Исследование детекторов прямой зарядки и развитие методов их использования на ядерных реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.11.10, кандидат технических наук Шикалов, Владимир Федорович

• Шикалов, Владимир Федорович
• кандидат технических наук
• 1998

Оглавление диссертации кандидат технических наук Шикалов, Владимир Федорович

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ.

1. ТОКООБРАЗОВАНИЕ В ДПЗ С ЭМИТТЕРОМ ИЗ РОДИЯ.

1.1. Экспериментальное определение чувствительности родиевого детектора к нейтронному потоку.

1.2. Чувствительность ДПЗ к гамма-излучению. Выводы к главе 1.

2. ИССЛЕДОВАНИЯ ВЛИЯНИЯ ВОЗМУЩЕНИЙ В ЦЕПИ ИЗМЕРЯЕМОГО СИГНАЛА.

2.1. Эквивалентная электрическая схема детектора.

2.2. Токи линии связи.

2.3. Исследование при возмущениях в цепи измеряемого сигнала. Выводы к главе 2.

3. КОРРЕКЦИЯ ИНЕРЦИОННОСТИ ДПЗ С ЭМИТТЕРОМ ИЗ РОДИЯ.

3.1. Аналоговая схема коррекции.

3.2. Аналоговые модели ДПЗ с эмиттером из родия.

3.3. Эксперименты по включению родиевых ДПЗ в систему управления и защиты исследовательских реакторов ВВР-2 и ИРТ-2000.

3.4. Разработка программных методов коррекции. Выводы к главе 3.

4. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ДПЗ ПРИ КОНТРОЛЕ И ДИАГНОСТИКЕ

НА НАЧАЛЬНОМ ЭТАПЕ ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА 4-м БЛОКЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС.

4.1. Организация диагностического обследования на начальных этапах ЛПА на ЧАЭС.

4.2. Принципы и методы диагностики и контроля.

4.3. Экспериментальные данные и обработка результатов.

4.4. Оценка результатов и погрешностей измерения.

у

4.5. Развитие диагностических исследований с использованием ДПЗ.

4.6. Основные результаты.

4.7. Рекомендации по использованию зондов на основе ДПЗ в системах контроля тяжелых аварий.

Выводы к главе 4. ЗАКЛЮЧЕНИЕ.

Приложение 1.

Приложение 2.

Список литературы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование детекторов прямой зарядки и развитие методов их использования на ядерных реакторах»

ВВЕДЕНИЕ.

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 топливосодержа-

щие 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.

В первой главе рассмотрены принципы образования сигнала ДПЗ (на примере ДПЗ с эмиттером из родия), проанализированы основные составляющие этого сигнала, предложена математическая модель токообразования. Описаны основные методы измерения нейтронной и гамма-составляющих сигнала ДПЗ. Приведены результаты реакторных и лабораторных исследований отдельных составляющих сигнала.

Во второй главе предложена электрическая эквивалентная схема ДПЗ. Описаны методы и результаты экспериментальных исследований действия различных возмущений в цепи измеряемого сигнала. Полученные результаты позволили оценить влияние различных эффектов на качество измерения сигналов ДПЗ и учесть эти влияния при создании проблемно ориентированных приборов и систем.

В третьей главе описана динамическая модель ДПЗ с эмиттером из родия. Приведены примеры схемных решений для модели такого ДПЗ на основе пассивных элементов высокой точности и операционных усилителей. Подробно рассмотрены варианты коррекции инерционности, результаты экспериментальной отработки вариантов корректоров, влияние параметров применяемых средств на качество получаемых результатов. Отдельно исследовано изменение

мгновенной компоненты сигнала родиевого ДПЗ при длительной работе внутри активной зоны АЭС с ВВЭР. Описаны достигнутые результаты по точности и быстродействию, а так же демонстрационные эксперименты по управлению исследовательскими реакторами ВВР-2 и ИРТ и результаты быстрого измерения распределений плотности потока нейтронов на реакторах ВВЭР и ВК-50. Подробно представлены современные методы программной коррекции инерционности родиевых ДПЗ.

В четвертой главе описаны методы и средства диагностических исследований на основе внутриреакторных зондов, примененные при выполнении аварийных работ на 4 блоке Чернобыльской АЭС. Опыт исследовательских работ с детекторами систем внутриреакторного контроля на АЭС позволил оперативно разработать метод и средства, которые обеспечили высокую эффективность при работе в экстремальных условиях, и предоставили возможность уже в мае 1986 года впервые установить непрерывный контроль за состоянием обнаруженных топливосодержащих масс по таким важным параметрам как плотность потока нейтронов, мощность дозы гамма-излучения и температура. На основе полученного опыта разработана концепция системы контроля при запроектной аварии на АЭС.

Основные результаты проведенных исследований были представлены в научно-технических отчетах, статьях и докладах, более 15 из них опубликованы.

1. ТОКООБРАЗОВАНИЕ В ДПЗ С ЭМИТТЕРОМ ИЗ РОДИЯ.

Детекторы прямого заряда с эмиттером из родия были созданы как детекторы нейтронного потока [1]. Практическое внедрение таких детекторов, теоретическое исследование принципов образования сигнала и естественное стремление к повышению качества проводимых измерений выявили большое число физических причин, приводящих к появлению различных составляющих сигнала. Знание этих причин и составляющих сигнала позволяют усовершенствовать качество и расширить сферу применения родиевых ДПЗ.

Наиболее представительная информация о родиевых детекторах содержится в монографиях [3], [4], [5] и технических условиях на выпускаемые изделия [6]. Теоретические основы токообразования в общем виде и, соответственно, расчет чувствительности ДПЗ к нейтронному и гамма-излучению, исходя из действующего излучения, геометрических факторов и применяемых материалов, подробно описаны в работах [7], [8], [9], [10], [11].

Схематически токообразование в родиевом ДПЗ показано на рис.1. Основной составляющей сигнала является составляющая, связанная с активацией ядер № при взаимодействии с нейтронами (п) и последующим распадом образовавшихся ядер 104тШ1 и 104Ю1. Эту составляющую принято называть актива-ционной, а токовый сигнал, определяемый ею, имеет характерные для распада ядер 104шШ1 и 104Ш1 времена запаздывания. Соответствующая схема активации и распада приведена на рис.2. Из теории и некоторых наблюдений было определено наличие в составе сигнала быстрой составляющей. Специальные исследования токообразования ДПЗ с эмиттером из родия [12] позволили детально проанализировать эту составляющую сигнала, определить ее природу, величину для конкретного типа детекторов и отработать методику ее выделения. Эта методика представляет собой динамический эксперимент с известным изменением плотности потока нейтронов, которое достигается либо быстрым извлечением детектора из поля нейтронов, либо сбросом мощности (например, АЗ) и последующим измерением тока во времени. Для наиболее распространенных

Коллектор

.Фоновал жила

Сигнальная жила

Изолятор (М60)

Бета-изпучение продуктов деления и соседних детектороЕ

Рис. 1. Схема токообразования в детекторе прямого заряда.

/(*) = екХх Ых (/) + аек(ах + <т2 )пФ(() ¿¿V,

-1 = N. (О + (0 + сг, «Ф(0

—- - тУ2 (0 + СГ2 «Ф(0 <к

здесь 1(1) - ток эмиттера, е - заряд электрона, к - геометрический коэффициент, и постоянные распада изотопов Ш1104 и ЯЬ1104"1 соответственно, аь о2 - сечения образования изотопов Ш1104 и Ш1104т, N1(1) и N2(1) - концентрации изотопов Ш1104 и Ш1104т в эмиттере, п - количество ядер Ш1103 в эмиттере, Ф(1:) -поток нейтронов, а - коэффициент, учитывающий мгновенный вклад в ток ДПЗ при действии нейтронов.

Рис.2 Схема активации и распада родия и соответствующее ей уравнение токообразования

— Г"»

-.и

родиевых детекторов величина мгновенной компоненты составляет 5н-8% ак-

1ГН

тивационной и обусловлена (пу) реакцией взаимодействия ядер Ш1 с нейтронами и последующим взаимодействием гамма-квантов с веществом эмиттера с образованием электронов.

Другие составляющие сигнала, образованные в результате взаимодействия материалов детектора с гамма-излучением, электронами, попадающими на детектор от конструкционных элементов и продуктов деления, окружающих детектор, токи вследствие наличия температурных воздействий и влияний параметров измерительных устройств, токи, образованные в линии связи, и являются, в большинстве случаев, мешающими. Для повышения качества измерений и учета, по возможности, этих факторов требуется их исследование применительно к условиям применения детекторов. Применительно к реакторам ВВЭР, значительная часть таких работ была выполнена.

Составляющая сигнала детектора, образованная в результате взаимодействия материалов детектора с нейтронным излучением, является определяющей и наиболее изученной. Методика определения этой составляющей проверена несколькими авторами, паспортизована и входит в состав ТУ на детекторы и сборки из них. [6]. С целью обеспечения требуемого заказчиком повышенного качества для СВРК, поставленной на АЭС "Ловиза" в Финляндии, с участием автора было предложено провести индивидуальную относительную калибровку всех детекторов этой системы в стандартном нейтронном потоке и абсолютную калибровку отдельных детекторов в паспортизованных хорошо известных потоках нейтронов. Такие работы были проведены на реакторах РТЯ и 7ЕЭ-2 [13] в Канаде и реакторе Ф-1 в Курчатовском институте [14].

1.1. Экспериментальное определение чувствительности родиевого детектора к нейтронному потоку.

Методически измерение чувствительности к нейтронному потоку заключается в решении задачи о выделении активационной компоненты из состава

сигнала ДПЗ. Процесс активации-распада родия имеет достаточно хорошо измеренные временные характеристики, что позволяет выделить активационную составляющую. Необходимо только реализовать изменение плотности потока нейтронов по известному закону. Относительно просто этого можно достичь при скачкообразном изменении. Такая работа была выполнена автором совместно с С.А.Цимбаловым [9].

Нейтронная чувствительность измерялась на реакторе Ф-1 ИАЭ им.И.В.Курчатова. В дополнение к детекторам, используемым в СВРК реактора "Ловиза-2" , в реакторе Ф-1 облучались также платиновые детекторы, которые в принципе могут быть использованы в СВРК реакторов типа ВВЭР.

Измерение доли активационной компоненты в токе родиевого детектора проведено двумя способами. В первом способе регистрировались и анализировались показания родиевого детектора при быстром извлечении его из стационарного нейтронного поля реактора Ф-1. Во втором способе регистрация и анализ показаний проводились при быстрой остановке реактора Ф-1.

Для регистрации токов детекторов были использованы полупроводниковые электрометрические усилители ПЭМУ-3 и самопишущий потенциометр (модель В-9 "Rikadenki Company Ltd.").

Родиевый детектор был помещен в центр активной зоны в горизонтальном канале реактора Ф-1. Начиная с конца эмиттера и вдоль линии связи родиевого ДПЗ, был размещен также фоновый детектор. Родиевый ДПЗ и фоновый детектор были скреплены вместе для того, чтобы их можно было одновременно извлечь. Детекторы выдерживали в стационарном нейтронном поле до установления токов насыщения. Извлечение проводили со скоростью примерно 3 м/с, токи детекторов регистрировали в течение 10 мин. В опытах с быстрым остановом реактора детекторы были расположены в активной зоне в тех же местах, что и при извлечении. Быстрый останов реактора проводился после установления токов насыщения детекторов. При обработке зарегистрированных показаний детекторов ток детектора, из которого вычтен ток фонового детекто-

ра, апроксимировали линейной комбинацией специальных функций. Первая функция, принятая за единицу в момент извлечения или останова, описывала закон изменения активационного тока детектора при реальном изменении плотности нейтронного потока, падающего на детектор. Плотность нейтронного потока была измерена ионизационной камерой деления как при извлечении детектора, так и при быстром останове реактора. В первом случае ток ионизационной камеры регистрировали при ее перемещении вдоль горизонтального канала реактора, во втором случае - при стационарном положении камеры в центре реактора. Вторая специальная функция описывала закон изменения плотности нейтронного потока, падающего на детектор. Третья специальная функция была константой.

Обработка данных, полученных как при извлечении ДПЗ, так и при быстром останове реактора, дала согласующиеся результаты. Было установлено, что для условий реактора Ф-1 доля активационной составляющей в токе, образованном эмиттером родиевого детектора, равна 0,94.

Зная долю активационной компоненты в токе детектора, можно определить его чувствительность к плотности потока нейтронов. Плотность потока

о 2 _|

нейтронов в центре реактора Ф-1 равна 7,24' 10 см" ' с , температура нейтронного газа 365°С, фактор жесткости спектра у = 0,058. Установлено, что для этих параметров активационная нейтронная чувствительность родиевого детектора равна 2,78 Ю"20 А' см2с [9].

Для родиевого детектора был измерен ток, образованный надкадмиевыми нейтронами. С этой целью детектор, помещенный в кадмиевую трубку с толщиной стенки 0,68 мм и длиной 45 см, после установления тока насыщения быстро извлекали из кадмиевой трубки и из реактора. Начиная с момента извлечения, в течение 10 мин. проводилась регистрация тока родиевого и фонового детекторов. Плотность потока нейтронов, падающих на детектор, была определена по активации золотых фольг. По отношению активности фольг, с учетом теневого эффекта кадмиевой трубки и детектора определяли плотность потока

нейтронов, падающих на кадмиевый экран детектора. Для анализа тока детектора, извлеченного из кадмиевого чехла, применяли выше описанные вычислительные процедуры.

В результате этих экспериментов установлено, что доля активационной компоненты тока детектора в чехле составляет 96% всего тока, образованного в эмиттере. Отношение активационных компонент токов детектора в кадмиевом чехле и без него было получено равным 0,158. Отсюда следует, что доля тока детектора, образованного в эмиттере и обусловленного надкадмиевыми нейтронами, составляет 15,8% в центре реактора Ф-1.

Измеренное значение активационной нейтронной чувствительности родиевого детектора согласуется с данными изготовителя детекторов, если результат привести к одинаковым условиям: одинаковой длине детекторов и одному и тому же спектру нейтронов. Активационная нейтронная чувствительность родиевого детектора в спектре с максвелловским распределением получается из полной чувствительности после вычитания вклада надкадмиевых ней-

20 2

тронов. Эта величина равна 2,34 КГ" А см с. Изготовитель для детектора дли-

20 2

ной 254 мм дает величину чувствительности 2,42' 10" А'см с, которая учитывает две составляющих: активационную и мгновенную. Для фоновых детекторов выявлена практическая идентичность: измеренные токи трех испытываемых детекторов в одном и том же поле отличались менее чем на 2%.

Разброс чувствительности большого числа детекторов был определен сопоставлением с эталонным детектором при одновременном облучении в одинаковых условиях. Такая работа была проведена по согласованной программе для детекторов АЭС "Ловиза" на исследовательском реакторе в Канаде [16]. В результате установлено, что для партии из 144 детекторов: •среднеквадратичное отклонение чувствительности - 0,655%; •максимальное отклонение не превышает ± 1,5%.

Максимальное отклонение служит критерием отбраковки при комплектовании детекторами конкретной СВРК. Для АЭС "Ловиза" такой отбраковки не

потребовалось. Среднее отклонение является численной мерой возможных ошибок относительных измерений, если не учитывать индивидуальную калибровку детекторов. Распределение детекторов по относительной чувствительности к нейтронному потоку приведено на рис.3.

Более качественный результат относительной калибровки может быть получен при использовании в сборке детекторов калибровочного канала с перемещаемым детектором неизменной чувствительности или со сменным акти-вационным детектором, например, медной проволокой. Такие работы применительно к СВРК для АЭС с ВВЭР также выполнены автором совместно с С.А.Цимбаловым и В.И.Митиным и описаны в работе [17].

Подчеркнем несколько наиболее важных свойств, вытекающих из физических основ токообразования, с точки зрения определения возможных направлений практического применения ДПЗ и обоснования требований к перспективным средствам преобразования их сигналов.

Прежде всего детектор является перспективным, как широко диапазонный детектор плотности потока нейтронов, не имеющий аналогов по этому параметру. Стандартный ДПЗ-1П с эмиттером из родия с успехом использован при относительно низкой плотности потока нейтронов, например, в реакторе Ф-1 и очень высоких плотностях потока нейтронов, например, в импульсных реакторах. [18].

Это свидетельствует о том, что одним и тем же типом детектора перекрывается диапазон изменения плотности потока нейтронов как минимум в семь порядков. Теоретически этот диапазон может быть расширен, но для этого надо создать соответствующую аппаратуру по чувствительности. Отметим, что на настоящий момент не детекторы, а средства изменения и преобразования их сигналов определяют нижнюю границу измеряемой (контролируемой) плотности потока нейтронов. Для повышения качества контроля реакторных установок, например АЭС с ВВЭР, создание широкодиапазонной аппаратуры контроля нейтронного потока было бы целесообразным, так как можно было бы осу-

N (шт.) 45 -

-1,5% -1% -0,5% 0% 0,5% 1% 1,5%

ДС(%)

Рис. 3 Распределение детекторов АЭС "ЛОВИИЗА" по относительной чувствительности к потоку нейтронов.

ществить непрерывный контроль плотности потока нейтронов в активной зоне и его распределения одними и теми же детекторами от минимально контролируемого уровня до номинальной мощности. В настоящее время на АЭС с ВВЭР применяются взаимно перекрывающиеся по диапазону наборы средств для пускового, промежуточного и энергетического диапазонов. [19]

Наличие методической возможности выделить и определить величину сигнала активационной составляющей для конкретного типа родиевых ДПЗ открывает возможность on-line использования хорошо отработанного метода ак-тивационных измерений параметров нейтронного излучения. Активации насыщения в таком случае соответствует определенная часть установившегося значения тока ДПЗ. Методика выделения активационной компоненты оказалась применимой и для оценки спектральных характеристик нейтронного излучения, в частности, кадмиевого отношения. Без выделения активационной составляющей такое измерение приводит к появлению дополнительных погрешностей. При облучении детектора в кадмиевом чехле из-за быстропротекающей реакции n-у в кадмии с последующим взаимодействием у квантов с кадмием и коллектором ДПЗ образуются электроны, часть которых дает вклад в сигнал ДПЗ и, соответственно, приведет к систематической ошибке.

При выделении из сигнала активационной компоненты качество измерения существенно повышается. В наших измерениях доля активационной компоненты при облучении в кадмии составляет 96% сигнала, без кадмия - 94%.

В работе [12] было показано, что мгновенная компонента сигнала родиевого ДПЗ в реакторных условиях, в основном, связана с реакцией n-у на родии и последующим образованием электронов. При этом одинаковая физическая природа образования электронов не позволяет разделить вклад реакторного гамма-излучения и n-у реакции в мгновенную составляющую. Такое разделение можно произвести, зная чувствительность детекторов к гамма-излучению.

Знание чувствительности позволяет определить ожидаемую величину полезного сигнала и соответственно требования к измерительному преобразова-

телю. В реакторах ВВЭР при работе на номинальной мощности максимальная величина сигнала для типовых детекторов с длиной эмиттера 100-250 мм составляет единицы микроампер, что в условиях промышленного использования выдвигает очень серьезные требования к аппаратуре. Прежде всего речь идет о чувствительности и помехозащищенности. Для разных задач эти требования существенно отличаются и на практике используется принцип достаточности для конкретной цели.

В условиях длительной эксплуатации детекторов в условиях таких больших объектов как ядерные реакторы возникают специфические проблемы связанные с появлением ложных сигналов. Изученность физических принципов образования сигнала ДПЗ, в частности активационная природа основного сигнала, позволила сформулировать высоконадежный критерий отбраковки ложных сигналов. Ток родиевого ДПЗ, связанный с воздействующим на него нейтронным потоком, не может быстро измениться на величину, превышающую долю мгновенной компоненты. То есть для СВРК с ДПЗ-1П в качестве критерия достоверности токов детекторов можно установить, что при работе на мощности последующее измерение не должно отличаться от предыдущего на величину более а:

/('*)-/('*-!)< «ГС*),

где 1(!к),Щк_х) результат двух последовательных измерений.

Кроме того хорошее знание основных констант - постоянных распада \ А, позволяет производить проверку средств измерения при работе в системах. Для этого достаточно произвести обработку сигнала ДПЗ на соответствие этим константам, например, после быстрого падения мощности при срабатывании системы аварийной защиты.

1.2. Чувствительность ДПЗ к гамма-излучению.

Изготовитель ДПЗ представляет информацию об их чувствительности к гамма-излучению Со-60. Поскольку спектр гамма-излучения в реакторе отлича-

ется от спектра Со-60, представляется целесообразным иметь информацию о чувствительности в условиях, приближающихся к реакторным. Непосредственное измерение этой величины на работающем реакторе весьма трудоемко из-за наличия нейтронного излучения. Гамма-излучение остановленного реактора позволяет определить эту величину в условиях, близких к требуемым. Ниже приведены результаты таких измерений для трех типов детекторов в поле выгоревшего топлива реактора МР:

КЬ-15 - эмиттер - родий, 0 0,46x250 мм, изолятор - А1203; коллектор - инконель — 600 0 1,58x0,254 мм; соединительный кабель -смВ1-2. УЬ-2/10 - эмиттер - ванадий, 0 0,91х 2500 мм, изолятор - А1203; коллектор - инконель - 600 0 2,11x0,254 мм; соединительный кабель -смВ1-2. ВЬ-2 - внутренняя жила - инконель 600, 0 0,254 мм,

внешняя оболочка - инконель6ОО0 1,58x0,254 мм изолятор - А1203; облучаемая длина - 12,0 м Эти детекторы были жестко закреплены в одной плоскости на специальном держателе, обеспечивающем их введение в зону облучения. Схема размещения и значения мощности дозы (рад/сек) показаны на рис.4, реальная компоновка детектора - на фото 1.

При измерениях использовались два варианта размещения детектора ВЬ-2. В первом варианте он был размещен так же, как и находящиеся в зоне облучения линии связи других детекторов. Результаты таких измерений использовали для учета влияния линий связи. Во втором варианте детектор ВЬ-2 сворачивали в кольцо диаметром 300 мм, повторяя геометрию ванадиевого детектора. Результаты этих измерений использовали для определения чувствительности ВЬ-2. Получено удовлетворительное согласие обоих указанных способов. Измерения были проведены при двух различных значениях мощности дозы излучения. Для определения распределения мощности дозы гамма-излуче-

Рис.4 Размещение детекторов 8РМ) и ферросульфатных

дозиметров при облучении в поле выгоревших твэлов. Результаты дозиметрии - [рад/сек]

Фото №1. Компановка детекторов

ния в плоскости размещения детекторов использовали ферро-сульфатный метод.

Результаты измерений сигналов детекторов представлены в табл.1. Приведены значения мощности дозы, полученные усреднением распределения по длине облучаемых частей детекторов.

Таблица 1.

Результаты измерения токов ДПЗ при облучении в поле выгоревших твэлов.

Тип Детектора Измеренный ток, А Средняя мощность дозы, рад/сек Примечание

КЬ-15 УЬ-2/10 ВЬ-2 ВЬ-2 +0,50 10~п -0,58 Ю"10 -0,63 Ю"10 -0,41 \0'и 25,0 25,6 25,6 Облучается весь детектор Облучается весь детектор для введения поправок

11Ь-15 УЬ-2/10 ВЬ-2 ВЬ-2 +2,85 Ю'п -2,49 Ю"10 -3,00 Ю"10 137 130 • 130 52,6 Ток положительный Ток отрицательный Ток отрицательный Облучается участок соединительной линии

Для учета вклада тока от линии связи, использовали соотношение

Г — ~ Сувь-г^гРг

I р

ЭМ .Г

где Су - чувствительность детектора к гамма-излучению, / - измеренный ток детектора,

1эи - длина эмиттера, р - средняя мощность дозы;

г

^уВЬ-!

1\Р\ + кРг

где 1Х - длина в зоне облучения 130 рад/сек,

12 - длина в зоне облучения 52,6 рад/сек, р= 130 рад/сек, р2 = 52,6 рад/сек;

Полученные значения чувствительности детекторов к гамма-излучению, приведенные в табл.2, оказались отличающимися от данных фирмы-изготовителя.

Таблица 2.

Чувствительность к гамма-излучению в поле выгоревших твэлов.

Дата облучения 1 о 1 | Чувствительность детектора, 10" А'см" /Р'ч"

МЛ 5 УЬ-2/10 ВЬ-2

02.07.75 +3,74 -1,85 -0,56

3.03.76 +3,80 -2,20 -0,61

Для объяснения выявленных различий были проведены специальные исследования другой группы детекторов (табл.3) как в поле выгоревших твэлов, так и на установке с Со-60. При проведении таких измерений были полностью сохранены условия, методики и аппаратура и предусмотрен специальный экс-

перимент для стыковки с ранее полученными данными.

Таблица 3.

Основные конструкционные характеристики детекторов.

Характеристика Тип детектора

Родиевый Ванадиевый Фоновый платиновый

1 2 3 4 5

Материал эмиттера родий Ванадий - Платина

Диаметр эмиттера, мм 0,457 0,61 - 0,508

Изолятор эмиттера А1203 А1203 - MgO

Длина эмиттера, мм 250 2487 - 2000

Наружный диаметр 1,58 1,58 - 1,58

детектора, мм

Толщина стенки 0,254 0,254 - 0,254

коллектора, мм

Материал коллектора Инконель Инконель Инконель

1 2 3 4 5

Наружный диаметр кабеля, мм 1,58 1,58 1,58 1,02

Толщина стенки 0.254 0,279 0,254 0,165

кабеля, мм

Материал стенки Инконель инконель Инконель Инконель

кабеля 600 600 600 600

Материал жилы Инконель инконель Инконель инконель

600 600 600 600

Диаметр жилы, мм 0,254 0,356 0,254 0,254

Изоляция кабеля А1203 А1203 А1203 МёО

В гамма-облучательной установке поле излучения было создано выгруженным из реактора выгоревшим топливом. Размещение детекторов на плате, устанавливаемой в эту установку, соответствовало использованному в предыдущем эксперименте. После измерений сигналов детекторов мощность дозы гамма-излучения была определена ферросульфатным методом [20]. Детекторы были установлены в центре круга (на месте родиевого ДПЗ) и по окружности через 90°. Для дозиметрии использовали одновременное облучение набора детекторов. Величины зарегистрированных сигналов для различных наборов облучаемых детекторов приведены в табл.4.

Таблица 4.

Токи детекторов при облучении в поле выгоревших твэлов

(повторный эксперимент).

Номер набора детекторов Измеренный сигнал детектора, Ю-10 А Примечание

Шт V Фон

1 0,21 -1,42 12,0 -0,097

2 0,21 -1,55 нет ДПЗ -0,096

3 0,20 нет ДПЗ 11,5 -0,10

3 0,20 нет ДПЗ 11,2 -0,10 с дозиметрией

Показание регистрирующего прибора при подключенных детекторах, но

13

без облучения составляло <10" А.

Чувствительность детекторов рассчитывали по соотношению

Р-/-3600 '

где С - чувствительность детектора; I - сигнал детектора; — сигнал фонового детектора, длина которого совпадает с длиной линии связи; Р- мощность дозы в месте размещения детектора (Рс=86,0 рад/с и Рр=82,7 рад/с); I — длина детектора.

Рассчитанные значения чувствительности приведены в табл.5.

Таблица 5.

Чувствительность к гамма-излучению различных детекторов в поле выгоревших твэлов.

Номер набора 18 Чувствительность, 10" А' см'Урад' ч"1

детекторов Ш1 V Рг

1 3,96 -1,78 20,3

2 3,97 -1,96 -

3 3,87 - 19,5

Для подтверждения качества полученных результатов, два датчика с эмиттерами из ванадия (один из старой партии УЬ-2/10 и второй из новой иС-0907), были смонтированы в кольцо 0 300 мм на одной плате и облучены вместе с дозиметрами. Средняя мощность дозы, определенная тем же методом, со-

18 1 1

ставила 67,3 рад/с, полученные данные СУь = -2,16 10" А см"/рад ч" , Сис = -2,00 ' 10"18 А см'Урад' ч"1. Существенные отличия результатов измерений, проведенных на установке с Со-60 (данные Финатома) и на гамма-облучательной установке в поле выгоревшего топлива (ИАЭ им.И.В.Курчатова), привели к необходимости контрольных измерений на облу-чательной установке с источником Со-60 в ИАЭ им.И.В.Курчатова.

При проведении таких измерений чувствительная часть детекторов, свернутых в кольцо, устанавливалась в зону облучения. Для детекторов с эмиттером из платины и ванадия диаметр кольца был равен 80 мм, для детекторов с эмит-

тером из родия - 65 мм. Фоновый детектор в этой серии измерений использовали для определения токов, наведенных в соединительных линиях родиевых детекторов. В качестве монитора был применен ванадиевый детектор УЬ-2. Для улучшения возможности относительных сравнений детектор УЬ-2 был скручен с другим одновременно облучаемым детектором, кроме родиевых. Во избежание взаимной экранировки во всех экспериментах одновременно в зоне облучения находилось не более 2-х детекторов. Мощность дозы гамма-излучения в местах облучения детекторов определена с учетом поправок на распад Со-60 и неравномерность распределения по радиусу и высоте. Для родиевых детекторов средняя эффективная мощность дозы составила 10,6 рад/с, для ванадиевых и платиновых - 6,6 рад/с.

Величины измеренных сигналов приведены в табл.6. Измеренные токи родиевого ДПЗ даны с поправками на токи, наведенные в соединительных линиях. Соединительные линии имитировались детектором иС-0912, введенным в облучательную камеру на соответствующую длину.

Таблица 6.

Результаты измерений чувствительности детекторов

на гамма-облучательной установке с источником Со-60.

Материал эмиттера Заводской Номер Измеренный ток с поправкой, Ю"10 А Мощность дозы, рад/с Чувствительность, 10"18 А см^/рад ч"1

V УЬ-2 -0,105 (с иС-907) 6,6 -1,61

V УЬ-2 -0,115 (с 11С-901) 6,6 -1,85

V иС-0907 -0,095 6,6 -1,61

рг иС-0901 0,67 6,6 14,1

ы иС-0903 0,68 6,6 14,3

Шг иС-0904 0,026 10,6 2,73

Ю1 иС-0905 0,029 10,6 3,05

- иС-0912 -0,0023

В итоге проделанных работ в различных условиях по величине и характеристикам поля гамма-излучения, по времени и геометрии облучения измерена

чувствительность одинаковых или одних и тех же детекторов к гамма-излучению.

Известно, что чувствительность ДПЗ зависит от энергетического спектра у-излучения. [7] При измерениях в спектре выгоревшего топлива реактора МР и на установке с Со-60 были действительно получены различающиеся значения. Кроме того, для родиевых детекторов было замечено изменение знака при их перемещении из помещения, в котором действует, в основном, относительно мягкое рассеянное излучение, к топливным кассетам с более жестким гамма-излучением. Это обстоятельство необходимо учитывать при использовании детекторов для решения задач, отличающихся от типовых для современных СВРК.

Выводы к главе 1.

Экспериментальные исследование процессов образования сигнала в ДПЗ с эмиттером из родия, проведенные в стандартном поле нейтронов реактора Ф-1, в поле отработавшего ядерного топлива позволили сделать следующие выводы:

• подтверждены и уточнены для условий ВВЭР эксплуатационные параметры детекторов, представляемые разработчиками и изготовителями;

• для конкретных условий работы ДПЗ в реакторах ВВЭР разделены основные составляющие сигнала и определены величина активационной и мгновенной составляющих, влияние гамма-излучения;

• составлены основные требования к средствам измерения по чувствительности, динамическому диапазону, введению компенсаций и поправок, вошедшие в техническое задание на создание унифицированной СВРК для АЭС с ВВЭР.

Опыт работ по исследованию характеристик родиевых ДПЗ выявил необходимость проведения специальных исследований по влиянию внутреннего сопротивления и потенциалов в измерительной цепи на результаты измерений.

2. ИССЛЕДОВАНИЯ ВЛИЯНИЯ ВОЗМУЩЕНИЙ В ЦЕПИ ИЗМЕРЯЕМОГО СИГНАЛА.

2.1. Эквивалентная электрическая схема детектора.

Исходя из анализа конструкции детектора, применяемых материалов и физических принципов образования сигнала, эквивалентная электрическая схема может быть представлена в виде источника тока с переменным, в зависимости от внешних факторов, внутренним сопротивлением и емкостью (рис.5).

В общем случае внутреннее сопротивление и собственная емкость распределены по длине детектора и линии связи. Хотя на различных участках их удельная величина может отличаться, в реальных условиях они определяются как усредненные по длине характеристики. При длине детектора с линией связи 20 м средняя величина емкости составляет около 20 ООО пФ и изменяется незначительно. Внутреннее сопротивление детекторов имеет очень большой разброс, который связан с технологией их изготовления, предусматривающей достижение максимально возможной величины в процессе изготовления. На рис.6, представлено распределение родиевых детекторов типа ДПЗ-1П по величине внутреннего сопротивления для реальных условий эксплуатации в реакторе ВВЭР-440. Аналогичные данные для родиевых детекторов были независимо получены и другими авторами, наиболее представительные из них получены В.А.Загадкиным и приведены в его диссертационной работе. Существенным является относительная стабильность этого параметра для исправных детекторов на протяжении срока эксплуатации в реальных условиях.

2.2. Токи линии связи.

Для измерений поля энерговыделения по высоте каналов используют родиевые ДПЗ с относительно небольшой длиной эмиттера (50-к300 мм). Для различных детекторов в зоне облучения оказывается существенная часть линии связи различной длины, которая в предельном случае соответствует высоте активной зоны. В линии связи, как и в эмиттере, происходят физические процес-

г

точка А - заземление в реакторе; точка В - заземление проектное ,

Рис.5 Эквивалентная схема детектора

Рис.б Статистическое распределение числа обследованных датчиков в зависимости от внутреннего сопротивления в условиях сухих каналов ректоров ВВЭР-440.

сы, приводящие к появлению токового сигнала. При наличии в линии связи компенсационной жилы и использовании дифференциальной схемы измерения сигнала ДПЗ, влияние этого сигнала может быть автоматически устранено. Величина тока линии связи родиевых ДПЗ для реакторов ВВЭР-440 была определена экспериментально. В активных зонах из кассет с отличающимся обогащением она естественно различна. Зависимость тока линии связи от положения в реакторе по высоте (для кассет с отличающимся обогащением и при различных уровнях мощности) представлена на рис.7. Эти исследования были выполнены для фоновых детекторов, специально изготовленных в НИИтока. Технология изготовления и материалы соответствовали серийным детекторам ДПЗ-1П с соединительной линией на основе кабеля КТМС с жилами из хромеля и алюме-ля. Основная часть тока линии связи для кабеля КТМС определяется действием гамма-излучения (около 80%). Позже, при проведении исследований чувствительности детекторов к гамма-излучению, была показана идентичность детекторов по этому параметру в пределах ~2%.

Наличие в материале линии связи активирующихся примесей, в частности марганца, приводит к появлению нейтронной составляющей в составе сигнала такой линии. В этом случае одна из жил соединительного кабеля играет роль эмиттера, другая коллектора. На рис.8 представлена многочасовая запись изменения сигнала обеих жил фонового датчика на основе кабеля КТМС (Х-А) после установки его в сухом канале реактора ВВЭР-440 на 100% мощности. Из-за необходимости изменения мощности регистрация была прекращена через ~ 4,5 часа после начала эксперимента, но полученный результат позволяет уверенно наблюдать наличие активационной компоненты.

Различие конструкционных материалов и неизбежные температурные градиенты приводят к возникновению термоЭДС и термотоков [3], [21]. Данные лаборатории приборов теплового контроля Института приборостроения для термоЭДС конструкционных материалов КТМС представлены на рис.9. Из

-7

1ф 10 [а]

г [см]

Рис.7 Распределение фоновых токов ДПЗ-Ш на высоте каналов с различным обогащением и на разных уровнях мощности.

1(М№!)

Рис. 8 Токи линии связи КТМС (Х-А)

Рис9 ÎSfeïïs^^-^

этих данных так же следует, что с точки зрения влияния разности температур использование кабеля КТМС нежелательно.

Выполненные экспериментальные исследования подтвердили ранее высказанные теоретические представления, позволили определить количественные закономерности применительно к реакторам ВВЭР и сделать следующие рекомендации:

■ для всех дифференциальных детекторов, используемых в СВРК, следует применять линии связи с компенсационной жилой;

■ в качестве линии связи необходимо использовать специальные кабели с жилами из одинаковых материалов;

■ при измерении основного сигнала следует применять системы с дифференциальным входом.

По мере внедрения систем ВРК на АЭС эти рекомендации были учтены, начиная с АЭС "Ловиза" в Финляндии.

Снижение или наличие тенденции к снижению сопротивления служит критерием оценки качества детекторов. В качестве критерия исправности родиевых детекторов была рекомендована величина 0,5-106 Ом для эксплуатационных условий АЭС "Ловиза" в Финляндии.

2.3. Исследования при возмущениях в цепи измеряемого сигнала.

В ходе экспериментальных исследований характеристик ДПЗ на реакторах ВВЭР, в частности при измерениях внутреннего сопротивления этих детекторов, были обнаружены длительные переходные процессы при восстановлении исходного сигнала после снятия возмущения. Различного рода возмущения в цепи детектора (подключение последовательно сопротивления, источника напряжения или кратковременное размыкание сигнальной цепи) приводили в первые моменты времени после восстановления цепи к заметному завышению измеряемой величины сигнала.

Эти наблюдения послужили поводом для специального исследования возмущений в цепи сигнала детектора, с целью определения требований к аппаратурным решениям и оценки влияния этого эффекта на точность измерений. Особенно важным рассмотрение данного вопроса представлялось при использовании наиболее распространенных СВРК с коммутаторами на входе и при использовании схем контроля внутреннего сопротивления детекторов с включением добавочного сопротивления. С практической точки зрения интересным является проверка работоспособности детекторов после пребывания их в разомкнутом состоянии в поле нейтронного облучения. Для решения этих вопросов на 4-м блоке НВАЭС были проведены специальные измерения с отечественными детекторами типа ДПЗ-1П и канадскими детекторами производства фирмы "Reuter Stokes", предназначавшимися для применения в системе внут-риреакторного контроля ВВЭР-440 на АЭС "Ловиза" в Финляндии. При этом была использована экспериментальная аппаратура системы внутриреакторного контроля "INCORMER-N", разработанная в ПНР, как наиболее доступная, на момент проведения исследований, автоматизированная система сбора данных для последующей обработки на ЭВМ. В работе исследовались переходные процессы при включении в цепь детектора большого добавочного сопротивления (108, 109 Ом), источника напряжения с последующим переключением на малое входное сопротивление измерительного прибора (при размыкании детектора) и последующим переключением на измерительный прибор. Эти измерения были выполнены как в условиях нормальной эксплуатации детекторов на реакторе 4-го блока НВАЭС, так и в лабораторных условиях в отсутствии облучения.

При последовательном включении в цепь детектора большого сопротивления на нем начинает увеличиваться напряжение, величина которого ограничена саморазрядом, разрядом на внешнюю цепь и величиной тока детектора.

Время установления потенциала определяется величинами эквивалентного сопротивления и емкости в цепи тока. Такой процесс регистрировали по схеме, представленной на рис. 10. Нормально детектор закорочен контактом К

/77777

Рис. 10. Блок-схема измерений при заряде детекторов.

У

к

1

и

10 ком

¥-

/7777

Рис. 11 Блок-схема измерений при разряде детекторов.

вакуумного реле. По сигналу одновременно проводилось размыкание контакта и начиналась регистрация показаний токового преобразователя, подключенного

о О

к детектору через сопротивление 10 или 10 Ом. Показания токового преобразователя регистрировались с помощью системы "ШСОКМЕК-ГЧ" на машинные носители информации.

После восстановления схемы с добавочным сопротивлением, в течение некоторого времени наблюдалось завышение величины измеряемого сигнала. Для исследования этого эффекта использовали схему, приведенную на рис. 11. Детектор нормально подключен к токовому преобразователю, который измеряет величину тока. На строго фиксированное время контакт К вакуумного реле переключался в положение "2", после чего происходил заряд емкости детектора до величины:

причем и0- напряжение внешнего источника напряжения было всегда много больше чем

По истечении заданного времени контакт К переключался на вход преобразователя тока, одновременно начиналась регистрация с выводом на машинный носитель. По аналогичному методу проводили измерения с разрывом цепи детектора, только вместо источника напряжения в положении "2" внешняя цепь отключалась (обрыв цепи).

Для определения величины остаточных токов после воздействия в цепи детектора был проведен дополнительно эксперимент без облучения в нейтронном потоке, но при сохранении температурного воздействия. При этих измерениях детектор был размещен в специальной печке с регулируемым и контролируемым уровнем температуры. Аналогично были проведены измерения с несколькими типами конденсаторов вместо детектора.

Все измерения строились с учетом возможностей и входных параметров аппаратуры система "ШСО!ШЕК->Г, которая была спроектирована для задач внутриреакторного контроля с использованием ДПЗ и построена по принципам

"САМАС". На входе системы имеется коммутатор токовых сигналов, подключающий детекторы к преобразователю тока в частотный сигнал. Число импульсов с преобразователя за определенные промежутки времени фиксируется счетчиком импульсов. Через магистральный канал и соответствующий интерфейс сигнал поступает в ЭВМ.

При измерениях на НВАЭС были применены входной коммутатор на 16 каналов, выполненный на вакуумных реле (герконах), который служил переключателем во входной цепи преобразователя, и частотный преобразователь, преобразующий токовый сигнал детектора в частоту; он имеет следующие основные параметры:

■ динамическое входное сопротивление около 1 Ом;

■ коэффициент преобразования - 100 кГц/мкА±0,2% в диапазоне 0,05-5 мкА;

■ потенциал, действующий на входе - не более ±50 мкВ;

12

■ собственный входной ток - 510 А.

Указанные данные обеспечиваются в диапазоне температур + 15°С ч- +35°С.

Входные параметры преобразователя в основном определяются качеством сдвоенного полевого транзистора 2 №5045, примененного на входе в режиме повторителя. Преобразователь имеет незаземленный вход и вместе с коммутатором гальванически изолирован от остальной части системы. В блоке счетчиков происходит счет импульсов от преобразователя за время, определяемое эталонным генератором. В этом блоке находится схема управления коммутатором и запоминающий регистр. Вывод информации на машинные носители осуществляется через магистральный канал с помощью устройства, которое обеспечивает автономное управление процессом после ручного ввода программ. При измерениях на НВАЭС время считывания сигнала было установлено равным 20 мсек., что соответствует разрешающей способности преобразователя 0,5'10"9 А. Время на опрос одного канала было ограничено техникой регистрации и составляло 50 мсек.

Измерения проводились при реальных условиях работы детекторов. Мощность реактора составляла приблизительно 100%, температура теплоносителя около 300°С. Были исследованы 6 детекторов с эмиттерами из родия и один с эмиттером из ванадия в составе двух сборок, изготовленных канадской фирмой "Reuter Stokes".

Родиевые детекторы (Rh-11 до Rh-16) имели следующие параметры:

■ длина эмиттера 250 мм

■ диаметр эмиттера 0,5 мм

■ изолятор А1203

■ материал эмиттера и соединительного провода - инконель-600.

Ванадиевый детектор (V-20) имел длину эмиттера 2500 мм и диаметр

эмиттера равен 0,8 мм.

Кроме этого, были исследованы 6 шт. отечественных родиевых детекторов типа ДПЗ-1П (от Rh-31 до Rh-36), которые имели следующие параметры:

■ длина эмиттера 200 мм

■ диаметр эмиттера 0,8 мм

■ изолятор эмиттера - кварцевый капилляр (Si02)

■ изолятор линии связи - MgO

■ оболочка - нержавеющая сталь.

Отечественные детекторы были равномерно распределены по высоте сборки и установлены в сухой канал, диаметром 8 х 0,8 мм, выполненный из нержавеющей стали

Измерения токов детекторов в реальных условиях ВВЭР-440, после зарядки их внешним напряжением, были проведены по схеме рис.11, описанной выше.

Конструктивные отличия детекторов вынудили разместить их в реакторе в отличающихся рабочих условиях. Кроме того, различие материалов изоляции не позволяет сравнивать их между собой. По этой причине результаты измерений оказалось целесообразным группировать по типам детекторов.

На рис.12 и 13 представлены результаты измерений при последовательном включении в цепь детекторов сопротивления большой величины. Из полученных результатов видно, что установившееся значение напряжения на детекторах зависит от значений токов, генерируемых эмиттером, и величины внутреннего сопротивления. Основное отличие переходных процессов связано с параметрами изоляционного материала. В отечественных ДПЗ это окись магния (М^О), в канадских 8Р№) - А12Оз. Чем больше внутреннее сопротивление и ток детектора, тем больше величина установившегося на нем напряжения. Рост напряжения на детекторах во времени носит экспоненциальный характер и достаточно хорошо описывается эмпирической зависимостью:

К, + Я, г

где /0 - ток детектора в короткозамкнутом состоянии;

Квн - внутреннее сопротивление детектора;

Яд - добавочное сопротивление в цепи сигнала;

г - постоянная времени. Сравнение экспериментальных данных с этой зависимостью показало расхождение менее ± 1% до времени 85 сек.

В таблице сведены результаты измерений и подсчета некоторых параметров детекторов на основании экспериментальных данных.

В таблице 7 и на графиках (рис. 14-17) использованы следующие обозначения:

■ Я'вн и К"вн - измеренные двумя способами величины внутренних сопротивлений детекторов;

■ иуст - величина установившегося напряжения;

■ т - постоянная времени; полученная по переходному процессу;

■ Ы - эквивалентное сопротивление;

■ С - расчетное значение емкости;

и [в]

-13(1-32 -№-34 -ЯИ-36 -^-31

0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 3,5 4,0 4,5 5,0

Заключение диссертации по теме «Приборы и методы для измерения ионизирующих излучений и рентгеновские приборы», Шикалов, Владимир Федорович

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 1м. от выреза - 50 р/час. Скорость воздушного ; тока 3,5 а/сек, направление- внутрь 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 -30ÖC, в отсутствии расхода - около 4-0с'С.

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

206. Интегральное распределение гаииа- активности 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 гамма- активности - 3,5Ц0°р/час свидетельств; о 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.^ ß j

Шнаренков Ü.A.^^g,

СиЕинцез Ю< Письменный В.Д. г. Чернобыль, 7.06. ьг. у /--у/ - , у¿u./cs y¡ , y¿ /faejtfyi fa/ о -fÁ

7 /?■■ -rJ.y

У ^

• V саиФ?/t ¿>j?, ¿¿fcs^ y¿/ jfœas 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" ßx^* 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¿íí<. Í У С ¿y ¿y.

У С.>- ¿, у Ut /УС(Гfy с А ¿ж -с- г ууг ¿y ; < /у. i ':) Л'. /,

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

У?У¿ <-у:¡ У

У У V

•'/Г yj У У ¿ Г

V î < e^-r . r/1 у У

9 ¿éfié

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°С 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 1986г. Вена), и использованы в качестве исходных данных при разработке проекта "Укрытие".

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Шикалов, Владимир Федорович, 1998 год

Список литературы

(Публикации автора помечены *)

[1] Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д., Ерофеев Р.С. Преобразование энергии короткоживущих радиоактивных изотопов. — Атомная энергия, 1961, т. 10, вып. №1, с.72.

[2] Дума В.Р., Голованов М.Н., Шикалов В.Ф. и др. Унифицированная система внутриреакторного контроля для реакторов типа ВВЭР. -ВАНТ, вып.34-35, т.1, сс.23-31, 1977.

[3] Мительман М.Г., Дубовский Б.Г., Любченко В.Ф., Розенблюм Н.Д. Де-

текторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. - Атом-издат, Москва, 1977.

[4] Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д. Зарядовые детекторы ионизирующих излучений. - Энергоиздат, Москва, 1982.

[5] Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора.- Энергоиздат, 1981.

[6] Сборки внутриреакторных детекторов СВР Д. Технические условия,

1996.

[7] Warren H.D, Shah N.H. Neutron and Gamma Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors. Nucl. Sci. Eng., 54, 395 1974.

[8] Константинов JI.B., Мошкин Л.Л., Постников В.В. Расчет внутриреакторных бета-эмиссионных детекторов нейтронов. - Труды 2-й научно-технической конференции стран-членов СЭВ, Варшава, 1973, т.2, с. 1644, 1974.

[9]* Цимбалов С.А.,Шикалов В.Ф. Нейтронная чувствительность родиевого бета-эмиссионного детектора. - Труды 2-й научно-технической конференции стран-членов СЭВ, Варшава, 1973, т.2, с.1658, 1974.

[10] Pytel К Transport predkich elektronow w detektorach samozasilajacych. -Instytut Badan Jadrowych, INR 1892/XI/PR/B, Warszawa, 1980.

[11] Laaksonen Т., Saastomoinen J. Calculation Studies of sensitivity characteristics and their burnup behaviour for rhodium self powered

neutron detectors. - .IAEA specialist meeting on in-core instrumentation and failed-fuel detection and location. Ontario, Canada, 1974. AECL-5124-110, p.l 11.

[12] Митин В.И., Шикалов В.Ф., Цимбалов C.A. Экспериментальное исследование токообразования ДПЗ с эмиттером из родия. - Атомная энергия, т.34, вып.4, с.301, 1973.

[13] Kroon J. Inital absolute calibration factors of some neutron sensitive selfpowered detectors. IAEA specialist meeting on in-core instrumentation and failed-fuel detection and location. Ontario, Canada. AECL-5124-110, p.135, 1974.

[14] Курчатов И.В., Панасюк И.С. Строительство и пуск первого в Советском Союзе уран-графитового котла с саморазвивающейся цепной реакцией. - История Атомного проекта, РНЦ КИ, вып.8, 1996, с.69.

[15] Воронин A.A. Электрометрический усилитель на полупроводниках. -Труды 6-й конференции по ядерной электронике, Атомиздат, т.1, с.90, 1964.

[16] Kroon J., Watson R.A. Reuter-stokes Canada Limited RSCL-TM-8. Loviisa-1 technical manual, Cambridge, Ontario, 1975.

[17] Митин В,И, Цимбалов С.А., Шикалов В.Ф. Нейтронный измерительный канал для реактора типа ВВЭР. - Труды 2-й научно-технической конференции стран-членов СЭВ, Варшава, 1973, т.2, 1974.

[18] Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д., Алексеев Н.М. и др. Измерение импульсных потоков нейтронов. - Атомная энергия, 1974, т.36, вып.З, с.217.

[19] Автоматизированная система контроля нейтронного потока (АКНП) ТУ-ЖШ 1.289.177

[20] Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности, 3-е изд., пе-рераб. и доп. - Энергоатомиздат, Москва, 1987.

[21] Емельянов И.Я., Власов В.И., Володько Ю.И. и др. Радиационные и термические испытания электронно-эмиссионных детекторов нейтро-

нов и кабелей с минеральной изоляцией. - Атомная энергия, т.37, вып.1, с.72-76, 1974.

[22] Емельянов И .Я., Борисов М.А., Володько Ю.И. и др. Безынерционный контроль уровня нейтронного потока датчиком прямой зарядки с эмиттером из серебра. - Атомная энергия, т.27, вып.З, с.230-232, 1969.

[23] Мительман М.Г., Андреева Л.Г., Розенблюм Н.Д. и др. Использование внутриреакторных детекторов прямого заряда в качестве датчиков системы автоматического регулирования реактора. - Атомная энергия, т.39, вып.4, с.272, 1975.

[24] Banda L.A., Nappi B.I. Dinamic compensation of radium self powered neutron detectors IEE Transactions on Nuclear Science Vol.NS-23, No-1,

p 311-316, 1979.

[25] Воронин A.A., Шикалов В.Ф., Митин В.И. Оперативное измерение распределения потока нейтронов в реакторе эмиссионным детектором нейтронов с эмиттером из родия. - Труды 2-й научно-технической конференции стран-членов СЭВ, Варшава, 1973, т.2, с. 1547, 1974.

[26] Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д., Трегубов В.Б. и др. Опыт эксплуатации системы автоматического регулирования мощности реактора Обнинской АЭС с использованием сигналов внутризонных детекторов прямого заряда. - Атомная энергия, т.47, вып.4, с.244, 1979.

[27]* Козлова Л.В., Шикалов В.Ф. Экспериментальное изучение быстрой составляющей сигнала родиевых ДПЗ, программы моделирования и коррекции инерционности сигналов ДПЗ. - Препринт ИАЭ-5394/3, 1991.

[28] Цимбалов С.А. Устранение запаздывания показаний родиевого бета-эмиссионного детектора в реакторе ВВЭР-1000. - Препринт ИАЭ-5823/5, 1994.

_

[29] Шикалов В.Ф., Шматкова Л.В., Касчиев Г., Матеев А. Экспериментальное изучение быстрой составляющей сигнала родиевых ДПЗ для использования в программах коррекции их инерционности при работе

в реакторах типа ВВЭР. - Материалы XVI симпозиума специалистов ВМК по физике ВВЭР, т.2, Москва, СССР, 1987.

¡It

[30] Шикалов В.Ф. Обзор работ по диагностическому обследованию аварийного блока ЧАЭС в 1986г. - Препринт ИАЭ-5913/5, Москва, 1995.

[31] Schikalov V.F. View of Works on Chernobyl Unit-4 Post-Accidental Diagnostical Investigation. WINRE'94, 5th 11-13.10.94, Kein, GRS-115, 1994.

[32] Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80. - Энергоиздат, Москва,1981.

[33] В.М.Колобашкин, П.М.Рубцов, П.А.Ружанский, В.Д.Федоренко. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. - Москва, Энергоатомиздат, 1983.

[34] Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная советскими специалистами для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986г., Вена).

¡I; _____

[35] Цоглин Ю.Л., Дурицкий И.А., Шикалов В.Ф. и др. The development of the Standard Diagnostic Sistem In the Collapsed Reactor of the Chernobyl NPP. - Доклад на 2-м Европейском симпозиуме "Mot Tech'91", Хельсинки, 1990.

[36] Мительман М.Г., Шикалов В.Ф. Методика контроля ядерных реакторов в экстремальных условиях. - ВАНТ, вып. 5(13), 1988.