Критерии инициации и развития коррозионных повреждений в узле приварки коллектора теплоносителя к корпусу парогенератора ПГВ-1000 ВВЭР

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Корреляционная система измерения расхода в первом контуре ВВЭР и пути ее совершенствования

Б.В. Кебадзе, В.А. Шурупов, В.А. Хрячков, Т.А. Хромылева ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И. Лейпунского

На сегодняшний день основным методом определения расхода теплоносителя первого контура реакторов типа ВВЭР является метод, основанный на измерении напора на главных циркуляционных насосах (ГЦН). По данному методу расход определяется по паспортным расходным характеристикам, полученным со стендов завода изготовителя ГЦН, которые не дают напорные характеристики во всем диапазоне рабочих расходов теплоносителя, поэтому в процессе работы реактора прибегают к экстраполяции данных, что дает результирующую погрешность порядка 5-6%.

Есть возможность также определить расход теплоносителя первого контура сведением баланса тепла между первым и вторым контуром реактора, однако этот метод приемлем только в стационарных режимах работы реактора и используется для уточнения, опять же, напорных характеристик ГЦН.

Поэтому возникает необходимость разработки независимых систем измерения расхода, основанных на других физических принципах. И применение таких независимых методов вместе со штатными позволит повысить точность измерения расхода теплоносителя.

Таким независимым методом, применяемым уже во многих странах для водо - водяных реакторов (Франция, США и др.), является радиационный метод, в котором в качестве источника информации используется гамма - излучение.

Совместными усилиями Калининской АЭС, «ОКБМ Африкантов» и ГНЦ РФ - ФЭИ разработана, изготовлена и в мае 2003 г. смонтирована на втором блоке станции корреляционная система измерения расхода в одной из петель первого контура по флуктуациям -активности (рис. 1). Эта система эксплуатируется по настоящее время в качестве демонстрационной и подтвердила высокую надежность [1, 2].

Приведенные на рис. 2 сигналы с ионизационных камер наглядно демонстрируют запаздывание между первым и вторым измерительными участками. Преимуществом времяпролетного метода является независимость показаний от изменения во времени чувствительности детекторов.

Рисунок 1 Принципиальная схема системы на блоке № 2 Калининской АЭС

Рисунок 2 Сигналы датчиков с первого и второго измерительных сечений

Результаты корреляционной обработки сигналов для одного из режимов на втором блоке Калининской АЭС приведены на рис. 3. На основании анализа полученных данных в сопоставлении с зарубежным опытом погрешность измерения оценена в ± 2 %.

Рисунок 3 Пример ВКФ

Параллельно с эксплуатацией на Калининской АЭС проводились работы по совершенствованию системы. Была обновлена вторичная аппаратура на основе использования стандартных элементов. В ОКБМ «Африкантов» разрабатывались новые камеры, в ГНЦ РФ - ФЭИ были освоены и применены методы статистической обработки с использованием спектральных (частотных) подходов, которые позволяют более точно оценить транспортное запаздывание. Проведены детальные расчеты профилей скорости в измерительных сечениях с учетом источников возмущения потока. Рассматривались возможности применения других датчиков излучения.

В частности, исследовались черенковские детекторы, использующие преобразование энергии частиц в световое излучение. При прохождении через прозрачную среду заряженной частицы, движущейся со скоростью выше скорости света, для данной среды возникает свечение, лежащее в оптическом диапазоне и в области близкого ультрафиолета.

Из литературы известны следующие свойства черенковского излучения, возникающего под действием на прозрачную среду гамма-квантов:

- интенсивность и спектр излучения почти не зависят от типа вещества, его чистоты и структуры;

- излучение связано с движением в среде электронов;

- излучение поляризовано и направлено вдоль пучка электронов;

- излучение имеет сплошной спектр, максимум интенсивности приходится на синюю часть спектра;

- излучение имеет пороговый характер; оно не вызывается, например, рентгеновскими лучами с максимальной энергией 30 кэВ. Пороговая энергия электронов, при которой начинает генерироваться черенковское излучение, составляет 0,267 МэВ.

Световая вспышка черенковского излучения по интенсивности примерно в 100 раз слабее сцинтилляции.

Непосредственно из физики возникновения черенковского излучения следует, что при регистрации, например, гамма квантов, существует пороговая энергия электронов (а следовательно и гамма квантов). Наблюдаемый эффект будет в большей степени обусловлен жесткими гамма квантами, производящими быстрые электроны.

,

где n - коэффициент преломления для среды детектора. Так для стекла с n = 1,5 предельная энергия составляет 670 кэВ.

Спектр непрерывный, практически нарастающий линейно до щ_max при n(щ_max) = c/v; ћщ_max < 10 - 30 эВ (ближний ультрафиолет; при больших частотах излучение происходит лишь в отдельных узких интервалах энергий). Спектральная интенсивность (на единицу пути):

.

Спектр черенковского излучения показан на рисунке 4.

Рисунок 4 Спектр фотонов, излучаемых при движении релятивисткой частицы в прозрачной среде

Как видно из рисунка, спектр черенковского излучения имеет максимум в области фиолетового света или ближнего ультрафиолета. Этот факт необходимо учитывать при выборе светопроводящей среды и конструировании светоприемного устройства.

На протяжении 2008-2010 г.г. в ГНЦ РФ ФЭИ проводились работы по изучению светимости ряда сред под действием различных ионизирующих излучений (б, в и г).

Результат измерений для кварцевого стекла, находящегося в поле гамма лучей с мощностью дозы 100 мкР/с, показан на рис. 5. Выход оптического излучения был измерен с точностью 3%.

Проведенные эксперименты показали возможность использования черенковских детекторов для измерения мощности дозы гамма излучения. В качестве достоинства детекторов данного типа следует отметить следующее:

Рисунок 5 Демонстрация свечения кварцевого стекла под действием гамма лучей

1) Черенковский детектор может быть изготовлен практически любого размера и формы. Материал детектора дешев и легко поддается обработке.

2) Детектор имеет естественный порог по энергии регистрируемых частиц.

3) Детектор практически нечувствителен к излучениям иного, нежели гамма кванты, излучениям. В частности возможна надежная регистрация гамма квантов на фоне нейтронного излучения.

4) Детектор не чувствителен к электромагнитным наводкам и сохраняет работоспособность в условиях сильной вибрации. Он не меняет своих свойств при высоких температурах.

Указанные достоинства позволяют рассматривать возможность использования такого детектора в составе расходомера теплоносителя первого контура реактора типа ВВЭР.

Другой, возможно более важной проблемой является метрологическая аттестация используемой корреляционной методики измерений. Наиболее реалистичным путем для этого является моделирование. Оно включает в себя организацию контура циркуляции с размещенным в нем нейтронным генератором, образцовым расходомером и измерительным участком с испытуемыми детекторами. Источником нейтронов является мишень, облучаемая пучком протонов от ускорителя.

Проведем оценку числа образовавшихся ядер¹⁶N в потоке теплоносителя, исходя из реальных параметров генератора нейтронов.

На рисунке 6 приведена зависимость сечения реакции ¹⁶O(n,p)¹⁶N, приводящей к генерации ¹⁶N, в зависимости от энергии падающих нейтронов. На рисунке отчетливо видно, что при энергиях нейтронов более 11,5 МэВ наблюдается заметный рост сечения до значений приблизительно 120 мбарн. Для нейтронов со спектром типичным для реакторов типа ВВЭР эффективное сечение составляет приблизительно 1,9 10^-2 мбарн. Иными словами, замена нейтронов делительного спектра на быстрые нейтроны приводит к увеличению выхода ядер ¹⁶N почти в 10⁴ раз.

Рисунок 6 Зависимость сечения образования ¹⁶N от энергии нейтронов

Предположим, что облучению подвергается шарообразный объем заполненный водой диаметром 10 см (~ 1 л). Точечный источник нейтронов с энергией 14 МэВ интенсивностью 10¹¹ нейтрон/см²с, расположен в центре шара. Сечение реакции ¹⁶O(n,p)¹⁶N примем равным 0,04 барн.

Пренебрегая ослаблением нейтронного потока и изменением энергии нейтронов можем сделать оценку числа образующихся ядер азота-16. Вначале оценим число ядер образующихся в сферической оболочке радиусом r и толщиной dr.

, (1)

где dN_16N - число ядер азота-16 возникающих в сферической оболочке, -сечение реакции ¹⁶O(n,p)¹⁶N (0,04 барн для энергии 14 МэВ), Ф - поток нейтронов через рассматриваемую сферическую оболочку, dN_16O - число ядер кислорода находящихся в сферической оболочке.

Для числа ядер кислорода находящихся в сферической оболочке справедливо выражение:

, (2)

где dV - объем сферической оболочки (см³), с - плотность воды (1 г/см³).

Поток нейтронов на расстоянии r можно выразить следующим образом:

, (3)

где Nn - интенсивность нейтронов (число нейтронов испускаемых источником за единицу времени). Подставляя (2) и (3) в выражение (1) получаем:

. (4)

Интегрируя выражение (4) по радиусу, получаем следующее выражение для полного числа атомов азота образующихся в объеме воды за 1 с:

, (5)

где R- радиус мишени заполненной водой (5 см).

Подставляя в (5) численные значения получаем полное число атомов азота-16 образующихся за единицу времени равно ~ 3 10⁸ атомов/сл.

При движении воды в экспериментальном участке сечением 0,01 м² со скоростью 5 м/с время пребывания 1 л воды в области мишени составляет 0,02 с. Число активированных ядер в этом участке составит 610⁶, а количество излучаемых -квантов в секунду с учетом константы распада составит 10⁶. Учитывая высокую эффективность черенковского детектора на основе кварца, можно рассчитывать на регистрацию -квантов в количестве 10³ - 10⁴ ед./с.

Вариации активности теплоносителя в первом контуре реакторной установки типа ВВЭР не превышают 1 %, что приводит к необходимости накопления большой статистика для их обнаружения (>10⁴ событий). Количество регистрируемых событий в модельных экспериментах является по сравнению с реакторными измерениями не столь актуальным, поскольку оно в первую очередь определяет время, необходимое для достижения заданной статистической погрешности. Для обеспечения оперативных измерений на АЭС это время не должно превышать десятков секунд или единиц минут, в то время как в модельных экспериментах оно может быть на 1 - 2 порядка больше.

Выше рассмотрена работа экспериментальной установки в стационарном режиме. Существует дополнительная возможность достижения вариации активности теплоносителя за счет изменения тока ускорителя, например по псевдослучайному закону. Неоднородность активности может быть получена также подмешиванием из байпасной линии неактивированной воды.

Для того, чтобы установить зависимость между измеряемым средним временем переноса неоднородностей теплоносителя и его средней скоростью (расхода) необходимо обеспечить моделирование в достаточно широком диапазоне чисел Рейнольдса. Предполагаемая петля с расходом воды 300 - 400 м³/ч и вариацией диаметра измерительного участка позволит получить необходимые данные в диапазоне Re = 5 10⁴ - 10⁶.

ГНЦ РФ - ФЭИ обладает поверочной расходомерной установкой для воды с расходом до 150 м³/ч и возможным расширением производительности до 250 м³/ч. На ней возможна аттестация расходомеров на основе объемно-временного метода с приведенной погрешностью 0,04 %. Такие расходомеры могут служить в качестве образцового средства на экспериментальной петле, обеспечивая необходимую погрешность.

Полученные в широком диапазоне значений Рейнольдса опытные данные по указанному выше коэффициенту соответствия в сочетании с расчетными методиками позволят обосновать погрешность измерения расхода в реальном контуре ВВЭР.

теплоноситель макротрещина коррозионный нагружение

Список литературы

1. Обоснование, разработка и испытания корреляционной системы измерения расхода по флуктуациям активности N 16 в первом контуре ВВЭР-1000 / В.И. Аксенов, В.В. Кузьмин, О.Б. Самойлов, Б.В. Кебадзе и др. // Cб. докладов 4-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва: ВНИИАЭС, 2004. С. 323 - 329

2. Опыт эксплуатации демонстрационной версии корреляционной системы измерения расхода теплоносителя первого контура ВВЭР-1000 по активности N¹⁶ на Калининской АЭС / В.И. Аксенов, О.Б. Самойлов, А.Д. Ефанов, Б.В. Кебадзе и др. // 5-я Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». - Москва: ВНИИАЭС, 19 - 21 апреля 2006. - С. 62 67

3. Прямое измерение расхода теплоносителя ядерного реактора с помощью гамма - корреляционного метода / Б.В. Кебадзе, А.В. Богословский, В.И. Слободчук // 10-я Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров». - Обнинск: - ОГТУАЭ, 1 - 4 октября 2007. - С. 123

Размещено на Allbest.ru