способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Формула изобретения

Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода теплоносителя, отличающийся тем, что возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа ¹⁷N.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя (воды) в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора типа РБМК-1000 в режиме отсутствия кипения теплоносителя в контуре, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода теплоносителя [Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1982, с.206-208].

В известном способе возмущение по нейтронному потоку в активной зоне реактора вызывают вертикальным перемещением стержня системы управления и защиты (СУЗ) от одного фиксированного положения до другого и регистрируют изменение азотной активности теплоносителя во времени. При этом, рассчитав заранее объем петли пароводяной коммуникации и определив время переноса радиоактивной метки до места контроля азотной активности штатной системой контроля герметичности оболочек (СКГО), рассчитывают расход теплоносителя через любой технологический канал реактора.

Недостатками известного способа являются недостаточная точность и достоверность.

Наиболее близким из известных технических решений является способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора [патент РФ № 2252461, опубл. 20.05.2005] в режиме отсутствия кипения. Способ основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Данный способ, выбранный в качестве прототипа, включает внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, вызывающего изменение азотной активности теплоносителя для образования метки, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода. Для контроля изменения азотной гамма-активности используются боковые ионизационные камеры (БИК) и детекторы штатной СКГО. Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшей БИК, а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной гамма-активности детектора СКГО.

Главным недостатком способа-прототипа является то обстоятельство, что для его реализации необходим принудительный вывод реактора из стационарного состояния, для чего регулирующим стержнем СУЗ проводят серию возмущений по нейтронному потоку. Таким образом, для реализации существующего способа-прототипа требуется вносить изменения в регламент управления реактором, в результате чего такая процедура контроля расхода теплоносителя первого конура не обеспечивает непрерывность проводимых измерений. Также недостатком способа является то, что он не обеспечивает достаточно высокой точности измерений, так как регистрируемая гамма-активность теплоносителя включает помимо информативной части и фоновую часть (радиоактивные примеси в теплоносителе и радиоактивные осадки на поверхности технологического канала, гамма-фон, создаваемый конструкционными материалами технологического помещения). Кроме того, для исключения фоновой части, способ-прототип предполагает использование большого количества защитного материала, который поглощает помимо большей части фоновых и часть полезных гамма-квантов, вследствие чего также снижается точность проводимых измерений и, следовательно, достоверность результатов расчета расхода теплоносителя.

Настоящее техническое решение направлено на создание способа измерения расхода теплоносителя первого контура корпусного ядерного реактора типа ВВЭР. Технический результат заключается в непрерывности измерения расхода теплоносителя при более высокой точности и, как следствие, повышении достоверности результатов измерений.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающем внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода, согласно заявляемому техническому решению возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней СУЗ в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа ¹⁷N.

В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными дают возможность исключить необходимость принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки, благодаря этому при измерении расхода теплоносителя представленным способом не требуется вносить изменения в регламент управления реактором. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится непрерывно по нейтронной активности изотопа ¹⁷N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.

Способ измерения расхода теплоносителя согласно изобретению разработан применительно к корпусным реакторам типа ВВЭР и осуществляется следующим образом.

Предлагаемый способ основан на измерении времени переноса теплоносителем метки между двумя детекторами. В качестве метки в способе используется нейтронная активность изотопа ¹⁷N. В рамках регламента автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, находящегося в стационарном состоянии, регулирующие стержни СУЗ совершают перемещения, которые вызывают изменение нейтронного потока реактора, что влечет за собой также и изменение уровня активации ядер кислорода, в результате чего в теплоносителе образуется радиоактивная метка.

Активация ядер кислорода происходит следующим образом.

Под воздействием быстрых нейтронов в активной зоне реактора в водном теплоносителе первого контура протекает реакция ¹⁷ О(n,p)¹⁷N, в результате которой образуется короткоживущий радионуклид Азот-17, в свою очередь, (преимущественно ~95%) претерпевает радиоактивный распад вида:

¹⁷N ¹⁷O+n

с образованием кислорода-17 и нейтрона n с энергиями 406 (45% числа распадов), 1220 (45% числа распадов) и 1790 (5% числа распадов) кэВ.

Нейтронную активность Азота-17 качественно регистрируют урановые камеры деления (КД). Момент создания метки определяют по изменению азотной активности теплоносителя (скорости счета) в точке расположения первой КД, находящейся на выходе реактора, а момент прихода метки - по изменению азотной активности теплоносителя в точке расположения второй КД.

При проведении измерения расхода теплоносителя регистрируют импульсные сигналы, пропорциональные интенсивности азотной активности теплоносителя в точках расположения первой и второй КД. Для определения времени протекания теплоносителем участка трубопровода реактора от первой КД до отметки расположения второй КД необходимо рассчитать корреляционную функцию (f _KORR( )):

f_KORR( )= f_АЗОТ(t_K- )·f_КД1(t_K),

где:

- время протекания теплоносителем объема трубопровода первого контура между двумя КД;

f_АЗОТ (t_K- ) - азотная активность как функция времени;

f_КД1(t_К) - ток ближайшей (первой) КД как функция времени.

Суммирование ведут по индексу "К" за все время регистрации.

Время протекания теплоносителем указанного выше объема будет равно величине , при которой достигнут максимум функции f_KORR ( ).

Объемный расход теплоносителя первого контура реактора (G) за время протекания теплоносителем между двумя КД рассчитывают по формуле:

G=V/ ,

где: V - объем участка трубопровода первого контура реактора между точками расположения первой и второй КД.

Расчет V проводят на основе рабочей конструкторской документации энергоблока.

Таким образом, предлагаемый способ путем исключения необходимости принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки значительно упрощает процедуру измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, и тем самым обеспечивается непрерывность проводимых измерений. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится по нейтронной активности изотопа ¹⁷N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.