Исследование детекторов прямой зарядки и развитие методов их использования на ядерных реакторах

Первая информация о возможности использования для контроля нейтронных потоков детекторов, генерирующих электрический ток без внешнего источника питания, а только под действием излучения, появилась в 1961 г.: впервые был открыто опубликован принцип их работы, и эти детекторы получили название — детекторы прямого заряда (ДПЗ) [1]. Исследования таких детекторов практически одновременно проводили независимо друг от друга ученые разных стран. Среди них работы, выполненные в нашей стране, занимают если не лидирующее, то, во всяком случае, достойное, независимое место. Особенностью большинства этих исследований была причастность к засекреченным темам, что неизбежно вело к келейности в решении ряда общих проблем, терминологической и технической разобщенности. Часть из этих работ остается закрытой и неопубликованной до настоящего момента.

Появление первых ДПЗ соответствовало периоду бурного развития ядерных технологий и открывало перспективы в решении задач контроля и управления на ядерных установках различного назначения. Сдерживающим фактором на этом направлении была малая для измерительной техники того времени величина сигнала и отсутствие ориентированных на эти детекторы средств преобразования и измерения их сигналов.

В основу диссертации положены исследования, выполненные в 1973— 1995 гг. в ИАЭ им. И. В. Курчатова (РНЦ «Курчатовский институт»), на действующих в стране и за рубежом АЭС с ВВЭР-440 и при ликвидации последствий аварии (ЛПА) на Чернобыльской АЭС.

Исследование ДПЗ, как источника сигнала, разработка методов измерения и требований к аппаратуре для измерения этих сигналов является основной целью данной работы. В свое время такие исследования с участием автора завершились созданием унифицированной системы внутриреакторного контроля (СВРК) для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) «ГИНДУКУШ». 2].

Актуальность данной работы в настоящее время продиктована возрастающими требованиями к безопасности АЭС в целом, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС, и к системам контроля в частности. Исследование сигналов ДПЗ и поиск путей повышения качества выделения информативной части этих сигналов открыли новые возможности при решении задач контроля и управления на ядерных реакторах.

Разработка методов использования ДПЗ для диагностики, управления и аварийной защиты — вторая задача данной работы. Рассмотрены возможности применения ДПЗ для решения диагностических задач при тяжелых авариях на ядерных установках и предложены технические решения по построению системы контроля при запроектных авариях. Научная новизна работы состоит в следующем:

• экспериментально изучены характеристики ДПЗ, применяемых на АЭС с ВВЭР, разработаны методы и созданы средства измерения их сигнала, что позволило в комплексе с другими исследованиями решить задачу эффективного использования СВРК на АЭС с ВВЭР внутри страны и за рубежом;

• разработан комплекс программно-аппаратных средств для коррекции инерционности родиевых ДПЗ, обеспечивающих быстродействие на уровне, требуемом для систем защиты и управления, что позволяет расширить функции СВРК в этом направлении;

• предложен метод и средства контроля при запроектных авариях.

Практическая ценность работы состоит в том, что результаты проведенных исследований используются при модернизации существующих и разработках перспективных СВРК для АЭС с ВВЭР. Особое место занимает методика и уникальные средства диагностики, обеспечившие возможность ведения диагностических исследований на аварийном 4 блоке Чернобыльской АЭС. С помощью этих средств были впервые обнаружены в мае 1986 года топливосодержащие массы разрушенного реактора в подреакторном помещении и установлен непрерывный контроль за их параметрами.

Автор выносит на защиту:

1. Результаты экспериментальных исследований характеристик ДПЗ, важных для обеспечения качественного измерения их сигналов.

2. Метод и результаты коррекции инерционности родиевых ДПЗ.

3. Результаты диагностических исследований при запроектной аварии на Чернобыльской АЭС и предложение по методу и средствам контроля и диагностики при запроектных авариях на АЭС.

Диссертация состоит из введения и четырех глав. Основные выводы приведены в конце каждой главы.

2.Основные результаты измерений",.

2.1. При прохождении зондом по трубопроводу определена механическая целостность, отсутствие резких непроектных изгибов, изломов, заклепов на расстоянии 15, ом. от выреза.

2.2. Мощность дозы на рабочем месте (отм. +10,2) — 5−7 р/час, в трубопроводе на расстоянии 1 м. от выреза — 50 р/час. Скорость воздушного — тока 3,5 а/сек, направлениевнутрь трубопровода.

2.3. Температура внутри трубопровода на расстоянии Т^ои. $ более двух метров за осыо реактора) по наблюдениям в течении трех суток составляет 4−0-45сС и слабо зависит от расхода воздуха через трубопровод.

Л. Температура внутри трубопровода на расстоянии, соответствующее разветвлению в пом.¡-4305 зависит от расхода. При наличии расхода -30OC, в отсутствии расхода — около 4−0с'С.

2.5. Мощность дозы гаммаизлучения по интегральному детектору, при полной длине погружения в трубопровод оценена как 3,5хЮир/час.

206. Интегральное распределение гаииаактивности по длине трубы приведено на рис. 2.

2.7. В процессе работы получены и сообщены Еаучному ру ководству результаты дозиметрической разведки в зоне прилегающей к зоне цроведех работ (маршрут, помй 206, 207^ трубопроводы)" .

Зо Основные зыводы.

3.1. На основании модельного обследования и прохождения трубопров< зондом можно сделать заключение о механической целостности конструкци! в пом. 30−5. .

3.2. Высокий уровень гаммаактивности — 3,5Ц0°р/час свидетельство близком расположении топлива. Наиболее вероятно оно находится в высг ющих в пом. 305 пустотелых конструкциях*. $.3. Относительно низкая температура в пом.305 J-й-О- +45°С) свидетельствует о малом количестве топлива и достаточном охлаждении.

ЗЛ. дозовая нагрузка специалистов — прйерно 9рад, на человека.

3.5. Методика зондажа’может быть использована для дальнейшего обследования блока JL4 при необходимости выхода на большие количества топлива. При наличии трасс подготовка и обследование могут быть прове дены за 5−7 дней.

Состав бригады: Шикалов В. Ф. $>?

Мительман М.Г. уС^Тр^е.^? j.

Шнаренков U.A.^^g,.

СиЕинцез Ю< Письменный В. Д. г. Чернобыль, 7.06. ьг. у /—у/ -, у¿-u./cs y?, y? /faejtfyi fa/ оfA.

7 /?¦¦ -rJ.y.

У ^.

• V саиФ?/t ?>j?, ??fcs^ y?/ jf? as ъи/гJy-? ?r i-.r?<

У t ' ¦ ,.

— V'/ У: с? f??-s-: л y.

У^У-УУ / с .

S 'Sc'^i'/—/s У У '.

У / y, У.

УУ-Ус /У УУ-УуС Л Á-'<'<Y¿-Sс У У 1 ' < <�¦ J ¦ /.

Jfyy o^cy^ y<у yy?^ и f-yy^ У У¿-)^r ?2?t /г ууУ fyyt^y C^A" ?x^* f? s^fd^t. 7 y i fc ! С С i.

Co e.

Уi y / y.

Г. 4 /Z /Г г ^ ^ - ^ f ><г л y? ii<. I У С? y ?y.

У С.>- ?, у Ut /УС (Гfy с, А ¿-жсг ууг? y — < /у. i ':) Л'. /,.

VtT />r/-? ?'? f. У' i7y I '?f?'. s* s s* 'S '.

У?У? <-у:¡У.

У У V.

•'/Г yj У У? Г.

V i < e^-r. r/1 у У.

9 ?efie.

У e>? ?Z.

Утверждаю.

КЖ€

Е.А.Смышляев главны*-! инженер ЧАЭС.

А К утверждаю член Правительс твеннс ^ хошегсии 5. Якобл е в об изменениях б схеме временного контроля состояния в под^еакторном пространстве.

1 июля 1966 г. в результате работ, проводимых персоналом ЧАЭС б лестничном пролете между отм. +10,5 и 6,00 4 блока порван (разрушен) кабельный детектор, с помощью которого контролировалась температура и мощность дозы гаша-излучекия в сливном коллекторе СУЗ.

Анализ показаний детекторов за период с 9 июня 1986 г. по 30 июня 1956 г. свидетельствует о закономерном спаде активности и неизменности в пределах + 10 °C температуры.

Учитывая, что детектор невозможно восстановить в условиях АЗС и, что в настоящее вреда введены штатные средства контроля температуры под 0Р, временные средства контроля не восстанавливатьДля контроля Ру использовать установленную в сливном коллекторе СУЗ камеру «Сплав». Результаты измерений по этой камере ежедневно передавать для записи в оперативный журнал в группу научного руководст (ЙАЭ им. И.Б.Курчатова), члену Правительственной комиссии т. Яковлеву Б.Б.

ИАЭ иы.И. В. Курчатова подготовить к 20 июля 1986 г. предлонени по установке стационарных средств контроля.

От ИАЭ им. И. Б. Курчатова.

Я^У" (Шикалов В.Ф.).

От УНХВ МО СССР.

Васильев К.Г.) от ЧАЭС.

-(Гобов А.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. В диссертационной работе обобщены результаты исследований физики токообразования в ДПЗ с эмиттером из родия для использования при разработке и совершенствовании систем внутриреакторного контроля (СВРК) АЭС с ВВЭР, в частности:

• экспериментально определена чувствительность к нейтронному излучению;

• экспериментально определена чувствительность к гамма-излучению;

• исследована мгновенная составляющая сигнала, открывающая возможности для контроля реакторных установок в переходных режимах, особенно в случаях быстропротекающих и импульсных процессов;

• исследован вклад других составляющих сигнала с точки зрения введения поправок и компенсаций при выделении основного сигнала. Разработанная модель ДПЗ с эмиттером из родия, учитывающая его внутреннее сопротивление, емкость и составляющие сигнала позволяет определять требования к средствам измерения и преобразования сигналов ДПЗ для различных задач их использования. Совокупность результатов этих исследований была положена в основу при создании нескольких поколений аппаратуры, а именно СВРК АЭС «Ловиза», экспериментальной СВРК АЭС «Норд», унифицированной СВРК АЭС с ВВЭР и её модификаций, используемых практически на всех современных АЭС с ВВЭР, аппаратуры для работ на исследовательских реакторах.

2. На основе исследований динамических характеристик ДПЗ с эмиттером из родия разработаны динамические модели, аналоговый и программный корректоры инерционности для современных и перспективных СВРК. Проведены исследования по включению родиевых ДПЗ в системы управления и защиты реакторов, включая систему автоматического управления мощностью. При этом решена задача управления локальной мощностью, что особенно важно, например, при проведении петлевых испытаний. Предложен критерий проверки физической достоверности сигнала родиевых ДПЗ. Полученные научные результаты использованы для внедрения в перспективные системы контроля, конкретно в системы оперативного контроля локального энерговыделения, в частности включены в состав программного обеспечения, предназначенного для АЭС «Моховец» .

3. Разработанные в процессе исследований методы и средства разделения различных составляющих сигнала родиевых ДПЗ были эффективно применены при диагностическом обследовании во время работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС на наиболее важном, начальном этапе. Исследования обеспечили обнаружение топливных масс в подреакторных помещениях и установление непрерывного контроля за их основными параметрами. Результаты, полученные в этих исследованиях, были включены в состав официальной информации, подготовленной советскими специалистами для совещания экспертов МАГАТЭ (25−29 августа 1986 г. Вена), и использованы в качестве исходных данных при разработке проекта «Укрытие» .