способ обнаружения единичного дефекта твэла

Формула изобретения

1. Способ обнаружения единичного дефекта твэла ядерного реактора, заключающийся в том, что измеряют активность реперных долгоживущих и короткоживущих продуктов деления в теплоносителе при работе реактора на мощности, определяют постоянные вывода нуклидов из теплоносителя и по величине активности делают заключение о наличии в активной зоне негерметичных твэлов, отличающийся тем, что в качестве реперного радионуклида используют продукт деления, имеющий постоянные распада и осаждения на поверхностях значительно меньше постоянной вывода нуклида на фильтрах очистки теплоносителя, а время жизни нуклида значительно меньше времени удерживания на фильтре очистки и значительно больше времени жизни предшественников в цепочке радиоактивных превращений.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что активность нуклида в теплоносителе измеряют на двух уровнях мощности, относящихся как



где P₁ - начальная мощность реактора;

A₁ - активность нуклида в теплоносителе при работе реактора на мощности P₁;

P₂ - конечная мощность реактора;

A₂ - активность, соответствующая заданной чувствительности контроля.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что измерение активности реперного нуклида в теплоносителе на конечном уровне мощности проводят через время после перехода, равное



где Ф - постоянная вывода нуклида на фильтре очистки теплоносителя.

4. Способ по пп.1 - 3, отличающийся тем, что после достижения времени t работы ядерного реактора на конечном уровне мощности отключают фильтр очистки и проводят измерение активности реперного нуклида в теплоносителе через время, равное 1 - 2 временам жизни реперного нуклида.

5. Способ по пп.1 - 4, отличающийся тем, что начальную мощность реактора устанавливают близкой к номинальной, работают на этой мощности в течение времени, равном 3 - 5 времени жизни реперного нуклида, после чего снижают уровень мощности до нуля.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек (КГО) твэлов, и может быть использовано на ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с водным теплоносителем.

Известен способ КГО твэлов, заключающийся во введении под оболочку твэлов определенных нуклидов, например изотопов, инертных газов, и регистрации в технологических средах ЯЭУ этих нуклидов в случае разгерметизации оболочки твэла /1/. Основной недостаток способа связан со значительным усложнением технологии изготовления твэлов, что экономически неоправданно. Кроме того, способ может быть использован только для определенного типа твэлов, имеющих газовый объем под оболочкой.

Известен классический (радиометрический) способ КГО твэлов, основанный на измерении в теплоносителе работающего реактора активности долгоживущих и короткоживущих (реперных) продуктов деления, определении постоянных вывода реперных нуклидов из теплоносителя и регистрации негерметичности оболочек твэлов путем сравнения активности реперных нуклидов /2/. Этот способ наиболее близкий к заявленному и является его прототипом. Основной недостаток прототипа состоит в том, что существует принципиальный предел его работоспособности (чувствительности), определяемый фоновой активностью реперных нуклидов за счет загрязнения теплоносителя и (или) поверхностей оборудования первого контура делящимся веществом. Недостаток прототипа заключается также в необходимости измерения активности нескольких нуклидов, что усложняет контроль и снижает его достоверность вследствие сложения погрешностей измерений.

Задача, решаемая в данном изобретении, заключается в достижении любой заданной чувствительности и повышении достоверности контроля.

Формализованное решение задачи базируется на следующих положениях. В общем случае удельная активность (концентрация) реперного нуклида - продукта деления в теплоносителе ядерного реактора - представляет сумму составляющих

A₁ = A_ф + A₂, (1)

где A₁ - активность нуклида в теплоносителе;

A_Ф - фоновая составляющая активности; A₂ - активность нуклида, поступающая в теплоноситель из твэла.

Регистрация негерметичного твэла возможна в том и только в том случае, если

A₂ A_ф. (2)

Можно считать, что величина A₂ является заданным пределом чувствительности радиометрического способа и ее минимальное значение определяется единичным дефектом твэла. Процесс образования единичного дефекта является случайной величиной, зависящей от многих факторов, в том числе и от конструкции твэла. Накопленный опыт исследований на ЯЭУ с водным теплоносителем свидетельствует о том, что минимальный среднестатистический единичный дефект твэла приводит к возрастанию активности продуктов деления в теплоносителе работающего реактора на величину A₂ = (10^-9 - 10^-8) Ku/кг.

В общем случае фоновая составляющая активности продуктов деления в теплоносителе представляет собой сумму составляющих

A_ф = A_ф1 + A_ф2 + A_ф3,

где A_ф1 - активность нуклида за счет деления атомов, находящихся в теплоносителе и (или) на поверхности оборудования;

A_ф2 - активность нуклида, поступающего с фильтра очистки теплоносителя;

A_ф3 - активность за счет распада предшественников в цепочке радиоактивных превращений, в том числе находящихся на поверхности оборудования.

Минимальный уровень фоновой активности в теплоносителе наблюдается в том случае, если количество открытого делящегося вещества в контуре определяется технологическим загрязнением оболочек твэлов в процессе изготовления. Например, по 235-U эта величина составляет m(235-U) 10^-4 г и удельная активность продукта деления в теплоносителе находится в пределах A_ф1 = 10^-7 - 10^-6 Ku/кг ("чистый" контур реактора). В случае загрязнения контура топливной композицией от предыдущих кампаний ЯЭУ с негерметичными твэлами величина m(235-U), а следовательно, и A_ф1 возрастают на несколько, обычно на 2-3 порядка ("грязный" контур реактора). Таким образом, даже в условиях "чистого" контура регистрация единичного минимального дефекта, достижение заданной чувствительности способа практически невозможно без использования специального регламента контроля, который должен включать набор специальных операций (признаков), позволяющих добиться выполнения условия (2).

Сущность изобретения заключается в том, что за счет выбора реперного нуклида с требуемыми физико-химическими характеристиками и определенного алгоритма уменьшения мощности реактора осуществляется вывод фоновой активности на фильтре очистки теплоносителя до момента времени, когда остаточный фоновый уровень окажется меньше заданной чувствительности, определяемой скоростью поступления реперного нуклида из твэла. В качестве иллюстрации на фиг. 1 представлена качественная картина процесса изменения в теплоносителе составляющих A_ф1 и A₂ после снижения начальной мощности P₁ до конечной P₂ при условии A₂ >> A_ф2 + A_ф3 .На временном интервале [t₁;t₂] достигается выполнение условия (2). В случае P₂ = 0 t₁ сместится в область больших времен, поскольку A₂ снизится примерно на порядок за счет остывания топлива. Однако после достижения неравенства A₂ >> A_ф1 оно сохраняется на последующем временном интервале вплоть до t₂ .

Для реализации процесса необходимо выполнение определенных требований к реперному нуклиду. Во-первых, он должен эффективно выводиться из теплоносителя на фильтре очистки, т.е. постоянная очистки фильтра (Ф) должна быть много больше постоянной распада нуклида. Поэтому в качестве реперного нуклида не могут быть использованы короткоживущие продукты деления, нуклиды Kr, Xe, для которых Ф = 0, а также нуклиды, сорбирующиеся на поверхностях. В последнем случае в контуре появляется дополнительный источник A_ф3 за счет последующей десорбции нуклида с поверхности, имеющей временную зависимость A_ф3~ e^-t . Во-вторых, время жизни (период полураспада) реперного нуклида должно быть много меньше времени удерживания нуклида данного элемента (t_ф) на фильтре очистки теплоносителя. Это требование вытекает из неравенства A_ф2 < A₂, или что эквивалентно t_ф 1 или t_ф >> T_1/2. Практически время t_ф удерживания на ионнообменном фильтре примесей, присутствующих в теплоносителе в ионной форме, составляет порядка тысячи часов. Время жизни реперного нуклида определяется отношением A₂/A₁ из выражения



и обычно не должно превышать 1-10 суток. Поэтому, в частности, в качестве реперных нуклидов не могут быть использованы долгоживущие изотопы иода и цезия. Наконец, для исключения влияния физико-химических свойств материнских нуклидов на фоновое значение реперного нуклида в теплоносителе время жизни реперного нуклида должно значительно превышать время жизни предшественников в цепочках радиоактивных превращений продуктов деления. По этой причине, в частности, в качестве реперного нуклида не может быть использован 132-I, имеющий долгоживущего предшественника 132-Te. Из зависимости фиг. 1 также следуют определенные требования к изменению режима работы установки для достижения заданной чувствительности A₂. Первое из них связано с уменьшением начального уровня мощности P₁, которое должно приводить к выполнению условия

A₁(P₁) A_ф1(P₂) A₂ (5)

на конечном уровне мощности P₂. Так как A₁ прямо пропорционально мощности, это условие выполняется при



включая P₂ = 0. Поскольку активность нуклида в твэле пропорциональна мощности и времени работы реактора, для достижения максимального A₂, при данной негерметичности твэла начальная мощность реактора должна быть близка к номинальной, а время работы на этом уровне мощности равно (3-5) времени жизни реперного нуклида. Второе требование - длительность (t₁) работы на конечном уровне мощности с подключенным фильтром очистки теплоносителя, после чего реализуется условие (5). Это время может быть найдено из соотношения



Поскольку



Таким образом, по сравнению с известным способом предлагаемый способ при правильном выборе реперного нуклида и режима работы ЯЭУ обеспечивает достижение любой заданной чувствительности и повышает достоверность.

Практическая реализация данного способа не вызывает затруднений, что подтверждается проведением КГО твэлов ядерного реактора с аммиачным водно-химическим режимом (ВХР) теплоносителя. В этих условиях все продукты деления могут быть условно разбиты на три группы:

1 - газы-изотопы Kr, Xe, которые не могут быть реперными, поскольку Ф 0;

2 - нуклиды Br, Rb, I, Cs - потенциальные реперные нуклиды, т.к. для них Ф 0 и отсутствует сорбция на поверхностях;

3 - нуклиды Sn, Ba, Te, Ce, Mo, Ru и т.д., для которых постоянная осаждения на поверхностях значительна (0 3 ч^-1 >> Ф), поэтому они также не могут быть использованы в качестве реперных нуклидов.

При реальных значениях постоянных Ф = 0,5 ч^-1, t_ф = 10³ ч группа потенциальных реперных нуклидов сокращается до трех изотопов йода - 131, 133, 135-I и дальнейший их выбор определяется уровнем фоновой активности нуклида в теплоносителе и заданным пределом чувствительности A₂.

На фиг. 2 приведены расчетно-экспериментальные зависимости изменения активности потенциальных реперных нуклидов в теплоносителе в случае остановки реактора (P₂ = 0) с мощностью P = 30% P номинальной и заданной чувствительностью контроля A₂ = 10^-10 Ku/кг - расхоложенного реактора. Дополнительно на фиг.2 указаны пределы обнаружения негерметичности твэлов (A_n) известным способом, предполагая, что погрешность измерения активности нуклида 10%. Согласно приведенным на фиг.2 зависимостям при данных условиях в качестве реперного нуклида может быть использован нуклид 133-I при временах t₁ 35 ч после останова реактора. Значение t₁, рассчитанное по формуле (8), составляет t₁ = 23 ч. Однако за счет распада материнского изотопа 133-Te, 133^m-Te, находящегося на поверхностях, происходит снижение скорости вывода 133-I из теплоносителя, и реализация условия (5) достигается при t₁ = 35 ч. Для 131-I уровень фоновой активности за счет составляющих A_ф2 + A_ф3 составляет порядка 10 ^-8 Ku/кг, что значительно превышает заданный предел чувствительности. По нуклиду 135-I время t₁ 25 ч, при этом величина активности A₂ будет составлять A₂ (135-I) 10^-13 Ku/кг, что значительно усложняет аналитическую часть контроля. Для нуклида 133-I уровень активности, который измеряется в теплоносителе, составляет A₂ (133-I) 510^-11 Ku/кг, что не вызывает трудностей его определения. Кроме того, имеются возможности повышения измеренного уровня A₂ в теплоносителе, например, за счет отключения фильтра в момент времени t₁, после чего A₂ будет возрастать пропорционально (пунктирная линия на фиг. 2), а A_ф убывать В случае, если величина постоянной очистки Ф < 0,5 ч^-1, кривые фиг. 2 становятся более пологими, величина t₁ для 133-I смещается в сторону больших времен, а контроль по 135-I становится вообще невозможен. Аналогичное смещение времени t₁ происходит при снижении предела чувствительности A₂ < 10^-10 Ku/кг. При повышении предела чувствительности A₂ < 10^-10 Ku/кг - картина закономерностей обратная. Для реакторов с другими ВХР теплоносителя выбор реперного нуклида зависит от постоянных осаждения.

Иcточники информации

1. Способ обнаружения утечки в компонентах активной зоны ядерных реакторов. Патент США N 4033813 от 5.07.77. G 21 С 17/04.

2. Жемжуров М.Л. Методы контроля герметичности оболочек твэлов на ядерных реакторах. Изв. АН БССР сер. физ. энерг. наук. 1990, N 2, 21-30.