Введение к работе
Актуальность темы. Развитие ядерной энергетики требует решения >яда важных научных и инженерных вопросов. К их числу относятся прежде icero повышение безопасности, надежности и эффективности эксплуатации іктішной зоны ядерного реактора. В решении проблемы радиационной іезопасности АЭС важное значение имеет радиаиионно-технологический :онтроль состояния ядерного реактора, важнейшей составной частью :оторого является контроль герметичности оболочек твэлов (КТО), ібеспечивающіпі безопасность первого защитного барьера на пути іаспространения радиоактивных продуктов. Для создания оптимальных словий эксплуатации твэлов внутри активной зоны необходимо проводить акже и контроль за расходом теплоносителя первого контура. Точные и іперативньїе измерения расхода теплоносителя дают возможность установить постоянный контроль теплового режима реактора, необходимый для :ормального теплосъема, а следовательно, и тепловой мощности АЭС. )чевидно, что при создании общеблочной системы диагностирования на аботающей АЭС необходимо учитывать уже имеющиеся технігческие редства, совмещать их с новыми разработками, вписывая в старые грукгуры современные методики и алгоритмы определения состояний.
Диссертационная работа выполнена в основном в рамках плана эсударственной (общеакадемической) программы фундаментальных ' сследований на период до' 2000-го года "Коренное повышение ффективкости энергетических систем" (№ гос. регистрации 0191.0040985).
Целью диссертационной работы является анализ и развитие аучно-техничесюгх основ реализации комплекса ядерно-физических гособов диагностики и контроля состояния активных зон и расхода :плоносителя атомных реакторов, включающего диагностику и контроль ідиашюнного состояния активной зоны при работе реактора и при его грегрузках, а также локального и глобального расхода теплоносителя в ней.
Научная новизна работы определяется новизной положенных в ее основу технпческіи решений по диагностике и контролю состояния реакторных установок ядерно-физическими методами, а именно:
Впервые ' проанализированы на основе экспериментальных данных закономерности утечки продуктов деления (ПД) из матричного топлива в теплоноситель, в результате чего предложена методика определения степени негерметичности и количества негерметичных твэлов в активной зоне с топливом на основе дисперсионной матричной композиции U02-(Ni+Cr).
Впервые разработаны и экспериментально обоснованы новые методы повышения чувствительности контроля герметичности матричного топлива на остановленном реакторе.
Проанализированы оптимальные схем» "мокрого" способа обнаружения тепловыделяющих сборок (ТВС) с дефектными твэлами путем реализации цикла "разогрев-охлаждение" ТВС в пенале под давлением, а так же при сбросе давления'и кипении воды.
Впервые расчетно-эксперщгентально обоснованы две модификации ядерно-физических методов контроля скорости теплоносителя в реакторном контуре с использованием одного и двух датчиков путем измерения соотношений активностей изотопов в одном и в двух участках контура. Эта модифицированные методы обеспечивают возможность выбора большого числа реперньгх изотопов: газообразны и летучи продуктов активации ядер теплоносителя 15N, ,3N, 190, продукты активации примесей 3SC1, 82Вг, 2+Na, 20F и др. , а также большого набора изотопов продуктов деления: ксенона, криптона и йода в зависимости от конкретных условий (места расположения контролируемого участка пс контуру, вида тепло носителя, требуемой точности, экспрессности и т.д.).
Практическая ценность диссертационной работы состоит е возможности использования разработанных новых ядерно-физическш
іетодов контроля герметичности твэлов и скорости теплоносителя на ействуюших ядерно-технических стендах и энергетических установках. Разработанные в рамках диссертационной работы способы контроля за юстоянием реактора внедрены в практику технологического контроля при разгрузке реактора "Памир". Результаты исследований явились основой для >азработки методик, инструкций и регламентов, обеспечивающих іезопасность реактора "Памир" при снятии его с эксплуатации.
На защиту выносятся следующие основные научные результаты: Предложенные принципы и практические рекомендации по проведению КГО остановленного реактора, а именно усовершенствованные методики и устройства для реализации "мокрого" контроля выгруженных ТВС. Обоснование ядерно-физических методов измерения скорости (расхода) теплоносителя главного контура: радиационных способов по соотношению активностей изотопов в теплоносителе с использованием одного и двух < датчиков и шумовых методик по провалам в спектре нейтронных шумов и по фазе когерентности между шумами нейтронного потока и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны. Достоверность результатов проведенных исследований одтверждается статистической обработкой большого массива ядерно-іизических измерений (в частности, свыше тысячи гамма-спектров), с огрешностью, не превышающей 25%, (погрешность гамма- . тектрометрического определения удельной активности радионуклида эставляет 20-25%), экспериментальной проверкой и отработкой на ;йствующей ядерно-энергетической установке предложенных методов, их «дрением в практику радиационно-технологического контроля.
Публикации и апробация работы. Основные результаты тубликованы в трех печатных работах, список которых приведен в конце ітореферата.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из
введения, пяти глав, заключения и списка литературы, включающего 9 наименований. Работа изложена на 119 страницах текста, включая 1 рисунков и 5 таблиц.
