СПОСОБ БЕЗЫНЕРЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПАРОСОДЕРЖАНИЯ В ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2001 года по МПК G21C17/02 

Изобретение относится к атомной технике, а точнее - к контролю или диагностике параметров ядерной энергетической установки.

Для нормальной эксплуатации ядерных реакторов необходим контроль паросодержания теплоносителя. Среди методов, которые используются для контроля паросодержания теплоносителя, все большее значение приобретают способы контроля с помощью различных видов излучения.

Известный метод контроля паросодержания теплоносителя по интенсивности гамма-излучения теплоносителя описан в работе А.М.Грязнова и др. "Контроль паросодержания в пароводяных коммуникациях реактора по показаниям детекторов системы КГО", в сборнике "Атомные электрические станции", Москва, "Энергоиздат", 1981 г. Для определения паросодержания теплоносителя в технологических каналах реактора РБМК теплоноситель пропускают через активную зону ядерного реактора, где он активируется в потоке нейтронов, при этом ядра кислорода-16 (¹⁶O) переходят в радиоактивные ядра азота-16 (¹⁶N), которые распадаются с испусканием гамма-квантов, затем после того, как теплоноситель наактивируется и выйдет из активной зоны в трубопровод, отводящий теплоноситель от технологического канала, анализируют поток гамма- квантов, испускаемых теплоносителем, величину сигнала. С помощью гамма-спектрометрического детектора, установленного на трубопроводе, выделяют гамма-кванты, испускаемые азотом-16, подсчитывают количество этих гамма-квантов, а затем по количеству зарегистрированных гамма-квантов рассчитывают величину паросодержания.

Первым существенным недостатком такого способа контроля паросодержания теплоносителя является то, что он не позволяет измерять паросодержание в активной зоне ядерного реактора, то есть непосредственно в месте кипения теплоносителя, из-за мощного гамма-излучения активной зоны и невозможности проводить в этих условиях анализ спектра гамма-квантов. Это резко снижает эффективность такого способа контроля для повышения безопасности ядерного реактора.

Вторым существенным недостатком этого способа контроля является то, что он требует облучения теплоносителя мощным потоком нейтронов, характерным для рабочих режимов активной зоны (плотность потока нейтронов должна быть не менее 10¹⁰ см^-2с^-1). Это требование сужает область применения этого способа контроля и делает невозможным определение паросодержания теплоносителя при пусках и остановках реактора, когда потоки нейтронов значительно меньше.

Кроме того, такой способ контроля паросодержания не учитывает изменения плотности теплоносителя из-за изменения его теплофизических свойств и поэтому имеет низкую точность определения паросодержания.

Первый недостаток такого способа контроля устранен в способе контроля паросодержания теплоносителя, описанном в авторском свидетельстве РФ N 1831169, кл. G 21 С 17/00, 1989, который по технической сути и достигаемому результату ближе всего к предполагаемому изобретению. Этот способ контроля паросодержания теплоносителя основан на просвечивании слоя теплоносителя бета-частицами и заключается в том, что в активную зону реактора помещают эмиттер, содержащий стабильный изотоп, такой, например, как родий-103 (¹⁰³Rh), который при активации под действием нейтронного излучения может превращаться в бета-активный изотоп, испускающий высокоэнергетичные бета-частицы (с энергией более 2 МэВ), и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, затем облучают эмиттер высокоэнергетическими нейтронами, измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, испускаемыми эмиттером и проходящими через слой теплоносителя, и определяют спектральную плотность и среднее значение сигнала. При появлении пузырьков пара изменяется плотность теплоносителя и уменьшается доля поглощенных в теплоносителе бета-частиц, что приводит к изменению силы тока и спектральной плотности сигнала.

Для повышения точности определения паросодержания одновременно измеряют ток компенсации, образованный бета-частицами, полученными при облучении потоком нейтронов второго эмиттера с такими же нейтронно-физическими свойствами, которые собираются на коллекторе, отделенном от этого эмиттера слоем вещества с постоянным коэффициентом поглощения бета-частиц. Ток компенсации используют для коррекции тока первого эмиттера и уменьшения влияния на измерения таких факторов, как изменение плотности потока нейтронов и выгорание эмиттера.

Основным существенным недостатком такого способа контроля является то, что для получения высокоэнергетичных бета-частиц требуется непрерывное облучение эмиттера нейтронами. Указанный недостаток значительно сужает область применения этого способа контроля и делает невозможным определение паросодержания теплоносителя в активной зоне при пусках и остановках реактора или определение паросодержания теплоносителя вне активной зоны.

Задачей предлагаемого технического решения является осуществление контроля паросодержания теплоносителя с помощью высокоэнергетичных бета-частиц в отсутствие нейтронного или гамма излучения,
Техническим результатом предлагаемого решения является:
1) осуществление непрерывного контроля теплоносителя при любом состоянии активной зоны, в том числе при пусках и остановках реактора;
2) осуществление непрерывного контроля теплоносителя в любой части ядерной энергетической установки вне активной зоны;
3) предотвращение возможности возникновения и развития аварийной ситуации в ядерной энергетической установке из-за потери информации о состоянии теплоносителя при остановке реактора;
4) расширение области применения технического решения за пределы ядерной энергетики;
5) повышение точности контроля за счет исключения влияния внешнего нейтронного или гамма-излучения на результаты измерений.

Указанный результат достигается тем, что в известном способе контроля паросодержания теплоносителя ядерного реактора, при котором в теплоноситель помещают эмиттер и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, и измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, в эмиттер вводят предварительно полученный в результате ядерных реакций исходный долгоживущий радиоактивный изотоп, который при радиоактивном распаде переходит в дочерний короткоживущий изотоп, генерирующий при своем радиоактивном распаде высокоэнергетичные бета-частицы, которые проходят через слой теплоносителя и собираются на коллекторе, и по известной градуировочной зависимости тока коллектора от плотности жидкости определяют паросодержание теплоносителя.

Сопоставительный анализ заявляемого способа с прототипом выявил следующие отличительные существенные признаки:
- в заявляемом способе получение высокоэнергетичных бета-частиц, необходимых для выполнения контроля, осуществляют не за счет облучения эмиттера нейтронами в момент выполнения контроля, как в прототипе, а за счет введения в эмиттер исходного долгоживущего радиоактивного изотопа, предварительно полученного в результате ядерных реакций;
- в предлагаемом способе высокоэнергетичные бета-частицы получают в результате двухэтапного радиоактивного превращения: исходного долгоживущего радиоактивного изотопа, который обеспечивает возможность длительной работы, но не может генерировать высокоэнергетичные бета-частицы (поскольку долгоживущие изотопы излучают низкоэнергетичные бета-частицы): сначала этот изотоп превращается в дочерний короткоживущий изотоп, а затем уже короткоживущий изотоп распадается, испуская высокоэнергетичные бета-частицы;
- в заявленном способе используются высокоэнергетичные бета- частицы, проходят через слой теплоносителя и собираются на коллекторе;
- в заявляемом способе паросодержание теплоносителя определяют по известной градуировочной зависимости тока от плотности жидкости.

Анализ предлагаемого способа на соответствие критерию новизны показал, что такой совокупности отличительных признаков в известных технических решениях не имеется,
В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными придают совокупности новое свойство - возможность контролировать паросодержание жидкости с помощью высокоэнергетичных бета-частиц независимо от наличия или отсутствия нейтронного или гамма-излучения.

Это значительно расширяет пространственные и временные рамки, а также сферу применения заявляемого способа контроля.

Кроме того, в заявляемой совокупности усилено другое свойство, важное для контроля паросодержания теплоносителя: повышена точность измерений за счет исключения влияния внешнего нейтронного или гамма-излучения на результаты измерений, а также за счет использования высокоэнергетичных бета-частиц, благодаря чему увеличивается толщина просвечиваемого этими частицами слоя теплоносителя.

Отличительные существенные признаки в совокупности с известными из прототипа обеспечивают достижение цели - контроль паросодержания теплоносителя с помощью высокоэнергетичных бета-частиц в отсутствии нейтронного или гамма-излучения и повышение точности контроля.

Кроме того, достигается еще одна цель - возможность измерения уровня жидкости в сосуде, если жидкость холодная и находится в однофазном состоянии, или, в случае нагретой жидкости, обеспечена сепарация паровой фазы.

Техническое решение, характеризуемое отличительными от прототипа существенными признаками, является принципиально новым и не следует явным образом из известного уровня техники.

Все это свидетельствует о соответствии предлагаемого технического решения критериям новизны изобретения и изобретательского уровня.

Проверка заявляемого способа на техническую применимость показала, что его реализация достигается средствами, соответствующими известному уровню техники.

Оценка экономической эффективности предлагаемого способа контроля показала, что:
он значительно превосходит прототип по такому показателю, как срок службы (у эмиттера, содержащего родий-103, этот срок не превышает 2-3 лет, а у эмиттеров, содержащих исходный долгоживущий изотоп, например, стронций-90, может быть доведен до 30 лет и более, то есть рассчитан на весь срок службы реактора);
этот способ позволяет контролировать не только активную зону ЯР, но и прочее оборудование АЭУ;
превосходит прототип по простоте реализации и точности измерений.

Предложенное техническое решение иллюстрируется таблицей 1 и фиг. 1 - 4.

В таблице 1 представлены данные по исходным долгоживущим радиоактивным изотопам и дочерним короткоживущим изотопам, на основании которых осуществляется выбор изотопа для установки в эмиттер.

На фиг. 1 приведена схема цепочки радиоактивного распада одного из наиболее перспективных изотопов (стронция-90), иллюстрирующая получение бета-частиц в предлагаемом способе контроля. В схеме приняты следующие обозначения: верхний индекс после названия элемента обозначает атомный вес, нижний индекс перед названием - атомный номер; 1, 2 и 3 - основное состояние ядра; 4 - уровень энергии ядра, возбуждающегося при радиоактивном превращении; β^- - тип излучаемой частицы; последующие цифры - энергия бета-перехода, кэВ, и доля бета-распадов, %.

На фиг. 2 приведена структурная схема устройства, реализующего предлагаемый способ контроля паросодержания. При этом приняты следующие условные обозначения: 5 - эмиттер; 6 - коллектор; 7 - оболочка коллектора; 8 - теплоноситель, или другая жидкость, параметры которой контролируются; 9 - нормирующий преобразователь; 10 - вычислительное устройство.

Если теплофизические параметры контролируемой среды (температура и давление) меняются в широких пределах, следует учитывать влияние изменения температуры и давления на плотность паровой и жидкой фазы. Пример структурной схемы устройства, учитывающего эти изменения, показан на фиг.3. При этом приняты следующие условные обозначения: 11 - измеритель температуры; 12 - измеритель давления; 13 - анализатор фазового состояния; 14 - корректор.

На фиг. 4 дан пример исполнения детектора контролирующего устройства. При этом приняты следующие условные обозначения: 15 - корпус детектора; 16 - герметичная трубка; 17 - капсула с радиоактивным изотопом; 18 - обойма; 19 - изоляция; 20 - наружная оболочка коллектора; 21 - переходник; 22 - кабель; 23 - центральная жила кабеля; 24 - концевая втулка.

При выборе исходных изотопов, с помощью которых можно осуществлять контроль паросодержания, следует руководствоваться данными таблицы 1, где приведены характеристики возможных перспективных пар радиоактивных изотопов, которые на последней стадии ядерных превращений могут являться источниками высокоэнергетичных бета-частиц. Каждая пара представляет собой исходный долгоживущий изотоп, полученный в результате переработки ядерного топлива и затем введенный в эмиттер, и дочерний короткоживущий изотоп, образующийся в эмиттере и генерирующий при своем распаде бета-частицы. В таблице 1 указаны следующие пары изотопов: кремний-32 - фосфор-32 (³²Si-³²P); стронций-90 - иттрий-90 (⁹⁰Sr-⁹⁰Y); рутений-106 - родий-106 (¹⁰⁶Ru-¹⁰⁶Rh); церий-144 - празеодим-144 (¹⁴⁴Ce-¹⁴⁴Pr). В таблице 1 для каждого изотопа указаны: периоды полураспада (T_1/2), тип радиоактивного распада (β^-, γ) и энергия бета-перехода
Точность контроля паросодержания зависит от энергии бета-частиц: чем выше эта энергия, тем больший слой жидкости можно "просвечивать", и тем больше будет точность контроля. Исходя из требуемой практикой точности, следует считать пригодными для контроля бета-частицы с энергией не менее 1,5-2 МэВ.

Из таблицы 1 видно, что наиболее высокоэнергетичные бета-частицы дают дочерние изотопы из пар: рутений-106 - родий-106 и церий-144 - празеодим-144. Однако желаемый для основного оборудования и аппаратуры ядерной энергетической установки срок службы (не менее 30 лет) может быть получен только от пар изотопов: стронций-90 - иттрий-90 и кремний-32 - фосфор-32. Однако в то время, как радиоактивный изотоп ⁹⁰Sr может быть легко получен из отработанного ядерного топлива, радиоактивный изотоп ³²Si образуется при взаимодействии космического излучения с аргоном воздуха и поэтому довольно дорог. При делении ²³⁵U выход ⁹⁰Sr составляет 5,77% (см. "Радиоактивные вещества", справочник, Ленинград, "Химия", 1990 г). Благодаря медленному распаду относительное содержание ⁹⁰Sr в отработанном топливе через 3 месяца увеличивается до 13% (по суммарной активности).

Как видно из фиг. 1, ядро стронция-90, испуская бета-частицу с энергией 535 кэВ, переходит из основного состояния 1 в основное состояние 2, а стронций-90 превращается в иттрий-90. В дальнейшем ядро иттрия-90, испуская бета-частицу, переходит из основного состояния 2 в основное состояние 3 и превращается в стабильный изотоп цирконий-90. Большая часть испускаемых при этом превращении бета-частиц (99,98%) получает энергию 2260 кэВ и пригодна для контроля состояния теплоносителя.

Стронций-90 получают из отработанного ядерного топлива известным способом (см., например, З.Петерсон, Р.Уаймер. "Химия в ядерной технологии", Атомиздат, Москва, 1967). Затем металлический стронций известным способом, например, сжиганием в чистом кислороде, превращают в порошкообразный оксид стронция, который затем помещают в герметичную оболочку эмиттера.

Для контроля паросодержания теплоносителя (или другой жидкости) эмиттер 5 (см. фиг. 2), содержащий стронций-90, и коллектор 6 помещают в теплоноситель так, чтобы их разделял слой теплоносителя 8. Стронций-90 постепенно превращается в иттрий-90, который испускает высокоэнергетические бета-частицы. Эти частицы проходят через слой теплоносителя 8 и В этом вычислительном устройстве по заложенной в него градуировочной характеристике зависимости тока от паросодержания вычисляются паросодержание жидкости и плотность жидкой фазы.

Для того чтобы учесть влияние изменения температуры и давления на плотность жидкой фазы, дополнительно с помощью измерителя температуры 11 (см. фиг. 3) и измерителя давления 12 определяются теплофизические параметры жидкости, затем сигналы с измерителей 11 и 12 поступают в анализатор фазового состояния 13, где по таблицам теплофизических свойств определяются ее фазовое состояние и плотность жидкой фазы. Далее сигнал с анализатора фазового состояния 13 поступает в корректор 14. В этот же корректор приходит сигнал с вычислительного устройства 10, которое по описанному выше алгоритму определяет паросодержание жидкости. В корректоре 14 вычисленное значение плотности жидкости и измеренное значение жидкой фазы сравниваются между собой, измеренное значение жидкой фазы корректируется и определяется истинное паросодержание.

Если контролируемая среда находится в однофазном состоянии или обеспечена сепарация пара от жидкости, то по величине тока коллектора можно определять уровень жидкости. Для этого в вычислительное устройство 10 закладывается градуировочная характеристика зависимости тока коллектора от уровня жидкости.

Детектор контролирующего устройства работает следующим образом (см. фиг. 4). Эмиттер 5 состоит из набора капсул (герметичных трубок) 16, сделанных из металла, например, из нержавеющей стали и заполненных порошком окиси радиоактивного изотопа 17, например, оксидом стронция-90. Эти трубки укреплены в обойме 18, установленной внутри кольцевого корпуса 15. Стронций-90 превращается в иттрий-90, который, распадаясь, испускает высокоэнергетичные бета-частицы. Эти бета-частицы проходят через слой теплоносителя (или другой жидкости) 8, который протекает по кольцевому зазору между корпусом 15, обоймой 18 и герметичной наружной оболочкой коллектора 20, и собираются на коллекторе 6, окруженном слоем изоляции 19 из порошкообразной окиси магния. Вход и выход теплоносителя 8 в кольцевой зазор осуществляются через окна, прорезанные в концевых втулках 24 и обойме 18. Коллектор 6 через переходник 21 соединяется с центральной жилой 23 коаксиального кабеля 22 в металлической оболочке с минеральной изоляцией, например, типа КНМС, а наружная оболочка коллектора 20 соединяется с металлической оболочкой кабеля. Ток, вызванный в коллекторе попавшими на него бета-частицами, по коаксиальному кабелю 22 передается во вторичную аппаратуру и поступает на нормирующий преобразователь 9.

Использование: в атомной энергетике для непрерывного контроля теплоносителя при любых режимах работы активной зоны ядерного реактора и в любой части вне активной зоны, предотвращения возможности возникновения и развития аварийной ситуации из-за потери информации о состоянии теплоносителя при остановке реактора, повышения точности контроля за счет исключения влияния внешнего или гамма-излучения. Сущность изобретения: в слой теплоносителя помещают коллектор и эмиттер, содержащий полученный в результате ядерных реакций исходный долгоживущий радиоактивный изотоп стронций-90, переходящий при радиоактивном распаде в дочерний короткоживущий изотоп иттрий-90, испускающий высокоэнергетичные бета-частицы, которые, проходя через слой теплоносителя, собираются на коллекторе. Возникающий ток с коллектора поступает на нормирующий преобразователь, а далее в вычислительное устройство, где по известной градуировочной характеристике вычисляется паросодержание жидкости. 1 табл., 4 ил.

Способ безынерционного контроля паросодержания теплоносителя ядерного реактора, при котором в теплоноситель помещают эмиттер и коллектор, разделенные слоем теплоносителя, и измеряют электрический ток коллектора, вызванный бета-частицами, отличающийся тем, что в эмиттер вводят предварительно полученный в результате ядерных реакций исходный долгоживущий радиоактивный изотоп, который при радиоактивном распаде переходит в дочерний короткоживущий изотоп, генерирующий при своем радиоактивном распаде высокоэнергетичные бета-частицы, которые проходят через слой теплоносителя и собираются в коллекторе, и по известной градуировочной зависимости тока коллектора от плотности жидкости определяют паросодержание теплоносителя.