Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы

Изобретение относится к области физики ядерных реакторов. Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в РС заключается в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, проводят измерения плотности потока нейтронов, формируют систему из PC и ИН, проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC. ИН располагают вне PC в области, где влияние ИН на PC приводит к умножению нейтронов источника размножающей сборкой, производят измерение суммарной плотности Сизм потока нейтронов системой из PC и стороннего ИН. При различных расстояниях х от ИН до детектора КК строят зависимость Сизм(х). Интерполируют зависимость Сизм(х), по точкам, где минимально число нейтронов от PC, на точки вблизи от PC. Получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН. Рассчитывают плотность потока нейтронов Сист(х), попавших в PC от ИН, коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением. Изобретение позволяет контролировать ядерную безопасность РС в условиях, когда состояние РС с точки зрения ядерной безопасности неизвестно. 1 ил.

 

Данное изобретение относится к области физики ядерных реакторов и предназначено для экспериментального исследования физических характеристик реакторов и других размножающих систем (PC), в частности, может применяться для обоснования ядерной безопасности при использовании компактных ядерных реакторов, в частности, аварийных. Конкретно, предполагаемое изобретение относится к способам оценки критического состояния PC, имеющей активную зону из делящегося материала (ДМ) (часть реактора, либо PC, содержащая ДМ, является активной зоной), как при наличии наружного отражателя, так и без него, в ситуации, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо.

Известен способ оценки критического состояния PC [Практическое руководство по экспериментальной физике реакторов: пер. с анг. - Москва: Атомиздат, 1965. - 326 с. 1], основанный на определении коэффициента размножения на мгновенных нейтронах методом пульсирующего источника, который требует наличия сложного специфического оборудования, а также датчиков и контрольной аппаратуры с высоким временным разрешением и высокой эффективностью.

Известен классический способ оценки критического состояния PC (контроля состояния PC) с активной зоной из ДМ и источником нейтронов (ИН) внутри активной зоны [Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов: пер. с анг. - Москва: Атомиздат, 1967. - 428 с. 2] (прототип), основанный на измерении Q - коэффициента умножения размножающей системой нейтронов, генерируемых ИН. Q определяется путем вычисления отношения измеренной суммарной плотности потока нейтронов, генерируемых как ИН, так и вызванных процессом делений нейтронов в PC, к измеренной плотности потока нейтронов, генерируемых только ИН.

Коэффициент умножения Q определяется по формуле (1)

где S1 - суммарная плотность потока нейтронов, испускаемых ИН и генерируемых сборкой (PC) в процессе делений нейтронов в PC;

S - плотность потока нейтронов, генерируемых только ИН.

Путем сравнения Q с единицей (нет процессов деления) может быть сделана оценка состояния PC с точки зрения ядерной безопасности PC.

Недостаток способа состоит в том, что он может быть использован только в случае, когда заданы исходные параметры размножающей системы, а также расположенного внутри PC ИН. Оценка безопасности системы в этом случае производится достаточно просто путем расчета и сравнения.

Существует техническая проблема, состоящая в том, что в ситуации, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо, исключена возможность оценки состояния PC посредством определения коэффициента умножения нейтронов из-за невозможности размещения ИН внутри PC, и, также, невозможности приближения к PC в силу ее большой гамма - активности.

Технический результат заключается в том, что обеспечена возможность контроля ядерной безопасности PC в условиях, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо.

Технический результат достигается тем, что в отличие от известного способа оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала (ДМ) путем определения коэффициента умножения в размножающей системе нейтронов, генерируемых источником нейтронов (ИН), заключающегося в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, обеспечивающий детектирование потока нейтронов; располагают ИН в заданном положении относительно положения детектора КК; проводят измерения плотности потока нейтронов, испускаемых ИН; формируют систему из PC и ИН, расположенного внутри PC, в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, испускаемого системой из PC и ИН; по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения в PC нейтронов, генерируемых ИН, Q, по которому оценивают ядерно-опасное состояние PC, в предложенном способе ИН располагают вне PC; производят измерение суммарной плотности Сизм(х) потока нейтронов, испускаемого сформированной в заданном положении относительно положения детектора КК системой из PC и ИН, при различных расстояниях х от ИН до детектора КК; строят зависимость Сизм(х); интерполируют зависимость Сизм(х) по точкам х, где минимально число нейтронов, размноженных PC, на точки х вблизи от PC, и получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН; рассчитывают плотность потока нейтронов Cист.(x), попавших в PC от ИН; коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением

где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;

Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;

Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН.

Для того, чтобы оценить ядерную безопасность неизвестной PC стандартными методами, нужно определить коэффициент умножения нейтронов PC, т.е. разместить ИН с заданными параметрами внутрь PC, для чего необходимо проделать отверстие в PC, что проблематично при высокой степени гамма-активности исследуемого объекта. В предлагаемом способе исключена необходимость размещения ИН внутри PC. ИН расположен вне PC и является сторонним относительно PC. Для получения искомого коэффициента умножения ИН приближается к PC постепенно вдоль координаты х и в каждой точке х путем обработки полученной информации в соответствии с формулой (2) оценивается величина коэффициента умножения PC нейтронов, генерируемых ИН, и принимается решение о возможности дальнейшего приближения ИН к PC путем сравнения Q с единицей.

Известно, что плотность потока нейтронов от ИН при увеличении расстояния х до положения детектора нейтронов уменьшается ~1/х2. Если рядом с траекторией перемещения ИН располагается PC, плотность потока нейтронов от которой значительно меньше плотности потока нейтронов ИН, то детектор нейтронов будет регистрировать плотность потока нейтронов от ИН, если расстояния между PC и ИН велики. При сближении PC и ИН нейтроны от ИН будут взаимодействовать с PC и детектор нейтронов будет регистрировать значение плотности потока как сумму плотности потока от ИН и плотности потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН. Плотность потока от ИН для этих значений х получается путем интерполяции по значениям х, для которых влияние PC незначительно.

Плотность потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН может быть вычислена как разность зарегистрированной и интерполированной плотностей потока. Также может быть вычислена плотность потока нейтронов, попадающих на PC от ИН, в частности, при помощи метода предельного телесного угла, используемого при расчете ядерной безопасности пространственного размещения объектов, содержащих ДМ [Л.В. Диев, Б.Г. Рязанов, А.П. Мурашов др. Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность. Справочник. - Москва: Энергоатомиздат.- 1984. - 427 с 3]. По отношению плотности потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН к плотности потока нейтронов, попадающих от ИН на PC, можно судить о ядерной безопасности PC.

На фиг. представлена схема проведения измерения зависимости плотности потока нейтронов от расстояния между источником нейтронов и детектором нейтронов, где 1 - канал контроля потока нейтронов; 2 - детектор нейтронов; 3 - экран; 4 - размножающая система (активная зона - часть PC, которая содержит ДМ); 5 - источник нейтронов; 6 - направление перемещения источника нейтронов

Способ реализуется следующим образом:

В системе, состоящей из PC 4, окруженной экраном 3, либо без экрана, ИН 5 и КК потока нейтронов 1 с детектором нейтронов 2, измеряется зависимость плотности потока нейтронов Сизм.(х) от расстояния между ИН 5 и детектором нейтронов 2 при перемещении ИН 5 по направлению х 6, задающему координаты ИН относительно положения детектора. PC 4 имеет достаточно слабый собственный источник нейтронов по сравнению с достаточно сильным ИН 5. В качестве детектора нейтронов может использоваться счетчик нейтронов СНМ-11 [С.В. Волков, Н.С. Кирилкин Детекторы нейтронов для программно-управляемых каналов контроля нейтронного потока // Приборы и системы. Управление. Контроль. Диагностика. 2006. №10. 4], который работоспособен при наличии сопутствующего гамма-излучения с мощностью экспозиционной дозы до 1500 Р/ч при снижении эффективности регистрации тепловых нейтронов до ~8% (исходная 15%), либо пропорциональный счетчик СНМ-18 [4], который может использоваться в полях с сопутствующим гамма-излучением с мощностью экспозиционной дозы 500 Р/ч при снижении эффективности регистрации до ~10% (исходная 70%).

Зарегистрированная плотность потока нейтронов Сизм.(х) на расстояниях, соответствующих координате х, далеких от PC 4, практически совпадает с плотностью потока нейтронов от ИН 5 в отсутствии PC 4, по этим значениям интерполируется плотность потока нейтронов Синтерп.(х) вблизи PC 4, разница между зарегистрированными и интерполированными значениями является потоком нейтронов, полученным за счет умножения нейтронов ИН 5, попавших в PC 4, делящимся материалом PC 4.

Плотность потока нейтронов Сист.(х), попадающих в PC 4 от ИН 5, может быть вычислена, в частности, при помощи метода предельного телесного угла, используемого при расчете ядерной безопасности пространственного размещения объектов, содержащих ДМ [3]. Метод рассматривает вероятность нейтрону, вылетевшему из точки, внешней по отношению к объекту, попасть в этот объект, как величину, равную относительному телесному углу Ω, под которым точка «видит» объект. Зависимость телесного угла Ω из точки на сферу или цилиндр в зависимости от геометрических размеров приведены в справочнике [3]. Наличие экрана 3 между ИН 5 и PC 4 должно учитываться соответствующим уменьшением числа нейтронов, попадающих в PC 4.

Коэффициент умножения Q в рассматриваемом случае может быть вычислен по формуле (2)

где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;

Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;

Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН,

х - координата положения ИН относительно детектора в направлении 6.

Результаты экспериментов и расчетные оценки показывают, что метод, связанный с измерением коэффициента умножения нейтронов стороннего источника нейтронов, позволяет оценить степень критичности PC.

Несмотря на упрощенный подход к проблеме и большую величину погрешности, при проведении экспериментов с PC, с заранее известными параметрами, получаются значения коэффициентов умножения, хорошо согласующиеся с ранее известными.

Таким образом, реализация метода позволяет обеспечить возможность контроля безопасности работ с PC, в частности с аварийными PC.

Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в размножающей системе, заключающийся в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, обеспечивающий детектирование потока нейтронов; располагают источник нейтронов (ИН) в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения плотности потока нейтронов, испускаемых ИН; формируют систему из PC и ИН в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, испускаемого системой из PC и ИН; по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC, по которому оценивают ядерно-опасное состояние PC, отличающийся тем, что ИН, плотность потока нейтронов которого значительно превышает плотность потока нейтронов от PC, располагают вне PC в области, где влияние ИН на PC приводит к умножению нейтронов источника размножающей сборкой; производят измерение суммарной плотности Сизм потока нейтронов, испускаемого сформированной в заданном положении относительно детектора КК системой из PC и стороннего ИН, при различных расстояниях х от ИН до детектора КК; строят зависимость Сизм(х); интерполируют зависимость Сизм(х), по точкам, где минимально число нейтронов от PC, на точки вблизи от PC и получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН; рассчитывают плотность потока нейтронов Сист.(х), попавших в PC от ИН; коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением

где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;

Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;

Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. Периодомер-реактиметр содержит сглаживающий фильтр, аналого-цифровой преобразователь, измеритель периода с выходом на показывающий прибор, инвертор с выходом на второй показывающий прибор, блок умножения и вычислитель реактивности с выходом на второй показывающий прибор.

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).

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.

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.

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).

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 реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .

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 области физики ядерных реакторов. Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в РС заключается в том, что организуют канал контроля потока нейтронов, проводят измерения плотности потока нейтронов, формируют систему из PC и ИН, проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC. ИН располагают вне PC в области, где влияние ИН на PC приводит к умножению нейтронов источника размножающей сборкой, производят измерение суммарной плотности Сизм потока нейтронов системой из PC и стороннего ИН. При различных расстояниях х от ИН до детектора КК строят зависимость Сизм. Интерполируют зависимость Сизм, по точкам, где минимально число нейтронов от PC, на точки вблизи от PC. Получают при этом зависимость Синтерп - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН. Рассчитывают плотность потока нейтронов Сист, попавших в PC от ИН, коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением. Изобретение позволяет контролировать ядерную безопасность РС в условиях, когда состояние РС с точки зрения ядерной безопасности неизвестно. 1 ил.

Наверх