способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем

Формула изобретения

1. Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающий измерение удельной бета-активности реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого контура на работающем реакторе с последующей оценкой состояния активной зоны, отличающийся тем, что пробу для оценки состояния активной зоны отбирают после ионообменного фильтра при любом режиме эксплуатации реактора, а в качестве реперного радионуклида используют тритий.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что состояние активной зоны в течение кампании на каждый конкретный момент времени оценивают по выполнению следующих условий:

активная зона герметична при выполнении условия

активная зона негерметична при выполнении условия

где

А_аз - активность трития, образовавшаяся в активной зоне на момент измерений, Бк;

A _Ik - измеренная активность трития в воде первого контура, Бк;

G - скорость образования трития в активной зоне, Бк/МВт·ч;

Q - энерговыработка, МВт·ч;

К_вых - коэффициент выхода трития через оболочку твэлов, для твэлов из коррозионностойкой стали составляет 0,01, а для твэлов с оболочкой из циркониевого сплава - 0,001 от всего количества под оболочкой.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Известен способ контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), основанный на регистрации запаздывающих нейтронов, испускаемых, в основном, короткоживущими изотопами брома и йода. Существенным недостатком данного способа контроля является то, что измерение запаздывающих нейтронов затруднено из-за наличия большого фона, создаваемого наведенной активностью ¹⁷N [1].

Наиболее близким к заявленному способу контроля состояния активной зоны реактора является радиохимический контроль воды первого контура. Основой радиохимического контроля является определение в пробах воды первого контура удельной суммарной бета-активности радионуклидов йода [2]. Радиохимический контроль осуществляется путем отбора проб через систему пробоотбора до фильтра ионообменной очистки с их последующим анализом. С целью сопоставимости результатов анализов удельная суммарная бета-активность радионуклидов йода измеряется через два часа после отбора пробы и линейно пересчитывается на номинальную (100%) мощность реактора. При значениях суммарной бета-активности радионуклидов йода, превышающих при любой энерговыработке активной зоны предельную величину (3,7×10 ⁸ Бк/кг), эксплуатация реакторной установки не допускается, за исключением обстоятельств, обусловленных особой обстановкой. Отбор проб производится при следующих условиях:

- уровень мощности реактора должен быть постоянным в пределах от 40 до 60% от номинального значения мощности;

- время работы реактора на выбранном постоянном уровне мощности, в вышеуказанных пределах, до момента отбора проб должно быть не менее 24 часов.

Задача изобретения заключается в создании способа, позволяющего осуществлять контроль состояния активной зоны реакторной установки при любых уровнях мощности и режимах эксплуатации реактора в зависимости от энерговыработки активной зоны.

Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, является возможность контроля состояния активной зоны при любых режимах работы реакторной установки, включая режим стоянки, а также снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал в условиях негерметичности оболочек твэлов.

Для достижения указанного технического результата предлагается использовать способ, основанный на радиометрическом измерении активности трития в пробах теплоносителя первого контура. Основным источником образования трития в реакторе судовой ЯЭУ является деление ядерного топлива. В топливе легководных реакторов на один акт деления ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu образуется (0,85; 2; 2)×10^-4 атомов трития соответственно [3]. В результате диффузии через оболочку твэлов, а также трещин и микротрещин в оболочках тритий из топлива может поступать в теплоноситель. Выход трития из твэлов с оболочкой из коррозионно-стойкой стали составляет 1%, а из циркониевого сплава - 0,1% от всего количества под оболочкой [4]. Таким образом, выход трития из твэлов можно представить в виде двух процессов: постоянного диффузионного выхода и случайного, связанного с их разгерметизацией. Вклад остальных источников в формирование активности трития в теплоносителе несоизмеримо мал, поэтому в условиях аварийной разгерметизации оболочек твэлов ими можно пренебречь.

Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что пробу для проведения радиометрического анализа по определению трития можно отбирать через систему пробоотбора как до фильтра ионообменной очистки, так и после, т.к. тритий не сорбируется на ионитах и поверхностях. Данный отличительный признак является существенным с позиции дозовых нагрузок на обслуживающий персонал в условиях негерметичности оболочек твэлов, особенно в аварийных ситуациях, когда отбор проб теплоносителя до фильтра невозможен из-за чрезвычайно высокой радиоактивности -излучающих радионуклидов. Следовательно, в аварийных ситуациях известные способы оперативного контроля герметичности оболочек твэлов неприемлемы. В отличие от способа с использованием удельной суммарной бета-активности радионуклидов йода, предлагаемый способ по определению активности трития в пробе теплоносителя не требует предварительной длительной работы реактора на стационарном уровне мощности, выдержки пробы в течение двух часов и пересчета результата измерений на номинальную мощность. Кроме того, при использовании данного способа оценки состояния активной зоны не требуется соблюдения жестких условий при отборе проб теплоносителя, т.к. пробу теплоносителя отбирают после штатного фильтра первого контура, т.е. после сорбции -излучающих радионуклидов на ионитах, что обеспечивает создание и поддержание благоприятной радиационной обстановки при проведении всех технологических операций по контролю состояния активной зоны.

Согласно предложенному способу состояние активной зоны в течение кампании оценивают следующим образом:

- активная зона герметична при выполнении условия:

- активная зона негерметична при выполнении условия:

где

А_аз - активность трития, образовавшаяся в активной зоне на момент измерений, Бк;

А _Ik - измеренная активность трития в воде первого контура, Бк;

G - скорость образования трития в активной зоне, Бк/МВт·ч;

Q - энерговыработка, МВт·ч;

К_вых - коэффициент выхода трития через оболочку твэлов, - для твэлов из коррозионно-стойкой стали составляет 0,01, а для твэлов с оболочкой из циркониевого сплава - 0,001 от всего количества под оболочкой.

Способ осуществляется следующим образом. После отбора проб теплоносителя первого контура при любых режимах работы реактора, включая стояночный, отбирается аликвота пробы для проведения радиометрического анализа по измерению активности трития. Измеренное значение активности трития с учетом разбавления, происходящего вследствие дренажей теплоносителя первого контура и последующих подпиток, сопоставляется с величиной активности трития, образовавшегося в активной зоне на момент измерения с учетом коэффициента выхода. При выполнении условия (1) активная зона признается герметичной, а при выполнении условия (2), когда полученное значение больше величины активности трития, образовавшегося в активной зоне на момент измерения с учетом коэффициента выхода, активная зона признается негерметичной.

Для проведения измерений активности трития в теплоносителе первого контура может применяться, например, радиометрический метод с использованием жидкого сцинтиллятора.

Источники информации

1. Овчинников В.Ф, Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1977, 280 с.

2. ОСТ 95 10002-95 Нормы качества воды первого и третьего контуров реакторной установки судов департамента морского транспорта Российской Федерации с водо-водяными реакторами типа КЛТ-40. Москва, 1995, 17 с.

3. Ионизирующее излучение: источники и биологические эффекты. Докл. НКДАР ООН за 1982 г., Нью-Йорк: ООН, Т.1, 1982.

4. Production and emission of tritium from nuclear facilities, and the resulting problem. in: Processing of Behavior of Tritium in the Environment: San Francisco, 16-20 October, 1978. Vienna: IAEA, 1979, p.105-123.