Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс

Аппаратурная часть системы РК является одним из основных технических средств обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации АЭС. По этой причине ее называют еще комплексом аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ).

Радиационный контроль является важнейшим звеном системы радиационной безопасности и радиационной защиты персонала АЭС. Осуществляется он с помощью измерительных технических средств автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) персоналом отдела радиационной безопасности.

АСКРО предназначена для выполнения информационно-вычислительных, управляющих и вспомогательных функций по контролю состояния радиационной безопасности на АЭС и в районе ее расположения в нормальном режиме эксплуатации и в аварийных ситуациях.

АСКРО является информационно-измерительной системой, включающей в себя ряд автономных функционально связанных подсистем:

• проектные объектовые централизованные информационно-измерительные системы радиационного контроля (ЦИИСРК) на базе аппаратуры АКРБ-03. Существенно, что в составе АСКРО, ЦИИСРК остается независимой системой и позволяет обеспечить минимальный радиационный контроль при выходе из строя АСКРО;

• система телеметрической передачи информации (радиоканал) с удаленных постов радиационного контроля с помощью информационно-измерительной системы ИИС «Кольцо»;

• специфицированный вычислительный комплекс СМ-2М К 125-3/6 и два рабочих места оператора-технолога РМОТ-03.

Система радиационного контроля (РК) блоков и спецкорпусов построена на базе комплекса технических средств АКРБ-03 (ЦИИСРК), которая включает в себя системы обеспечения электропитания, общещитовой сигнализации, системы пробоотбора технологических сред, системы контроля выбросов в венттрубу, системы контроля содержания радионуклидов в воздухе помещений АЭС, системы контроля протечек парогенераторов, системы контроля мощности дозы в помещениях АЭС.

Централизованная информационно-измерительная система радиационного контроля представляет собой комплекс технических средств, обеспечивающих (путем сбора, обработки и представления информации службам и персоналу АЭС) длительное поддержание АЭС в проектных нормах радиационной безопасности.

ЦИИСРК представляет собой многофункциональный комплекс, который не требует применения управляющих вычислительных машин (но может иметь их на верхнем уровне иерархии) и предназначен для работы во всех возможных режимах эксплуатации АЭС.

ЦИИСРК позволяет обнаружить отклонение от норм радиационной безопасности на ранней стадии развития эффекта, прогнозировать радиационную обстановку, ввести непрерывный надежный радиометрический и дозиметрический контроль на АЭС; сократить объем работ и сроки проектирования и внедрения систем.

Комплекс технических средств ЦИИСРК обеспечивает сбор информации от блоков детектирования, ее обработку и вывод на устройства отображения информации.

ЦИИСРК является автономной системой, предназначенной для непрерывного радиационного контроля независимо от режима работы ЯППУ и от функционирования других технологических систем блока.

ЦИИСРК обеспечивает:

• первичное преобразование ионизирующего излучения в потоки импульсов с помощью устройств и блоков детектирования; выполненных на основе газоразрядных или сцинтилляционных детекторов;

• передачу сигналов по кабелям от устройств блоков детектирования через промежуточные блоки к устройствам централизованной обработки информации;

• централизованную обработку информации, включающую организацию канала последовательной передачи данных и передачу информации на выходные устройства, представление информации на выходных устройствах.

В совокупности системы и подсистемы АСКРО позволяют осуществлять:

1. Радиационный контроль состояния защитных барьеров, в том числе:

• активности теплоносителя I контура или объемной активности группы радионуклидов, характеризующих герметичность оболочек твэл;

• активности технологических сред, связанных с оборудованием I контура и характеризующих его герметичность (парогенераторы, теплообменники и др.);

• объемной активности радионуклидов и мощности дозы гамма-излучения в защитной оболочке и на возможных путях выхода радиоактивности из нее, характеризующих герметичность I контура в пределах гермооболочки, а также плотность самой гермооболочки;

• объемной активности радионуклидов в технологических средах, в воздухе вентиляционных систем, а также мощности дозы гамма-излучения на территории промплощадки и путях эвакуации, характеризующих локализирующую способность гермооболочки и других сооружений энергоблока или спецкорпуса;

• объемной активности радионуклидов в воздухе, а также мощности дозы гамма-излучения на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения, характеризующих масштабы аварии и степень локализации радиоактивности в названных зонах.

2. Прогнозирование радиационной обстановки в районе расположения АЭС по оперативным значениям радиоактивных выбросов АЭС и реальной метеообстановки.

3. Радиационный технологический контроль:

• объемной активности технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;

• объемной активности аэрозолей, инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, локализующих сооружениях и вентсистемах.

4. Радиационный дозиметрический контроль, в том числе:

• индивидуальные дозы внешнего облучения персонала, учет пребывания персонала в ЗСР;

• содержание радионуклидов в организме персонала, а при авариях на АЭС и поступление радионуклидов;

• мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых, полуобслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;

• мощности дозы нейтронов в защитной оболочке у входа в помещение ГА301;

• объемной активности аэрозолей, изотопов йода, инертных радиоактивных газов в обслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях;

• плотность потока бета-излучения в обслуживаемых, полуобслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС, включая аварии.

5. Радиационный контроль окружающей среды, в т.ч.:

• активности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу аэрозолей, изотопов йода, инертных радиоактивных газов;

• объемной активности и радионуклидного состава сбросов и жидких радиоактивных отходов;

• активности и радионуклидного состава твердых радиоактивных отходов;

• активности и радионуклидного состава утечки радиоактивных веществ на ХТО, ХЖО;

• мощность дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

• объемной активности (с выделением радиоактивного йода) приземного воздуха;

• объемной активности сбросных вод ЗАЭС;

• состояние погодных условий в районе расположения ЗАЭС.

6. Радиационный контроль за нераспространением радиоактивности с помощью стационарных и переносных средств измерений, в том числе за счет измерений:

• уровня загрязнения радиоактивными веществами производственных помещений и оборудования, кожных покровов, обуви, производственной одежды, средств индивидуальной защиты персонала и используемых транспортных средств, при пересечении ими границы ЗСР;

• уровня загрязнения радиоактивными веществами (мощность дозы гамма-излучения) личной одежды и обуви персонала при пересечении им границы территории АЭС;

• уровня загрязнения радиоактивными веществами (мощность дозы гамма-излучения) транспортных средств и перевозимых грузов при пересечении ими границы территории АЭС.

Из таких комплексов в настоящее время получили применение системы АСРК, специально спроектированные для АЭС с ВВЭР и РБМК (см. рис. 10.6).

Основой комплексов АСРК является централизованная информационно-измерительная система радиационного контроля (ЦИИСРК) или централизованная система контроля радиационной безопасности.

Они предназначены для осуществления непрерывного дистанционного дозиметрического и радиационного технологического контроля.

В систему контроля входят приборы и установки, стационарные средства измерительной техники местного контроля, носимые и стационарные радиометры, дозиметры , приборы индивидуального контроля и комплекты специальной поверочной и ремонтной аппаратуры. Многоканальные установки предназначены для дистанционного измерения в помещениях АЭС большинства параметров радиационной обстановки.

Кроме того, осуществляется световая и звуковая сигнализация о превышении заданного уровня по всем видам регистрируемых в каждой точке ионизирующих излучений, автоматическая запись на ленту самописца уровней излучений любого из каналов (до 300 каналов), индикация РО одновременно по всем подключенным каналам на экране монитора, измерения разности показаний блоков детектирования бета-, гамма-излучения или двух блоков детектирования гамма-излучения.

Информация на дисплее представляется в аналоговой форме (набор светящихся столбцов высотой пропорциональной контролируемому параметру) одновременно по всем каналам, а также в цифровом виде в любом канале по выбору оператора.

Предусмотрены передача речевой информации с пульта в места расположения блоков детектирования. Автоматическая и ручная проверка работоспособности всех каналов с применением дистанционно управляемых контрольных источников ионизирующего излучения (бленкеров), выборочное измерение уровней излучения на выходе линии связи широкодиапазонным интенсиметром с логарифмической шкалой или в цифровом виде по любому каналу.

Для измерения бета-излучения исключение влияния сопутствующего гамма-фона осуществляется созданием блоков детектирования с компенсационным каналом, когда два одинаковых канала включаются после нормализации импульсов навстречу друг другу. Но по одному каналу измеряется бета- и гамма-излучение, по другому каналу только гамма-излучение, в результате чего получается разность N_β+γ - N_γ = N_β.

Для определения загрязнения воздуха радиоактивными аэрозолями аэрозоли осаждают на фильтрующей ленте, движущейся со скоростью 0,17 мм/с. Детектор, находящийся на некотором расстоянии от места осаждения аэрозолей, регистрирует долгоживущие нуклиды по бета- и гамма-излучению. Детектор, расположенный у места осаждения аэрозолей, измеряет суммарную активность по бета- и гамма-излучению. Показания третьего детектора, который размещен в слое защитного вещества и чувствителен только к фоновому гамма-излучению, которое вычитается в дифференциальных каналах из показаний первого и второго каналов для получения суммарной активности бета-излучения аэрозолей и вклада долгоживущих радионуклидов.

Блоки детектирования альфа-активных аэрозолей с регистрацией долгоживущей составляющей имеют два сцинтилляционных детектора, один из которых установлен у места осаждения аэрозоля на непрерывно движущуюся фильтрующую ленту. Место установки второго детектора выбирается таким образом, чтобы время движения к нему осажденной пробы на фильтрующей ленте было достаточным для распада короткоживущих альфа-излучателей.

Результаты контроля радиационной обстановки выводятся (рис. 10.7) на щит «радиационного контроля», щит спецводоочистки, блочный щит управления и резервный щит управления.

Пульт оператора РБ предназначен для выполнения следующих задач:

• измерения текущих значений контролируемых параметров в любых каналах по выбору оператора;

• сигнализация о превышении уровня,

• обнаружения неисправностей в измерительных каналах или в источниках питания;

• контроля устройств обработки информации и каналов передачи данных;

• дистанционного управления бленкерами.

Предусматривается обязательное резервирование наиболее важных измерительных каналов с выводом информации на резервный щит управления.

Рис. 10.6. Структура АСРК «ВУЛКАН» РКЭБ3 РАЭС

Рис. 10.7. Щит радиационного контроля АЭС

Система контроля радиационной безопасности может работать совместно с ЭВМ.

Подсистема радиационно-технологического контроля (РТК) предназначена для контроля радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров: оболочек твэл, трубопроводов I-го контура, контура герметизации помещений реакторного отделения.

Контроль за состоянием 1-го защитного барьера - оболочек твэл (определение числа негерметичных твэл и степени их негерметичности) является важной составляющей частью РТК, т.к. продукты деления ядерного топлива при попадании их в теплоноситель 1-го контура определяют радиационную обстановку как на самой АЭС, так и за ее пределами. По его данным своевременно обнаруживают, а затем выгружают из активной зоны тепловыделяющие сборки (ТВС), имеющие негерметичные твэл, и тем самым поддерживают активность продуктов деления в теплоносителе на уровне, не превышающем предельно допустимое значение (например, 1*10^-1Ки/л для ВВЭР-440 и 2,7*10^-2Ки/л для ВВЭР-1000) или контрольное значение (Например, 1*10^-2Ки/л для ВВЭР-440, 2,7*10^-3 для ВВЭР-1000).

Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или контроля герметичности оболочек (КГО) твэл:

• периодический контроль герметичности оболочек твэл работающего реактора методом отбора проб теплоносителя;

• непрерывный контроль герметичности оболочек твэл работающего реактора с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры беспробоотборным методом;

• контроль герметичности оболочек твэл и обнаружение ТВС с негерметичным твэл на остановленном реакторе в период перегрузки реактора.

Периодический контроль герметичности оболочек твэл работающего реактора, осуществляется путем отбора проб теплоносителя, определения радионуклидного состава и измерения удельной активности C_уд. отдельных (реперных) радионуклидов.

Измеренные значения сравниваются с расчетными, полученными на основании определенной модели выхода продуктов деления из негерметичных твэл.

Для определения радионуклидного состава и измерения C_уд. пробы теплоносителя ее подвергают спектрометрическому анализу с использованием гамма-спектрометра. Высокое энергетическое разрешение этих спектрометров позволяет идентифицировать реперные радионуклиды и определить их C_уд на фоне присутствующих в теплоносителе других продуктов деления и коррозии (активации) с близкими значениями энергии фотонов.

Непрерывный (постоянный) контроль герметичности оболочек твэл работающего реактора осуществляется беспробоотборным методом с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры (рис. 10.8). В составе автоматизированной системы радиационного контроля "Сейвал" на АЭС с ВВЭР имеются устройства детектирования удельной активности ¹³²I и ⁸⁸Kr в теплоносителе I-го контура, а также запаздывающих нейронов из теплоносителя (УДЖГ-08Р, УДЖГ-07Р, УДИН-02Р). Информация от этих устройств позволяет контролировать состояние оболочек твэл работающего реактора и следить за динамикой их разгерметизации.

Таким образом, непрерывный контроль герметичности оболочек твэл осуществляется регистрацией активности продуктов деления в теплоносителе и потока запаздывающих нейтронов.

Метод КГО по запаздывающим нейтронам основан на том, что среди продуктов деления имеются летучие изотопы брома и йода, которые перенасыщены нейтронами и испускают их за время от долей секунды до нескольких десятков секунд.

Радионуклиды ⁸⁷Br (T_1/2 = 55,6 с) и ¹³⁷I(T_1/2 = 24,5 с) успевают за это время выйти из под оболочки твэл в теплоноситель I-го контура реактора. Испускаемые этими изотопами нейтроны с энергией, соответственно, равной E_n = 0,56 МэВ и 0,25 МэВ регистрируются детекторами нейтронов в диапазоне от 10 до 1*10³ нейтр/см², расположенных на всех главных циркуляционных трубопроводах (петлях) первого контура. Используются устройства УДИН-02Р с детектором нейтронов счетчиком СНМ-32 с радиатором (наполнителем) – газом BF₃.

Контроль герметичности оболочек твэл на остановленном реакторе в период перегрузки топлива осуществляется путем проверки поочередно каждой ТВС. На стенде, под давлением вода попадает в негерметичный твэл и насыщается продуктами деления. В последующем, производится измерение удельной активности ¹³¹I в пробе воды из стенда КГО и определяется степень разгерметизации оболочек твэл и принимается решение о дальнейшем использовании ТВС с негерметичными твэл.

Контроль за герметичностью второго защитного барьера - трубопроводов и оборудования I-го контура АЭС осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности в помещениях, где это оборудование находится , а также путем контроля за протечками из первого контура во второй.

Контроль за протечками теплоносителя из первого контура во второй на АЭС с реакторами ВВЭР производится детектированием гамма-излучения на линии продувки парогенераторов (ПГ), на паропроводах и на выхлопе эжекторов.

Контроль активности парогазовой смеси на выхлопе эжекторов ведется по бета-излучению РБГ (¹³³,¹³⁵Xe, ^85mKr, ⁸⁸Kr и др.). На основных паропроводах производится регистрация гамма-излучения.

Контроль за состоянием третьего защитного барьера - контура герметизации помещений реакторного отделения - осуществляется путем измерения газоаэрозольной активности и мощности дозы гамма-излучения в зоне свободного режима и на территории АЭС с помощью системы РКОС (рис. 10.9).

Подсистема РКОС предназначена для получения необходимой информации о состоянии радиационной обстановки в зоне возможного влияния газо-аэрозольных выбросов и жидких сбросов АЭС в зоне наблюдения (ЗН) и санитарно-защитной зоне (СЗЗ) и дозах облучения ограниченной части населения.

Подсистема РКОС осуществляет контроль:

• газо-аэрозольных выбросов в венттрубу и жидких сбросов с АЭС;

• радиационную обстановку на местности, окружающей АЭС.

Помимо стационарных систем и устройств служба контроля радиационной обстановки вокруг АЭС обеспечивается специально оборудованными (рис. 10.10) транспортными средствами (передвижной радиологической лабораторией), предназначенными для отбора проб объектов внешней среды, проведения дозиметрических гамма-спектрометрических измерений непосредственно на местности, а также обслуживание сети постов контроля в районе расположения АЭС.

Р ис. 10.8. Система контроля сетевого теплоносителя СТПК-01. Общий вид

Рис. 10.9. Пост контроля системы РКОС

в зоне наблюдения

Рис. 10.10. Расположение оборудования

на передвижном посту контроля системы РКОС