способ диагностики аварийного ядерного реактора

Формула изобретения

1. Способ диагностики аварийного ядерного реактора, при котором два координатно-трековых детектора размещают ниже реактора и вне здания, в котором он находится, при этом оси детекторов направлены на реактор, а их проекции на горизонтальной плоскости составляют угол (90±15)°, с помощью детекторов регистрируют поток космических мюонов, формируют двухмерные матрицы интегрального потока мюонов, визуализируют изображение в мюоном потоке ядерного реактора и примыкающих к нему конструктивных элементов, выявляют на изображении повреждения реактора, дают оценку состояния реактора.

2. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом детекторы размещают в точках, наименее удаленных от вертикальной оси реактора.

3. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом в качестве координатно-трековых детекторов используются годоскопы с угловым разрешением 1° и лучше.

4. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом поворот детектора на требуемый зенитный угол осуществляют до установки детектора рядом с реактором.

5. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом требуемый зенитный угол определяют из схем монтажа оборудования для конкретного реактора.

6. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом визуализацию изображения осуществляют с помощью блока обработки и визуализации данных, размещенного вне зоны радиоактивного воздействия.

7. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом блок обработки и визуализации данных выполнен на базе ЭВМ.

8. Способ диагностики аварийного ядерного реактора по п.1, при этом выявление повреждений реактора осуществляют путем сравнительного наложения формируемого изображения и заранее полученного изображения реактора того же типа в его штатном состоянии.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к использованию космического излучения в ядерной энергетике, а именно к диагностике аварийного ядерного реактора наземного базирования, осуществляемой с использованием его мюонной компоненты.

События 11 сентября 2001 года и авария на АЭС Фукусима-1 2011 года существенно расширили представления о возможных причинах, инициирующих тяжелую аварию на ядерном реакторе, и о запроектных сценариях развития аварийной ситуации.

Традиционно к наиболее опасным аварийным цепочкам для водо-водяных реакторов относят разогрев и последующее расплавление активной зоны, взаимодействие расплава с теплоносителем в условиях мелкой фрагментации нескольких тонн расплавленного топлива и его перемешивание с теплоносителем. Такой сценарий с вероятностью 10-4 дает предпосылку для большого парового взрыва, достаточного для повреждения корпуса реактора. Также учитывается неизбежное при выкипании теплоносителя образование водорода в термохимических реакциях пара с цирконием, топливом, конструкционными материалами, так как его накопление в стехиометрической смеси с кислородом также не исключает вероятности взрыва (детонации).

Особенности аварийных сценариев на быстрых реакторах, например класса РБН, определяются в первую очередь малым временем жизни мгновенных нейтронов; малой долей запаздывающих нейтронов (при использовании плутония); положительным натриевым пустотным эффектом реактивности; пожароопасностью натрия и его активным взаимодействием с водой. Наиболее крупные аварии, которые обычно анализируются для РБН, - это аварии с неконтролируемым повышением мощности и аварии с нарушением циркуляции теплоносителя. Для сценария неконтролируемого разгона реактора просчитывают возможный импульс давлений рабочего тела, в качестве которого рассматривается расширяющееся топливо, находящееся в двухфазном состоянии (жидкость-пар). Анализ направлен на расчет механической энергии, преобразуемой из тепловой, которая расходуется на деформацию внутрикорпусных конструкций и корпуса реактора. Для сценария с нарушением циркуляции теплоносителя источником разрушения корпуса может быть паровой взрыв, возникающий в случае интенсивного теплового взаимодействия расплавленного топлива с тонко диспергированным натрием. В этом случае анализируется импульс давления паров натрия как рабочего тела, поскольку его температура кипения значительно ниже температуры плавления уранового или МОХ-топлива.

Характерной особенностью известных проработанных сценариев тяжелых аварий является то, что в них разрушение корпуса реактора является следствием деструктивных процессов в активной зоне. Между тем результативность (строго в техническом аспекте) атаки 11 сентября 2001 года говорит о том, что реален и обратный сценарий, когда механическое ударное разрушение корпуса реактора либо его узлов будет первичным, а разрушение активной зоны станет его затяжным следствием. Этот сценарий не исключает частичного обрушения верхних перекрытий реакторного зала, что вносит существенные ограничения на способы выяснения состояния аварийного реактора.

В случае запроектных тяжелых аварий, связанных с плавлением активной зоны, в числе первых вопросов, требующих ответа, стоят: состояние корпуса реактора и место нахождения кориума (расплава топлива и внутриреакторных конструкций) в случае его выхода за пределы корпуса. Важность последнего вытекает из возможности образования вторичной критической массы.

Из уровня техники известна установка для контроля корпуса ядерного реактора. Установка имеет Г-образную трубчатую пространственную раму в виде блоков-модулей, оборудованную подвижной полостью, снабженной внутри поворотным зубчатым колесом и турелью с силовыми цилиндрами, лазерной установкой. Снаружи установлены телеобъективы и ультразвуковые измерительные элементы положения полости. Рама установлена на катках, контактирующих с опорным прогоном. Вращение рамы и перемещение подвижной полости, а также зубчатого колеса и турели осуществляются с помощью шаговых двигателей. Силовые цилиндры оборудованы сканирующими устройствами, снабженными ультразвуковыми измерительными элементами. По программе ЭВМ с помощью механизма азимутального перемещения Г-образная пространственная рама устанавливается в требуемое положение, которое контролируется датчиками и визуально телеобъективами по лимбу и положению лазерного луча. Затем с помощью механизма подъема-опускания полость опускается на необходимую глубину, контроль которой осуществляется ультразвуковыми измерительными элементами по величине сигнала, отражаемого от поверхности, датчиками положения и визуально по величине затухания лазерного луча. Далее с помощью шаговых двигателей турель или зубчатое колесо приводятся в заданное положение и с помощью силовых цилиндров сканирующие устройства устанавливаются на поверхность, которая исследуется с помощью измерительных устройств, например ультразвуковых. Полученные данные передаются и вводятся в ЭВМ (RU 2040052 С1, 20.07.1990, G21C 17/00). Достоинствами установки являются ее модульность, совмещение ультразвуковых и визуальных измерений, возможность контроля стенок, днища корпуса и патрубков во всех измерениях. К недостаткам установки следует отнести невозможность дистанционной диагностики и ограниченность в применении в случаях ядерных аварий, сопровождающихся частичным или полным обрушением верхних перекрытий реакторного корпуса.

Известен способ радиационной диагностики оборудования ядерных установок, в котором для просвечивания используется электромагнитное излучение диагностируемой реакторной установки, из которого в непрерывной последовательности и с фиксированной скоростью выделяются монохроматические лучи от большей длины волны луча к меньшей или наоборот. При этом средняя длина волны монохроматических лучей выбирается в соответствии с размерами предполагаемых дефектов, а в чувствительном элементе проводится анализ результатов взаимодействия излучения с объектом диагностики только тех длин волн, скорость изменения которых соответствует скорости изменения длин волн монохроматических лучей, воздействующих на объект диагностики. Способ может быть реализован с использованием фильтров - монохроматоров, работающих в отраженных лучах. Функцию фильтра-монохроматоров могут выполнять плоские пластины (например, из стекла) с тонким пленочным покрытием, толщина которого сопоставима с длиной волны селектируемого излучения. В данном случае фильтр или система фильтров могут быть установлены как внутри, так и снаружи реакторной установки, а отраженные лучи условно монохроматического излучения направлены на требуемый участок объекта диагностики. При этом одним из способов плавного изменения длины волны селектируемого излучения является изменение угла падения реакторного излучения на поверхность фильтра путем поворота пластины. Для повышения эффективности компенсации помех дополнительно проводится сопоставление скорости нарастания (убывания) эффекта взаимодействия излучения с дефектом в чувствительном элементе со скоростью изменения длины волны монохроматического излучения (RU 2158447 С1, 27.10.2000, G21C 17/00). Этот способ позволяет эффективно вести дистанционный контроль конструкций ядерных реакторов на наличие-отсутствие микронерегулярностей, трещин или инородных включений в конструкционных материалах за счет высокой мощности просвечивающего луча, но представляется малоэффективным в оценке макроразрушений диагностируемых объектов.

Наиболее близок к заявленному решению радиографический способ контроля объектов. Этот метод основан на свойстве излучения вызывать почернение эмульсии радиографической пленки. Объект располагают между источником или источниками излучения и пленкой, экспозиция дает радиоснимок. В качестве источника жесткого излучения применяют главным образом радиоактивный изотоп кобальта Со-60 (W =17 и 1,33 МэВ; Т=5,3 года). Препараты кобальта изготавливают в виде цилиндров малого диаметра или дисков (Мадоян А.А. и др. Дистанционный контроль оборудования ТЭС и АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.74-81). Использование источников жесткого гамма-излучения имеет недостатки, влияющие на их применение: риск облучения персонала, необходимость подбора определенного типа источника монохроматического излучения практически под каждый вид объекта диагностики, неизбежные трудности выделения полезного сигнала вследствие наличия существенно более мощных источников радиационных излучений в зоне контроля. Последнее требует применения толстостенных защитных экранов для нейтрализации когерентных и сопутствующих излучений и усложняет применение способа в аварийных ядерных реакторах.

Заявленное решение направлено на достижение технических результатов, главными из которых являются: снижение риска облучения персонала (за счет сокращения времени его пребывания в зоне радиоактивного заражения и отказа от активных излучателей), возможность ведения диагностики при любой степени обрушения перекрытий реакторного зала, независимость получаемых сигналов от уровня радиоактивности диагностируемого объекта.

Технический результат достигается следующим. Диагностика аварийного реактора проводится путем регистрации по выделенным направлениям потока мюонов (проникающей компоненты космических лучей), проходящего через реактор, в виде двухмерных снимков-матриц. При прохождении через слои вещества разной плотности при высоких энергиях (Е >>m_µс2) за счет электромагнитных процессов (ионизация, тормозное излучение, рождение электрон-позитронных пар) поток мюонов постепенно ослабляется по глубине вещества в толстом поглотителе. В некоторых отношениях метод схож с рентгеновской диагностикой, при которой на двухмерных рентгеновских снимках получают изображения структуры мишени в проникающем потоке -квантов. При попадании на пути -квантов разного количества вещества в соответствующих местах снимка проявляется неоднородность потока, которая отражается в теневой структуре исследуемого объекта.

Регистрация потока частиц в группе направлений, охватывающих зону реактора, осуществляется с помощью координатно-трекового детектора с высоким угловым разрешением. В качестве такого детектора целесообразно использовать мюонный годоскоп (многонаправленный детектор), представляющий собой две и более пары параллельных координатных плоскостей, удаленных друг от друга. Каждая плоскость такого годоскопа содержит большое количество продольных счетчиков, которые в соседних рядах развернуты на 90° и образуют прямоугольную координатную сетку (х, y). Подобные устройства регистрируют мюоны космических лучей и определяют координаты х_k, y_k, z _k точек прохождения мюона через k-ую плоскость координатного детектора. Далее по методу наименьших квадратов вычисляют параметры линии трека мюона проекции XZ по формуле х=а·z+b, где

n - число сработавших координатных плоскостей в детекторе, зарегистрировавших мюон, и вычисляют параметры линии трека мюона в проекции YZ по формуле: y=c·z+d, где параметры c и d рассчитывают аналогично параметрам а и b. После чего вычисляют зенитный и азимутальный углы прилета трека в установку из системы уравнений

и определяют число мюонов для ряда выбранных направлений.

Устройства этого типа обеспечивают угловое разрешение, достаточное для диагностики реактора (1° и лучше), и являются предпочтительными в сравнении с мюонными детекторами иных типов (мюонные телескопы и пр.).

Использование одного детектора не обеспечивает полноты и оперативности получения информации о разрушениях реактора, так как позволяет быстро получить изображение внешнего контура реактора только в одной его плоскости. Между тем конструктивные особенности действующих реакторов, в частности широко распространенная крестовая система расположения патрубков корпуса (реакторы серии ВВЭР и др.), делают необходимым получение изображения контура реактора как минимум в двух плоскостях, предпочтительно взаимно перпендикулярных и параллельных осям патрубков корпуса. Это может быть реализовано за счет использования двух детекторов, размещенных так, чтобы проекции их осей на горизонтальной плоскости были ортогональны или близки к этому (составляли угол 90±15 градусов). Такое расположение детекторов позволяет не только выявить основные повреждения реактора, но и определить их пространственное местоположение. Последнее существенно для выяснения нахождения кориума и для оценки динамики его поведения.

Для эффективности диагностики существенными являются вопросы: где расположены детекторы и как ориентированы их оси (под осью координатно-трекового детектора в рамках настоящей заявки понимается нормаль из геометрического центра регистрирующих плоскостей). Плотность потока при малых зенитных углах превышает плотность потока при окологоризонтальных углах на два порядка. Поэтому детектор следует размещать на поверхности Земли по возможности ниже реактора и ближе к его вертикальной оси. В то же время, учитывая аварийность реактора, детекторы должны быть вне здания, в котором он находится. Это определяет принцип оптимального размещения детекторов: у внешних стен здания в местах, наиболее близких к вертикальной оси реактора.

Для регистрации максимального потока мюонов необходимо координатные плоскости детектора расположить перпендикулярно направлению, в котором осуществляется регистрация, иными словами, ось детектора направить на диагностируемый объект. Применительно к диагностике реактора это реализуется в том, что оси двух детекторов направляют в одну точку на оси реактора. Технически это обеспечивается применением детекторов, изготовленных с возможностью поворота рамы с регистрирующими плоскостями до больших зенитных углов (до 80°). Так как работа детектора должна осуществляться в зоне высокого уровня радиации, предпочтительно, чтобы детектор был заранее повернут под нужным зенитным углом (последний может быть определен из схем монтажа оборудования для конкретной реакторной установки).

Эти меры в совокупности обеспечивают технический максимум в регистрации потока мюонов, и, соответственно, снижают необходимое время диагностики.

На Фиг.1 представлена схема предпочтительного размещения детекторов у аварийного энергетического реактора корпусного типа.

После установки детекторов на заранее выбранные позиции приступают к регистрации интенсивности потока мюонов в направлениях, полностью охватывающих аварийный реактор и частично примыкающие конструктивные элементы или заранее выбранную часть реактора.

Информация от всех счетчиков обоих детекторов передается на вход блока сбора и накопления данных в виде двух потоков с функционально различными целями: для выработки разрешающего сигнала (триггер при прохождении мюона) и для последующего запоминания (по триггеру) индивидуальных номеров сработавших счетчиков. Система регистрации предназначена для непрерывного приема информации о прохождении каждого мюона через установку, запоминания позиционных кодов сработавших счетчиков, преобразования позиционных кодов в двоичные коды для возможности анализа с помощью компьютера. В промежуточной буферной памяти происходит непрерывное накопление данных за фиксированный отрезок времени и периодическая передача в режиме on-line в блок обработки и визуализации данных, выполненный на базе ЭВМ. Блок обработки и визуализации данных размещают вне зоны радиационного воздействия, при этом передача данных в него может осуществляться как кабельным, так и беспроводным путем, второе предпочтительно.

Обработка данных позволяет сформировать матрицу интегрального потока мюонов, представляющую собой двухмерный массив, ячейки которого содержат количество треков, зарегистрированных в определенном интервале углов за время экспозиции. Эта матрица визуализируется в виде изображения теневой структуры реактора или его части в мюоном потоке. Изображение анализируют на дисплее компьютера или выводят с этой целью на материальный носитель.

Набор данных производят до тех пор, пока контрастность теневых тонов изображения не станет достаточной для однозначной идентификации характера внешних разрушений реактора и их масштаба (к таким разрушениям относятся деформация и раскол корпуса по сварному шву, полный или частичный отрыв крышки корпуса, деформация блока управления и защиты реактора, отрыв трубопроводов от патрубков и пр.). Для этой группы разрушений идентификацию целесообразно проводить путем сравнительного наложения формируемого изображения и заранее полученного изображения реактора того же типа в его штатном (неаварийном) состоянии, которую заранее вводят в память блока обработки данных.

Одновременно обрабатываются данные детекторов по группе направлений, охватывающих пространство ниже днища корпуса реактора. Это позволяет установить, произошел ли выход кориума из реактора, где именно и оценочно в каком количестве вышедший кориум находится и какова динамика нарастания его массы. После этого по совокупности выявленных в ходе диагностики разрушений выносят суждение и дают оценку состояния реактора.

Пример реализации изобретения.

Объектом диагностики является энергетический реактор ВВЭР-1000, послуживший целью внешнего удара, в ходе которого произошло обрушение перекрытий и реактор оказался засыпан обломками строительных конструкций. В таком сценарии не исключаются отрыв трубопроводов первого контура как минимум от верхних патрубков корпуса реактора и деформация верхнего блока с выходом из строя системы защиты. В качестве детекторов используются годоскопы с площадью регистрирующих плоскостей 4.8×2.4 м², представлящие собой сдвоенные в одной плоскости годоскопы класса ТЕМП, модифицированные под большие зенитные углы (Борог В.В. и др. Мюонный годоскоп для исследования солнечно-земных связей в области энергий больше 10 ГэВ. Изв. РАН. 1995. Сер. Физ. Т. 59. № 4. С.191).

Детекторы, установленные на платформах-прицепах под легкой защитной конструкцией ангарного типа, транспортируют и выставляют у фасадной и торцевой стен на расстоянии 33,0 м от их общего угла так, чтобы платформа (соответственно и ось горизонтального поворота детектора) была параллельна стене. При этом раму детектора заранее устанавливают для регистрации мюонов под зенитным углом 60°.

Блок сбора и накопления данных и блок беспроводной передачи данных выполняются в радиационно-защитном исполнении, блок приема данных и блок обработки и визуализации - в обычном. Диагностика разрушений реактора осуществляется по изображениям, выведенным на бумажный носитель. Возврат (вывоз) детекторов после завершения диагностики из зоны радиоактивного заражения не производится.

Изложенный способ не исключает проведения любых других видов диагностических работ с аварийным реактором.