Способ калибровки счетного канала реактиметра

Авторы патента:

G21C17/00 - Контроль; проверка (измерение вообще G01)

Владельцы патента RU 2560531:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала. В качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, а в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе. Для калибровки выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 10⁶÷10⁷ имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. В случае отклонения во времени этого значения изменяют второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции перемещения органа управления и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления. Технический результат - повышение точности калибровки, упрощение процесса калибровки и сокращение времени на ее проведение.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов.

Одной из важных характеристик, определяющих динамику ядерного реактора, является реактивность реактора, значение которой несет информацию о происходящих в реакторе процессах - разгоне реактора, работе на постоянном уровне мощности или остановке реактора. Современными приборами, предназначенными для измерения реактивности, являются цифровые реактиметры, и качество их калибровки определяет точность измерения нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов.

Известен способ калибровки счетного канала реактиметра, реализованный в устройстве [патент RU 2193245, 20.11.2002], включающий выбор уровней дискриминации счетного канала. Недостатком способа является отсутствие алгоритма регулирования уровней дискриминации, ввиду чего низка точность калибровки.

Наиболее близким к предлагаемому изобретению является способ калибровки счетного канала реактиметра [патент RU №2379710, 20.01.2010], включающий размещение гамма- детекторов, подключенных к счетному каналу реактиметра, в зоне излучения гамма- источников и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала в соответствии с мощностью гамма-источников.

В прототипе увеличена точность калибровки по сравнению с аналогом, за счет подстройки уровней дискриминации при различной мощности гамма-излучения. Однако, ввиду того, что амплитудный спектр импульсов тока спектрометрического усилителя реактиметра, формируемый в прототипе под воздействием гамма-излучения, отличается от аналогичного амплитудного спектра, формируемого под воздействием нейтронов в ядерном реакторе, точность калибровки остается недостаточной для измерения реактиметром реактивности ядерного реактора.

Предлагаемым изобретением решается задача повышения точности калибровки за счет использования при калибровке реального потока нейтронов в ядерном реакторе вместо имитирующего этот поток излучения гамма-источников, а также упрощения процесса калибровки и сокращения времени на ее проведение за счет исключения промежуточной калибровки с использованием гамма-источников.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе калибровки, включающем размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала, в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе, при этом калибровку проводят следующим образом: выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 10⁶÷10⁷ имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации, а в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации, затем повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Признаки, отличающие предлагаемый способ от наиболее близкого к нему известного способа по патенту RU №2379710:

- в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность;

- в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе;

- выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 10⁶÷10⁷ имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности;

- контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации;

- в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации;

- повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет устранено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Вышеуказанные признаки позволяют повысить точность калибровки за счет использования при калибровке реального потока нейтронов в ядерном реакторе вместо имитирующего этот поток излучения гамма-источников, упростить процесс калибровки и сократить время на ее проведение за счет исключения промежуточной калибровки с использованием гамма-источников.

Калибровка счетных каналов реактиметра производится следующим образом.

Подключают к счетному каналу реактиметра детектор на основе импульсной урановой камеры деления, контролирующей нейтронный поток в ядерном реакторе. Выставляют величину уровней дискриминации реактиметра, например, в соответствии со значениями, указанными в [патент RU №2240609, 20.11.2004], d₁=(0,3÷0,5)U_н, d₂=1,6U_н, d₃=2,56U_н, где U_н - номинальная амплитуда импульса, поступающего со спектрометрического усилителя на вход дискриминатора. Перемещают регулирующие мощность реактора органы управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. Отклонение во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, свидетельствует о том, что счетный канал нелинеен относительно изменения плотности нейтронного потока в реакторе. А именно, счетный канал недосчитывает некоторое количество импульсов за счет совпадения некоторых импульсов во времени при высокой скорости счета. Для того чтобы скомпенсировать просчеты импульсов, в реактиметре ПВР-7 применяется трехуровневая дискриминация, по аналогии с описанной в [патент RU №2165674, 20.04.2001], при которой конечная скорость счета вычисляется по правилу n₁+2n₂+3n₃, где n₁, n₂, n₃ - соответствующие скорости счета с первого (d₁), второго (d₂), и третьего (d₃) дискриминаторов. Таким образом, при уменьшении реактивности от ее установившегося значения после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации для компенсации недосчитанных импульсов. Отклонение реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, говорит о том, что второй и третий уровни дискриминации занижены, из-за чего происходит пересчет импульсов, для компенсации которого увеличивают второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции снижения мощности при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Для практической реализации предлагаемого способа в качестве детектора может быть использована урановая камера деления КНМ с подвеской ПИК-24-1 и реактиметр ПВР-7, выпускаемый ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова».

Практическая реализация предлагаемого способа предполагает, что калибровка проводится в условиях, когда влияние на показания реактиметра пространственных эффектов реактивности, обратных связей по реактивности и постоянных источников нейтронов пренебрежимо мало.

Способ калибровки счетного канала реактиметра, включающий размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала, отличающийся тем, что в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе, при этом калибровку проводят следующим образом: выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 10⁶÷10⁷ имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации, а в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации, затем повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество.

Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления // 2549544

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса.

Устройство для регистрации ядерных излучений для систем управления и защиты ядерных реакторов "подвеска ионизационной камеры" // 2549177

Изобретение относится к устройству контроля ядерных реакторов, которые осуществляют преобразование плотности потока тепловых нейтронов (ППТН) и потока гамма-квантов в выходные электрические сигналы на всех режимах работы реакторной установки.

Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 // 2534045

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых корпусов реакторов ВВЭР-1000. В способе прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы.

Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора // 2526856

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе // 2524683

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.

Ампульное облучательное устройство // 2515516

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к облучательным устройствам и тепловыделяющим сборкам для реакторных испытаний топливных образцов, а также модельных твэлов в исследовательском реакторе, и может быть использовано при разработке и обосновании конструкций твэла для энергетических реакторов.

Способ неразрушающего контроля технического состояния графитовой кладки уран-графитовых ядерных реакторов // 2510682

Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и может быть использовано при неразрушающем контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК.

Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны // 2508571

Изобретение относится к способам диагностики активной зоны ядерного реактора. В способе тестирования подкритических физических свойств активной зоны используется ванадиевый самоприводной контрольно-измерительный прибор активной зоны в канальной сборке для измерения распределения мощности.

Способ измерения эффективности стержней регулирования реакторной установки // 2507615

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности одного или групп стержней регулирования реакторных установок (РУ) в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений в режимах доброса.

Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков // 2565249

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов. Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков включает ввод термодатчика в канал термоконтроля, содержащий наконечник меньшего диаметра с посадочным гнездом и нагрев чувствительного элемента путем пропускания через термоэлектроды импульса электрического тока. Длительность нагрева выбирают не больше чем показатель тепловой инерции термодатчика. Регистрируют термограмму расхолаживания. При вводе термодатчика создают дополнительное термосопротивление между его рабочим концом и посадочным гнездом путем фиксации рабочего конца в положении «недосыл» до посадочного гнезда. Регистрацию показаний термодатчика ведут как в процессе нагрева, так и в процессе последующего самопроизвольного охлаждения чувствительного элемента, при этом осуществляют «досыл» рабочего конца до посадочного гнезда. Технический результат - получение достоверных данных о качестве монтажа внутриреакторных термодатчиков. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Система многопараметрического непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции // 2574578

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла. Система содержит датчики контроля параметров целостности металла, деформации, давления, температуры, ускорения, перемещения и расчетный модуль. Все датчики соединены каналами связи с модулем сбора и первичной обработки данных, связанным с блоком хранения и передачи данных с установленным на нем программным обеспечением, позволяющим осуществлять дистанционно в автоматическом режиме управление системой. Расчетный модуль включает трехмерную конечно-элементную модель и выполнен с возможностью сопоставления данных мониторинга образования и развития дефектов эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции в режиме реального времени с текущим состоянием оборудования и эксплуатационными режимами его работы. Расчетное ядро трехмерной конечно-элементной модели выполнено с возможностью калибровки по данным измерений, полученных дополнительно с контрольных датчиков, установленных в критических зонах. Контрольные датчики параметров целостности металла, деформации, температуры выполнены высокотемпературными. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода // 2583893

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы. Параметры эталонного имитатора течи задают перед каждой проверкой работоспособности системы в виде величин массового расхода и местоположения течи. Рассчитывают временной и температурный режимы теплового воздействия на каждый первичный преобразователь температуры системы при течи с заданными эталонным имитатором параметрами. Проводят тепловое воздействие на каждый первичный преобразователь температуры с соблюдением рассчитанных временного и температурного режимов. Регистрируют воспроизведенные системой параметры эталонного имитатора. Сравнивают их с заданными параметрами эталонного имитатора течи и признают систему работоспособной при условии совпадения указанных параметров в пределах допустимых нормированных погрешностей. Технический результат- повышение достоверности и точности диагностики. 2 табл.

Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников радиационной, химической и взрывопожарной опасности в герметичных обитаемых объектах, преимущественно подводных лодках, и комплексная система для его осуществления // 2596063

Изобретение относится к области методов и средств обеспечения радиационной, химической и взрывопожарной безопасности подводных лодок. Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников опасности в герметичных обитаемых объектах заключается в том, что предварительно выполняют описание объекта контроля. Устанавливают реперные параметры и вещества предаварийных состояний источников опасности и моделируют их пространственное распределение на объекте для различных режимов работы технических средств и оборудования. Выделяют на объекте сигнальные зоны технологического, предаварийного, аварийного и поставарийного контроля. Размещают на контролируемом объекте комплексную систему контроля из базовых модулей и блоков. Измеряют реперные параметры предаварийных состояний технических средств, оборудования и газовоздушной среды. Проводят идентификацию состояния технических средств, оборудования и газовоздушной среды. Заявленный способ реализуется с помощью комплексной системы контроля по смешанной многоуровневой радиально-кольцевой схеме и включает совокупность локальных отсечных подсистем по числу отсеков контролируемого объекта. Технический результат: обеспечение надежного и достоверного контроля предаварийных состояний технических средств и оборудования объекта. 2 н.п. и 8 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 табл.

Установка для определения выхода летучих веществ из тяжелого жидкометаллического теплоносителя в газовую среду // 2600732

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа. Установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя. Емкость в нижней части снабжена патрубками подвода и отвода теплоносителя. Патрубки соединены соответственно с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя. Петля циркуляции теплоносителя снабжена контейнером с исследуемым веществом, датчиком активности кислорода, массообменником, фильтром и нагревательными элементами для упомянутых элементов петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа снабжена барботером и адсорбером, расположенными после холодильника. Изобретение позволяет повысить точность исследований. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов // 2604109

Изобретение относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток. В заявленном способе обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов контролируемый цилиндрический объект перемещают через позицию контроля, где освещают боковую поверхность объекта N пучками света, которые формируют на контролируемой поверхности N световых полос, образующих замкнутую по периметру объекта световую полосу. Световые полосы располагаются в одной плоскости, перпендикулярной продольной оси объекта и лежащей под углом α к направлениям освещения. Изображения полос регистрируются N матричными фотоприемниками, оптические оси которых лежат в плоскости световых полос. В аналитическом устройстве по отклонениям положения изображений полос от номинального положения определяют наличие дефектов поверхности и принимают решение о годности объекта по критериям: глубина, длина и площадь дефектов. Технический результат - повышение производительности контроля поверхности цилиндрических объектов. 3 з.п. ф-лы, 7 ил.

Внутризонная измерительная сборка в канале // 2609154

Изобретение относится к внутриреакторным средствам контроля параметров ядерного реактора. Автономная встроенная внутризонная измерительная сборка в канале для контроля уровней температуры и излучения вокруг сборки ядерного топлива передает выходные сигналы беспроводным способом на удаленный пункт. Внутризонная измерительная сборка в канале активируется кратковременным облучением внутри активной зоны реактора и остается активной после удаления тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора. Технический результат – непрерывное обеспечение возможности удаленного контроля без внешнего источника энергии тепловыделяющей сборки, когда она переносится в удаленный пункт или хранится там. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 12 ил.

Герметизация трещин в бассейне атомной электростанции // 2611613

Изобретение относится к герметизации трещины в стенке бассейна атомной электростанции, а именно способу герметизации шва и мобильному роботу, оснащенному размотчиком клейкой ленты, который содержит головку, прижимающую клейкую ленту к стенке. Для осуществления герметизации шва управляют множеством отсасывающих систем робота, содержащих присоски, причем указанное множество отсасывающих систем содержит первую отсасывающую систему и по меньшей мере вторую отсасывающую систему. При этом размотчик механически интегрирован с первой отсасывающей системой, выполненной с возможностью перемещения относительно второй отсасывающей системы для регулирования положения головки размотчика и клейкой ленты, которую наносят на шов. И управляют перемещением первой отсасывающей системы относительно второй отсасывающей системы. При этом клейкую ленту размотчика наносят на шов при перемещении первой отсасывающей системы относительно второй отсасывающей системы. Изобретение позволяет наклеивать ленту в труднодоступных местах, на острых краях и при этом на протяженных участках. 3 н. и 11 з.п. ф-лы, 8 ил.

Усовершенствованная нейтронная система // 2621968

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.

Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок // 2622107

Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок. В заявленном способе ОТВС помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с ОТВС и прокачивают газовый теплоноситель с отходящими из ОТВС радиоактивными газами и парами остаточной влаги по замкнутому циркуляционному контуру последовательно через аэрозольный фильтр, селективный к йоду фильтр, барботер, заполненный раствором щелочи, и измерительную камеру. Отделяют радионуклиды 137Cs на аэрозольном фильтре, 129I - на селективном фильтре, 14С и остатки 129I - в щелочном растворе барботера. Далее проводят бета-радиометрические измерения 85Kr в газовом теплоносителе, сравнивают измеренные значения активности радионуклидов 85Kr с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов отработавших тепловыделяющих сборок и определяют герметичность оболочек твэлов ОТВС. Техническим результатом является повышение точности определения объемной бета-активности 85Kr в газовом теплоносителе нагретой ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 пр.