В этой статье описывается разработка стационарного детектора, предназначенного для мониторинга плотности потока тепловых нейтронов в ядерных реакторах в режиме реального времени. Подробно описаны основные технические характеристики, охватывающие диапазон измерений и допустимую погрешность. Описан выбор материалов, при котором предпочтение отдается коррозионностойкой стали и радиационно-стойким кабелям, отражает требования к чувствительности и долговечности.
Ключевые слова: блок детектирования, нейтронный поток, материалы, чувствительность.
Эффективное управление параметрами реактора имеет первостепенное значение в ядерной энергетике, поскольку плотность потока тепловых нейтронов жизненно важна для измерения интенсивности реакции и выходной мощности. Блоки детектирования (БД) постоянно контролируют этот показатель в условиях сильно терморадиационного воздействия. Современные эксплуатационные требования формируют предпосылки модернизаций БД, отвечающих строгим стандартам безопасности и надежности. В данной статье рассматривается БД, предназначенный для контроля плотности потока тепловых нейтронов.
Прежде чем приступить к разработке БД, необходимо установить точные функциональные требования (ФТ) для оптимизации проекта. Эти ФТ охватывают важнейшие параметры, включая указанные диапазоны измерений, допустимые погрешности и устойчивость к воздействию окружающей среды. Технические требования к БД требуют регулирования плотности потока тепловых нейтронов в диапазоне от 2,0·10– 2 до 2,0·103 см -2 с -1 , а также максимальной мощности фоновой дозы гамма-излучения 1 Гр/ч -1 . При проектировании требуется поддерживать относительную неопределенность ≤25 % при доверительном уровне 0,95. Чувствительность к тепловым нейтронам должна постоянно оставаться на уровне (4,0 ± 2,0) см 2 , обеспечивая ≤0,03 с -1 для фона самого БД. Физические ограничения включают размеры не более 65 x 565 мм, длину кабеля не более 21000 мм и вес не более 8 кг. Целостность и сопротивление изоляции должны строго соответствовать стандартам ГОСТ Р 52931, что обеспечивает эксплуатационную надежность [3].
Для обеспечения безопасности в систему контроля нейтронного потока (СКНП), необходимо применение надёжных защитных материалов. Устойчивость к разрушению при воздействии дезактивирующих веществ, таких как каустическая сода и щавелевая кислота, при различных концентрациях и температурах, имеет важное значение. Степень защиты IP67 обеспечивает полную защиту от попадания пыли и устойчивость к временному погружению в воду. Изоляция кабеля связи должна соответствовать установленным критериям электрического сопротивления. Экологическая устойчивость требует стабильности материала при температуре окружающей среды от -10°C до +60°C и высокой влажности. Материалы должны выдерживать имитацию «незначительной утечки», включающую повышенные температуры, пары газа, высокое давление и распыление борной кислоты, в течение десяти часов. Требуется выдерживать избыточное давление 0,46 МПа в течение 24 часов. Устойчивость к электромагнитным помехам должна соответствовать техническим требованиям IV группы. Требования к сейсмостойкости соответствуют стандартам I категории (NP-031) и группы А (ГОСТ 29075). Система должна иметь минимальное среднее время наработки на отказ 1,2 х 10 4 часа и десятилетний срок службы, соответствующий федеральным законам, нормативным актам и стандартам безопасности МАГАТЭ [1].
Современные атомные электростанции требуют усовершенствованного контроля плотности потока тепловых нейтронов. Чтобы преодолеть ограничения современных методов, был предложен стационарный БД. Возможность применения в его конструкции счетчика СНМ-11 при высокой активности реактора, является ключевым преимуществом. Оценка снижения чувствительности из-за истощения материала излучателя при длительном воздействии имеет существенный эффект для эффективности счетчика. Для надежной и продолжительной эксплуатации крайне необходимо точно определить скорость выгорания бора-10 для прогнозирования потери чувствительности. Обнаружение нейтронов основано на специфическом взаимодействии между нейтронами и Бором-10, генерирующем поддающийся количественной оценке сигнал.
Оптимизация толщины слоя бора имеет существенное значение для повышения чувствительности детектора на основе бора. Хотя увеличение толщины изначально повышает производительность, превышение длины свободного пробега альфа-частиц снижает эффективность из-за самопоглощения. Соотношение толщины слоя и длины свободного пробега альфа-частиц обеспечивает максимальное взаимодействие ядер бора-10 и минимизирует затухание, тем самым улучшая общую производительность датчика.
Прогнозирование выгорания атома бора в потоке нейтронов с использованием таких параметров, как атомная масса (А), плотность (ρ) и кинетическая энергия альфа-частиц (Е α ), позволяет проводить экстраполяцию. Это облегчает количественную оценку долговременного повреждения материалов нейтронным облучением путем расчета скорости выгорания и экстраполяции совокупного ущерба на длительные периоды. Из-за ежегодного выгорания бора-10 на 0,5 % чувствительность детектора будет снижаться. Срок службы чувствительного слоя соизмерим с ожидаемым сроком службы других компонентов детектора, содержащих бор.
Выбор материала для диагностических систем существенно влияет на их долговечность и функциональность. Более ранние модели из алюминиевых сплавов сталкивались с трудностями при сварке, что приводило к нарушению герметичности, необходимой для оптимальной работы детектора. Впоследствии в качестве основного компонента конструкции была использована коррозионностойкая сталь марки 12Н18Н10Т. Этот сплав устойчив к коррозии, что исключает необходимость в гальванических покрытиях, и демонстрирует стойкость при высоких температурах (до 600 °C) и давлениях (до 850 МПа). Также была отмечена улучшенная свариваемость. Анализ предыдущих проектов позволил провести модернизацию и повысить производительность [2].
При расчете толщины стенки цилиндра (h) необходимо учитывать рабочее давление (P), наружный диаметр (D), коэффициент запаса прочности (n) и предел прочности при растяжении (σB). Эти параметры обеспечивают целостность конструкции и предотвращают сбои в работе. Результаты расчёта показали, что толщина стенки в 0,8 мм обеспечивает оптимальное состояние системы.
Постоянные проблемы при эксплуатации современных счетчиков нейтронов СНМ-11 в изменяющихся условиях окружающей среды требуют создания надежных альтернатив. Усовершенствованная конструкция счетчика включает цилиндрический корпус из стали 12Х18Н10Т с коррозионностойкими изоляторами. Значительным улучшением является замена оригинального кабеля КАГЭ-HF, который обладал недостаточной радиационной и тепловой стойкостью. Лучшим аналогом будет кабель КНММС ТУ 16.К71–244–95 обладающий превосходной огнестойкостью, термостойкостью, радиационной стойкостью и огнезащитными свойствами, обеспечивая длительную эксплуатацию при температурах от -60℃ до +800℃, постоянном напряжении 500 В и максимальной частоте 1 кГц.
В ходе сравнительного анализа, оценивалось влияние материалов корпуса на чувствительность БД, были оценены корпуса из алюминия и нержавеющей стали. Данные показали, что разница в чувствительности остается ниже 6 % при порогах обнаружения, превышающих минимальный уровень шума, что соответствует заданным критериям проектирования. Эти результаты подтверждают целесообразность использования нержавеющей стали в корпусах датчиков. Из этого можно сделать несколько выводов. Во-первых, подтверждена эффективность счетчиков нейтронов для измерения потока тепловых нейтронов в пределах рабочего диапазона модифицированного источника для новых стационарных установок. Во-вторых, в качестве материала для изготовления компонентов ОУ была выбрана нержавеющая сталь, в частности сплав 12Н18Н10Т. Наконец, выбранный кабель связи соответствовал строгим техническим требованиям (КНММС ТУ 16.K71–244–95) в отношении огнестойкости, термостойкости, радиационной стойкости и противопожарной защиты (рис. 1).
Рис. 1. Кабель КНММС ТУ 16.K71–244–95
Также было рассмотрено влияние материалов корпуса на чувствительность детектора, что подтвердило использование в конструкции детектора коррозионностойкой стали. Тщательно оценивались ключевые параметры, влияющие на чувствительность, в результате чего была предложена оптимальная конфигурация. Полученные результаты позволяют предложить надежный БД, отвечающий современным требованиям безопасности и надежности для объектов атомной энергетики.
Литература:
1. НП-082–07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. М.: Ростехнадзор, 2007. — 26 с.
2. ГОСТ 27445–87 (СТ СЭВ 6633–89). Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования (с Изменением № 1). М.: Издательство стандартов, 1988. — 18 с.
3. Марков Ю. В., Сидоренко В. А. Введение в разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР. М.: НИЦ «Курчатовский институт» 2013. — 176 с.
