УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки и может быть использовано для измерения интенсивности излучения и температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и/или созданного на его месте пункта консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов.

Известна подвеска детекторов нейтронов [RU 2186430, МПК G21C 17/108, G21C 17/00, опубл. 27.07.2002], выбранная в качестве аналога. Указанное устройство состоит из детекторов нейтронов, расположенных на разной высоте, и линии связи с высокочастотным разъемом на конце. Дополнительно подвеска содержит стопорное кольцо. Между измерительной частью подвески и линией связи с высокочастотным разъемом на конце введены соединительная муфта и дополнительный высокочастотный разъем. При этом высокочастотный разъем соединяет выход детекторов нейтронов с линией связи.

Недостатки этого устройства:

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра (потока нейтронов);

- низкая эффективность устройства, вызванная необходимостью проведения дополнительных операций по монтажу и подключению устройства при размещении в гильзе;

- необходимость использования набора гильз, размещаемых в месте измерения и в дальнейшем не удаляемых. Это уменьшает функциональные возможности устройства.

Известен датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора [RU 2190888, МПК G21C 17/00, G21C 17/10, опубл. 10.10.2002], выбранный в качестве аналога. Указанное устройство содержит протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре. При этом датчик дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по его оси локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема.

Указанное устройство имеет недостатки:

- необходимость использования дополнительных детекторов, расположенных вне активной зоны по всей длине датчика, что приводит к усложнению его конструкции;

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра;

- сложность в синхронизации работы детектора, расположенного внутри датчика, и детекторов, размещенных вне активной зоны.

Известна сборка детекторов системы внутриреакторного контроля [RU 2140105, МПК G21C 17/00, G01T 3/00, H01J 49/00, опубл. 20.10.1999], выбранная в качестве прототипа. Указанное устройство включает в себя герметичный корпус, заполненный инертным газом, с фланцем и герметичной проходкой, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа. Указанные детекторы нейтронов прямого заряда снабжены кабелями. При этом все кабели пропущены через проходку. В проходку дополнительно введены элементы крепления детекторов, включающие плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Трубка, через которую проходят кабели детекторов, расположена между проходкой и плитой и присоединена к ним.

Известное устройство имеет следующие недостатки:

- использование инертных газов, находящихся в герметичном корпусе, приводит к накоплению долгоживущих радионуклидов, являющихся источниками гамма-излучения и вторичных нейтронов. Это снижает точность измерения величины плотности потока ионизирующего излучения;

- использование дополнительных элементов крепления детекторов усложняет конструкцию сборки, увеличивает ее массу и габариты. Это уменьшает ее функциональные возможности и создает сложности контроля состояния канальных реакторов (включая остановленные и/или выведенные из эксплуатации).

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности использования известных устройств и расширение их функциональных возможностей.

Для достижения указанного технического результата может быть использована сборка детекторов системы внутриреакторного контроля, которая состоит из герметичного корпуса с фланцем и герметичной проходки, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также из элементов крепления детекторов, включающих плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Согласно предлагаемому изобретению устройство состоит из продолговатой наборной трубы, состоящей из звеньев, один конец которой заглушен, а с другой стороны вкручен плоский фланец. На плоском фланце установлены рым-болты, а сверху на него через прокладку установлена крышка, которая закреплена при помощи болтов. В крышке предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения. При этом блок детектирования гамма-излучения и термопреобразователь установлены в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. На внешней части продолговатой наборной трубы предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана, выполненного в виде втулки.

Указанный технический результат достигается за счет того, что для радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов используют продолговатую наборную трубу, состоящую из звеньев, которую помещают в специально установленные инспекционные (контрольные) каналы. Длину продолговатой наборной трубы регулируют путем изменения количества звеньев, а кривизну инспекционных (контрольных) каналов компенсируют путем замены как минимум одного звена гофрированной гибкой трубой. Транспортировку и перемещение продолговатой наборной трубы осуществляют путем ее крепления за рым-болты, установленные на фланце, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. Измерение температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора проводят с помощью термопреобразователя, установленного в направляющие. Это обеспечивает возможность его замены при длительной эксплуатации вследствие радиационного повреждения. Радиационный контроль выполняют с помощью блока детектирования гамма-излучения, который также установлен в направляющие для его замены при повреждении на идентичный блок или блок детектирования нейтронов. Уменьшение радиационного фона обеспечивают при помощи защитного экрана, выполненного в виде втулки, который фиксируют на внешней части продолговатой наборной трубы посредством резьбового соединения. Измерение радиационного фона в выделенной области обеспечивают путем установки коллиматора на внешнюю часть продолговатой наборной трубы.

На фиг. 1 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора.

На фиг. 2 приведен внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с защитным экраном.

На фиг. 3 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с коллиматором.

Предлагаемое устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора состоит из продолговатой наборной трубы 1, состоящей из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения, один конец которой заглушен массивным наконечником 2, а с другой стороны вкручен плоский фланец 3 (фиг. 1). В плоском фланце 3 предусмотрены отверстия для крепления посредством болтовых соединений дополнительных приспособлений, например, для центровочного устройства в инспекционном (контрольном) канале. При этом на плоском фланце 3 установлены рым-болты 4 для транспортировки и перемещения продолговатой наборной трубы 1, а сверху через прокладку установлена крышка с отверстиями 5 для прохода проводов 6, которая закреплена при помощи болтов. Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 соединены с преобразователем и анализатором сигнала (на фиг. 1, 2, 3 не показаны) с помощью проводов 6.

Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 установлены в направляющие 9, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы 1 и связанные с ней посредством сварного соединения, а также зафиксированы в пазах массивного наконечника 2. При этом массивный наконечник 2 вставлен в пазы продолговатой наборной трубы 1.

На внешней части продолговатой наборной трубы 1 в области расположения блока детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователя 8 предусмотрена резьба. В указанной области продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения закреплен защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2) или коллиматор 11, в котором предусмотрено входное отверстие 12 (фиг. 3).

Устройство работает следующим образом.

После выбора области радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов выбирается продолговатая наборная труба 1, состоящая из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения. Длина продолговатой наборной трубы 1 регулируется путем изменения количества и длины звеньев, при этом возможна замена некоторых звеньев на гофрированные гибкие трубы. Устройство перемещается к месту измерений в инспекционные (контрольные) каналы путем крепления за рым-болты 4, установленные на фланце 3, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. В случае необходимости измерения параметров в выделенной области используется коллиматор 11 (фиг. 3), который соединяется с нижней частью продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения.

Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора опускается на необходимую глубину инспекционного (контрольного) канала, где проводится измерение радиационного фона (мощности эквивалентной дозы гамма-излучения) и температуры с помощью блока детектирования гамма-излучения 7 (например, БДРС-07П) и термопреобразователя 8 (например, ТСМУ-055), которые установлены в направляющие 9. Возможно измерение радиационных и температурных полей путем непрерывного поднятия и опускания продолговатой наборной трубы 1. Аналоговые сигналы, фиксируемые блоком детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователем 8, посредством проводов 6 передаются на преобразователь (например, БСПП-1тп) и анализатор.

При повышенном уровне фонового гамма-излучения продолговатая наборная труба 1, содержащая блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8, извлекается из инспекционного (контрольного) канала. На внешнюю часть продолговатой наборной трубы 1 устанавливается защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2), и последовательность операций повторяется заново.

В случае выхода из строя блока детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователя 8 наконечник 2 извлекается из пазов продолговатой наборной трубы 1. Блок детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователь 8 вынимаются из направляющих 9 и заменяются на новые. Наконечник 2 устанавливается обратно в пазы продолговатой наборной трубы 1. При этом, в случае необходимости, блок детектирования гамма-излучения 7 может быть заменен на блок детектирования другого излучения (например, нейтронного).

Таким образом, предлагаемая конструкция устройства позволяет увеличить эффективность известных устройств за счет использования заменяемого блока детектирования и термопреобразователя, которые позволяют одновременно контролировать несколько параметров, как в выделенной области, так и во всей области в целом при различной интенсивности излучения. Функциональные возможности расширяются за счет использования системы звеньев различного размера, включая гибкие звенья, что делает возможным размещение устройства в инспекционных (контрольных) каналах различной геометрии и кривизны.