Ионизационная камера деления для регистрации быстрых нейтронов

Изобретение относится к устройствам измерения нейтронных потоков, в частности к оборудованию систем управления и защиты ядерных реакторов, и используется в качестве первичного преобразователя внутриреакторного канала контроля плотности потока нейтронов. Предлагаемое изобретение основано на коаксиальной электродной системе, радиаторным материалом в которой является покрытие из оксида тория ThO2. Содержание изотопа 232Th (имеет пороговое значение сечения деления нейтронами в 1 МэВ) в природном сырье составляет 100%, что исключает снижение информативности сигнала при регистрации быстрых нейтронов из-за присутствия изотопов, чувствительных к тепловым нейтронам. Техническим результатом является регистрация исключительно «быстрой» компоненты нейтронного потока (от 1 эВ до 20 МэВ) в активной зоне реактора в условиях стационарного режима эксплуатации, переходных периодов остановки, запуска и вывода на полную мощность ядерного реактора без необходимости использования замедлителей.

 

Настоящее изобретение относится к устройствам измерения нейтронных потоков, в частности, к оборудованию систем управления и защиты ядерных реакторов и используется в качестве первичного преобразователя внутриреакторного канала контроля плотности потока нейтронов.

Ионизационная камера деления относится к газоразрядным датчикам нейтронов, принцип работы которой основан на (n,f)-преобразовании энергии нейтронов в электрический сигнал в объеме камеры. В реакторах на ядерном топливе величина нейтронного потока является ключевой информацией о характере протекающих в тепловыделяющих сборках (ТВС) физических процессах. В реакторах на быстрых нейтронах деление ядер в топливных элементах происходит под действием нейтронов «быстрого» спектра (с энергией от 1 до 20 МэВ), поэтому для диагностики активной зоны применяются камеры деления на основе нейтрон-делящихся изотопов, имеющих пороговое сечение захвата быстрых нейтронов. Наиболее распространенными являются радиаторные покрытия на основе изотопа U-238. Кроме того, для регистрации потоков в активной зоне камера деления должна иметь диаметр не более 5-6 мм (в зависимости от типа реакторной установки), т.е. относится к малогабаритным устройствам.

Известна ионизационная камера деления (Малышев Е.К., Стабровский С.А. Малогабаритные ионизационные камеры и их применение на ядерных реакторах//Атомная техника за рубежом, 1983, №12, с. 10-22), относящаяся к малогабаритным камерам и содержащая радиатор в виде смеси изотопов 235U+238U

для снижения интенсивности выгорания материала. Недостатком устройства является отсутствие возможности регистрации только «быстрой» компоненты спектра.

Известна ионизационная камера деления (СА1214289 А, опубл. 27.04.84), предназначенная для диагностики активной зоны реактора и имеющая диаметр не более 4,78 мм. Авторами изобретения подробно рассмотрены вопросы конструкционных материалов в камере, однако не указан нуклидный состав радиатора, не уточняется энергетический диапазон регистрации нейтронов.

Наиболее близким аналогом к заявляемому изобретению является камера деления (CN 101236254 В, опубл. 05.03.2008), в которой трубчатый электрод покрыт слоем 238U и обеспечивает регистрацию нейтронов в области энергий около 20 МэВ. Авторами заявляется простота конструкции, низкая стоимость и способность легкой модернизации устройства. Недостатком камеры является тот факт, что получении радиатора с 100% содержанием 238U невозможно, обедненный уран всегда содержит примесь 235U, а, значит, информативность сигнала будет нарушаться, т.к. сечение захвата уран-235 тепловых нейтронов в 500 раз больше сечения захвата быстрых нейтронов изотопом уран-238. Следовательно, камера деления будет оставаться «чувствительной» к тепловой составляющей спектра.

Техническим результатом является регистрация исключительно «быстрой» компоненты нейтронного потока (от 1 эВ до 20 МэВ) в активной зоне в условиях стационарного режима эксплуатации, переходных периодов остановки, запуска и вывода на полную мощность ядерного реактора.

Технический результат достигается тем, что предлагаемое изобретение основано на коаксиальной электродной системе, радиаторным материалом в которой является покрытие из оксида тория ThO2. Содержание изотопа 232Th (имеет пороговое значение сечения деления нейтронами в 1 МэВ) в природном сырье составляет 100%, что исключает снижение информативности сигнала при регистрации быстрых нейтронов из-за присутствия изотопов, чувствительных к тепловым нейтронам.

Перед авторами стояла задача создать малогабаритную (не более 5 мм в диаметре) ионизационную камеру деления (ИКД) на основе трубчатых, коаксиально-расположенных электродов, для детектирования «быстрой» компоненты нейтронного спектра (1 эВ÷20 МэВ). Такая конструкция камеры обеспечивает возможность избирательной регистрации быстрых нейтронов в активной зоне реактора без необходимости использования замедлителей.

Основу конструкции составляет коаксиальная сборка цилиндрических металлических электродов с радиатором ThO2. В осесимметричной сборке диаметры трубчатых электродов увеличиваются в модели арифметической прогрессии. Радиатор в виде оксида тория наносится методом низкотемпературного термодеструкционного разложения карбоксилата тория.

В ходе выполнения исследований был собран опытный образец ториевой малогабаритной камеры деления с диаметром 5 мм, длиной чувствительной части 280 мм, длиной корпуса 380 мм. Испытания проводились на импульсном исследовательском реакторе при различных режимах его работы. Наклон вольт-счетной характеристики ториевой камеры составил 0,03%/В. Чувствительность камеры к потоку быстрых нейтронов составила 2,54⋅10-6 имп/(нейтр/(см2⋅с)). Скорость счета импульсов в поле тепловых нейтронов (плотность потока 1⋅108 нейтр/( см2⋅с)) - менее 1 имп/с. Полученные характеристики ториевой камеры превосходят аналогичные показатели камеры деления на основе 238U.

Ионизационная камера деления для регистрации быстрых нейтронов на основе системы коммутируемых трубчатых электродов с нанесенными нейтрон-делящимися покрытиями (радиаторами), коаксиально-расположенными в металлическом корпусе, заполненном рабочим газом, отличающаяся тем, что радиатор изготовлен из природного тория, имеющего 100%-ное содержание изотопа 232Th.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к электронному устройству управления отображением данных для контролирования атомной электростанции, эти данные приходят от множества электронных управляющих модулей, причём каждый из управляющих модулей конфигурируется таким образом, чтобы выполнять по меньшей мере одно действие среди собранных значений, измеренных с помощью датчика, и управлять приводным механизмом, при этом управляющие модули, датчик(и) и/или приводной механизм(ы) подразделяются в соответствии с несколькими различными классами ядерной безопасности.

Изобретение относится к средствам проверки и контроля труб технологического канала в ядерных установках. Контрольно-измерительная и управляющая система (КИиУ) для аварийного дизельного генератора (АДГ) содержит первую управляющую часть, имеющую КИиУ-функции, выполненные управляемыми посредством проводной логики; и вторую управляющую часть, имеющую не связанные с безопасностью КИиУ-функции, выполненные управляемыми посредством программируемых логических контроллеров (ПЛК)/человеко-машинного интерфейса (ЧМИ).

Изобретение относится к способу управления скоростью коррозии оборудования технологических контуров атомных станций. В способе измеряют значения электрохимического потенциала конструкционного материала теплообменных трубок (ТОТ) и удельной электропроводимости продувочной воды парогенераторов, измеряют значения поляризационного сопротивления конструкционного материала трубопроводов конденсатно-питательного тракта и удельной электропроводимости питательной воды парогенераторов.

Изобретение относится к подсистеме ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя реактора. Подсистема включает контактор, содержащий мембрану, которая разделяет внутреннюю часть контактора на впускную камеру и выпускную камеру, причем мембрана имеет поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и газообразный водород из впускной камеры в выпускную камеру, но не проходит охладитель реактора, вакуумный генератор, соединенный с выпускной камерой для создания в ней вакуума, устройство подачи гелиевого продувочного газа в выпускную камеру, выпускной канал для жидкости, соединенный с выпускным соплом на выпускной камере для подачи дегазованной части охладителя реактора в необходимое положение, и выпускной канал для газа, соединенный с выпускным соплом выпускной камеры для подачи радиоактивных газов и газообразного водорода в систему отработанных газов ядерной реакторной станции.

Изобретение относится к компоновке схемы для КИП-системы (4) безопасности атомной электростанции. Технический результат заключается в обеспечении FPGA-технологии применительно к условиям эксплуатации атомных электростанций.

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами. Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС, содержащей дополнительную паротурбинную установку (ПТУ).

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

Изобретение относится к устройству для обнаружения несанкционированных манипуляций системным состоянием блока управления и регулирования, в частности программируемого логического контроллера ядерной установки.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора.

Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления АЭС для построения управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС.
Наверх