Спектрометрия гамма-излучения в контроле безопасности энергоблоков Печать
Автор: Administrator   
19.01.2012 08:03
stpk Спектрометрия гамма-излучения в контроле безопасности энергоблоков

 

Спектрометрический комплекс «СТПК-01» предназначен для обеспечения дискретно-непрерывного оперативного контроля удельной активности радионуклидов йода (131I — 135I) в широком диапазоне значений в теплоносителе первого контура ядерного реактора ВВЭР-1000, а также периодического контроля удельной активности ряда реперных радионуклидов с помощью гамма-спектрометрии высокого разрешения. 

 

Программное обеспечение комплекса позволяет определять радиоактивные благородные газы (РБГ) и внедрять методы контроля герметичности оболочек твэлов, основанные на измерении активности РБГ. 

  

Radiation_safety_for_NNP_zp 

Нашей организацией совместно с Запорожской АЭС проведено сравнение результатов измерений объемной активности теплоносителя, выполненных СТПК-01 и лабораторным методом за несколько месяцев. При этом установлено, что минимально-детектируемые активности при определении реперных изотопов приблизительно равны, а результаты измерений, в основном, различаются в пределах погрешностей измерений.

 

Программно-технический комплекс «Азот-16-ПГ» определения протечек в парогенераторах (ПГ) предназначен для непрерывного контроля за величиной протечки теплоносителя из первого контура во второй методом регистрации гамма-излучения изотопа 16N в остром пару.

  Azot

 

 

Комплекс обеспечивает:

  • непрерывный контроль активности 16N в остром пару;
  • определение величины протечек в ПГ (кг/ч);
  • идентификацию ПГ, с течью;
  • сигнализацию об отклонении контролируемых параметров от допустимых уровней.

 

Программное обеспечение имеет алгоритм расчета величины протечек теплоносителя первого контура в воду ПГ для АЭС с реактором ВВЭР-1000 по активности 16N.

 

Комплекс может функционировать как независимо от дру гих систем радиационного контроля (СРК), так и в их составе. В нем используется блок детектирования с оригинальной системой термостабилизации (точность стабилизации ±2 °С), способной поддерживать внутри блока стабильную температуру в диапазоне от 25 до 30 °С.

 

Результаты контроля выводятся на щит РК. Предусмотрены изменение периодичности контроля протечек в зависимости от их величины (с 1 ч. до 200 с.) и сигнализация об превышении эксплуатационных пределов безопасности, что позволяет персоналу оперативно принимать решения.

 

Комплекс введен в промышленную эксплуатацию на Хмельницкой АЭС. Введению в промышленную эксплуатацию предшествовали детальные испытания, включавшие опытно-промышленную эксплуатацию на Хмельницкой и дополнительные испытания на Ровенской АЭС. Выполнение дополнительных испытаний было ини циировано НАЭК «Энергоатом» в связи с тем, что на Хмельницкой АЭС не наблюдались протечки парогенератора, определяемые лабораторным методом. 

 

Radioactive_waste_analys

 

В результате проведения испытаний на реальных протечках установлено, что погрешность определения находится в пределах 36 % (для Р = 0,95), что соответствует требованиям ТУ. Данные, полученные ПТК, имеют существенно меньший разброс значений и показывают более плавное изменение измеряемой величины протечки, что обусловлено непрерывностью измерений. Доверительные интервалы лабораторного контроля протечек перекрываются для всех значений протечек, полученных с использованием ИК ПТК. На рис. 1 показана сходимость значений протечки, полученных лабораторным методом (GПГи с помощью «Азот-16-ПГ» (GN).

 leak_nuklear_rower_table

 

В настоящее время нашими специалистами прорабатывается возможность проведения контроля протечек ПГ на переходных режимах реакторной установки.

 

 

Обновлено 09.07.2013 07:27