22.07.2020
220.018.355e

СПОСОБ ВЫЯВЛЕНИЯ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАННЕЙ СТАДИИ ПУТЕМ СНИЖЕНИЯ ЗНАЧЕНИЯ МИНИМАЛЬНО ДЕТЕКТИРУЕМОЙ АКТИВНОСТИ ЖИДКОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ (ВАРИАНТЫ)

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
№ охранного документа
0002727072
Дата охранного документа
17.07.2020
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к способам выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии. Способ выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии путем снижения значения минимально детектируемой активности жидкости радиометрической установки, при этом в установке для измерения объемной активности радионуклидов в жидкости, содержащей не менее одного интегрального дискриминатора, порог Епн1 дискриминации энергии гамма-квантов устанавливают на уровне, который выбирается в интервале энергий 1,37⋅(1+1,5⋅σ))≤Епн1≤2,75⋅(1-1,5⋅σ) МэВ, где σ - разрешение спектрометрического БД, в отн. ед., что позволяет значительно снизить влияние внешнего фона на измерения и практически полностью подавить фон, обусловленный загрязнением внутренних стенок измерительной емкости установки радионуклидами, содержащимися в контролируемой жидкости. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Область техники

Изобретение относится к способам выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии путем снижения значения минимально детектируемой активности (далее - МДА) жидкости в технологическом оборудовании, контролируемом радиометрической установкой (далее Установка), используемых для радиационного технологического контроля, например, в составе автоматизированных систем радиационного контроля, которые могут применяться на объектах атомной энергетики. Такие установки используются для непрерывного контроля объемной (или удельной) активности жидкости путем измерения ее величины и выработки информационных сигналов: - аналогового сигнала о значении объемной активности жидкости и дискретных сигналов при превышении значением объемной активности жидкости установленных пороговых значений (как правило предупредительного и/или аварийного порога) с целью контроля герметичности такого технологического оборудования атомной электростанции (далее - АЭС), как парогенераторы (далее - ПГ) или теплообменники (далее - ТО) технологических систем в которых теплоноситель первого контура может в случае разгерметизации участка трубопровода первого контура, расположенного в ПГ или ТО, попасть во вторичный охлаждающий теплоноситель, что приведет к ухудшению радиационной и экологической обстановки на АЭС и прилегающих территориях, а также будет свидетельствовать о нарушении герметичности ПГ или ТО.

Уровень техники

Из уровня техники известны следующие решения.

Известна Установка радиометрическая ([1] Патент на изобретение SU 1795803, дата публикации 27.09.1996), содержащая сцинтилляционный блок детектирования (далее - БД), чувствительная часть которого размещена внутри измерительной емкости объемом (6-10) л, через которую непрерывно прокачивается контролируемая жидкость, и который регистрирует гамма-излучение от контролируемой жидкости, выход БД соединен с электронным блоком обработки и измерения частотного сигнала, поступающего с выхода БД, частота следования которого пропорциональна объемной активности жидкости, а амплитуда пропорциональна энергии гамма-кванта, потерянной в сцинтилляционном детекторе БД, и формирования информационных сигналов: - аналогового сигнала о значении объемной активности жидкости и дискретных сигналов при превышении значением объемной активности жидкости установленных пороговых значений. Электронный блок для обработки и измерения сигнала содержит: - блок питания; усилитель; пороговый дискриминатор энергии гамма-излучения, в котором, как правило, для измерительных емкостей объемом (6-10) л установлен порог дискриминации Еп энергии гамма-квантов на уровне, который выбирают в интервале 0,06-0,2 МэВ, что является оптимальным, т.к. позволяет с одной стороны устранить влияние на результаты измерения Установки шумов фотоэлектронного умножителя (далее - ФЭУ) и рассеянных в радиационной защите и контролируемой жидкости фоновых гамма-квантов, а с другой стороны, регистрировать с высокой чувствительностью (т.к. дискриминатором обрезается только малая часть спектра) гамма-кванты в широком энергетическом диапазоне от Еп МэВ до 3,0 МэВ, которые испускают продукты деления, активации примесей и коррозионных продуктов ([2] Козлов В.Ф. «Справочник по радиационной безопасности». Москва. Атомиздат.1977. стр. 143-150. [3] Коростелев. Д.П. «Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС». Энергоатомиздат. Москва. 1988 г. стр. 9-13.); формирователь выходного частотного сигнала дискриминатора по форме, амплитуде, длительности и полярности, а также процессорный блок обработки информации (далее - процессорный блок). БД с измерительной емкостью окружены радиационной защитой от воздействия внешнего гамма-фона. Частотный выход БД подключен ко входу усилителя, выход которого связан со входом дискриминатора, а выход дискриминатора через формирователь выходного сигнала соединен со входом процессорного блока. Блок питания обеспечивает низковольтным питанием БД и блоки, входящие в состав электронного блока обработки и измерения сигнала. При эксплуатации Установки в условиях отсутствия какой-либо активности в контролируемой жидкости, например, при отсутствии разгерметизации технологического оборудования с радиоактивной средой (например, тепловыделяющих элементов в активной зоне реактора ядерной установки или участка трубы первого контура, расположенного в контролируемом ТО или ПГ), которое омывает контролируемая жидкость, и, следовательно, отсутствия поступления в контролируемый технологический контур радиоактивной среды, которая является источником ионизирующего излучения, Установка измеряет только фоновый сигнал (частотную последовательность импульсов с выхода БД, которая после прохождения усилителя и дискриминатора поступает на вход процессорного блока, в котором посредством алгоритмов, заложенных в программном обеспечении (далее - ПО) процессорного блока, осуществляется вычитание фонового сигнала, вычисление физической величины (объемной активности радионуклидов), сравнение результатов измерений со значениями пороговых уставок и выработку сигнала о наличии или отсутствии активности в контролируемой жидкости. При появлении активности в контролируемом контуре, который связан с первичным технологическим контуром (содержащим радиоактивную жидкость) через ТО (в результате его разгерметизации) частотная последовательность импульсов на выходе БД возрастет над фоновой, а, следовательно, возрастает и измеренное значение объемной активности контролируемой жидкости, рассчитанное посредством алгоритмов, заложенных в ПО процессорного блока, далее осуществляется сравнение результатов измерений со значениями пороговых уставок и в случае превышения пороговой уставки процессорный блок осуществляет выработку сигнала о наличии активности в контролируемой жидкости.

В такой Установке процессорный блок, где производится обработка информации, построен на основе микропроцессорной техники и работает под управлением встроенного ПО. Встроенное ПО обеспечивает обработку входного сигнала от БД по заданным алгоритмам, а также возможность задания индивидуальных конфигурации и настроечных констант (учитывающих чувствительность БД, мертвое время, время измерения, заданную погрешность измерения, пороговые уставки и т.д.) и диагностику работоспособности Установки.

К основному недостатку известной Установки относится то, что при долговременном контакте внутренней поверхности измерительной емкости Установки с контролируемой радиоактивной жидкостью с течением времени происходит загрязнение внутренней поверхности измерительной емкости долгоживущими радионуклидами, сначала за счет поверхностной сорбции, а затем, при длительной эксплуатации, за счет появления микротрещин на внутренней поверхности и проникновения радионуклидов внутрь микротрещин ([4], Зимон А.Д. «Дезактивация». Москва. Атомиздат.1975 г.). Загрязнение поверхности радионуклидами приводит к появлению дополнительной фоновой составляющей, которая не может быть ослаблена радиационной защитой, что в свою очередь приводит к ухудшению такой важной характеристики радиометрической Установки, как МДА. В то же время при контроле герметичности технологического оборудования важно выявить нарушение его герметичности на ранних стадиях, что обеспечит радиационную и экологическую безопасность АЭС, а также позволит выявить разгерметизацию технологического оборудования на ранней стадии. Следовательно, радиометрическая Установка, используемая для этих целей, должна обладать значением МДА на минимально возможном уровне.

Для уменьшения загрязнения внутренней поверхности измерительной емкости долгоживущими радионуклидами улучшают качество поверхности за счет электрохимической полировки с последующей механической полировкой. Однако, как показывают эксперименты, ([5], М.М. Андреева и др. «Адсорбция Sr-90 + Y-90 на конструкционных материалах устройств детектирования объемной активности технологической воды атомных электростанций». Вопросы атомной науки и техники. Ядерное приборостроение. Выпуск 38. Москва. Атомиздат.1978 г.), такая обработка позволяет сократить фоновую составляющую в 4-5 раз. Однако при длительном контакте измерительной емкости с жидкостью содержащей в том числе долгоживущие радионуклиды, поступающие во вторичный контур при разгерметизации первичного контура в ТО, фоновая составляющая, обусловленная адсорбцией долгоживущих радионуклидов, с течением времени возрастает, и, что особенно необходимо подчеркнуть, практически не уменьшится даже тогда, когда разгерметизацию негерметичного теплообменника устранили и объемная активность жидкости контролируемой радиометрической Установкой снизится до естественного значения. Таким образом, даже после устранения разгерметизации негерметичного технологического оборудования (ТО или ПГ) и снижения по этой причине объемной активности радионуклидов в жидкости до естественного значения, показания Установки, обусловленные внешним фоном и загрязнением измерительной емкости долгоживущими радионуклидами, будут значительно превышать исходные фоновые показания Установки, что соответственно значительно повысит значение МДА радионуклидов Установкой.

В силу вышеотмеченной причины в известной радиометрической Установке невозможно обеспечить значение МДА на минимально возможном уровне.

Раскрытие изобретения

Технической проблемой заявленного изобретения является необходимость преодоления недостатков, присущих аналогам при применении их для целей технологического контроля герметичности ПГ или ТО на АЭС, что ведет к необходимости разработки способа выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии путем снижения значения МДА жидкости радиометрической Установки. В свою очередь это обеспечит радиационную и экологическую безопасность АЭС, а также позволит своевременно выявить и устранить разгерметизацию ТО на ранней стадии, что является важнейшим условием долговременной работы АЭС.

Актуальной и востребованной задачей на АЭС является контроль протечек теплоносителя 1 контура при нарушении герметичности основного технологического оборудования такого, как: - ПГ, ТО, выпарные аппараты. Теплоноситель 1 контура содержит продукты деления ядерного топлива, а также продукты активации коррозионных продуктов и примесей, содержащихся в теплоносителе при его циркуляции по активной зоне реактора, при этом энергии гамма-квантов, испускаемые радионуклидами в подавляющем числе случаев, лежат в пределах энергетического диапазона от десятков кэВ до 3,0 МэВ ([2]; [3]). Попадание теплоносителя 1 контура во вторичный свидетельствует об начавшемся процессе разгерметизации технологического оборудования и о потенциально возможном выходе радионуклидов в газо-аэрозольной форме в атмосферу помещений АЭС и во внешнюю среду, что приводит к нарушению радиационной и экологической безопасности АЭС и создает угрозу здоровью персонала АЭС и населения, а также свидетельствует о начале процесса разрушения технологического оборудования. Поэтому важно выявить факт нарушения герметичности технологического оборудования на ранних стадиях, чтобы предпринять компенсирующие меры по выявлению и устранению дефекта в негерметичном технологическом оборудовании, а также по локализации аварии.

Техническим результатом заявленного изобретения является повышение радиационной и экологической безопасности работы АЭС за счет технических решений, которые позволяют обеспечить снижение значения МДА радиометрической Установки для измерения объемной активности радионуклидов в жидкости до минимально возможного уровня.

Технический результат заявленного изобретения по первому варианту достигается за счет применения способа выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии путем снижения значения МДА жидкости радиометрической Установки, характеризующегося тем, что в Установке для измерения объемной активности радионуклидов в жидкости, содержащей не менее одного интегрального дискриминатора, порог Епн1 дискриминации энергии гамма-квантов устанавливают на уровне, который выбирается в интервале энергий 1,37⋅(1+1,5⋅σ))≤Епн1≤2,75⋅(1-1,5⋅σ) МэВ, где σ - разрешение спектрометрического БД, в отн. ед., что позволяет значительно снизить влияние внешнего фона на измерения и практически полностью подавить фон, обусловленный загрязнением внутренних стенок измерительной емкости Установки радионуклидами, содержащимися в контролируемой жидкости.

Заявляемый способ по первому варианту также может быть характеризован тем, что в Установке, содержащей второй интегральный дискриминатор, порог Епн2 дискриминации энергии гамма-квантов настраивают на регистрацию гамма-квантов с энергией в диапазоне 0,06≤Епн2≤0,2 МэВ, что позволяет с одной стороны обеспечить высокую чувствительность Установки, а с другой измерять суммарную объемную активность радионуклидов широкого состава, испускающих гамма-кванты в энергетическом диапазоне свыше Епн2, а также проводить метрологическую калибровку и поверку Установки по твердым образцовым гамма-источникам.

Технический результат заявленного изобретения по второму варианту достигается за счет применения способа выявления разгерметизации технологического оборудования на ранней стадии путем снижения значения МДА жидкости радиометрической Установки, характеризующегося тем, что в Установке, содержащей не менее двух дифференциальных дискриминаторов, нижний Епн1 и верхний Епв1 пороги дискриминации энергии гамма-квантов первого дискриминатора устанавливают на уровнях 0,06≤Епн1≤0,2 МэВ и Епв1≥3,0 МэВ соответственно, нижний Епн2 порог дискриминации энергии гамма-квантов второго дифференциального дискриминатора устанавливают в интервале энергий 1,37⋅(1+1,5⋅σ)≤Епн2≤2,75⋅(1-1,5⋅σ) МэВ, а верхний Епв2 порог дискриминации второго дифференциального дискриминатора устанавливают на уровне Епв2≥2,75⋅(1+1,5⋅σ) МэВ.

Кроме того, заявляемые первый и второй варианты способа могут быть характеризованы тем, что при необходимости повышения избирательности Установки по отношению к контролю активности радионуклида Na-24 нижний порог Епн1 первого интегрального дискриминатора в Установке с интегральными дискриминаторами и Епн2 второго дифференциального дискриминатора в Установке с двумя дифференциальными дискриминаторами устанавливают ближе к значению 2,75⋅(1-1,5⋅σ) МэВ, а при необходимости повышения чувствительности Установки и уменьшения времени измерения вышеупомянутые нижние пороги Епн1 и Епн2 дискриминаторов устанавливают ближе к значению 1,37⋅(1+1,5⋅σ).

Заявляемые варианты способа обусловлены следующим:

- фоновая составляющая Установки обусловлена внешним гамма-фоном в месте размещения Установки и гамма-фоном от загрязнения внутренних стенок измерительной емкости, контактирующих с контролируемой жидкостью, долгоживущими радионуклидами: - продуктами деления, такими, как Cs-134 (Емакс=1,37 МэВ) и Cs-137 (Емакс=0,66 МэВ) и коррозионными продуктами активации, такими как Со-60 (Емакс=1,33 МэВ) и Fe-59 (Емакс=1,29 МэВ) ([2] Козлов В.Ф. «Справочник по радиационной безопасности». Москва. Атомиздат.1977. стр. 62.). Таким образом, если установить порог Епн дискриминации энергии гамма-квантов дискриминатора на уровне не менее, чем Епн=1,37⋅(1+1,5⋅σ), МэВ, где σ - разрешение спектрометрического детектора, в относительных ед. (для сцинтилляционного детектора, с составляет примерно 0,08, что соответствует уровню дискриминации примерно Епн-1,5 МэВ), то в энергетическом окне дискриминатора будут регистрироваться только пренебрежимо малая часть гамма-квантов, обусловленных загрязнением внутренних стенок измерительной емкости Установки радионуклидами, а также высокоэнергетические гамма-кванты внешнего фона с энергией превышающей значение EY≥1,37⋅(1+1,5⋅σ) МэВ, вклад которых в общую фоновую составляющую показаний Установки чрезвычайно мал;

- с другой стороны, в теплоносителе 1 контура АЭС присутствует радионуклид Na-24 с периодом полураспада около 15 ч, который испускает в том числе гамма-кванты с энергией 2,75 МэВ и выходом 100% на распад и который может быть индикатором наличия разгерметизации ТО или ПГ ([2] Козлов В.Ф. «Справочник по радиационной безопасности». Москва. Атомиздат.1977. стр. 52.). Для уверенной избирательной регистрации гамма-квантов Na-24 с энергией 2,75 МэВ необходимо, чтобы порог Епн дискриминации энергии гамма-квантов дискриминатора был не более, чем Епн=2,75⋅(1-1,5⋅σ), МэВ, (что для сцинтилляционного детектора соответствует уровню дискриминации примерно Епн≈2,4 МэВ). В этом случае фото-пик от гамма-квантов с энергией 2,75 МэВ регистрируется целиком, что обеспечивает высокую избирательность Установки. Таким образом при установке порога Епн дискриминации энергии гама-квантов дискриминатора в интервале энергий 1,37⋅(1+1,5⋅σ))≤Епн≤2,75⋅(1-1,5⋅σ) (что для сцинтилляционного детектора соответствует интервалу энергий примерно от 1,5 до 2,4 МэВ) Установка будет регистрировать практически только гамма-кванты реперного радионуклида Na-24 с энергией 2,75 МэВ и небольшую часть высокоэнергетических гамма-квантов внешнего фона.

Таким образом выбор вышеуказанных порогов дискриминации позволяет с одной стороны практически полностью исключить фоновую составляющую установки, обусловленную внешним гамма-фоном в месте размещения Установки и гамма-фоном от загрязнения внутренних стенок измерительной емкости Установки, контактирующих с контролируемой жидкостью, долгоживущими радионуклидами (продуктами деления и коррозионными продуктами активации), а с другой стороны обеспечить высокую избирательность Установки при регистрации гамма-квантов с энергией 2,75 МэВ радионуклида Na-24.

Описание чертежей.

На Фиг. 1 приведен пример радиометрической Установки для реализации предлагаемого способа с одним измерительным каналом.

На Фиг. 2 приведен пример радиометрической Установки для реализации предлагаемого способа с двумя измерительными каналами.

На Фиг. 3 приведена структурная схема организации контроля герметичности ПГ с помощью Установки.

Краткий перечень элементов:

1 - спектрометрический блок детектирования (БД)

2 - измерительная емкость с контролируемой жидкостью

3 - свинцовая радиационная защита от гамма-фона

4 - усилитель (У)

5 - дискриминатор 1 (Д1)

5.1 - дискриминатор 2 (Д2)

6 - формирователь 1 (Ф1)

6.1 - формирователь 2 (Ф2)

7 - блок обработки и передачи данных (БОП)

8 - блок обработки (БО)

9 - Установка (УДЖГ-42Р-06)

10 - парогенератор (ПГ)

11 - главный циркуляционный насос (ГЦН)

12 - теплообменные импульсные трубки.

Осуществление изобретения

Заявляемый способ может быть реализован с помощью радиометрических Установок для измерения объемной активности нуклидов в жидкости, содержащих по меньшей мере спектрометрический (например сцинтилляционный) БД 1, соединенный с усилителем 4, сигнал от которого передается через измерительный канал, содержащий не менее одного амплитудного дискриминатора 5 и не менее одного формирователя 6, на блок первичной обработки информации 7, после чего передается по каналу связи по интерфейсу RS-485 на устройства верхнего уровня. Структурная схема вышеуказанного примера радиометрической Установки для реализации предлагаемого способа приведена на Фиг. 1

Способ реализуется следующим образом.

Реализацию способа рассмотрим на примере контроля герметичности ПГ 10 на АЭС с реакторной установкой (далее - РУ) водо-водяного типа (далее - ВВЭР) с помощью Установки 9 проточного типа УДЖГ-42Р-06, структурная схема варианта исполнения которой приведена на Фиг. 2 ([6] Установки радиометрические для измерения объемной активности нуклидов в жидкости УДЖГ-42Р-06, УДЖГ-42Р-07. URL: https://all-pribors.ru/opisanie/52116-12-udzhg-42r-06-udzhg-42r-07-55400). Схема организации контроля приведена на Фиг. 3.

Задача контроля герметичности ПГ 10 является одной из актуальнейших на АЭС, что связано с тем, что в ПГ 10 поступает теплоноситель первого контура, который непрерывно циркулирует между РУ и ПГ 10. Циркуляцию первого контура обеспечивает главный циркуляционный насос (далее - ГЦН) 11. Теплоноситель первого контура, нагретый до высокой температуры в РУ, поступает через входной коллектор первого контура в ПГ 10 и далее, проходя по многочисленным (свыше 10000 шт.) теплообменным импульсным трубкам 12, в выходной коллектор первого контура нагревает котловую воду ПГ 10 до температуры кипения. Далее теплоноситель первого контура выводится из ПГ 10 по выходному коллектору первого контура и направляется обратно в РУ для подогрева, а образовавшийся в ПГ 10 пар поступает в паропровод и по нему направляется на турбину, после прохождения которой сбрасывается в конденсатор турбины, где конденсируется в воду и отделяется от газов. Далее сконденсировавшаяся вода направляется обратно в ПГ 10, газ выбрасывается через выбросную трубу в атмосферу. Поскольку импульсные теплообменные трубки работают в ПГ 10 в очень напряженных условиях, то имеется практическая вероятность разгерметизации одной или несколько трубок. При этом теплоноситель первого контура, а вместе с ним и радиоактивные продукты деления и активации, включая и радионуклид Na-24, поступают и накапливаются в котловой воде ПГ 10. Газообразные радиоактивные продукты деления и летучие не газообразные радионуклиды вместе с паром выносятся через выбросную трубу во внешнюю среду и тем самым оказывают прямое воздействие на внешнюю среду. Часть котловой воды ПГ 10 для поддержания и регулирования солевого баланса выводится из ПГ 10 с помощью контура продувки и направляется на очистку и деаэрацию, после чего возвращается обратно в ПГ 10. Таким образом контроль герметичности ПГ 10 и своевременное выявление дефектного ПГ 10 на ранних стадиях является одной из важнейших задач технологического контроля на АЭС.

Поскольку в котловую воду ПГ 10 при появлении протечки теплоносителя первого контура начинает поступать радионуклиды, то часть их, включая и радионуклид Na-24, выводится из ПГ 10 вместе с продувочной водой. Таким образом для контроля наличия разгерметизации ПГ достаточно подсоединить радиометрическую Установку 9 типа УДЖГ-42Р-06 к контуру продувки ПГ 10 с помощью пробоотборного контура по которому проба продувочной воды будет непрерывно отбираться и поступать в Установку, принцип действия которой основан на взаимодействии гамма-квантов, испускаемых контролируемой жидкой средой, со спектрометрическим детектором, например со сцинтилляционным детектором NaI(Tl), входящего в состав БД 1 гамма-излучения сцинтилляционного цифрового УДС-ГЦ (далее - УДС-ГЦ). При этом энергия регистрируемых детектором гамма-квантов преобразуется в энергию световых вспышек. Фотоэлектронный умножитель (далее - ФЭУ), входящий в состав БД 1, преобразует регистрируемые световые вспышки в электрические импульсы тока. Функционирование ФЭУ обеспечивает высоковольтный преобразователь напряжения 9 (далее - ВПН), который задает потенциалы на динодах ФЭУ.

Далее, в зависимости от исполнения Установки, возможно несколько вариантов настройки Установки.

В исполнении Установки 9 с одним интегральным дискриминатором, спектрометрический усилитель 4 преобразует импульсы тока с выхода БД 1 в импульсы напряжения соответствующей амплитуды. Затем с выхода усилителя 4 частотный сигнал поступает на вход интегрального дискриминатора 5 Епн нижний порог дискриминации энергии гамма-квантов устанавливают на уровне, который выбирается в интервале энергий 1,37⋅(1+1,5⋅σ))≤Епн≤2,75⋅(1-1,5⋅σ) МэВ, где σ - разрешение спектрометрического БД 1, в отн. ед. С выхода дискриминатора 5 частотные сигналы направляются на вход формирователя сигналов 6, с выхода которого сформированные по амплитуде, длительности, форме и полярности частотные сигналы направляются на соответствующий вход процессорного блока обработки сигналов (далее - БОП) 7 типа БОП-04 м. БОП 7 осуществляет автоматическую диагностику работоспособности Установки и обработку, поступающих на его входы частотных сигналов, по стандартным алгоритмам, рассчитывая удельную активность радионуклида Na-24 в контролируемой жидкости по данным, поступающим с выхода формирователя 6, а также осуществляет сравнение удельной активности с заданными пороговыми значениями. Итоговые данные передаются в информационный канал, организованный по интерфейсу RS-485 для связи с верхним уровнем (автоматизированные рабочие места АРМ) автоматизированной системы радиационного контроля (далее - АСРК) или на ЭВМ.

В исполнении Установки 9 [6] типа УДЖГ-42Р-06 с двумя дифференциальными дискриминаторами спектрометрический усилитель 4 преобразует импульсы тока с выхода БД 1 в импульсы напряжения соответствующей амплитуды. Затем с выхода усилителя 4 частотный сигнал поступает на входы двух дифференциальных дискриминаторов 5 и 5.1. Нижний уровень порога дискриминации первого дифференциального дискриминатора 5 настроен на регистрацию гамма-квантов с энергией 0,1 МэВ, а верхний уровень порога дискриминации первого дифференциального дискриминатора 5 настроен на регистрацию гамма-квантов с энергией 3,0 МэВ, что обеспечивает контроль суммарной активности жидкости с высокой чувствительностью, а также проведение калибровки и поверки Установки по твердым образцовым источникам. Нижний уровень порога дискриминации второго дифференциального дискриминатора 5.1 настроен на регистрацию гама-квантов с энергией 2,0 МэВ, а верхний уровень порога дискриминации второго дифференциального дискриминатора 5.1 настроен на регистрацию гамма-квантов с энергией 3,0 МэВ, что обеспечивает избирательную регистрацию гамма-квантов радионуклида Na-24 с энергией 2,75 МэВ.

С выходов дискриминаторов 5 и 5.1 частотные сигналы направляются на входы соответствующих формирователей сигналов 6 и 6.1, с выходов которых сформированные по амплитуде, длительности, форме и полярности частотные сигналы направляются на соответствующие входы процессорного блока обработки сигналов (далее - БОП) 7 типа БОП-04 м. БОП 7 осуществляет автоматическую диагностику работоспособности Установки и обработку, поступающих на его входы частотных сигналов, по стандартным алгоритмам, рассчитывая суммарную удельную активность контролируемой жидкости по данным, поступающим с выхода формирователя 6, и удельную активность радионуклида Na-24 в контролируемой жидкости по данным, поступающим с выхода формирователя 6.1, а также осуществляет сравнение удельных активностей с заданными пороговыми значениями. Итоговые данные передаются в информационный канал, организованный по интерфейсу RS-485 для связи с верхним уровнем (автоматизированные рабочие места АРМ) автоматизированной системы радиационного контроля (далее - АСРК) или на ЭВМ.

Для просмотра настроечных и измеряемых параметров, установленных в БОП 7, регулирования и настройки измерительных каналов БОП 7 используется сервисная персональная ЭВМ с сервисным ПО «Конфигуратор» и сервисное ПО для настройки и просмотра параметров БД 1 УДС-ГЦ.

О появлении радионуклидов в контролируемой жидкости судят по превышению скорости счета импульсов на выходе БД 1 УДС-ГЦ над фоновым значением. Импульсы формируются по амплитуде и длительности и передаются по линии связи в БОП 7. Средняя скорость счета импульсов с выхода БД 1 УДС-ГЦ за вычетом фоновых значений пропорциональна объемной активности радионуклидов в контролируемой жидкости.

Результаты обработки информации в виде данных о текущих значениях контролируемых параметров радиационной обстановки, блок БОП 7 передает в каналы связи по интерфейсу RS-485, сравнивает их с заданными пороговыми уставками и выдает сигналы превышения на внешние устройства звуковой и световой предупредительной и аварийной сигнализации и исполнительные механизмы.

Из вышесказанного следует, что заявленный способ повышения чувствительности радиометрической Установки для измерения объемной активности нуклидов в жидкости может быть реализован на известных устройствах и обеспечивает повышение радиационной и экологической безопасности работы АЭС за счет технических решений, которые позволяют обеспечить снижение значения МДА радиометрической Установки для измерения объемной активности радионуклидов в жидкости до минимально возможного уровня.

Источники информации

1) Патент на изобретение SU 1795803, дата публикации 27.09.1996.

2) Козлов В.Ф. «Справочник по радиационной безопасности». Москва. Атомиздат.1977.

3) Коростелев. Д.П. «Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС». Энергоатомиздат. Москва. 1988 г.

4) Зимон А.Д. «Дезактивация». Москва. Атомиздат.1975 г.

5) М.М. Андреева и др. «Адсорбция Sr-90 + Y-90 на конструкционных материалах устройств детектирования объемной активности технологической воды атомных электростанций». Вопросы атомной науки и техники. Ядерное приборостроение. Выпуск 38. Москва. Атомиздат.1978 г.

6) Установки радиометрические для измерения объемной активности нуклидов в жидкости УДЖГ-42Р-06, УДЖГ-42Р-07. URL: https://all-pribors.ru/opisanie/52116-12-udzhg-42r-06-udzhg-42r-07-55400.


СПОСОБ ВЫЯВЛЕНИЯ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАННЕЙ СТАДИИ ПУТЕМ СНИЖЕНИЯ ЗНАЧЕНИЯ МИНИМАЛЬНО ДЕТЕКТИРУЕМОЙ АКТИВНОСТИ ЖИДКОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ (ВАРИАНТЫ)
СПОСОБ ВЫЯВЛЕНИЯ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАННЕЙ СТАДИИ ПУТЕМ СНИЖЕНИЯ ЗНАЧЕНИЯ МИНИМАЛЬНО ДЕТЕКТИРУЕМОЙ АКТИВНОСТИ ЖИДКОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ (ВАРИАНТЫ)
СПОСОБ ВЫЯВЛЕНИЯ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАННЕЙ СТАДИИ ПУТЕМ СНИЖЕНИЯ ЗНАЧЕНИЯ МИНИМАЛЬНО ДЕТЕКТИРУЕМОЙ АКТИВНОСТИ ЖИДКОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ (ВАРИАНТЫ)
СПОСОБ ВЫЯВЛЕНИЯ РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАННЕЙ СТАДИИ ПУТЕМ СНИЖЕНИЯ ЗНАЧЕНИЯ МИНИМАЛЬНО ДЕТЕКТИРУЕМОЙ АКТИВНОСТИ ЖИДКОСТИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ (ВАРИАНТЫ)
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-2 из 2.
13.02.2020
№220.018.020b

Контролирующий пункт ввода-вывода дискретных сигналов

Изобретение относится к системам управления. Контролирующий пункт ввода-вывода дискретных сигналов состоит из корпуса, содержащего блоки питания, преобразователи последовательных интерфейсов RS-485, коммутаторы Ethernet. Дополнительно установлены объединенные между собой программируемые...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002714025
Дата охранного документа: 11.02.2020
20.02.2020
№220.018.0434

Блок обработки, управления и отображения информации

Изобретение относится к измерительным, автоматизированным и управляющим системам безопасности и управления технологическими процессами на радиационно-опасных и промышленных объектах. Технический результат – повышение безопасности контролируемого объекта или технологического оборудования и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002714604
Дата охранного документа: 18.02.2020
Показаны записи 1-6 из 6.
08.07.2018
№218.016.6d5d

Пороговый блок управления режимом работы исполнительного механизма или технологического оборудования

Изобретение относится к устройству, используемому в управляющих системах. Технический результат – повышение безопасности контролируемого объекта и повышение надежности порогового блока управления. Для этого предложен пороговый блок управления режимом работы исполнительного механизма или...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002660646
Дата охранного документа: 06.07.2018
18.07.2018
№218.016.71e9

Аппаратура радиационного контроля технологического процесса (аркт)

Изобретение относится к аппаратуре, используемой для радиационного контроля технологических процессов. Аппаратура радиационного контроля технологических процессов содержит блок детектирования, соединенный с узлом пороговым, состоящим из входного цифрового счетчика импульсов; генератора тактовой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002661451
Дата охранного документа: 16.07.2018
21.07.2018
№218.016.72fc

Пороговый блок управления режимом работы исполнительного механизма или технологического оборудования с функцией диагностики входного сигнала

Изобретение относится к управляющим системам безопасности или к системам управления технологическими процессами (АСУ ТП). Техническим результатом заявленного изобретения является повышение надежности порогового блока управления и безопасности контролируемого технологического объекта. Блок...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002661761
Дата охранного документа: 19.07.2018
12.04.2019
№219.017.0bf7

Пробоотборный коллектор для представительного отбора газо-аэрозольной среды из сбросной трубы

Изобретение относится к устройствам, используемым в составе пробоотборных систем, с помощью которых обеспечивается представительный отбор воздуха, содержащего аэрозоли, из сбросных труб промышленных объектов для последующей транспортировки его через байпасный и монтажный патрубки по...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002684601
Дата охранного документа: 10.04.2019
13.02.2020
№220.018.020b

Контролирующий пункт ввода-вывода дискретных сигналов

Изобретение относится к системам управления. Контролирующий пункт ввода-вывода дискретных сигналов состоит из корпуса, содержащего блоки питания, преобразователи последовательных интерфейсов RS-485, коммутаторы Ethernet. Дополнительно установлены объединенные между собой программируемые...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002714025
Дата охранного документа: 11.02.2020
20.02.2020
№220.018.0434

Блок обработки, управления и отображения информации

Изобретение относится к измерительным, автоматизированным и управляющим системам безопасности и управления технологическими процессами на радиационно-опасных и промышленных объектах. Технический результат – повышение безопасности контролируемого объекта или технологического оборудования и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002714604
Дата охранного документа: 18.02.2020

Похожие РИД в системе