автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка ядерно-физичесхих методов контролягерметичности топлива и скорости теплоносителяв атомных реакторах

8 АВГ ЮУ АКАДЕМИЯ НАУК БЕЛАРУСИ

ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ ЭНЕРГЕТИКИ

На правах рукописи

УДК 621.039

ШАХУТ АЙЯД МИФТАХ

Разработка ядерно-физичесхих методов контроля герметичности топлива и скорости теплоносителя в атомных реакторах

05.14.03-ядерные энергетические установки

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

МИНСК 1994

Работа выполнена в институте радиоэкологических проблем АНБ.

Научный руководитель - кандидат технических наук,

старший научный сотрудник Левэдный В.А.

Официальные оппоненты : Академик АНБ, професссор, д.т.н.

Шашков А.Г.

кандидат технических наук, доцент Кащеев В.П. (Политехническая Академия Беларуси)

Ведущая организация - Научно-исследовательский институт ядерных

проблем при БГУ

Зашита состоится " в&г&У1994 г. в /тс часов на

заседании специализированного совета К.006.03.01 при Институте проблем энергетики АНБ. С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Автореферат разослан О 1994 г.

Отзыв на Автореферат, заверенный ученым секретарем и скреплённый гербовой печатью, прошу направлять по адресу: 220109, г. Минск, пос. Сосны, ИПЭ АНБ, секретарю специализированного совета.

Ученый секретарь специализированного совета, кандидат технических наук А.И. Ставров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Развитие ядерной энергетики требует решения >яда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся прежде (сего повышение безопасности, надежности и эффективности эксплуатации 1кт1шной зоны ядерного реактора. В решении проблемы радиационной >езопасности АЭС важное значение имеет раднационно-технологический :онтроль состояния ядерного реактора, важнейшей составной частью :оторого является контроль герметичности оболочек твэлов (КТО), >беспечивак>1шш безопасность первого защитного барьера на пути >аспространения радиоактивных продуктов. Для создания оптимальных словий эксплуатации твэлов внутри активной зоны необходимо проводить акже и контроль за расходом теплоносителя первого контура. Точные и 'Перативные измерения расхода теплоносителя дают возможность установить постоянный контроль теплового режима реактора, необходимый для :ормального теплосъема, а следовательно, и тепловой мощности АЭС. )чевшшо, что при создании общеблочной системы диагностирования на аботающей АЭС необходимо учитывать уже имеющиеся технические редства, совмещать их с новыми разработками, вписывая в старые грукгуры современные методики и алгоритмы определения состояний.

Диссертационная работа выполнена в основном в рамках плана эсударственной (общеакадемической) программы фундаментальных ' сследований на период до' 2000-го года "Коренное повышение ффективности энергетических систем" (№ гос. регистрации 0191.0040985).

Целью диссертационной работы является анализ и развитие аучно-технических основ реализации комплекса ядерно-физических тособов диагностики и контроля состояния активных зон и расхода ¡плоносителя атомных реакторов, включающего диагностику и контроль шиашюнного состояния активной зоны при работе реактора и при его грегрузках, а также локального и глобального расхода теплоносителя в ней.

Научная новизна работы определяется новизной положенных в ее основу технических решений по диагностике и контролю состояния реакторных установок ядерно-физическими методами, а именно:

• Впервые ' проанализированы на основе экспериментальных данных закономерности утечки продуктов деления (ПД) из матричного топлива в теплоноситель, в результате чего предложена методика определения степени негерметичности и количества негерметичных твэлов в активной зоне с топливом на основе дисперсионной матричной композиции UCb-(Ni+Cr).

• Впервые разработаны и экспериментально обоснованы новые методы повышения. чувствительности контроля герметичности матричного топлива на остановленном реакторе.

• Проанализированы оптимальные схем» "мокрого" способа обнаружения тепловыделяющих сборок (TBC) с дефектными твэлами путем реализации цикла "разогрев-охлаждение" TBC в пенале под давлением, а так же при сбросе давления'и кипении воды.

• Впервые расчетно-экспериментально обоснованы две модификации ядерно-физических мегодоз контроля скорости теплоносителя в реакторном контуре с использованием одного и двух датчиков путем измерения соотношений активностей изотопов в одном и в двух участках контура. Эти модифицированные методы обеспечивают возможность выбора большого числа реперных изотопов: газообразны и летучи продуктов активации ядер теплоносителя 16N, ,3N, 190, продукты активации примесей 3SC1, 82Вг, 24Na, 20F и др. , а также большого набора изотопов продуктов деления: ксенона, криптона и йода в зависимости от конкретных условий (места расположения контролируемого участка пс контуру, вида тепло носителя, требуемой точности, экспрессности и т.д.).

Практическая ценность диссертационной работы состоит е возможности использования разработанных новых ядерно-физических

[етодов контроля герметичности твэлов и скорости теплоносителя на ействуюших ядерно-технических стендах и энергетических установках. Разработанные в рамках диссертационной работы способы контроля за юстоянием реактора внедрены в практику технологического контроля при разгрузке реактора "Памир". Результаты исследований явились основой для >азработки методик, инструкций и регламентов, обеспечивающих ¡езопасность реактора "Памир" при снятии его с эксплуатации.

На защиту выносятся следующие основные научные результаты: Предложенные принципы и практические рекомендации по проведению КГО остановленного реактора, а именно усовершенствованные методики н устройства для реализации "мокрого" контроля выгруженных TBC. Обоснование ядерно-физических методов измерения скорости (расхода) теплоносителя главного контура: радиационных способов по соотношению активностей изотопов в теплоносителе с использованием одного и двух * датчиков и шумовых методик по провалам в спектре нейтронных шумов и по фазе когерентности между шумами нейтронного потока и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.

Достоверность результатов проведенных исследований одтверждается статистической обработкой большого массива ядерно-1изических измерений (в частности, свыше тысячи гамма-спектров), с огрешностью, не превышающей 25%, (погрешность гамма- . текгрометрического определения удельной активности радионуклида эставляет 20-25%), экспериментальной проверкой и отработкой на ¡йствующей ядерно-энергетической установке предложенных методов, их «дрением в практику радиационно-технологического контроля.

Публикации и апробация работы. Основные результаты тубликованы в трех печатных работах, список которых приведен в конце (тореферата.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из

введения, пяти глав, заключения и списка литературы, включающего 9 наименований. Работа изложена на 119 страницах текста, включая 1 рисунков и 5 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность исследования и определена цел работы. Дано содержание диссертации по главам, сформулированы основны положения , защищаемые автором.

В первой главе представлены результаты аналитического обзора патентных исследований, выполненных на основе анализа публикаций запатентованных решений по КТО. Описан и охарактеризован обширный ря методов КТО на работающем и остановленном реакторах различных типо! Показано, что, несмотря на разнообразие имеющихся подходам совершенствовавшихся в течение всего/ периода существования ядерно энергетики, имеются перспективные направления, нуждающиеся дальнейшем исследовании и отработке на существующих реактора) Например, необходима дальнейшая отработка используемых методов гамма спектрометрии для создания систем, обеспечивающих непосредственно определение активности ПД в теплоносителе в режиме "он-лайн". Очен актуальны работы по усовершенствованию методик КГО для получени точных количественных характеристик радиационного состояния активно зоны работающего и остановленного реактора, особенно для определени количества негерметичных твэлов, имеющих прямой контакт топливно композиции с теплоносителем, и оценке площади открытой поверхност топлива.

В этой же главе дан подробный анализ современного состояни разработок в области измерения расхода теплоносителя: рассмотрены задач измерения расхода в реакторных контурах, ядерно-физические метод] измерения скорости теплоносителя, включая корреляционные, и показан: преимущества таких методов.

Во второй главе рассмотрена использованная для исследования в области КГО реакторная установка "Памир" и методические особенности измерения содержания радионуклидов в теплоносителе нитрине. Несмотря на трекращение работ по созданию ЯЭУ с диссоциирующим теплоносителем нггрином (на основе N104), при испытаниях и снятии с эксплуатации этой факторной установки была осуществлена отработка специально даработанных методик и получен большой объем экспериментальных данных ю диагностике и контролю радиационного состояния активной зоны >еактора, которые пригодны для решения таких же задач на других ЯЭУ. \втор не принимал непосредственного участия в проведении экспериметов фи испытаниях реакторной установки, а участвовал в отработке методик СГО при снятии АЭС с эксплуатации. Однако в ходе испытаний станции был юлучен большой массив аппаратурных у-спектров. теплоносителя из ■азличных точек контура при разных режимах работы реактора на мощности г. уровнях радиоактивной загрязненности, а также спектров реакторных хумов, который к моменту постановки настоящей работы не был обработан : проанализирован. Автор провел обсчет, статистическую обработку и анализ тих экспериментальных данных, на основе чего с его участием было рокзведено экспериментальное обоснование и уточнение ряда ранее редложенных способов контроля герметичности твэлов и скорости (расхода)-:плоносителя, а также уточнены закономерности выхода радиоактивных родуктов деления из использованного в реакторе матричного топлива.

В данной главе обобщен полученный опыт автоматизированного ониторинга активности теплоносителя в реальном масштабе времени, тределены количественные пределы, чувствительность и погрешности :гистрации для различных радионуклидов и показана перспективность етода прямых измерений с помощью полупроводникового детектора (ППД) :увствительность измерений достигает 10- Бк/кг, воспроизводимость в эеделах экспериментальной ошибки, равной приблизительно 25%) для

обеспечения оперативного радиационно-технологического контроля.

В третьей главе рассмотрены результаты проведенного на ochoi анализа имевшихся экспериментальных данных изучения закономерносте утечки ПД из негерметичных твэлов с сердечниками из дисперсионно! топлива на основе двуокиси урана в металлической матрице.

Структура радиоактивности ПД зависит от механизма выхода нуклиде га топлива под оболочку и условий их утечки из-под оболочки дефектно1 твэла в теплоноситель. Было показано, что можно выделить три состаг газообразных продуктов деления (ГПД), характеризующих состояние твэло герметичные, газонеплотные и твэлы с развитыми дефектами. Предложи расчетная модель для расчета газовыделения из рассматриваемого топлив определяющая зависимость стационарной скорости выхода ГПД < постоянной радиоактивного распада. По экспериментальным значения радиоактивности определяли значение выхода i-ro радионуклида (Fi), равн< отношению скорости выхода рассматриваемых изотопов из твэла (Ri) скорости их генерации в твэле (Bi). Выход ГПД из негерметичных твэлов зависимости от постоянной радиоактивного распада характеризова; показателем степени п в соотношении Fj-Xj*" Было получено, ч* п=0,45±0,03, то есть относительный равновесный выход ГПД из матричне топливной композиции может быть довольно точно описан диффузионнс моделью, для которой п=0,5. Экспериментальные данные показали, т коэффициенты диффузии изотопов Кг и Хе в рассматриваемом топли равны. Проведенная то экспериментальным данным оценка коэффициент» диффузии для трех TBC при их разгерметизации дала значения на уров] Ю-16 м-/с, а именно (5+2)10"17 ; (9+4)10"17; (4+2)1(И6 м2/с (при номиналы« тепловыделении, температуре в центре топлива 1430 К).

Выход ГПД из матричных твэлов примерно на порядок ниже утеч! ГПД из окисных твэлов. Измерения показали, что выход нуклидов йода циркуляционный контур в 10-50 раз ниже выхода ГПД. Выход нелетуч:

1.925г, 134,137) 13йС5( Ы0[_а> 140Ва> тз^ равен 0,01-0,1% выхода ГПД.

На онове установленных особенностей выхода продуктов деления из «тричных твэлов и формирования активности ПД в реакторном контуре >ыла разработана методика определения негерметичных твэлов в активной оне работающего на мощности реактора, которая ориентирована на реакторы подобным типом топлива и газожидкостным реакторным контуром. Эта гетодика дает возможность за счет сравнения измеренных и расчитанных по [редставленной в диссертации модели активностей изотопов ГПД оперативно пределить два основных параметра радиационного состояния активной оны: степень негерметичности твэлов ц и число негерметичных твэлов. Для ольших дефектов (.1^(10"--10"1)с"1, при газовой неплотности оболочек ц=(10"6-0"3) с"1. Схема анализа аналогична используемой на реакторах типа ВВЭР.

Далее обоснованы возможные способы повышения надежности КГО аботающего на мощности реактора. Показана эффективность использования педуюших методических приемов: регистрации коэффициентов межфазного распределения ГПД в зоне конденсации. Возможность реализации этой методики обусловлена анализом полученных на станции экспериментальных данных, показывавающих наличие значительного (в 30-40 раз) различия в коэффициентах межфазного распределения ГПД при наличии и отсутствиии в активной зоне дефектных твэлов;

снижения температуры теплоносителя в 1,3-1,9 раза при постоянной мощности реактора. Эффект обусловлен явлением "обжатия" оболочек и вытеснением газов из зазора;

снижения давления теплоносителя со скоростью 0,01-0,5 МПа/мин; в этом случае происходит "всплеск" выхода ПД из твэла при снижении давления в контуре ниже давления внутри твэлов;

измерения активности 87Л>, 83Л>, шЛ'с по высокоэнергетическим гамма-линиям и регистрации их соотношений активностей. Высокая

чувствительность этого способа обусловлена удобными ядерно-физическими параметрами этих изотопов.

В конце главы рассмотрен также ряд шумовых (корреляционных) способов КГО и методов локализации дефектных твэлов в активной зоне.

Четвертая глава посвящена дефектации топливных кассет на остановленном реакторе. Эти результаты были получены при участии автора в работах по поиску' дефектной кассеты при разгрузке активной зоны реактора "Памир".

В настоящее время в наибольшей степени отработаны методики контроля и отбраковки по степени негерметичности выгруженных TBC применительно к реакторам ВВЭР, для которых получили распрастранение "сухой" и "мокрый" радиационные способы покассетного пенального КГО. Однако при реализации известных принципов КГО применительно к контролю твэлов с топливом матричного типа необходимо учитывать малую величину ожидаемого диффузионного выхода реперных изотопов ПД из матричных твэлов, который, как показано выше, существенно меньше, чем у окисных твэлов реакторов ВВЭР. Контроль в газонаполненном пенале возможен только для кассет с малой выдержкой после облучения, так как сравнительно корогкоживущие изотопы Хе и Кг, которые хорошо выходят в газообразную среду, в твэлах с большой выдержкой практически отсутствуют. В последнем случае наиболее информативными для контроля являются слаболетучие изотопы ПД цезия, церия, рутения. Эти радионуклиды, высаждаемые на поверхностях сердечников, хорошо растворяются в воде и практически не выходят в газовый носитель. Исходя из этого, при организации контроля выгружаемых кассет рассматриваемого реактора имеющих длительную выдержку после облучения, за основу был взят "мокрый" метод.

Выгрузка активной зоны реактора реакторной установки "Памир' проводилась после демонтажа крышки реактора под слоем борированно1

воды в баке, установленном над корпусом реактора. Принципиальный порядок выгрузки следующий: выгрузка выбранной по картограмме TBC из активной зоны и установка ее в один из пеналов системы дефекташш (другой пенал яатяется резервным); установка на место извлеченной TBC имитатора; дефектация TBC; транспортировка TBC в бассейн выдержки (предусматривалось помещение дефектных кассет в герметичные чехлы и установка их в специальные ячейки бассейна выдержки). .Обязательному контролю в процессе выгрузки подлежали подкритичность реактора, уровень нейтронного потока, уровень и прозрачность борированной воды в баке выгрузки, мощность дозы гамма-излучения и загрязненность рабочих площадок и оборудования при проведении работ, концентрация борной кислоты в борированной воде.

Предложенная система дефекташш кассет включала в себе два пенала, пристыкованные к баку выгрузки в нижней его части, линии пробоотбора/ технологические трубопроводы, систему дистанционного управления и контроля, спектрометрический комплекс на базе детектора ДГДК-бЗВ, анализатора АИ-1024-95, ПЭВМ IBM PC/AT с процессором 80386, устройства ввода-вывода "КАМАК". Принципиальная схема системы дефекташги представлена на рис. 1. Корпус пенала 1 был выполнен из трубы диаметром 60x3 и имел уплотняемую крышку на резьбе. В нижней части пенала расположен проволочный электронагреватель 2 мощностью 1,2 кВт,' закрепленный на поверхности корпуса при помощи асбестового шнура. В верхней части пенала установлена цилиндрическая' камера (холодильник 3) для подачи охлаждающей воды. Наружная поверхность пенала было теплоизолирована минеральной ватой. Теплоизоляция со стороны крышки осуществлялась за счет наличия в ней воздушнй полости. В корпусе пенала имелись два штуцера для входа и выхода рабочей среды (дистиллированной или борированной воды). Контроль температуры стенки пенала производился по двум поверхностным термопарам, расположенным на корпусе, а контроль

температуры среды - по термопарам, расположенным в нижней и верхней частях пенала. Рабочее давление в системе О.Ь МПа, давление контролировалось двумя манометрами. Было предусмотрено автоматическое отключение электронагревателя при превышении критических значений температуры стенки пенала (570К) и даатения в системе (0,84 МПа). Для защиты системы дефектации от превышения давления имелся

Рис. 1. Принципиальная схема системы дефектации: 1-пенал, 2-электровагреватель, 3-холоднльник, 4-техиологнческяе трубопроводы, 5-лнння подачи воды, 6-ливия иодачн газа, 7-линия сброса ■ ссецматнляцвю, 8-линия опорожнения контура, 9-оробоотборвик, 10-

ашаратура для измерения радноаггавиости

Г

Дефектация кассет производилась таким образом. Пенал пристыкован к баку, крышка снята и хранится в накопителе бака. В пенал под слоем воды, дистанционно, при помощи ручного захвата вставляется кассета из активной зоны. Он закрывается крышкой и производится разогрев воды. После выдержки в течение некоторого времени при рабочей температуре пенал охлаждается водой, поступающей в камеру охлаждения. Производят отбор пробы воды из пенала и ее гамма-спектрометрический анализ. После него воду из пенала сливают в бак выгрузки или в спецканализацию (при обнаружении ГЩ). С пенала снимается крышка и извлекается обследованная кассета. Цикл повторяется со следующей кассетой.

При контроле выгружаемых кассет рассматриваемого реактора были проведены исследования по оптимизации режимов разогрева и охлаждения кассет в пенате и окончательному выбору надежной и экономной методики

предохранительный клапан.

К.ГО твэлов с матричной структурой топлива. В результате были отработаны два метода. Особенность первого метода заключалассь в том ,что при реализации цикла разогрев-охлажденне кассеты в пенале повышали давление в нем до 0,8 МПа, в результате чего вода проникала под оболочку твэла, а при отборе пробы эта вода с продуктами деления попадала в пробоотборник. Вторая методика предусматривала резкий сброс давления в пенале после разогрева сборки. При этом происходило кипение воды под оболочкой дефектного твэла, что, как ожидалось, должно было значительно усилить зыход ПД из дефектного твэла. Фоновой активностью при контроле шгружаемых кассет являлась активность радиоактивных продуктов коррозии

>4Mn, 60Со, 152Eu, 154Eu, составлявшая lOMO5 Бк/кг. Наличие изотопов ■вропия было обусловлено нарушением целостности очехловки одного из гтержней СУЗ реактора, изготовленных из двуокиси европия. Интересно, что начительный всплеск (примерно в 10 раз) активности изотопов европия [аблюдался при контроле одной из близлежащих к стержню СУЗ второго юяса TBC, что, вероятно, свидетельствовало о наличии дефекта очехловки казанного стержня в направлении расположения данной TBC.

Топливная сборка с негерметичным твэлом была обнаружена вблизи гого же стержня СУЗ. При реализации первой из вышеуказанных методик мел место всплеск активности изотопов 144Се, 106Ru, 137Cs (рис. 2)

N. ИМП. 23488.0

'S CJ со

3 й ¡ß ,3 ^ s s! . CO ^ О 8° 1Л

/J — cv -—«— 2 - 3 и 1, 2 - S 8 =, " ,1, IM

О 256 512 768 Номер канала024

1С. 2. Аппаратурный гамма-спектр возы нз пенала с дефектной кассетой. Уделыше

тнвяости ПД: '44Се- '"^Ru-1,9.104 Бк/кг;

/кг.

Регистрация в воде твердых продуктов деления- |06Ни и 1255Ь свидетельствует о значительном повреждении оболочки твэла. При контроле сборки по методике с кипением (рис. 3) выход этих изотопов в воду пенала возрастал до 20 раз.

16300.0

12225.0

8150.0

4075.0

0.0

X

я

cfi М1 v>

г . 3 W4 сп f— 3

О 258 512 .768 Номер канала 1024

Ряс. 3. Аппаратурный гамма-спектр коды после ее кипения в пенале с дефектной

кассетой. Удельные активности ПД: 144Се-6,7.105Бк/кг; 137С5-1,5.10бБк/кг; 134С5-

!

2,5.104БК/кг.

Важно отметить, что использование предложенной процедуры контроля позволяет различить топливные сборки, имеющие значительное поверхностное загрязнение радиоактивными ПД, и дефектны« (негерметичные) TBC. Так, при контроле расположенных в непосредственное близости к обнаруженной дефектной TBC сборок при реализации цикл: разогрев-охлаждение в воде пенала были обнаружены ПД достаточнс высокого уровня активности (рис. 4.). Однако при использовании процедурь

Рис. 4. Аппаратурный гамма-спектр коды из пенала с герметичной кассетой. Удельные активности ПД: н"'Се-2,ЗЛ05Бк/кг; 137Cs-I,4.105Bk/kt; l34Cs-3,1.103Бк/кг; 106 Яи-1,3.104Бк/кг.

онтроля с кипением наблюдалось снижение уровня активности ПД на орядок и более, что свидетельствует о смыве сорбированных на поверхности ассеты ПД, источником которых была дефектная кассета. Это позволило делать вывод, что наличие ПД в контролируемой воде в данном случае бусловлено фоновым поверхностным загрязнением ПД топливных сборок, 1К как интенсивное вскипание воды под оболочкой дефектных твэлов олжно приводить к значительному росту активности ПД (рис. 5).

n. имп.

776.0 582.0 388.9

194.0 0.0

О 256 512 768номерканалаЮ24

Рис. 5. Аппаратурный гамма-спехтр воды после ее кяпеяяя в пенале с герметичной кассетой. Удельные активности

Результаты прведенных экспериментов по обеим методикам обобщены в блице. Они свидетельствуют о высокой эффективности отработанных особов.

Результаты поиска негерметичной кассеты

Негерметичная ТВС Удельная активность, Бк/кг

Цикл 144Се 134Сз 106Ки 1355Ь

азогрев-охлаждение 1.1.106 - 1,9.104 1,1.104

кипением 6,7.105 1,5.106 2,5.104 - -

Герметичная ТВС Удельная активность, Бк/кг

Цикл 1МСе •"а 134Сз юбКи 1355Ь

13огрев-охлаждение 2,3.105 1,4.Ю5 ЗД.Ю3 1,3.104 . -

кипением 6,7. Ю3 7,8.103 - - -

В пятой главе описаны развитые радиационные и шумовые способы

измерения расхода.

Автором обоснованы две модификации радиационного метола измерения расхода, которые существенно упрощают конструкцию измерительных трактов ц повышают точность измерения. В них время доставки теплоносителя до точки детектирования определяется расчетно-экспериментальным путем на основе радиационных измерений при использовании зависимости отношения активностей изотопов с различным периодом полураспада, образующихся при активации теплоносителя, в определенной точке контура от времени доставки. Выбор реперных изотопов продуктов активации теплоносителя производится в зависимости от вида теплоносителя и исходя из возможности детектирования их активности . Так, в условиях реакторного контура на теплоносителе "ширин" (на основе 1^04)

нами использованы изотопы "До и 16К /образующиеся из "составных" ядер теплоносителя 14И и 1бО под действием быстрых нейтронов. Для реакторной петли с водным теплоносителем совместно с 16ДО может бьггь использован изотоп "О .

Удельная активность реперного изотопа в точке детектирования определяется выражением:

1 -(т + 1ЦТ . т

в = (1-е ) ' е-х,"р\о{Е)<р{Е)с1Е (1)

о

где х-время транспорта теплоносителя через активную зону; ш-число циклов циркуляции теплоносителя по контуру; Т-период полного цикла циркуляции; ^р -время доставки теплоносителя от верхней границы активной зоны до точки детектирования активности; р-плотность активируемых ядер в зоне облучения; о(Е)-микроскопическое сечение активации; ф(Е)-дифференциальный энергетический спектр плотности потока нейтронов в активной зоне.

Для изотопов 13 N и выражение (1) можно записать в следующем

виде:

-(т+ЦЛТ

„=( 1-Гяг) е>Лгрро£*1рГ* (2)

\-е

где о-^-усредненное по спектру нейтронов деления сечение активации; ф^ -плотность потока нейтронов спектра деления в зоне облучения теплоносителя.

Тогда время движения теплоносителя с момента выхода из зоны облучения до момента регистрации может быть определено по соотношению активностей изотопов и

, 35*. , а-«~Ух1-гЧт<с1-«-('"'мУг>1 ,

1ТРШ-- --. , (.->)

Массовый расход теплоносителя в реакторной петле определяется как

С = ■ (4)"

1тр

где М-масса теплоносителя на участке от выхода активной зоны до точки регистрации.

Измерение соотношения активностей реперных изотопов 1б1Ч, 190, и |3М з теплоносителе может быть выполнено методом полупроводниковой гамма-;пектрометрии по гамма-линиям соответственно 6,134, 1,363 и 0,511 МэВ. Регистрация активностей производится в одной произвольной точке >еакторного контура. Автором в результате обработки реальных спектров >еакторной установки показана удовлетворительная точность описанного {етода.

Далее обоснована модификация метода с двумя датчиками. Сущность способа заключается в том, что время доставки теплоносителя от одной точки юакторного контура до другой определяется из отношения активностей [зотопов с различными периодами полураспада в этих двух точках контура.

Активность реперных изотопов во второй точке по ходу теплоносителя гогут быть выражены через их активности в первой точке следующим

образом:

«12) =а{пеГ'-'1тр (5)

а?> =аре-Л2*тр (6)

где индекс 1 означает принадлежность к изотопам с большим периодом полураспада, 2-е меньшим, (1) и (2)-первую и вторую точки детектирования по ходу теплоносителя.

Из (5) и (6) легко получить

, о? ,

]П—ттч--1п-

1тр =-^-(7)

Л? — Л\

и, с учетом (4)

V-

Существенно, что для рассматриваемого способа в качестве реперных изотопов могут быть выбраны не только продукты активации теплоносителя, но и слабоосаждающиеся продукты деления Хе, Кг, I, продукты активации примесей 38С1, 82Вг, 24Ыа, 20V и др.. Автором по измеренным на АЭС "Памир" у-спектрам показано, что расхождения определенных по описанной схеме значений расхода с показаниями штатного расходомера составляли не более 5%.

Развиты способы контроля скорости теплоносителя путем измерения частот вырождения в спектральной плотности мощности (СПМ) шумов нейтронного потока в контролируемой кассете, а также определения частотной области линейного изменения фазы когерентности между шумами нейтронного потока и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

. Выполнен анализ комплекса радиометрических исследований на атомном реакторе энергетической установки "Памир", который явился основой для выработки рекомендаций по КГО твзлов реакторов с матричным топливом. Уточнены закономерности утечки ПД в теплоноситель при разгерметизации твэлов на основе дисперсионной матричной композиции иСЬ-(М1+Сг) при их линейной теплонапряженности 15 кВт/м и выгораниях до 2% тяжелых атомов. Показано, что доминирующей является утечка ГПД, выход которых можно прогнозировать на основе механизмов диффузии из топливного сердечника и равновесного массопереноса через дефект оболочки. Выход изотопов газообразных и летучих ПД составляет соответственно 2-10 % и 0,01-0,1 %.

Обоснована возможность реализации методики аналитической оценки радиационного состояния активной зоны реактора с матричным топливом. Методика позволяет оценить количество и степень негерметичности твэлов путем сравнения величин и соотношений измеренных уровней активности ГПД в теплоносителе с их расчетными значениями, полученными в соответствии с предложенными модельными представлениями. Методика дает возможность определить негерметичный твэл, коэффициент скорости выхода ПД из которого 10"6 с"1.

Обоснованы способы повышения надежности и чувствительности КГО путем:

регистрации коэффициентов межфазного распределения ГПД в зоне конденсации;

снижения температуры теплоносителя в 1,3-1,9 раза при постоянной мощности реактора;

снижения давления теплоносителя со скоростью 0,01-0,5 МПа/мин; измерения активности 87Л>, !ЛКг, тХе по высокоэнергетическим гамма-линиям и регистрации их соотношений активностей.

Развиты шумовые методы КГО, заключающиеся в измерении

спектральной плотности мощности шума активности ПД в теплоносителе в диапазоне частот 1(И-10 Гц и шумов плотности нейтронного потока в диапазонах частот 10"4-4.10"3Гц. Для нахождения негерметичных твэлов в активной зоне ' проанализированы методы поканального возмущения мощности реактора и анализа активности ПД в теплоносителе.

4. Усовершенствованы методы и устройства для реализации "мокрого" способа контроля герметичности выгружаемого из реактора топлива, в результате чего появляется возможность повышения чувствительности идентификации дефектных твэлов с матричной структурой топлива при разогреве их до температур 400-430К, а так же значотельно возрастает надежность обнаружения дефектных твэлов за счет выбранных оптимальных скоростей их разогрева (0,05-0,5 Град/с) и охлаждения (2-30 Град/с). Определены оптимальные схемы "мокрого" способу обнаружения TBC с дефектными твэлами путем реализации цикла "разогрев-охлаждение" TBC в пенале под давлением, а так же при сбросе давления и кипении воды.

5. Систематизированы, развиты и обоснованы новые ядерно-физические способы контроля скорости теплоносителя в реакторном контуре путем измерения соотношений активности изотопов в одном и двух участках контура. Исследованы шумовые методы измерения скорости теплоносителя в активной зоне по измерению положений частот вырождения в спектральной плотности мощности шума плотности нейтронного потока и по измерению линейного изменения фазы функции когерентности между шумами плотности нейтронного потока и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.

6. Предложенные ядерно-физические методы контроля герметичности твэлов и скорости теплоносителя явились основой для мер по обеспечению безопасности разгрузки активной зоны реакторной установки "Памир". Возможность применения этих методов не ограничена конкретной установкой, они могут быть рекомендованы для использования на

энергетических и исследовательских атомных реакторах.

ПУБЛИКАЦИИ

1. Жемжуров МЛ., Левадный В.А Шахут A.M. Измерение расхода теплоносителя по соотношению активностей радиоизотопов в реакторном контуре // Известия АН Беларуси. Сер. Физ. -тех. наук.-1993.-№2.

!. Жемжуров МЛ., Левадный В.А, Шахут A.M. Диагностика и контроль радиационного состояния активной зоны при работе реактора иа мощности. Препринт/ИРЭП-1/.- Минск: ИРЭП АНБ, 1992.-32с..

|. Обоснование некоторых шумовых методов диагностики и контроля состояния реакторных установок и разработка автоматизированной информационной системы для их реализации/, Левадный В.А., Шахут А.М., Жемжуров МЛ. и др. : Препринт ИЯЭ-З(Зб). -Минск: ИЯЭ "\НБ, 1991.-42с.

5 гиссерташюннсй работе представлены результаты научных исследовании е области физических основ реализации способов диагностики :: контроля состояния топлива атомных реакторов и скорости теплоносителе в активных зонах. Разработанные оригинальные методы могут найти применение в обеспечении безопасности эксплуатации АЭС е будущем.

У дысертацыйнай рабоце прыведзены вын1к1 навуковых даследаванняу у галане ф1з1чных асноу рзал1зацьа спосабау кантролю стану пал1ва атамных рэактара? 1 хуткасш. цепланосьбЛту у актыуных зонах. Распраца-ваныя арыг!нальныя мегады могуць знайси! выкарыстанне у забеспячэян! бяспечнасщ эксплуатацьи АХ у будучым.

The results of investigations in the fields of scientific-tec) nical oases ana means for carrying out the complex of nuclear phisic; methods of diagnostics and control over the state of reactor cores ai coolants,, including the.diagnostics and control over the core radiat on state.