5.5 Радиационный технологический контроль

Подсистема радиационного технологического контродя (РТК) предназначена для контроля радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров: оболочек твэлов, трубопроводов первого контура, контура герметизации помещений реакторного отделения.

Контроль за состоянием первого защитного барьера - оболочек твэлов (определение числа негерметичных твэлов и степени их негерметичности) - является важной составной частью РТК, так как продукты деления ядерного топлива при попадании их в теплоноситель первого контура определяют радиационную обстановку как на самой АЭС, так и за ее пределами. По его данным своевременно обнаруживают, а затем выгружают из активной зоны ТВС, имеющие негерметичные твэлы, и тем самым поддерживают активность продуктов деления в теплоносителе на уровне, не превышающем предельно допустимое значение.

Контроль за состоянием активной зоны позволяет прогнозировать газоаэрозольный выброс в атмосферу, а также радиационную обстановку в помещениях АЭС в период планово-предупредительного ремонта, так как часть продуктов деления может сорбироваться на оборудовании и поверхностях первого контура вместе с радиоактивными продуктами коррозии и создавать поле -излучения возле оборудования первого контура.

Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или контроля герметичности оболочек твэлов (КГО):

1) периодический КГО твэлов работающего реактора методом отбора проб теплоносителя;

2) непрерывный КГО твэлов работающего реактора с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры беспробоотборным методом;

3) КГО и обнаружение ТВС с негерметичными твэлами на остановленном реакторе в период перегрузки топлива.

Периодический КГО твэлов работающего реактора осуществляется путем отбора проб теплоносителя, определения радионуклидного состава и измерения удельной активности отдельных (реперных) радионуклидов. Измеренные значения сравниваются с расчетными, полученными на основании определенной модели выхода продуктов деления из негерметичных твэлов. Для определения радионуклидного состава и измерения удельной активности пробы теплоносителя ее подвергают спектрометрическому анализу с использованием -спектрометра с полупроводниковым Gе(Li)-детектором. Высокое энергетическое разрешение этих спектрометров позволяет правильно идентифицировать реперные радионуклиды и определить их удельную активность на фоне присутствующих в теплоносителе других продуктов деления и коррозии с близкими значениями энергий фотонов (Рис.5.6).

Р ис. 5.6. Спектр гамма-излучения пробы воды теплоносителя АЭС с реактором ВВЭР-440, измеренный с помощью ППД ДГДК-40Б

Непрерывный (постоянный) КГО твэлов работающего реактора осуществляется беспробоотборным методом с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры.

В составе АКРБ на АЭС с реакторами ВВЭР для этой цели имеются устройства детектирования удельной активности ¹³²I и ⁸⁸Кr в теплоносителе первого контура, а также потока запаздывающих нейтронов из теплоносителя. Информация этих УД позволяет контролировать состояние оболочек твэлов работающего реактора и следить за динамикой их разгерметизации.

Метод КГО по запаздывающим нейтронам основан на том, что среди продуктов деления имеются летучие изотопы брома и йода, которые перенасыщены нейтронами и испускают их за время от долей секунды до нескольких десятков секунд. Радионуклиды ⁸⁷Вr (T_1/2=55,6 с) и ¹³⁷I (Т_1/2=24,5 с) успевают за это время выйти из топлива под оболочку твэла и далее через дефект оболочки попасть в теплоноситель первого контура реактора. Испускаемые ими нейтроны (с энергией соответственно 0,56 и 0,25 МэВ) могут регистрироваться детекторами нейтронов, расположенными на всех главных циркуляционных трубопроводах (петлях) первого контура (на шести у реактора ВВЭР-440 и на четырех у ВВЭР-1000), и тем самым служить для оценки повреждения оболочек твэлов.

КГО твэлов на остановленном реакторе в период перегрузки топлива осуществляется путем проверки поочередно каждой ТВС. Наиболее распространенный способ такого контроля заключается в том, что ТВС помещают в пенал объемом 0,08 - 0,15 м3, заполненный водой, и создают в нем с помощью блока управления и насоса избыточное давление до 0,4 МПа. При наличии дефекта в оболочке твэла вода при повышенном давлении поступает в зазор между оболочкой и топливом и насыщается продуктами деления. После сброса избыточного давления она выходит в пенал, увеличивая концентрацию продуктов деления в воде стенда КГО. По удельной активности ¹³¹I в пробе воды из стенда КГО судят о степени разгерметизации оболочек твэлов и принимают решение о дальнейшем использовании ТВС с негерметичными твэлами.

Контроль за герметичностью второго защитного барьера - трубопроводов и оборудования первого контура - осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности в помещениях, где это оборудование находится, а также путем контроля за протечками теплоносителя из первого контура во второй. Радиационный технологический контроль за протечками теплоносителя первого контура во второй на АЭС с реакторами ВВЭР осуществляется, как правило, путем размещения устройств детектирования -излучения на линии продувки парогенераторов (ПГ), на паропроводах и на выхлопе эжекторов.

Контроль за состоянием третьего защитного барьера - контура герметизации помещений реакторного отделения - осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности и мощности дозы -излучения в зоне свободного режима и на территории АЭС.