисленное значение плотности жидкости и измеренное значение жидкой фазы сравниваются между собой, измеренное значение жидкой фазы корректируется и определяется истинное паросодержание. In order to take into account the effect of changes in temperature and pressure on the density of the liquid phase, additionally, using the temperature meter 11 (see Fig. 3) and pressure meter 12, the thermophysical parameters of the liquid are determined, then the signals from the meters 11 and 12 enter the phase state analyzer 13, where, according to the tables of thermophysical properties, its phase state and density of the liquid phase are determined. Next, the signal from the phase state analyzer 13 enters the corrector 14. The signal from the computing device 10, which, according to the above-described algorithm, determines the vapor content of the liquid, comes to the same corrector. In corrector 14, the calculated value of the liquid density and the measured value of the liquid phase are compared with each other, the measured value of the liquid phase is corrected and the true vapor content is determined.

Если контролируемая среда находится в однофазном состоянии или обеспечена сепарация пара от жидкости, то по величине тока коллектора можно определять уровень жидкости. Для этого в вычислительное устройство 10 закладывается градуировочная характеристика зависимости тока коллектора от уровня жидкости. If the controlled medium is in a single-phase state or steam is separated from the liquid, then the liquid level can be determined by the value of the collector current. For this, a calibration characteristic of the dependence of the collector current on the liquid level is laid in the computing device 10.

Детектор контролирующего устройства работает следующим образом (см. фиг. 4). Эмиттер 5 состоит из набора капсул (герметичных трубок) 16, сделанных из металла, например, из нержавеющей стали и заполненных порошком окиси радиоактивного изотопа 17, например, оксидом стронция-90. Эти трубки укреплены в обойме 18, установленной внутри кольцевого корпуса 15. Стронций-90 превращается в иттрий-90, который, распадаясь, испускает высокоэнергетичные бета-частицы. Эти бета-частицы проходят через слой теплоносителя (или другой жидкости) 8, который протекает по кольцевому зазору между корпусом 15, обоймой 18 и герметичной наружной оболочкой коллектора 20, и собираются на коллекторе 6, окруженном слоем изоляции 19 из порошкообразной окиси магния. Вход и выход теплоносителя 8 в кольцевой зазор осуществляются через окна, прорезанные в концевых втулках 24 и обойме 18. Коллектор 6 через переходник 21 соединяется с центральной жилой 23 коаксиального кабеля 22 в металлической оболочке с минеральной изоляцией, например, типа КНМС, а наружная оболочка коллектора 20 соединяется с металлической оболочкой кабеля. Ток, вызванный в коллекторе попавшими на него бета-частицами, по коаксиальному кабелю 22 передается во вторичную аппаратуру и поступает на нормирующий преобразователь 9. The detector of the monitoring device operates as follows (see Fig. 4). The emitter 5 consists of a set of capsules (sealed tubes) 16 made of metal, for example, stainless steel and filled with a powder of radioactive isotope oxide 17, for example, strontium-90 oxide. These tubes are fixed in a ferrule 18, mounted inside the annular body 15. Strontium-90 turns into yttrium-90, which, decaying, emits high-energy beta particles. These beta particles pass through a layer of coolant (or other liquid) 8, which flows along an annular gap between the housing 15, the cage 18, and the sealed outer shell of the collector 20, and collect on the collector 6, surrounded by a layer of magnesium oxide powder insulation 19. The coolant 8 enters and exits into the annular gap through the windows cut in the end sleeves 24 and the holder 18. The collector 6 is connected through the adapter 21 to the central core 23 of the coaxial cable 22 in a metal sheath with mineral insulation, for example, KNMS type, and the outer shell of the collector 20 connects to the metal sheath of the cable. The current caused in the collector by beta particles falling onto it is transmitted via coaxial cable 22 to the secondary equipment and supplied to the normalizing converter 9.

Claims (1)

Способ безынерционного контроля паросодержания теплоносителя ядерного реактора, при котором в теплоноситель помещают эмиттер и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, и измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, отличающийся тем, что в эмиттер вводят предварительно полученный в результате ядерных реакций исходный долгоживущий радиоактивный изотоп, который при радиоактивном распаде переходит в дочерний короткоживущий изотоп, генерирующий при своем радиоактивном распаде высокоэнергетичные бета-частицы, которые проходят через слой теплоносителя и собираются в коллекторе, и по известной градуировочной зависимости тока коллектора от плотности жидкости определяют паросодержание теплоносителя. A method for inertialess control of the vapor content of the coolant of a nuclear reactor, in which an emitter and a collector separated by a coolant layer are placed in the coolant and the collector electric current caused by beta particles is measured, characterized in that the initial long-lived radioactive isotope pre-obtained as a result of nuclear reactions is introduced into the emitter, which, during radioactive decay, passes into a daughter short-lived isotope, which generates high-energy beta particles during its radioactive decay, which pass through the coolant layer and are collected in the collector, and the vapor content of the coolant is determined by the known calibration dependence of the collector current on the liquid density.
RU99102385/06A 1999-02-05 1999-02-05 Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor RU2167457C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99102385/06A RU2167457C2 (en) 1999-02-05 1999-02-05 Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99102385/06A RU2167457C2 (en) 1999-02-05 1999-02-05 Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2167457C2 true RU2167457C2 (en) 2001-05-20

Family

ID=20215593

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99102385/06A RU2167457C2 (en) 1999-02-05 1999-02-05 Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2167457C2 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Kobayashi et al. Microanalysis system of ppm-order 10B concentrations in tissue for neutron capture therapy by prompt gamma-ray spectrometry
GB1409480A (en) Neutron activation analysis system
JP2018200235A (en) Neutron detector and neutron measurement device
Vodin et al. Cross-Sections for Photonuclear Reactions 93Nb (γ, n) 92mNb and 93Nb (γ, n) 92tNb in the end-Point Bremsstrahlung Energies 36… 91 MeV
CN113703029A (en) On-line monitoring method and system for obtaining gadolinium concentration by measuring gamma rays
Groeschel et al. Neutron radiography of irradiated fuel rod segments at the SINQ: loading, transfer and irradiation concept
RU2167457C2 (en) Method for monitoring coolant steam quality in nuclear reactor
US3293434A (en) Photoneutron monitor for detecting reactor fuel element failures
JP3652952B2 (en) Method and apparatus for nondestructive measurement of atomic number density
Snoj et al. Experimental power density distribution benchmark in the TRIGA Mark II reactor
Abdurashitov et al. A gaseous radiochemical neutron monitor
RU2776597C1 (en) Thermometry method for thermonuclear plasma
US5572559A (en) Radiography apparatus using gamma rays emitted by water activated by fusion neutrons
Sevastyanov et al. The possibility of 93mNb radionuclide production in the nuclear reactor BR-10 and its application in the radiation sources for x-ray fluorescence analysis
Kostal et al. Measurement of Integral Cross Sections of Selected Dosimetry Reactions in LR-0 Reactor
Gonçalez et al. Measurements of neutron photoproduction cross sections for 232Th and 238U using capture gamma rays
Alfassi Principles of activation analysis
Lorenzen et al. Determination of oxygen in zircaloy surfaces by means of charged particle activation analysis
Xia et al. Reactor Nuclear Measurements and Radiation Monitoring
Holmqvist et al. Inelastic Neutron Scattering Cross Sections of Cu-63 and Cu-65 in the Energy Region 0.7 to 1.4 MeV
Rahimi et al. MEASUREMENT OF D2O IN WATER USING 2H (Y, N) 1H REACTION
Ahmad et al. Prompt Gamma Neutron Activation Analysis of Steel
Andersson Reaction Rate Distributions and Ratios in FR0 Assemblies 1, 2 and 3
Kazakov et al. MEASUREMENT OF THE RADIATIVE NEUTRON CAPTURE CROSS-SECTION FOR 238 U IN THE 4-460 keV ENERGY REGION
Boulyga et al. A PC-Program for the Calculation of Neutron Flux and Element Contents Using the k i-Method of Neutron Activation Analysis

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20040206