Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора. Заявленный способ включает перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на эти перемещения, измерение интенсивности гамма-излучения. Расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению Qэф(t)≈kγ·γd(t), где γd(t) - интенсивность гамма-излучения; kγ - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента. В качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления. Интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока. Использование заявленного способа позволяет получить достоверные результаты величины эффективной интенсивности источника нейтронов без периодического повторения операций по перемещению стержней регулирования, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора, и тем самым уменьшает объем ядерноопасных работ. 2 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке таких важных параметров подкритического ядерного реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.

Измерения реактивности были и остаются основными измерениями, выполняемыми как на критических сборках, так и на энергетических реакторах. Это связано с тем, что изменение нейтронной мощности реактора во времени определяется его реактивностью. Поэтому для обеспечения ядерной безопасности необходим непрерывный контроль реактивности ядерного реактора на остановках, в том числе в процессе перегрузки топлива и при выполнении регламентных ремонтных работ.

В тех случаях, когда вариация реактивности реактора не приводит в заданных пределах к изменениям: 1) эффективной интенсивности источников нейтронов и 2) эффективности детекторов, связь между эффективным коэффициентом размножения подкритического реактора и скоростью счета детектора нейтронов имеет вид (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004):

где кэф - эффективный коэффициент размножения ядерного реактора;

Nd - скорость счета детекторов нейтронов в ядерном реакторе;

Qэф - эффективная интенсивность источника нейтронов ядерного реактора.

Таким образом, определив в результате эксперимента эффективную интенсивность источника нейтронов, в дальнейшем задача измерения реактивности ядерного реактора сводится к определению кэф с использованием измеренного значения Qэф.

Известен способ одновременного и независимого определения величины источника нейтронов и реактивности [Могильнер А. И., Фокин Г.Н., Чайка Ю.Б., Кузнецов Ф.М. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. - Атомная энергия, 1974, т.36, вып.5, с.358], заключающийся в том, что эффективную интенсивность источника нейтронов реактора определяют в результате сравнения скорости счета детектора нейтронов критического или слегка надкритического (период больше 200 с) реактора со скоростью счета того же реактора, в который в момент времени t=0 введен поглотитель. Однако применение этого способа технически затруднено, поскольку для его реализации необходимо выводить ядерный реактор в критическое состояние.

Известен способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки, принятый в качестве прототипа (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004). Qэф по этому способу рассчитывают на основании измеренного с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на ввод в активную зону ядерного реактора отрицательной реактивности. При этом время ввода отрицательной реактивности не должно превышать 5 с, суммарная эффективность вводимых стержней должна быть больше 1%, суммарное время измерения скорости счета детектора нейтронов должно быть не менее 300 секунд, а время измерения до начала сброса стержней регулирования 10÷20 секунд. В исходном стационарном состоянии до сброса стержней эффективный коэффициент размножения (кэф) должен находиться в следующем диапазоне 1>кэф>0.95.

Способ, взятый за прототип, позволяет определять эффективную интенсивность источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, однако его реализация связана с определенными технологическими и техническими проблемами:

- необходимость извлечения с последующим вводом в активную зону значительной части регулирующих стержней с целью создания достаточного возмущения нейтронного потока;

- предполагается, что Qэф не изменяется в течение времени. Однако, вследствие уменьшения интенсивности генерации фотонейтронов в течение нескольких суток после заглушения ядерного реактора, эффективная интенсивность источника нейтронов значительно изменяется (более 1.5 раз), поэтому с целью повышения достоверности оценки состояния ядерного реактора, а следовательно, безопасности, эксперимент по определению Qэф необходимо периодически повторять, что связано с увеличением объема ядерно-опасных работ.

Задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерного реактора и уменьшение объема ядерно-опасных работ, связанных с извлечением при экспериментах по определению Qэф значительной части регулирующих стержней, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора.

Поставленная задача решается тем, что в способе определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, содержащего облученное ядерное топливо, включающем перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика на эти перемещения, дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения, а расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению

где γd(t) - интенсивность гамма-излучения;

kγ - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента.

В качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления.

Интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока.

Пример применения данного способа для измерения реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора во время длительной остановки продолжительностью ˜14 суток.

Через сутки после остановки реактора проводят калибровочный эксперимент, при котором выполняют сброс стержней регулирования, определяют с помощью импульсных камер деления КНТ-31 отклик нейтронного поля на это возмущение и далее рассчитывают значения Qэф и кэф. В калибровочном эксперименте Qэф и кэф составили 22.5 импульс/с и 0.955 соответственно.

Далее проводили измерение интенсивности гамма-излучения с помощью камер деления КНТ-31, переключенных по схеме регистрации интегрального тока. Мощность дозы гамма-излучения составила γd≈50 Р/с.

На основании полученных данных определяют коэффициент kγ:

К примеру, на 8-е сутки после остановки реактора измеряли скорость счета камер деления КНТ-31. К этому времени она снизилась до 450 импульс/с. Камеры деления КНТ-31 переключили по схеме регистрации интегрального тока и измерили γd(8)≈26 P/c. Значение эффективной интенсивности источника нейтронов, рассчитанное по соотношению (2), составило

Qэф(8)≈kγ·γd(8)=0.45·26=11.7 импульс/с,

Значение эффективного коэффициента размножения вычисляют по формуле (1):

Достоверность полученных значений Qэф и кэф подтверждена в повторном калибровочном эксперименте, проведенном на 8-е сутки после остановки реактора.

Таким образом, использование предлагаемого способа позволяет получить достоверные результаты величины эффективной интенсивности источника нейтронов без периодического повторения операций по перемещению стержней регулирования, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора, и тем самым уменьшает объем ядерно-опасных работ.

1. Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, содержащего облученное ядерное топливо, включающий перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на эти перемещения и расчет искомой величины, отличающийся тем, что дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения, а расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению

Qэф(t)≈kγ·γd(t),

где γd(t) - интенсивность гамма-излучения;

kγ - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для проверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров).

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности стержней регулирования реакторных установок (РУ) атомных станций, критсборок, исследовательских реакторов в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений.

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся, а также элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности ядерных реакторов и критических сборок, именуемых далее ЯУ (ядерные установки), и может быть использовано в дальнейшем при оценке таких основных параметров подкритического реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.

Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок. .

Изобретение относится к средствам оперативного контроля реактивности ядерного реактора при широком диапазоне изменения нейтронного потока. .

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к контролю состояния ядерного реактора с водяным теплоносителем и замедлителем при пуске. .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ)

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ)

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V·γ, где V - значение мощности реактора в относительных единицах, γ - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций. Перемещением рабочего органа системы регулирования и защиты ядерного реактора реактор переводят из состояния, близкого к критическому, в подкритическое состояние. Эту операцию производят дважды, причем одно перемещение выполняют со скоростью движения стержней V1, а другое - со скоростью V2(V1≠V2). По сигналам детектора, используемого для контроля потока нейтронов в реакторе, зарегистрированным на интервале движения рабочего органа в каждом из перемещений, и значениям реактивности, полученным решением обращенного уравнения кинетики, вычисляют коэффициент неравномерности распределения потока нейтронов в области активной зоны, формирующей сигнал детектора; вычисляют поправку к реактивности, устраняющую методическую погрешность определения эффективности рабочего органа, обусловленную пространственным эффектом реактивности. Технический результат - повышение точности определения эффективности рабочего органа. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. С помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока от ее расстояния до источника нейтронов. Задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности. Технический результат - увеличение точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС). Способ контроля параметров ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС заключается в том, что поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора, временной ряд моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка, коэффициенты которого связаны с реактивностью согласно уравнению кинетики и оцениваются по отсчетам детектора. Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности БВ ХОЯТ АЭС. 9 з.п. ф-лы.
Наверх