Детекторы ионизирующего излучения в системах контроля энерговыделения ядерных реакторов

Современные атомные электростанции характеризуются большими величинами вырабатываемой мощности электрической энергии, что сопровождается увеличением геометрических размеров

активной зоны реактора. Это приводит к появлению пространственной неустойчивости распределения энерговыделения по активной зоне и различного типа колебаний и флуктуаций мощности в

различных областях активной зоны, что предъявляет повышенные

требования к системам контроля, регулирования и защиты.

Экономические соображения заставляют сокращать запасы между текущими и максимально допустимыми значениями основных

технологических характеристик реактора и, в первую очередь, тем-

пературы стенок твэлов. Поэтому требование надежного контроля

за распределением энерговыделения по активной зоне энергетического реактора диктуется как соображениями теплотехнической

надежности, так и требованиями ядерной безопасности АЭС.

При построении системы контроля энерговыделения реактора

необходимо учитывать следующие факторы.

Во-первых, количество тепловыделяющих сборок в мощных ре-

акторах достигает нескольких тысяч. Это делает практически невозможным оснащение всех сборок средствами для определения

мощности и прежде всего теплотехническими средствами.

Во-вторых, с учетом подобия в распределениях различных характеристик реактора, зависящих от уровня и распределения тепловой мощности, оказалось возможным в ряде случаев избежать прямых теплотехнических измерений. Отказ от массовых теплотехнических измерений по реактору определяется в основном двумя соображениями: отсутствием надежных малогабаритных измерителей паросодержания в кипящем теплоносителе и трудностью создания малогабаритных расходомеров, тем более что возможно построить распределение мощностей по тепловыделяющим сборкам из известных распределений плотности потока нейтронов или плотности генерации энергии γ -квантами. Детекторы можно размещать вне реактора (внешние) и в пределах активной зоны (внутриреакторные). Внешние детекторы имеют одно неоспоримое преимущество: простота обслуживания, допускающая относительно легкую замену отказавшего детектора. Внешний детектор потока нейтронов располагается на некотором расстоянии от реактора и поэтому вырабатывает сигнал, пропорциональный величине, проинтегрированной по всему объему или по некоторой области объема активной зоны. Это означает, что он вырабатывает сигнал, зависящий от средней мощности реактора. Таким детектором может быть зарегистрирована только существенная азимутальная неоднородность в

распределении плотности потока нейтронов. Внутриреакторные детекторы более правильно отражают состояние реактора. И, наконец, при исследовании быстропротекающих процессов, когда необходимо учитывать время прохождения возмущения по реактору, внутриреакторные детекторы, запаздывание которых известно, также предпочтительнее. Таким образом, система контроля за распределением энерговыделения по активной зоне энергетического реактора может состоять из некоторого количества внутриреакторных детекторов, преимущественно детекторов плотности потока нейтронов. Количество детекторов находится как оптимум, удовлетворяющий требованиям получения искомых величин с заданной точностью и не вызывающий заметных усложнений в проведении основного технологического процесса в реакторе. Измерительно-вычислительный комплекс, позволяет восстановить поле энерговыделения по известному алгоритму с учетом полученных с помощью этих детекторов реперных значений. Основные реакторы на тепловых нейтронах, используемые для АЭС – это водо-водяные (кипящие и с водой под давлением), реакторы с графитовым замедлителем, охлаждаемые водой или газом, и тяжеловодные реакторы с охлаждением обычной водой, тяжелой водой или газом. Характерными параметрами таких реакторов, определяющими условия эксплуатации детекторов, являются плотности потока нейтронов порядка 1017–1018 нейтр/(мг•с) и рабочие температуры ~300–400 °С, а для реакторов с жидким замедлителем ~700 °С. Срок службы внутриреакторных детекторов, предназначенных для энергетических реакторов, должен быть больше времени между остановками для перегрузки топлива. Это время определяется особенностями индивидуального реактора, однако опыт работы систем контроля энерговыделения (СКЭ) на ряде реакторов показывает, что надлежащим выбором конструкции и материалов детектора, а также расположением детектора в активной зоне можно свести к минимуму поправку на несоответствие скорости выгорания топлива в твэлах и материала чувствительного элемента детекторов. Применение СКЭ повышает энерговыработку реактора из-за уменьшения неоправданных запасов между текущими и предельными значениями температуры оболочек твэлов, увеличения времени безаварийной работы и сокращения времени на вывод реактора на проектную мощность после останова. Расходы на внедрение такой системы довольно быстро окупаются. СКЭ дают возможность надежно и оперативно контролировать распределение энерговыделения и могут вырабатывать сигналы для регулирования средней мощности реактора и зонного регулирования, а также для системы защиты реактора.

Список использованной литературы

1. Михеев В. П., Просандеев А. В. Датчики и детекторы. М.: МИФИ,

2007.

2. Королев С. А., Михеев В. П. Датчики и детекторы физико-энерге-

тических установок: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 232 с.

3. Никифоров А. Ю., Согоян А. В., Бойченко Д. В. Электронные датчики: преобразователи ионизирующих излучений, механических величин, магнитного поля. – М.: МИФИ, 2005.196 с.