Требования к структуре и функционированию

АСРК строится как единая автоматизированная 2 или 3‑уровневая измерительно-информационная система с централизованным управлением и распределенной структурой измерения, сбора, передачи и обработки информации.

Структура ТС АСРК обладает гибкостью, высокой надежностью, обеспечивать взаимозаменяемость однотипных ТС и позволять расширять функциональные возможности комплекса.

Структура ТС позволяет проводить поэтапное внедрение подсистем радиационного контроля с последовательным наращиванием состава технических средств и добавления дополнительных функций (АЗОТ-16 СТПК-01.)

Нижний уровень (далее - НУ) АСРК состоит из интеллектуальных ТС для измерения радиационных параметров, запорной арматуры линий пробоотбора, датчиков измерения технологических параметров (расхода жидких и газообразных сред, температуры и давления газа), блоков выносной индикации (БВИ). Оборудование нижнего уровня обеспечивает измерения параметров РК в заданных диапазонах и пределах допускаемой основной погрешности измерений.

Интеллектуальные ТС нижнего уровня группируются по функциональному признаку и, для обеспечения целей надежности системы, объединятся в двух-контурную сеть промышленного стандарта RS485.

Локальные процессоры ТС нижнего уровня обеспечивают:

- сбор и первичную обработку информации;

- сравнение текущих значений контролируемых параметров с заданными пороговыми уровнями;

- выдачу сигналов о превышении пороговых уровней на устройства оптико-акустической сигнализации;

- управление режимами работы ТС НУ в соответствии с внутренней логикой функционирования;

- организацию режимов проверки работоспособности ТС НУ;

- осуществление обмена информацией с верхним уровнем.

С учетом функций, выполняемых АСРК, в состав нижнего уровня АСРК должны входить ТС (оборудование), позволяющие выполнять следующие задачи:

· радиационный контроль теплоносителя первого контура;

· радиационный контроль системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ);

· радиационный контроль систем водоочистки (СВО);

· радиационный контроль активности промконтура;

· радиационный контроль технической воды ответственных и неответственных потребителей;

· радиационный контроль активности системы газоочистки;

· радиационный контроль газо-аэрозольных выбросов через венттрубу энергоблока и спецкорпуса;

· радиационный контроль вентсистем энергоблока;

· радиационный контроль инертных радиоактивных газов (ИРГ), аэрозолей, йода в помещениях реакторного отделения и спецкорпуса;

· радиационный контроль МЭД в помещениях энергоблока и спецкорпуса;

· радиационный контроль 1 контура по реперным радионуклидам;

· радиационный контроль мощности дозы нейтронов в ЦЗ, узле свежего топлива;

· радиационный контроль сетевой воды.

· радиационный контроль протечек по азоту - 16;

· радиационный контроль МЭД, объемной активности ИРГ, йода в ГО при МПА;

· радиационный контроль за нераспространением радиоактивных веществ;

· радиационный контроль мощности экспозиционной дозы на БЩУ, РЩУ.

Для выполнения данных задач в состав НУ АСРК входят разнообразные типы или модели ТС, обеспечивающие качественный контроль, например, система контроля очистки ИРГ СГО и газо-аэрозольного контроля выбросов в вентсистемы– (IM201, ABPM201, NGM204), МЭД излучения для доз.контроля на БЩУ (РЩУ) МКС-2001 с БДМГ

В состав ТС нижнего уровня входит аппаратура силовой коммутации, обеспечивающая бесперебойность и непрерывность силового питания измерительных мониторов от двух фидеров питания (выбор фидеров питания, в зависимости от назначения мониторов, определен ниже).

В состав ТС нижнего уровня должно входить оборудование пробоотбора и пробоподготвки.

Блоки и устройства детектирования ЦИИСРК преобразуют величину (мощность экспозиционной дозы, плотность потока, объемную активность и т.д.) ионизирующего излучения в статистически распределенный поток импульсов напряжения, частота следования которых прямо пропорциональна интенсивности ионизирующего излучения.

Верхний уровень (далее - ВУ) АСРК включает в себя сервера хранения данных и рабочие станции, связанные дублированной магистралью данных на базе сети Fast Ethernet, коммуникационное оборудование. ТС ВУ АСРК обеспечивают:

сбор и обработку информации, поступающей со среднего уровня АСРК;

предоставление оператору средств управления режимами работы АСРК при помощи современного человеко-машинного интерфейса;

отображение контролируемых параметров в форме, удобной для восприятия, диагностики и управления;

документирование, архивирование и хранение информации;

ведение базы данных;

обмен информацией со смежными системами и потребителями.

Примечание. В составе ВУ АСРК должно быть использовано оборудование, поставленное ранее на этапе создания АСРК ГАВ.

В состав ВУ АСРК входят следующие типы или модели ТС:

а) рабочие станции (АРМ оператора РК, инженерная станция/сервер ПО, АРМ НСРБ), размещенные в конструктиве “стол” - поставлены ранее на этапе создания АСРК ГАВ

Состояние условных защитных барьеров, которыми можно считать оболочки ТВЭЛов, защитную оболочку реактора, трубопроводы первого и второго контуров, пароперегреватели, систему вентиляции, герметичные помещения контролируются устройствами детектирования (УД) программно-технологический комплекс «ВУЛКАН-РК» и контролируются по следующим точкам:

1. В 1-ом контуре: контроль запаздывающих нейтронов в теплоносителе УДИН УДИН-02Р, контроль ⁸⁸Kr УДЖГ-7Р, ¹³¹I УДЖГ-08Р, МЭД излучения БДМГ-41, -41-01,-04.

2. Состояние ПГ ПГ и 2-го контура: О.а. острого пара 2-го контура УДПГ-03Р, О.а. ИРГ на выхлопе эжекторов – УДПБ-03Р.

3. Герметичность вспомогательного оборудования: уровень общей активности в жидкости в технологических контурах УДЖГ-05Р, УДЖГ-06Р, в баках спецводоочистки – УДЖГ-14Р, газоочистка ИРГ в СГО УДГБ-05Р.

4. Герметичность оболочки и боксов: излучение при нормальной РО и в аварийной ситуации БДМГ-41, мощности эквивалентной дозы излучение на БЩУ и РЩУ МКС2010 с БДМГ.

5. В зоне контролируемого доступа: мощность эквивалентной дозы МКС-2001 с БДМН.

6. В зоне свободного доступа в помещениях АЭС: контроль за РО БДМГ-41, контроль а/з в помещениях АВРМ-201-L, активность ИРГ в помещениях и вентсистемах УДА-1, УДГ-1.

7. Территория АС контроль -излучения на местности БДМГ-41.

8. Граница территории АЭС: активность воды на входе потребителям – УДЖГ-14Р, загрязненности РЗБ4-04.

Структурно радиационный контроль, реализованный в ЦИИСРК, включает:

1.РК общестанционных технологических систем: РТК СВО-3,4,5,6,7, СГО, технологической потребительской воды СК;

2. РК энергоблока: РК 1 и 2-го контуров, подпитки 1 контура, последовательных каналов САОЗ, ГЦН, техводы, вентсистем, РДК герметичной и негерметичной частей РО, гидровыгрузки сорбентов СВО;

3. РК производственных помещений СК: РДК на отметках +16,5, +12,0, +7,5, +3,0, -1,5, -4,0, -4,5; периодический газовый контроль пом. СК негерметичной РО;

5. РК ОС: РК выбросов вентсистем, сбросов воды, сетевой воды, возможных протечек в чистую зону, РДК промплощадки и машзала.

ЦИИСРК является автономной системой и имеет 400 измерительных каналов, которые разделены на 4 подсистемы (по сто каналов). Подробно изучение всех каналов ЦИИСРК выходит за пределы настоящего курса. Однако, для того, чтобы Вы получили некоторое представление об этой системе, в последующих разделах мы коротко рассмотрим некоторые ее каналы.

Как информационно-измерительная система ЦИИСРК обеспечивает:

1.Первичное преобразование ионизирующего излучения в импульсные потоки с помощью устройств и блоков детектирования, выполненных на основе газоразрядных и сцинтилляционных детекторов. Краткая характеристика блоков и детекторов приведена в Таблице 1.

2. Передачу сигналов по кабелям от устройств и блоков детектирования через промежуточные блоки к устройствам централизованной обработки.

3. Централизованную обработку информации, включающую в себя:

- преобразование импульсных потоков в постоянное напряжение в каждом канале (с вычитанием фона);

- сравнение текущих значений контролируемых параметров с заданными пороговыми уставками;

- преобразование измерительных величин в цифровой код;

- выработку кодированных значений коэффициентов и размерности по каждому каналу.

4.Организацию канала последовательной передачи данных и передачу информации на выходные устройства.

5. Представление информации на выходных устройствах в следующем виде:

- оптико-акустическая сигнализация о превышении пороговых уставок в месте установки блока детектирования;

- оптико-акустическая сигнализация о превышении порогов с централизованным выводом на щит радиационного контроля (ШРК);

- оптическая сигнализация о превышении порогов с централизованным выводом на щит спецводоочистки (ЩСВО), блочный щит управления 1, 2 (БЩУ-1, 2);

- цифровое выборочное измерение (ЩРК, ЩСВО, БЩУ-1,2);

- групповое представление информации в виде гистограммы одной подсистемы и цифровое выборочное измерение на экране электронно-лучевой трубки;

- запись на самопишущие потенциометры с любых 6-и каналов одной подсистемы.

Таблица 1. Краткая характеристика блоков и устройств детектирования ЦИИСРК

Тип блока	Назначение, контролируемый параметр	Диапазон измерения, Ки/л	Примечание
УДПБ-03	О. -а. паро-газовых сдувок с основных эжекторов турбин	10^-8...10^-5	Газоразрядный СИ-28БГ
УДГБ-05	О. -а. ИРГ	10^-6...10^-1	Газоразрядный СИ-19БГ
УДГБ-08	О. -а. ИРГ	10^-9...10^-4 "чувств": 10^-9...10^-6 "груб": 10^-7...10^-4	«чувств» СИ-8Б   "грубый" СИ-19БГ
УДГБ-10	О. -а. ИРГ	10^-9...10^-4 "чувств": 10^-9...10^-6 "груб": 10^-7...10^-4	«чувств» СИ-8Б   "грубый" СИ-19БГ
СДБГ-1	О. -а. газов	10^-10...10^-7	Спец. БД
БДГБ2-01	О. -а. газов	10^-8...10^-5	Газовый канал РКС2-07
БДАБ-05	О. -а. РАЗ в воздухе	10^-13...10^-10	Газоразрядный СБТ-11
БДАБ-06	О. -а. паров йода в воздухе	10^-10...10^-6	Газоразрядный СИ-19БГ

Конструктивно электронные блоки ЦИИСРК выполнены в металлических кожухах, предназначенных для установки на пол или установки в панели (остальные устройства).

В ЦИИСРК входит также тепломеханическое оборудование: импульсные линии, газодувки, фильтродержатели, вентили, быстродействующая отсечная арматура, фильтры, ротаметры, теплообменники отбора проб, мановакуумметры и др.

Средства измерений, применяемые при проведении радиационного контроля, периодически проходят метрологическую поверку и калибровку.

Для контроля радиационной обстановки на промплощадке используются каналы измерения гамма-фона и объемной активности жидких сбросов с АС, подключенные в ЦИИСРК.

При авариях РК обеспечивает измерение следующих основных величин:

1. Контроль мощности экспозиционной дозы излучения на промплощалке, в помещениях и оперативный контроль с помощью носимых дозиметров.

2. Плотность потока: а)излучения контроль загрязненности рук и тела, оперативный контроль с помощью носимых дозиметров;

б)излучения контроль загрязненности транспорта и личной одежды;

в)Нейтронов – контроль 1 контура (запаздывающих нейтронов) и оперативный контроль с помощью носимых дозиметров.

3. Объемная активность: воздуха - контроль -активных а/з в помещениях и системе вентиляции, контроль паров ¹³¹I в помещениях и системе вентиляции, контроль ИРГ в системе вентиляции и венттрубе, контроль ИРГ в системе спецгаоочистки;

Воды – контроль воды на сбросах и в хоз. Фекальной канализации, воды в баках очистки и в контуре охлаждения, паровоздушной смеси на выходе эжектора 2-го конура, воды в промежуточном контуре, системах СВО, теплоносителя 1 контура.

4. Индивидуальную дозу Оперативного, долговременного котнроля и контроль заданной дозы.

3. Реперные нуклиды для оценки радиационного состояния активной зоны реактора

Поверхностное загрязнение активной зоны. Оценку герметич­ности оболочек твэлов затрудняет загрязнение по­верхностей АЗ делящимися нуклидами. Основной вклад в активность ТПК при отсутствии негерметичных твэлов вносит наличие актив­ность радионуклидов ПД, обусловленные по­верхностным загрязнением (ПЗ). Их величины пропорциональны куму­лятивным выходам нуклидов при делении и из­меняются прямо пропорционально значению мощности реактора.

Имеются изобарные цепочки, в которых обра­зуются нелетучие радионуклиды ¹³⁹Ba, ¹⁴⁰Ba, ¹⁴¹Ba, ¹⁴²Ba, ⁹¹Sr, ⁹²Sr, которые относи­тельно легко идентифицируются в ТПК. Эти це­почки начинаются с короткоживущих инертных радиоактивных газов (ИРГ), вероятность выхода которых из-под оболочки твэлов с микротрещи­нами мала. Поэтому указанные нуклиды могут попасть в теплоноситель в основном при делении в слое ПЗ и служить его индикатором. Посредст­вом анализа результатов измерений активности нелетучих радионуклидов стронция и бария в ТПК можно контролировать ПЗ делящимися нуклидами и вводить поправки при оценке коли­чества появляющихся негерметичных твэлов.

Контроль герметичности оболочек твэлов. В процессе эксплуатации твэлов возможно нарушение герметичности их оболочек. Разли­чают два типа таких нарушений: образование микротрещин, через которые могут проникать только газообразные ПД (газовая неплотность), и наличие дефектов, при которых возможен непо­средственный контакт горючего с теплоносите­лем, что приводит к проникновению в него кро­ме газообразных еще и других осколков деления. Допустимое количество твэлов с нарушенной герметичностью регламентируется общей удель­ной активностью реперных нуклидов в ТПК, при этом число твэлов с микродефектами не должно превышать 1 %, а с прямым контактом топлива с водой - 0,1 % общего количества твэлов.

Герметичность ТВС определяется утечкой ПД из-под оболочки твэлов, которую можно получить, измеряя и кор­ректируя активности определенного набора реперных нуклидов в ТПК. С целью упрощения и надежности расчетов в качестве таковых из ПД выбираются нуклиды, которые являются лету­чими или газообразными и имеют не более одно­го летучего или газообразного "предшественни­ка". Реперные нуклиды должны надежно идентифицироваться и относительно легко измеряться в воде, а также слабо сорбироваться на поверхностях оборудо­вания первого контура.

К числу реперных для контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов отнесены следующие радионуклиды: ¹³¹I, ¹³²I, ¹³³I, ¹³⁴I, ¹³⁵I, ¹³⁹Ba, ⁹¹Sr и ⁹²Sr.

В качестве реперных могут быть также при­няты ИРГ ¹³³Xe, ¹³⁵Xe, ¹³⁸Xe, ^85mKr, ⁸⁷Kr и ⁸⁸Kr, однако их определение в теплоносителе первого контура в настоящее время метрологически не обеспечено.

Контроль по пяти нуклидам йода и пяти радионуклидам ИРГ (¹³³Хе, ¹³⁵Хе, ^85mKr, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr) является оптимальным и позволяет оперативно и надежно обеспечивать КГО твэлов. Именно на использовании этих нуклидов построены почти все расчетные модели как в Украине, так и за рубежом.

Активности ¹³¹I, ¹³²I, ¹³³I, ¹³⁴I, ¹³⁵I в циркулирующем по байпасной ли­нии ТПК реактора ВВЭР-1000 в диапазоне вели­чин (3,7-10³ ÷3,7·10⁸) Бк/кг контролируются СТПК-01 аттестована метрологическими органами. Предельные значе­ния указанного диапазона обусловлены снизу уровнем ПЗ делящимися нуклидами, а сверху -допустимыми значениями удельной активности радионуклидов йода в соответствии с регламен­том эксплуатации реакторов типа ВВЭР-1000.

Инертные радиоактивные газы. Качественную оценку радиационного состояния ак­тивной зоны затрудняли технические трудности при пробоотборе, чем и "не позволили" радионукли­дам ИРГ своевременно занять надлежащее им место при оценке. При решении проблемы пробоотбора газов КГО с помощью ИРГ по сравнению с контролем на основе йодов должен быть более оперативным и точным и, как минимум, существенно дополнять его.

Пре­имуществами ИРГ являются:

- высокая способность проникать через дефек­ты в системе барьеров;

- надежность идентификации и относительная легкость определения активности в технологиче­ских средах реакторной установки;

- суммарная активность ИРГ является наиболее представительной активностью ПД в теплоноси­теле, составляя почти две трети от их общей активности;

- ИРГ не адсорбируются на поверхностях ПК, химически нейтральны и не чувствительны к системам водоочистки, что облегчает устанавли­вать соответствие между количествами вышед­ших из-под оболочки и измеренных в теплоноси­теле удельных активностей газов;

- динамическое равновесие активности ИРГ достигается раньше чем у радионуклидов йода; возможность использовать удобную для анализа высокоэнергетическую часть спектров гамма-излучения некоторых радионуклидов ИРГ и их дочерных продуктов распада, в частности ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr, ⁸⁹Kr, ¹³⁸Xe и ⁸⁸Rb, ⁸⁹Rb, ¹³⁸Cs.

Надежная и оперативная информация об ак­тивности ИРГ в теплоносителе ПК очень важна как для контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов, так и для оценки возможной утечки ИРГ в помещения третьего защитного барьера и в окружающую среду. Кон­троль ИРГ позволяет оценить состояние барьеров безопасности и создать цельную систему диагностирования, как отдельных эле­ментов защитной системы, так и атомной стан­ции в целом.

Кроме ¹³³Xe, ¹³⁵Xe, ¹³⁸Xe, ^85mKr, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr в ка­честве информативных рекомендуются следующие нуклиды ИРГ: ^131mXe, ^133mXe, ^135mXe, ¹³⁷Xe и ⁸⁹Kr.

А нуклиды ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr, ⁸⁹Kr и ¹³⁷Xe являются дочерними продуктами распада короткоживущих ⁸⁷Br, ⁸⁸Br, ⁸⁹Br и ¹³⁷I - основных источников запаздывающих нейтронов в ТПК, на регистра­ции которых базируется принцип работы обору­дования УДИН-02(06), ответственного за КГО твэлов работающего реактора. Это обстоятельст­во можно использовать для сравнения результа­тов анализа состояния оболочек твэлов, полу­ченных на основе нейтронных и гамма-спектро­метрических измерений.

При оценке состояния АЗ работающего реак­тора большое значение имеет определение об­ласти нахождения негерметичных твэлов. Суще­ствующие способы основаны на изменении тех­нологического режима эксплуатации реактора, что требует специальной программы работы АЭС. Для этой цели можно использовать тот факт, что в петле, осуществляющей теплосъем от сектора с дефектной сборкой, должен устанавли­ваться повышенный уровень активности короткоживущих ПД. Экспериментально подтверждена модель форми­рования активности короткоживущих газообраз­ных ПД и их дочерних продуктов распада (⁸⁹Kr, ⁸⁸Kr, ⁸⁸Rb, ⁸⁹Rb, ¹³⁸Xe, ¹³⁸Cs и др.) в теплоносите­ле отдельных петель контура реактора. Это дает основания для разработки методики обнаруже­ния негерметичных твэлов в активной зоне с по­мощью анализа активности короткоживущих ПД в различных петлях первого контура.

Реперные нуклиды для оценки примесей в теплоносителе первого контура реактора. В начальный период эксплуатации реакторов типа ВВЭР при герметичных оболочках твэлов основной вклад в общую активность ТПК дают следующие ПА примесей в теплоносителе и кон­струкционных материалов АЗ реактора: ²⁴Na, ⁴²K, ¹⁸F, ¹³N, ⁴¹Ar, ¹²²Sb, ¹²⁴Sb, ¹⁸⁷W, ⁷⁵Se, ³⁸Cl, ⁸²Br и др. Информация об активности этих радионук­лидов важна с точки зрения их вклада в общую активность ТПК, а для таких как ²⁴Na, ⁴²K, ³⁸Cl, ⁸²Br и др. с возможностью оценки по ним кон­центрации стабильных натрия, калия, хлора и др., содержание которых регламентируется нор­мами водного режима.

Существуют методики экспрессного определения содержания техноло­гических примесей фтора, аргона, хлора, брома, натрия и бора в ТПК с помощью гамма-спектрометрии измерительных участков непо­средственно на трубопроводах или байпасных линиях отбора ТПК реактора. Особенностью ме­тодик является то, что для исключения неопре­деленности потока нейтронов в зоне облучения активность ПА анализируемых примесных эле­ментов нормируется на активность нуклидов, образующихся в результате реакций на нуклидах самого теплоносителя. В качестве реперных ис­пользовались ¹⁹О и ¹⁶N. Время доставки теплоно­сителя из зоны облучения до точки детектирова­ния определялось расчетно-экспериментальным путем на основе измеренного спектра, используя зависимость отношения активности нуклидов с различными периодами полураспада от времени доставки (для водяного теплоносителя можно использовать ¹⁹О и ¹⁶N).

Контроль аэрозольных выбросов. Для контроля радионукли­дов на выбросах, образующихся вследствие утеч­ки теплоносителя через неплотности ПК, предла­гается перенос измерений ближе к месту образо­вания или максимальной концентрации радио­нуклидов, где их активность высока и легко под­дается определению (например, в ТПК, который является основным источником газо-аэрозольных выбросов). В точках же выбросов контроли­руются лишь по реперным радионуклидам, а соот­ношение их активностей с активностью осталь­ных нормируемых радионуклидов определяется по данным измерений в ТПК.

Связь активности большинства долгоживущих нуклидов в выбросах с их кон­центрацией в ТПК выражается линейной зависи­мостью вида а = Rа₀, где а и a₀ - удельная актив­ность нуклида в канале выброса и в ТПК соот­ветственно; R - фактор разбавления. Для опреде­ления содержания нуклида в выбросе достаточно знать значение R и активность этого нуклида в ТПК. Значение R определяют по базовому реперному радионуклиду, обладающему опти­мальными характеристиками с точки зрения его активности в теплоносителе, удобства измерения и отражения общих закономерностей формиро­вания газо-аэрозольных выбросов для опреде­ленной группы радионуклидов.

Для ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ⁵¹Cr, ⁹²Sr, ¹³¹I, ¹³³I, ¹³⁵I, ¹⁴⁰Ba и ²³⁹Np, являю­щихся реперными для аэрозольных выбросов, обусловленных утечкой теплоносителя через не­плотности ПК, требованиям в качестве базового в наибольшей мере отвечает ²⁴Na.

Радиоактивные продукты коррозии в первом контуре. Радиоактивные коррозионные отложения на внутренних поверхностях первого контура вы­зывают два отрицательных явления: ухудшение теплогидравлических параметров активной зоны (затрудняется отвод тепла от твэлов) и ухудше­ние радиационной обстановки в районе контура, затрудняя эксплуатацию, инспекцию, ремонт оборудования и повышая в итоге стоимость про­изводства электроэнергии.

Oсновная доля радиоактивности приходится на следующие нуклиды: ^110mAg, ⁵⁸Co, ⁶⁰Co, ⁵⁹Fe, ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁶Mn. Могут присутствовать и другие радионуклиды - продукты активации примесей и конструкционных материалов активной зоны: ⁶⁵Ni, ⁹⁷Zr, ⁹⁷Nb, ⁶⁵Zn, ^69mZn, ⁹⁹Mo, ¹⁸²Ta и др.

Снижение мощности реактора и температуры теплоносителя, а также повышение концентрации борной кислоты при­водит к значительному (в десятки раз) росту ак­тивности продуктов коррозии, что объясняется сбросом отложений с поверхностей АЗ и ПК. При выходе реактора на номинальную мощность продукты коррозии практически полностью сно­ва оседают на них. Полученные данные указы­вают на влияние переходных режимов на про­цессы перераспределения нуклидов между по­верхностями в АЗ и ПК.

Особый интерес вызывает публикация [40], авторы которой подтверждают синхронный рост концентрации ¹³¹I и радионуклидов коррозии по­сле останова реактора и во время переходных процессов. Это указывает на поступление йода в контур из коррозионных отложений, на которых ¹³¹I и другие ПД сорбируются во время работы энергоблока. Наличие этого механизма поступ­ления в теплоноситель наряду со свежими по­ступлениями из ТВС затрудняет рекомендуемые нормативными документами [15] исследования на предмет наличия "spike-эффекта" - роста удельной активности ¹³¹I после срабатывания аварийной защиты или плановых изменений мощности не менее чем на 20 % от текущего уровня.

Необходимость в контроле активностей ПК очевидна, а непрерывный контроль повышает оперативность и помогает детально отслеживать ход связанных с коррозией процессов в первом контуре, особенно во время переходных режи­мов работы реактора.

Другие информативные радионуклиды. В ТПК могут быть обнаружены как типичные для всех, так и специфичные для данного реак­тора радионуклиды - ПД и ПА. Чаще всего тако­выми бывают ¹³⁹Ce, ¹⁴¹Ce, ¹⁴³Ce, ¹⁴⁴Ce, ¹⁰³Ru, ¹⁰⁵Ru, ¹⁰⁶Ru, ¹⁴⁰La, ¹³⁶Cs, ⁸⁸Rb, ⁸⁹Rb, ⁷Be, ⁷⁶As, ^99mTc и др. Знание их удельных активностей в ТПК иногда бывает полезным. Так, при исследовании нами спектров ТПК новых блоков Хмельницкой и Ровенской АЭС неожиданностью оказалась высокая концентрация нуклидов ¹²²Sb и ¹²⁴Sb. Это было использовано для получения прецизи­онной градуировочной характеристики эффек­тивности, что важно для повышения точности определяемых активностей. На Запорожской АЭС (блок № 1) кроме ¹²²Sb, ¹²⁴Sb и ^110mAg обна­ружен радионуклид ¹²⁵Sb.

Приведенные в таблице радионуклиды объединены в отдель­ные группы в соответствии с предполагаемым их целевым использованием.

Группы реперных радионуклидов для непрерывного радиационного технологического контроля

Назначение радионуклидов	Основные реперные радионуклиды	Дополнительные реперные радионуклиды
Оценка поверхностного загрязнения активной зоны	^139Ba, ^140Ba, ^141Ba, ^142Ba, ^91 Sr, ^92Sr	^139Cs, ^140La, ^141Ce, ^143Ce, ^144Ce, ^239Np
Контроль герметичности оболочек ТВС	^131i, ^132i, ^133i, ^134i, ^135i, ^133Xe, ^135Xe, ^138Xe, ^85mKr, ^87Kr, ^88Kr	^89Kr, ^89Rb, ^135mXe, ^137Xe,
Определение содержания технологических примесей в теплоносителе реактора	^24Na, ^42K, ^41Ar, ^7Be, ^38Cl, ^82Br, ^124Sb, ^187W	^122Sb, ^75Se, ^76As, ^182Ta
Расчет аэрозольных выбросов, обуслов­ленных негерметичностью первого контура	^134Cs, ^137Cs, ^131I, ^133I, ^135I, ^51Cr, ^54Mn, ^99Mo, ^239Np	^99mTc
Оценка содержания продуктов коррозии в теплоносителе реактора	^58Co, ^60Co, ^59Fe, ^65Ni, ^110mAg, ^95Zr, ^95Nb, ^56Mn	^97Zr, ^97Nb, ^65Zn, ^69mZn
Оценка и контроль технологических параметров реактора	^16N, ^19O

Дата добавления: 2014-01-07