RU2304315C1 - Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора - Google Patents

Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2304315C1
RU2304315C1 RU2006100186/06A RU2006100186A RU2304315C1 RU 2304315 C1 RU2304315 C1 RU 2304315C1 RU 2006100186/06 A RU2006100186/06 A RU 2006100186/06A RU 2006100186 A RU2006100186 A RU 2006100186A RU 2304315 C1 RU2304315 C1 RU 2304315C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
quanta
mev
steam
fuel assembly
fuel
Prior art date
Application number
RU2006100186/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Олег Георгиевич Черников (RU)
Олег Георгиевич Черников
Леонид Васильевич Шмаков (RU)
Леонид Васильевич Шмаков
Геннадий Федорович Ярославцев (RU)
Геннадий Федорович Ярославцев
Валерий Александрович Усачев (RU)
Валерий Александрович Усачев
вцев Константин Германович Кудр (RU)
Константин Германович Кудрявцев
Антон Владиславович Баранков (RU)
Антон Владиславович Баранков
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом"
Priority to RU2006100186/06A priority Critical patent/RU2304315C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2304315C1 publication Critical patent/RU2304315C1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора. В способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, предложено с выбранной периодичностью одновременно измерять интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делать заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими. Изобретение позволяет достоверно определять негерметичную ТВС, что кроме прямой экономии топлива, значительно улучшает радиационную обстановку. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и может быть использовано для определения негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора.
В уровне техники существует техническое решение, относящееся к способу определения негерметичной тепловыделяющей сборки - это система контроля герметичности оболочек (СКГО), она взята в качестве ближайшего аналога (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов. Канальный энергетический реактор, Москва, Атомиздат, 1980 г., с.146-148). Система предназначена для обнаружения канала с увеличенной активностью пароводяной смеси, непрерывного контроля активности пара, идущего на турбину, и получения сведений о характере нарушения герметичности оболочек твэлов по соотношению активности коротко- и долгоживущих продуктов деления. СКГО обеспечивает поканальный контроль герметичности оболочек твэлов 1693 технологических каналов с помощью восьми сдвоенных блоков детектирования, каждый из которых контролирует группу каналов из 220 штук, и контроль активности пара после сепараторов с помощью блоков детектирования. Конструктивно поканальная СКГО выполнена следующим образом. Восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования устанавливаются на тележках и с помощью системы перемещения передвигаются в восьми коробах, расположенных вдоль вертикальных рядов трубопроводов пароводяных коммуникаций. С каждой стороны короба расположено до 120 трубопроводов. Коллимационные отверстия направлены в противоположные стороны, и поэтому каждый детектор может контролировать по одному ряду трубопроводов. Коллимационные отверстия расположены таким образом и имеют такую конфигурацию, что при движении детектора вдоль рядов трубопроводов на кристалл одного из блоков детектирования попадают γ-кванты только от трубопровода, против которого находится в данный момент отверстие коллиматора. Сигналы с блоков детектирования по высокочастотным кабелям подаются на сигнально-измерительную аппаратуру.
Недостатком ближайшего аналога является низкая достоверность определения негерметичной ТВС из-за неоптимального выбора интервалов энергий.
Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении достоверности определения негерметичной ТВС.
Сущность заявляемого изобретения состоит в том, что в способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, предложено с выбранной периодичностью одновременно измерять интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делать заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими.
Практика применения рекомендованных режимов работы поканальной СКГО показала следующее: определение наличия загрязнения канала продуктами деления топлива при измерениях интегрального значения скорости счета γ-квантов в интервале энергии 0,25-0,75 МэВ и результирующего значения скорости счета в интервале энергии 1,1-3,1 МэВ, определяемого как разность между интегральной скоростью счета γ-квантов в интервале энергии 1,1-3,1 МэВ и произведением коэффициента компенсации на интегральное значение скорости счета γ-квантов с энергией более 3,1 МэВ, имеет низкую достоверность, в первом случае из-за низкого отношения "сигнал-шум", вызванного фоном комптоновского γ-излучения в области низких энергий (менее 0,5 МэВ), во втором случае - из-за необходимости значительного подавления сигнала компенсацией γ-активности 16N; измерение результирующего значения скорости счета в интервале энергии 0,5-1,5 МэВ, определяемого как разность между интегральной скоростью счета γ-квантов в интервале энергии 0,5-1,5 МэВ и произведением коэффициента компенсации на интегральное значение скорости счета γ-квантов с энергией более 1,5 МэВ, неоднократно приводило к ошибочному результату анализа, имеющего превышение раскомпенсации над средним значением по нитке пароводяных коммуникаций (ПВК), вызванным загрязнением продуктами коррозии, γ-кванты которых имеют энергию в применяемом диапазоне. При измерениях в режимах, рекомендуемых автором, однозначно определяется негерметичная ТВС, что, в свою очередь, ведет к прямой экономии топлива, так как исключает ошибочные перегрузки, которые зачастую приводили к разгерметизации твэлов из-за механического воздействия на тепловыделяющую сборку и делали невозможным ее возвращение в активную зону.
Структурная схема системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора проиллюстрирована на фиг.1, фиг.2 - распределение скорости счета по энергии γ-квантов, фиг.3 - результаты записи на самописце спектра импульсов от γ-излучения теплоносителя в районе датчиков канальной СКГО. Сцинтилляционный γ-датчик 2 (фиг.1), в свинцовом коллиматоре передвигается вдоль вертикального ряда ПВК 1. При прохождении каждого трубопровода датчик 2 регистрирует γ-излучение активных продуктов, находящихся в пароводяной смеси. Амплитудный спектр импульсов на выходе спектрометрического датчика обусловлен в основном γ-излучением от следующих составляющих радиоактивности в воде: γ-кванты от 16N, который образуется в результате ядерной реакции активации кислорода
Figure 00000002
; они дают в районе датчика максимальную скорость счета около энергии 5,1 МэВ (так называемый фотопик); γ-кванты от продуктов коррозии и примесей, энергии этих γ-квантов в районе расположения датчиков, как правило, регистрируются в пределах 0,5-1,5 МэВ; γ-кванты от осколков деления топлива, которые в районе расположения датчика имеют энергию ниже 3,1 МэВ; γ-кванты от комптоновского рассеяния на электронах всех материалов, расположенных между теплоносителем и сцинтиллятором датчика; основная масса этих γ-квантов имеет энергии, как правило, меньше 0,5 МэВ. Импульсы с выхода датчика обрабатываются в блоке регистрации 4, в котором подаются на линейный усилитель 3 и после него на дискриминаторы Дв 5 и Дн 9 - верхнего и нижнего уровней. С дискриминатора Дв 5 выводятся импульсы, соответствующие γ-квантам с энергиями E2 (фиг.2), интенсивность этих импульсов пропорциональна интенсивности γ-квантов только от 16N. Есть возможность вывода данных на самописец 7. С другого дискриминатора Дн выводятся импульсы, соответствующие γ-квантам в интервале энергий E1÷Е2. Есть возможность вывода данных на самописец 10. В этот интервал попадают γ-кванты как 16N, так и продуктов деления (главным образом короткоживущих), а также высокоэнергетичные (Е>0,5 МэВ) γ-кванты продуктов коррозии. С помощью электронного блока умножения 6 величина интенсивности импульсов после Дв 5 умножается на нормировочный коэффициент (коэффициент компенсации), определенный для каждого датчика. Значение коэффициента должно быть такое, чтобы при умножении интенсивности импульсов от дискриминатора Дв 5 полученное произведение было равно интенсивности импульсов от дискриминатора Дн 9 (l6N в интервале энергий E1÷E2), далее разностный измеритель скорости счета импульсов 11, включенный в схему, производит вычитание интенсивностей: nДн-nДв·х, сигнал выводится на сигнализатор превышения установленного уровня 8 и самописец 12. На фиг.2 приведен спектр импульсов от γ-излучения теплоносителя в районе датчиков канальной СКГО (при работе энергоблока на мощности), где импульсы от γ-квантов с энергиями в области 13 соответствуют в основном γ-излучению от продуктов коррозии и комптоновскому γ-излучению, импульсы от γ-квантов с энергиями в области 14 соответствуют в основном γ-излучению от продуктов деления топлива, от высокоэнергетичного γ-излучения продуктов коррозии (Еγ>0,5 МэВ) и частично от γ-излучения, обусловленного изотопом 16N, и импульсы от γ-квантов с энергиями в области 15 соответствуют в основном γ-излучению от 16N.
Использование предложенного способа измерений позволяет достоверно определять негерметичную ТВС, что кроме прямой экономии топлива, значительно улучшает радиационную обстановку, выражающуюся в снижении величины такого нормируемого параметра, как концентрация I131 в воде КМПЦ (со значений 10-6 до 10-8 Ки/л), а также общей активности воды в КМПЦ.

Claims (1)

  1. Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации γ-квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, отличающийся тем, что с выбранной периодичностью одновременно измеряют интегральное значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета γ-квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делают заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета γ-квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими.
RU2006100186/06A 2006-01-10 2006-01-10 Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора RU2304315C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006100186/06A RU2304315C1 (ru) 2006-01-10 2006-01-10 Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006100186/06A RU2304315C1 (ru) 2006-01-10 2006-01-10 Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2304315C1 true RU2304315C1 (ru) 2007-08-10

Family

ID=38510908

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2006100186/06A RU2304315C1 (ru) 2006-01-10 2006-01-10 Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2304315C1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ДОЛЛЕЖАЛЬ Н.А. и др. Канальный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с.146-148. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8084748B2 (en) Radioactive material detecting and identifying device and method
KR101051126B1 (ko) 플라스틱 섬광체 기반 방사선 검출기 및 이를 이용한 방사성 핵종 검출 방법
US7151262B1 (en) Radioactive gas measurement apparatus and failed fuel detection system
US11105940B2 (en) System and method of stabilization of a gamma and neutron detecting device
JP2015087115A (ja) 中性子数分析装置および放射線計測装置
EP0734076A2 (en) Wide range radiation detector
JP5034101B2 (ja) 放射線モニタリング装置及び放射線モニタリングシステム
CN109637681A (zh) 核燃料破损检测装置及检测方法
Jordan et al. Differential die-away analysis system response modeling and detector design
JP5245173B2 (ja) 放射性ガス測定装置及び破損燃料検査装置
US2992331A (en) Three element triple coincidence compton spectrometer
KR101750284B1 (ko) Czt 검출기를 이용한 사용후 핵연료 연소도 검증 시스템
RU2304315C1 (ru) Способ определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора
JP6523877B2 (ja) 原子炉計装システム及び原子炉
JPH0820517B2 (ja) γ線核種分析方法及び装置
JP2526392B2 (ja) 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置
JP4922208B2 (ja) 中性子測定装置及び中性子測定方法
CN113805219A (zh) 放射性核素60Co的探测方法和探测系统
JP5450356B2 (ja) 放射線検出方法
KR102313427B1 (ko) 방사성 핵종 검출 장치 및 방법
RU2578048C1 (ru) Устройство для радиационного измерения плотности
Bae et al. Assessment of the implementation of a neutron measurement system during the commissioning of the jordan research and training reactor
KR101216495B1 (ko) 핵융합로용 중성자 진단 장치 및 진단 방법
JPH04326095A (ja) 中性子増倍体系の臨界監視モニタ
JPS6345583A (ja) 表面汚染検査装置

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner