Королев Датчики и детекторы физико-енергетических установок 2011

Рис. 9.2. Конструкция трубки Гейгера–Мюллера (а) и ее электрическая схема включкения (б)

Время разрешения – интервал между двумя импульсами, которые могут быть зарегистрированы, составляет для различных трубок от десятков до сотен мкс.

Эффективность детектирования α- и β-частиц ограничивается прозрачностью входного окна, а для частиц, попавших в рабочий объем, достигает 100 %.

Эффективность детектирования γ-квантов составляет менее 1 %. Тепловые нейтроны могут быть обнаружены при использовании трубки, заполненной 10ВF3, в которой на один из электродов

нанесен тонкий слой бора.

9.4. Сцинтилляционные детекторы

Сцинтилляционный детектор представляет собой комбинацию сцинтиллятора и фотоэлектронного умножителя (ФЭУ).

Активная частица передает энергию атомам или молекулам сцинтиллятора, приводя их в возбужденное состояние. Их возвращение в основное состояние сопровождается испусканием фотонов (явление флюоресценции), длина волны которых обычно соответствует области между голубым цветом и ближним УФ. Эти кванты улавливаются ФЭУ, на выходе которого появляется импульс.

Для детектирования заряженных частиц применяют сульфид цинка и легкие органические вещества, например антрацен.

γ-Кванты детектируются косвенным образом по сцинтилляции, которую вызывают электроны, высвобождаемые в результате фо-

181

тоэлектрического эффекта и эффекта Комптона веществом сцин-

тиллятора (NaI, CsI).

Детектирование нейтронов проводится с использованием смеси бора 10B и сульфида цинка, при этом сцинтилляция вызывается испущенными α-частицами.

Амплитуда выходного сигнала для данной частицы пропорциональна теряемой ею энергии и зависит от природы частицы.

Длительность сигнала связана с временем жизни возбужденных состояний атомов сцинтиллятора и составляет от нескольких микросекунд (ZnS) до нескольких наносекунд (органические вещества). Она значительно ниже соответствующих характеристик пропорционального счетчика.

Достоинством сцинтилляционных детекторов является высокая доля регистрируемых частиц и высокая эффективность детектирования γ-излучения. Недостатки связаны с использованием ФЭУ.

9.5. Полупроводниковые детекторы

Частица, попавшая в детектор, вызывает в нем ионизацию атомов полупроводникового материала, т. е. образование пар элек- трон–дырка. Для образования одной пары необходимы энергетические затраты порядка нескольких электрон-вольт. Они примерно в 10 раз меньше, чем для ионизации газа, соответственно возрастает выходной сигнал.

Чтобы избежать рекомбинации пары, эти заряды должны высвобождаться в зоне с сильным электрическим полем, которое обеспечит быстрое разделение и сбор носителей, например в зоне p-n-перехода (диода) с обратной поляризацией. Ширина этой зоны

ld определяется выражением ld ≈ ρU , где ρ – удельное сопротив-

ление, U – приложенное обратное напряжение.

Увеличение полезного объема детектора обеспечивается путем расширения обедненной зоны, что приводит к увеличению удельного сопротивления ρ вещества вблизи перехода и к поляризации перехода при действии значительного напряжения обратного знака, хотя и недостаточного для его пробоя.

182

Кроме того, чтобы уменьшить потери энергии частицы в зоне вне p-n-перехода, нужно сделать эту зону очень узкой.

Диод с поверхностным барьером. Переход образуется в ре-

зультате поверхностного окисления кремния n-типа, причем оксидный слой относится к p-типу. На него наносится тонкий золотой электрод (≈200 Å). При этом обедненная зона может простираться на всю глубину слоя кремния (≈1 мм) без какой-либо мертвой зоны как перед ней, так и после нее.

Такой диод используется для детектирования α- и β-частиц.

Диод из кремния или германия, легированного литием. Детектор этого типа изготавливают путем термодиффузии и миграции донорных атомов лития в электрическом поле в кремнии или германии p-типа при одновременной нейтрализации акцепторных примесей. Строгий контроль за процессом позволяет получить диод, содержащий три области:

–область p-типа, в которой литий (n) с избытком компенсирует p-тип исходного полупроводника;

–область i-типа собственной проводимости с высоким удельным сопротивлением, в которой литий в точности компенсирует исходный p-тип;

–область p-типа, не модифицированную литием.

Такой диод, содержащий три указанные области, называется диодом с pin-структурой. Германиевый диод следует использовать исключительно при низкой температуре (77 К), чтобы избежать осаждения лития. Кремниевый диод можно использовать вплоть до 300 К. Описанные диоды находят следующее применение: Si(Li) до 300 К – α- и β-частицы; Si(Li) и Ge(Li) при 77 К – рентгеновское и γ-излучение.

Диод на основе германия высокой чистоты. Можно получить германий с очень низкой концентрацией примесей и, следовательно, с высоким удельным сопротивлением. Очень узкая (0,4 мкм) область n-типа образуется имплантацией донорных ионов. Обедненная зона может занимать весь объем германия p-типа и простираться на глубину до нескольких сантиметров. Такой датчик пригоден для использования при комнатной температуре для детектирования рентгеновского и γ-излучения. Схема включения датчика показана на рис. 9.3.

183

К достоинствам полупроводниковых детекторов относятся малые размеры, прочность, линейность характеристики, высокое быстродействие (до 10-9 с).

Рис. 9.3. Схема включения датчика

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ К ГЛАВЕ 9

1.Какие виды радиоактивного излучения вы знаете?

2.Что такое активность радиоактивного материала? В каких единицах она измеряется?

3.Что такое экспозиционная доза излучения? В каких единицах она измеряется?

4.Дайте определение мощности экспозиционной дозы радиоактивного излучения. В каких единицах она измеряется?

5.Что такое поглощенная доза излучения? В каких единицах она измеряется?

6.Дайте определение мощности поглощенной дозы радиоактивного излучения. В каких единицах она измеряется?

7.Что такое эквивалентная поглощенная доза излучения? В каких единицах она измеряется?

8.Дайте определение эквивалентной мощности поглощенной дозы радиоактивного излучения. В каких единицах она измеряется?

9.Какие режимы работы различают в детекторах на основе ионизации газа? От чего зависят эти режимы?

10.Что такое ионизационная камера?

11.Что такое пропорциональный счетчик?

12.В каком режиме работает счетчик Гейгера–Мюллера?

13.Какие трудности возникают при регистрации альфа-частиц?

14.Какие трудности возникают при регистрации нейтронов?

15.На каком принципе работает сцинтилляционный детектор?

16.Как работает полупроводниковый детектор?

17.Какие преимущества имеют полупроводниковые детекторы перед газовыми детекторами?

184

10. ДЕТЕКТОРЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В СИСТЕМАХ КОНТРОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Современные атомные электростанции характеризуются большими величинами вырабатываемой мощности электрической энергии, что сопровождается увеличением геометрических размеров активной зоны реактора. Это приводит к появлению пространственной неустойчивости распределения энерговыделения по активной зоне и различного типа колебаний и флуктуаций мощности в различных областях активной зоны, что предъявляет повышенные требования к системам контроля, регулирования и защиты.

Экономические соображения заставляют сокращать запасы между текущими и максимально допустимыми значениями основных технологических характеристик реактора и, в первую очередь, температуры стенок твэлов. Поэтому требование надежного контроля за распределением энерговыделения по активной зоне энергетического реактора диктуется как соображениями теплотехнической надежности, так и требованиями ядерной безопасности АЭС.

При построении системы контроля энерговыделения реактора необходимо учитывать следующие факторы.

Во-первых, количество тепловыделяющих сборок в мощных реакторах достигает нескольких тысяч. Это делает практически невозможным оснащение всех сборок средствами для определения мощности и прежде всего теплотехническими средствами.

Во-вторых, с учетом подобия в распределениях различных характеристик реактора, зависящих от уровня и распределения тепловой мощности, оказалось возможным в ряде случаев избежать прямых теплотехнических измерений. Отказ от массовых теплотехнических измерений по реактору определяется в основном двумя соображениями: отсутствием надежных малогабаритных измерителей паросодержания в кипящем теплоносителе и трудностью создания малогабаритных расходомеров, тем более что возможно построить распределение мощностей по тепловыделяющим сборкам из известных распределений плотности потока нейтронов или плотности генерации энергии γ-квантами.

185

Детекторы можно размещать вне реактора (внешние) и в пределах активной зоны (внутриреакторные).

Внешние детекторы имеют одно неоспоримое преимущество: простота обслуживания, допускающая относительно легкую замену отказавшего детектора. Внешний детектор потока нейтронов располагается на некотором расстоянии от реактора и поэтому вырабатывает сигнал, пропорциональный величине, проинтегрированной по всему объему или по некоторой области объема активной зоны. Это означает, что он вырабатывает сигнал, зависящий от средней мощности реактора. Таким детектором может быть зарегистрирована только существенная азимутальная неоднородность в распределении плотности потока нейтронов.

Внутриреакторные детекторы более правильно отражают состояние реактора. И, наконец, при исследовании быстропротекающих процессов, когда необходимо учитывать время прохождения возмущения по реактору, внутриреакторные детекторы, запаздывание которых известно, также предпочтительнее.

Таким образом, система контроля за распределением энерговыделения по активной зоне энергетического реактора может состоять из некоторого количества внутриреакторных детекторов, преимущественно детекторов плотности потока нейтронов. Количество детекторов находится как оптимум, удовлетворяющий требованиям получения искомых величин с заданной точностью и не вызывающий заметных усложнений в проведении основного технологического процесса в реакторе. Измерительно-вычисли- тельный комплекс, позволяет восстановить поле энерговыделения по известному алгоритму с учетом полученных с помощью этих детекторов реперных значений.

Основные реакторы на тепловых нейтронах, используемые для АЭС – это водо-водяные (кипящие и с водой под давлением), реакторы с графитовым замедлителем, охлаждаемые водой или газом, и тяжеловодные реакторы с охлаждением обычной водой, тяжелой водой или газом. Характерными параметрами таких реакторов, определяющими условия эксплуатации детекторов, являются плотности потока нейтронов порядка 1017–1018 нейтр/(мг• с) и рабочие температуры ~300–400 °С, а для реакторов с жидким замедлителем

~700 °С.

186

Срок службы внутриреакторных детекторов, предназначенных для энергетических реакторов, должен быть больше времени между остановками для перегрузки топлива. Это время определяется особенностями индивидуального реактора, однако опыт работы систем контроля энерговыделения (СКЭ) на ряде реакторов показывает, что надлежащим выбором конструкции и материалов детектора, а также расположением детектора в активной зоне можно свести к минимуму поправку на несоответствие скорости выгорания топлива в твэлах и материала чувствительного элемента детекторов.

Применение СКЭ повышает энерговыработку реактора из-за уменьшения неоправданных запасов между текущими и предельными значениями температуры оболочек твэлов, увеличения времени безаварийной работы и сокращения времени на вывод реактора на проектную мощность после останова. Расходы на внедрение такой системы довольно быстро окупаются.

СКЭ дают возможность надежно и оперативно контролировать распределение энерговыделения и могут вырабатывать сигналы для регулирования средней мощности реактора и зонного регулирования, а также для системы защиты реактора.

10.1. Внешний контроль энерговыделения

Системой внешнего контроля энерговыделения называется система контроля с использованием детекторов, расположенных вне корпуса реактора. Это самые старые системы, которые пока еще применяются на всех АЭС и, по-видимому, будут еще долго разрабатываться на основе современных схемных решений и элементов и применяться для решения частных задач контроля.

Системы внешнего контроля применяются для:

1)oпeративного контроля средней мощности реактора;

2)автоматического управления и защиты реактора;

3)оперативного контроля за изменением мощности и реактивности реактора;

4)качественной (приблизительной) оценки распределения энерговыделения на периферии активной зоны;

187

5) прогнозирования состояния реактора в целом в отношении его энерговыработки, устойчивости и предпосылок изменения режима теплосъема.

Системы внешнего контроля используют следующие способы контроля энерговыделения:

1)теплотехнический способ измерения мощности реактора;

2)нейтронный способ контроля мощности реактора. Теплотехнический способ измерения мощности реактора и при

возможности отдельных тепловыделяющих сборок – простейший и не требует создания специальной аппаратуры для реакторов, в которых агрегатное состояние теплоносителя не меняется при прохождении его через реактор. Тепловая мощность в этом случае определяется но измеренным расходам и разности теплосодержания теплоносителя в пределах активной зоны реактора.

Теплотехнический способ контроля, основанный на измерениях расхода теплоносителя относится к прямым способам контроля. Для определения общей мощности реактора этот способ позволяет проводить абсолютные измерения с максимально допустимой погрешностью ±4 %, однако практическое его применение сопряжено со значительными трудностями, которые не позволяют широко его использовать.

Основные недостатки способа – его инерционность и ограниченность диапазона измерений. Для реакторов с кипящим теплоносителем он не дает возможности определить место закипания теплоносителя.

Нейтронный способ контроля мощности реактора получил наибольшее распространение. Он относится к косвенным способам. Преимущество данного способа состоит в том, что непосредственно регулируемым параметром реактора является плотность потока нейтронов. Токовые ионизационные камеры применяют для контроля реактора в рабочем и промежуточном диапазоне мощности, а импульсные ионизационные камеры (или счетчики) – для пуска реактора. Это обусловлено тем, что уровень плотности потока нейтронов при выводе реактора из подкритического состояния на проектную мощность изменяется примерно в I09 раз.

Ионизационные камеры для регистрации нейтронов имеют так называемый радиатор – материал, вступающий в реакцию с ней-

188

троном с образованием заряженной частицы, способной ионизировать газ ионизационной камеры. Выпускаемые в СССР ионизационные камеры разделяются на три серии [5]:

КН - камеры с газообразным радиатором; КНТ - камеры с радиатором в виде твердого покрытия электро-

дов; КНК - камеры, скомпенсированные к γ-фону, с газообразным

или твердым радиатором.

Обычно в качестве радиатора применяются материалы, содержащие 10В, 3Не, 235U или так называемую «невыгорающую смесь» из двух или трех изотопов, в которой выгорание одного из компонентов смеси компенсируется образованием другого.

Для наилучшего слежения за общей или средней мощностью реактора ионизационные камеры следует располагать на расстоянии от активной зоны, равном нескольким диаметрам последней: в этом случае соблюдаются условия так называемой точечной геометрии измерений, когда особенностями распределения энерговыделения по объему активной зоны реактора можно пренебречь. Но активные зоны современных энергетических реакторов, особенно с графитовым замедлителем, имеют большие размеры, поэтому плотность потока нейтронов, измеряемая камерой, в этом случае была бы слишком малой для надежной работы камеры и измерительной системы, в состав которой входит эта камера. Кроме того, расположение камеры на расстоянии 10–20 м от активнойзоны приводит к значительным конструкционным затруднениям. Поэтому камеры приходится размещать вблизи активной зоны, компенсируя неоднородность условий, в том числе и азимутальную неоднородность распределения плотности потока нейтронов на периферии реактора, установкой нескольких камер в количестве, достаточном для усреднения плотности потока нейтронов. Ближе всего к активной зоне располагают пусковые камеры, наиболее удалены камеры, предназначенные для работы на номинальном уровне мощности.

Внезонное расположение детекторов не дает однозначной связи между мощностью реактора и показаниями детекторов, что вызвано возможностью «затенения» детекторов органами регулирования и значительными градиентами в распределении плотности потока

189

нейтронов в реакторе, так как внезонные детекторы работают фактически на нейтронах утечки.

Использование внезонных детекторов не позволяет осуществлять зонное регулирование, то есть исключает возможность поддержания в течение кампании оптимального распределения энерговыделения по объему активной зоны реактора, которое обеспечивает безопасную эксплуатацию реактора с максимальной экономичностью.

10.2. Внутриреакторный контроль распределения плотности энерговыделения

Внутриреакторный контроль распределения плотности энерговыделения также является косвенным способом.

Косвенные способы определения энерговыделения связаны с измерением числа делений. При делении 235U ядро расщепляется на два приблизительно равных осколка, при этом устанавливается баланс энергии:

Для регистрации энергии, выделяемой в процессе деления, можно использовать мгновенные γ-кванты и нейтроны деления, число которых пропорционально числу делений, а следовательно, и выделяющейся при этом энергии. Использовать для этой цели другие осколки деления практически невозможно.

Косвенные методы измерения энерговыделения инерционны, что связано с вкладом энергии, выделяющейся при распаде продуктовделения в общее энерговыделение реактора.

Непрерывный контроль распределения плотности энерговыделения может быть реализован при наличии внутриреакторных де-

190