Радиационный технологический контроль

Подсистема радиационного технологического контродя (РТК) предназначена для контроля радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров: оболочек твэлов, трубопроводов первого контура, контура герметизации помещений реакторного отделения.

Контроль за состоянием первого защитного барьера - оболочек твэлов (определение числа негерметичных твэлов и степени их негерметичности) - является важной составной частью РТК, так как продукты деления ядерного топлива при попадании их в теплоноситель первого контура определяют радиационную обстановку как на самой АЭС, так и за ее пределами. По его данным своевременно обнаруживают, а затем выгружают из активной зоны ТВС, имеющие негерметичные твэлы, и тем самым поддерживают активность продуктов деления в теплоносителе на уровне, не превышающем предельно допустимое значение [например, (3,7 10⁹ Бк/л) для АЭС с реактором ВВЭР-440 и (1,0∙10⁹ Бк/л) для ВВЭР-1000] или контрольное значение [например, (3,7∙10⁸ Бк/л) для АЭС с ВВЭР-440 и (1,0∙10⁸ Бк/л) для АЭС с ВВЭР-1000 и РБМК-1000].

Контроль за состоянием активной зоны позволяет прогнозировать газоаэрозольный выброс в атмосферу, а также радиационную обстановку в помещениях АЭС в период планово-предупредительного ремонта, так как часть продуктов деления может сорбироваться на оборудовании и поверхностях первого контура вместе с радиоактивными продуктами коррозии и создавать поле -излучения возле оборудования первого контура.

Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или контроля герметичности оболочек твэлов (КГО):

1) периодический КГО твэлов работающего реактора методом отбора проб теплоносителя;

2) непрерывный КГО твэлов работающего реактора с помощью радио-метрической и спектрометрической аппаратуры беспробоотборным методом;

3) КГО и обнаружение ТВС с негерметичными твэлами на остановленном реакторе в период перегрузки топлива.

Периодический КГО твэлов работающего реактора осуществляется путем отбора проб теплоносителя, определения радионуклидного состава и измерения удельной активности отдельных (реперных) радионуклидов. Для определения радионуклидного состава и измерения удельной активности пробы теплоносителя ее подвергают спектрометрическому анализу с использованием -спектрометра с полупроводниковым Gе(Li)-детектором. Высокое энергетическое разрешение этих спектрометров позволяет правильно идентифицировать реперные радионуклиды и определить их удельную актавность на фоне присутствующих в теплоносителе друuих продуктов деления и коррозии с близкими значениями энергий фотонов (рис. 33). Иногда идентификация радионуклидов бывает настолько затруднена, что приходится прибегать к предварительному разделению радионуклидов методами радиохимии или к разделению с помощью хроматографии на селективных сорбентах, поглощающих (сорбирующих) только определенные радионуклиды.

Непрерывный КГО твэлов работающего реактора осуществляется беспробоотборным методом с помощью радиометрической и/или спектрометрической аппаратуры.

В составе АКРБ на АЭС с реакторами ВВЭР для этой цели имеются устройства детектирования удельной активности ¹³²I и ⁸⁸Кr в теплоносителе первого контура, а также потока запаздывающих нейтронов из теплоносителя. Информация этих УД позволяет контролировать состояние оболочек твэлов работающего реактора и следить за динамикой их разгерметизации.

Рис. 33. Спектр -излучения пробы воды теплоносителя АЭС с реактором ВВЭР-440, измеренный с помощью полупроводникового детектора ДГДК-40Б.

Метод КГО по запаздывающим нейтронам основан на том, что среди продуктов деления имеются летучие изотопы брома и йода, которые перенасыщены нейтронами и испускают их за время от долей секунды до нескольких десятков секунд. Радионуклиды ⁸⁷Вr (T_1/2=55,6 с) и ¹³⁷I (Т_1/2=24,5 с) успевают за это время выйти из топлива под оболочку твэла и далее через дефект оболочки попасть в теплоноситель первого контура реактора. Испускаемые ими нейтроны (с энергией соответственно 0,56 и 0,25 МэВ) могут регистрироваться детекторами нейтронов, расположенными на всех главных циркуляционных трубопроводах (петлях) первого контура (на шести у реактора ВВЭР-440 и на четырех у ВВЭР-1000), и тем самым служить для оценки повреждения оболочек твэлов. В АКРБ петлевая система КГО по запаздывающим нейтронам основана на измерении плотности потока нейтронов в диапазоне 10-10³ нейтр/(см²с).

Измерение плотности потока нейтронов производится с помощью устройства детектирования УДИН-02Р, которое состоит из двух блоков детектирования (УДИН-01Р) на основе газоразрядного счетчика тепловых нейтронов СНМ-32, заполненного газом ВF₃. Блоки детектирования размещены в стальных полых корпусах, охватывающих трубопровод с теплоносителем. Через корпуса циркулирует охлаждающая вода, которая одновременно служит для замедления испускаемых быстрых нейтронов до тепловых энергий. Для устранения внешнего фона тепловых нейтронов корпуса с блоками детектирования помещены в кадмиевые экраны.

Таким образом, непрерывный контроль герметичности оболочек твэлов осуществляют, регистрируя активность продуктов деления в теплоносителе и поток запаздывающих нейтронов. Факт разгерметизации устанавливают по превышению некоторого начального уровня концентрации продуктов деления, обусловленного незначительным поверхностным загрязнением оболочек твэлов нуклидом ²³⁵U при их изготовлении (обычно менее (1-3)•10^-10 г/см²).

На АЭС с реакторами РБМК для обнаружения при работе реактора технологических каналов (ТК), в которых оболочки твэлов потеряли герметичность, служит аппаратура РУГ2-01. По данным этой аппаратуры поканального КГО твэлов принимают решение о выгрузке из ТК той ТВС, которая имеет негерметичные твэлы, и замене ее свежей, не снижая мощности реактора. Аппаратура КГО обеспечивает контроль 1693 каналов с помощью 8 сдвоенных блоков детектирования, каждый из которых контролирует группу примерно из 240 каналов. Контроль ведется по -излучению продуктов деления пароводяной смеси, отводимой от ТК в барабаны-сепараторы.

Блок детектирования (сцинтиллятор NaI(Тl) с ФЭУ) установлен в защите из свинца с коллиматором и расположен на тележке, которая периодически перемещается около ряда труб, отводящих пароводяную смесь от ТК в барабаны-сепараторы. Пере-мещение блоков детектирования и регистрация результатов измерения -излучения выполняются автоматически в течение примерно 30 мин. Превышение значения сигнала от какой-либо трубы над его средним значением от всех труб (или над установленным порогом) означает, что в данном ТК находится кассета с негерметичным твэлом. При этом срабатывает звуковая и световая сигнализация индикации и запоминания номера канала. С блочного щита управления АЭС оператор может установить блок детектирования около трубы от одного ТК и следить за изменениями активности пароводяной смеси этого канала.

Чувствительность такой системы КГО завиcит от уровня регистрируемых в выбранном энергетическом окне фоновых сигналов. Эти сигналы возникают от радиоактивных продуктов коррозии в теплоносителе и в отложениях на поверхности отводящих пароводяную смесь труб. Энергетическое окно (1,6-4,2 МэВ) регистрации импульсов блоков детектирования КГО выбрано таким, чтобы импульсы -излучения продуктов деления регистрировались наиболее эффективно, а фоновое -излучение теплоносителя, обусловленное наличием в нем ядер ¹⁶N, отсекалось дискриминатором.

КГО твэлов на остановленном реакторе осуществляется путем проверки поочередно каждой ТВС. Наиболее распространенный способ такого контроля заключается в том, что ТВС помещают в пенал объемом 0,08-0,15 м³, заполненный водой, и создают в нем с помощью блока управления и насоса избыточное давление до 0,4 МПа. При наличии дефекта в оболочке твэла вода при повышенном давлении поступает в зазор между оболочкой и топливом и насыщается продуктами деления. После сброса избыточного давления она выходит в пенал, увеличивая концентрацию продуктов деления в воде стенда КГО. По удельной активности ¹³¹I в пробе воды из стенда КГО судят о степени разгерметизации оболочек твэлов и принимают решение о дальнейшем использовании ТВС с негерметичными твэлами.

Контроль за герметичностью второго защитного барьера - трубопроводов и оборудования первого контура - осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности в помещениях, где это оборудование находится, а также путем контроля за протечками теплоносителя из первого контура во второй.

Радиационный технологический контроль за протечками теплоносителя первого контура во второй на АЭС с реакторами ВВЭР осуществляется, как правило, путем размещения устройств детектирования -излучения на линии продувки парогенераторов (ПГ), на паропроводах и на выхлопе эжекторов. Контроль на линии продувки ПГ осуществляется с помощью прибора "Берест-2".

Для контроля активности острого пара в основных паропроводах второго контура используется УДПГ-03 с сцинтиблоком с кристаллом NaI(Т1) размером 63 х 63 мм. Для защиты от внешнего -фона блок окружен свинцовой защитой толщиной 60 мм. Диапазон регистрации этого УД составляет 2•10³-2•10⁶ Бк/м3.

Контроль активности парогазовой смеси на выхлопе эжекторов ведется по -излучению ИРГ (^{133, 135}Хе, ^85mКr, ⁸⁸Кr и др.). Для их регистрации внутри трубы с парогазовой смесью размещено устройство УДПБ-03 с двумя высокотемпературными газоразрядными счетчиками СБМ-18 (рис. 34).

Основной счетчик для защиты от воздействия влаги окружен только тонким чехлом из полиамидной пленки, компенсационный (для вычитания фона -излучения) размещен в стальном чехле толщиной 4 мм. Диапазон регистрации составляет 3,7∙10⁵ - 3,710⁸ Бк/м³).

Рис. 34. Устройство для детектирования

активности парогазовой смеси эжекторных

газов по -излучению УДПБ-03:

1 - врезка в контур; 2 - защитный футляр;

3 -высокотемпературный счетчик

На АЭС с реактором РБМК имеется система контроля целостности труб технологических каналов (КЦТК), в которых помещены твэлы и по которым циркулирует теплоноситель. Система КЦТК предназначена для обнаружения разгерметизированного канала и предотвращения распространения влаги в смежные с поврежденным каналом районы графитовой кладки реактора. КЦТК осуществляется косвенным методом-измерением температуры и влажности прокачиваемой через кладку азотно-гелиевой смеси. Прокачка необходима для охлаждения кладки.

Если технологический канал потерял герметичность, то в азотно-гелиевую смесь попадут водяные пары, которые повысят температуру и влажность, постоянно контролируемую термопарами и датчиками влажности. КЦТК обеспечивает поканальный контроль температуры смеси и контроль группы каналов (до 81 канала в группе) по влажности в смеси.

В случае обнаружения течи технологического канала по сигналу КЦТК включается режим "сушка кладки" и производится усиленный отсос парогазовой смеси из группы каналов, среди которых обнаружен поврежденный.

Контроль за состоянием третьего защитного барьера - контура герметизации помещений реакторного отделения - осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности и мощности дозы -излучения в зоне свободного режима и на территории АЭС.