Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ввэр

Авторы патента:

Филатов Владимир Павлович (RU)

Конин Дмитрий Иванович (RU)

Мусихин Александр Михайлович (RU)

Мильто Надежда Валерьевна (RU)

Калинушкин Андрей Евгеньевич (RU)

Семченков Юрий Михайлович (RU)

Алексеев Артем Николаевич (RU)

Голованов Михаил Николаевич (RU)

Мильто Владимир Александрович (RU)

Ковель Александр Иванович (RU)

G21C17/02 - устройства или приспособления для контроля замедлителей и теплоносителей

Владельцы патента RU 2435238:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР. Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР включает детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС). СВР Д размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД. Информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%. Информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ. Количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора. Детекторы прямой зарядки (ДПЗ) включают детекторы нейтронного потока, термоэлектрические преобразователи (ТЭП), детекторы температуры. Изобретение позволяет обеспечивать защиту активной зоны ядерного реактора в соответствии с нормативными документами.

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР.

Известна система контроля активной зоны ядерного реактора (патент Великобритании №1276993, класс G21C 17/10, 1972 г.), предназначенная для контроля нейтронного потока и температуры внутри активной зоны и содержащая в своем составе подвижную сборку детекторов, электрические сигналы от которых поступают в измерительную систему, расположенную вне реактора. Сборка детекторов включает в свой состав термоэлектрический преобразователь (ТЭП), фоновый детектор и группу из нескольких детекторов типа датчиков прямой зарядки (ДПЗ).

Однако в указанном решении эксплуатационная безопасность обеспечена в недостаточной мере.

Наиболее близким к описываемому является измерительный канал системы внутриреакторного контроля (патент РФ №2092916, класс G21C 17/02, G21C 17/032, G21C 17/08), в котором внутриреакторные датчики нейтронного потока и температуры объединены в сборки, при этом количество детекторов прямой зарядки в каждой сборке, размещенных по высоте активной зоны, не менее пяти. Сигналы внутриреакторных детекторов поступают во внереакторную информационно-измерительную систему, которая вычисляет скорость движения теплоносителя корреляционным методом и контролирует появление локального кипения теплоносителя с помощью статического анализа.

Современные требования по безопасности эксплуатации реакторов типа ВВЭР вызывают необходимость реализации системы контроля активной зоны, обеспечивающей дополнительно функцию защиты активной зоны.

Однако в указанном решении эксплуатационная безопасность обеспечена в недостаточной мере.

Техническая задача предлагаемого решения состоит в повышении безопасности эксплуатации реакторов типа ВВЭР.

При достижении поставленной технической задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в обеспечении защиты активной зоны в соответствии с требованиями нормативных документов. Указанные технические результаты достигаются тем, что:

система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР включает детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС), причем

СВРД размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД, причем информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%, информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ,

количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора.

Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в определении комплексной взаимосвязи размещения СВРД в активной зоне, необходимой погрешности измерения сигналов ДПЗ и их корректировки, а также количества каналов информационно-измерительной системы.

Расчетным путем установлено, что возмущение нейтронного потока распространяется от места этого возмущения по активной зоне следующим образом: при возмущении, принимаемом за 1, в соседней ТВС будет 0,3, во второй ТВС будет 0,1, в третьей ТВС будет 0,06.

Для контроля внутриреакторного нейтронного потока на реакторах типа ВВЭР применяются ДПЗ с чувствительным элементом из родия. При захвате нейтрона родием образуется радионуклид , который в результате β-распада в период 44 с переходит в стабильный . Этот активационный компонент составляет основную часть выходного сигнала ДПЗ (более 90%). Кроме того, часть выходного сигнала ДПЗ (не более 7-8%) обусловлена электронами, образующимися на чувствительном элементе под воздействием γ-излучения в результате фотоэффекта и комптон-эффекта. Данный компонент сигнала ДПЗ является практически безынерционным. Суммарный выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения.

По конструкторским соображениям количество СВРД должно быть минимизировано, таким образом СВРД размещаются не в каждой ТВС. Однако для обеспечения защиты в каждой ТВС возмущение нейтронного потока должно фиксироваться с помощью ближайших СВРД.

В соответствии с отечественными нормативными документами структура защиты должна представлять собой два независимых комплекта, в каждом по три канала, то есть всего шесть независимых каналов. В зарубежной практике применяется не меньше трех независимых каналов. Таким образом, в окружении каждой ТВС должно быть минимум 3 максимум 6 независимых СВРД и, соответственно, такое же количество стоек информационно-измерительной системы, принимающих сигналы СВРД для обеспечения нормативных требований по защите.

В обоснованиях безопасности реакторов ВВЭР принимается минимальная (не более 3 с) задержка в формировании защиты активной зоны. Для выполнения этого требования сигнал ДПЗ должен корректироваться в информационно-измерительной системе по его практически безынерционной компоненте.

Исходя из формы распределения возмущения, обеспечения выполнения требований по канальности и быстродействию СВРД, погрешность информационно-измерительной системы не должна превышать 0,05%.

Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР, включающая детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС), отличающаяся тем, что СВРД размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД, причем информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%, информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ, количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора.

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования, разгерметизация которого сопровождается появлением водорода в контролируемой среде и может использоваться преимущественно на атомных энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах для контроля нарушения межконтурной плотности парогенераторов натрий-вода.

Способ определения теплогидравлических характеристик по сечению тепловыделяющей сборки // 2390061

Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения.

Устройство горизонтального выбуривания кернов из стенок скважин или каналов // 2378510

Изобретение относится к устройствам для выбуривания кернов из стенок скважин или каналов и может быть использовано в области атомной энергетики для выбуривания кернов графита из кладок уран-графитовых реакторов канального типа.

Способ приближенного определения поля температуры рабочей среды в натурной установке // 2369926

Изобретение относится к способам контроля теплоносителя ядерного реактора и используется для приближенного определения поля температуры рабочей среды в теплообменниках и реакторах.

Способ и система взятия проб для получения пробы из атмосферы защитной оболочки реактора ядерно-технической установки // 2358255

Изобретение относится к системе взятия проб для получения пробы из атмосферы в защитной оболочке реактора ядерно-технической установки и к способу получения такой пробы.

Способ контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем под давлением // 2352005

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний.

Ультразвуковой измерительный преобразователь для жидкого металла (варианты) // 2330278

Изобретение относится к ультразвуковому измерительному преобразователю, который направляет и принимает ультразвуковые волны в жидкий тяжелый металл/из него, и в частности - к ультразвуковому измерительному преобразователю для жидкого металла, выполненному с возможностью эффективного направления ультразвуковых волн в жидкий тяжелый металл и приема ультразвуковых волн, проходящих в жидком тяжелом металле, путем оптимизации материала смачиваемой части преобразователя.

Высокоэффективная жидкая среда с распределенными наночастицами, способ и устройство для изготовления среды и способ обнаружения утечки среды // 2326921

Изобретение относится к высокоэффективной жидкой среде с распределенными наночастицами для охлаждения ядерного реактора в качестве основного материала, с которым смешаны наночастицы, к способу и устройству для изготовления жидкой среды и к способу обнаружения утечки жидкой среды.

Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем // 2301463

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Способ определения расхода теплоносителя в каналах яэу // 2228548

Изобретение относится к измерительной технике и может использоваться для определения расхода теплоносителя в каналах ядерных энергетических установок при измерении расхода теплоносителя с помощью турбинных расходомеров различных типов.

Способ организации водно-химического режима теплоносителя на энергетических установках // 2490733

Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Прибор для ядерной энергетической установки // 2514858

Изобретение относится к средствам контроля ядерных энергетических установок. Прибор (100) включает модуль (110) датчика, соединенный с рабочими фланцами (104, 106). Модуль (110) датчика включает в себя опорный трубопровод (120) с резьбами (122) опорного трубопровода. Электронная схема (126) соединяется с соединителем (128), который включает в себя ключ (133), который выравнивается с контактами схемы возбуждения соединителя (128). Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения содержит электронную схему (126) и кольцо (136) противоударной защиты. Соединитель (128) крепится внутри кольца противоударной защиты. Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения имеет резьбы (237) для выравнивания вращением ключа (133) относительно рабочего фланца. Технический результат - упрощение монтажа прибора в установке. 16 з.п. ф-лы, 18 ил.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, система для контроля термодинамической активности кислорода в таких реакторах и способ контроля термодинамической активности кислорода // 2545517

Изобретение относится к ядерной энергетике, и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Предложены ядерный реактор, способ и система для контроля термодинамической активности кислорода в теплоносителе с постоянно работающими датчиками термодинамической активности кислорода, расположенными в «горячей» и «холодной» зонах корпуса реактора, и дополнительный периодически работающий датчик. Технический результат - возможность постоянного контроля за поддержанием заданных значений термодинамической активности кислорода в жидкометаллическом теплоносителе при любых предусмотренных эксплуатацией режимах. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ контроля герметичности оболочек твэлов // 2560109

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ контроля герметичности оболочек твэлов включает регистрацию запаздывающих нейтронов в теплоносителе первого контура ядерного реактора с помощью первого детектора (1) через равные интервалы времени T, соответствующие времени полного цикла обращения теплоносителя в первом контуре реактора, измерение интенсивностей Ni и Ni+T сигналов детектора, пропорциональных нейтронной активности теплоносителя в моменты времени ti и ti+T, определение разности (Ni+T-Ni)K=ΔNK, где k - номер процедуры вычитания, сравнение разности ΔNK со значением ΔNK-1. Сигнал детектора (1) через дифференциальный трансформатор (2) и усилитель (3) поступает на дискриминатор (4), который обеспечивает дискриминацию шумов усилителя (3), обрабатывает и преобразовывает аналоговые сигналы в стандартные импульсы для передачи на вход преобразователя счет-код (5). Далее сигналы поступают в ПЭВМ (6), где они обрабатываются по заданному алгоритму. Выполнение условия ΔN≥2ΔNK-1 свидетельствует о разгерметизации оболочек твелов. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 1 ил.

Устройство обнаружения утечки и покрытие, включающее в себя такое устройство обнаружения и предназначенное для покрытия элемента транспортировки или хранения текучей среды // 2575948

Изобретение относится к средствам контроля герметичности и может быть использовано для обнаружения утечки теплопередающей текучей среды, которая хранится или транспортируется в трубопроводе (10). Сущность: трубопровод (10) имеет электропроводящую внешнюю стенку (11) и покрыт слоем (13) изоляционного волокнистого материала. Слой (13) изоляционного волокнистого материала, в свою очередь, покрыт слоем (16) проводящего волокнистого материала толщиной 5 мм и более. Причем проводящий волокнистый материал состоит из углеродного или графитового войлока. Технический результат: повышение оперативности и достоверности при обнаружении утечек. 5 н. и 15 з.п. ф-лы, 5 ил.

Система мониторинга протечек бассейна выдержки атомной электростанции // 2589726

Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на мониторинг наличия протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций. Система мониторинга протечек бассейна выдержки содержит датчик расхода воды, поступающей по трубопроводу устройства очистки, датчик уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий, два датчика температуры и влажности, размещенных на входе и выходе вентиляции реакторного зала. При этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации о количестве обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения функционирования системы она снабжена блоком бесперебойного питания. Технический результат заключается в снижении громоздкости системы, в проведении расчета утечек бассейна, т.е. в обеспечении постоянного мониторинга с помощью современных средств автоматизации. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Способ и система регулирования концентрации кислорода и водорода в реакторной установке и ядерная реакторная установка // 2590895

Изобретение относится к регулированию концентрации кислорода и водорода в теплоносителе реакторной установки (РУ). РУ включает реактор, теплоноситель, размещенный в реакторе, газовую систему, массообменный аппарат, диспергатор и датчик концентрации кислорода в теплоносителе. Способ содержит следующие шаги: оценивают концентрацию кислорода; сравнивают концентрацию кислорода с верхним и нижним допустимыми значениями; если концентрация кислорода больше верхнего допустимого значения, проверяют, активирован ли массообменный аппарат, и деактивируют его, а из газовой системы в реактор подают газ, содержащий водород, и/или активируют диспергатор; если концентрация кислорода в теплоносителе меньше нижнего допустимого значения, проверяют, деактивирован ли диспергатор, и деактивируют диспергатор или прекращают подачу газа, содержащего водород, и активируют массообменный аппарат. Технический результат: предотвращение совместной подачи в теплоноситель водорода и кислорода, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 6 ил.

Система измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного энергетического реактора // 2594364

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается системы измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного реактора. Система включает в себя два источника лазерного излучения, измерительную и эталонную кювету, фотоприемный блок, блок обработки сигналов, блок управления, блок измерения параметров лазерного излучения, два модулятора лазерного излучения, три оптических переключателя, три управляемых оптических ослабителя, управляемый спектральный фильтр, четыре волоконно-оптические линии, пять отражательных и пять полупрозрачных зеркал. Технический результат заключается в повышении оперативности, безопасности и точности измерений. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 11 ил., 1 табл.

Способ диагностики теплоносителя свинцово-висмутового быстрого реактора и диагностическая система для осуществления способа // 2596159

Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения. Способ также включает управление массообменным аппаратом для ввода растворенного кислорода в теплоноситель с целью обеспечения заданного кислородного режима теплоносителя, управление дожиганием и диспергатором газа для реализации водородной очистки теплоносителя. Технический результат - повышение эффективности диагностики теплоносителя свинцово-висмутового быстрого реактора. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.

Система измерения концентрации борной кислоты в контуре теплоносителя энергетического ядерного реактора // 2606369

Изобретение относится к измерительной технике, в частности к системам для непрерывного и оперативного измерения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя ядерного реактора. Система измерения концентрации борной кислоты в контуре теплоносителя энергетического ядерного реактора включает первый и второй лазерные генераторы, измерительную и эталонную кюветы, первый и второй фотоприемные блоки, электрически связанные с блоком обработки и управления, а также оптические элементы, обеспечивающие оптическую связь между лазерными генераторами, кюветами и фотоприемными блоками. Измерение осуществляется абсорбционным спектральным методом путем просвечивания зондирующим лазерным излучением измерительной кюветы, подключенной к первому контуру теплоносителя ядерного ВВЭР реактора. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений, а также возможность измерения малых концентраций борной кислоты в составе теплоносителя и обеспечение высокой оперативности проведения дистанционных измерений. 6 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.