CS204573B1 - Compensated inner-reactor thermical sensor - Google Patents

Compensated inner-reactor thermical sensor Download PDF

Info

Publication number
CS204573B1
CS204573B1 CS791418A CS141879A CS204573B1 CS 204573 B1 CS204573 B1 CS 204573B1 CS 791418 A CS791418 A CS 791418A CS 141879 A CS141879 A CS 141879A CS 204573 B1 CS204573 B1 CS 204573B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
reactor
compensated
sensor
thermal sensor
temperature measuring
Prior art date
Application number
CS791418A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Karel Dach
Vitezslav Jirousek
Samuel Teren
Original Assignee
Karel Dach
Vitezslav Jirousek
Samuel Teren
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Karel Dach, Vitezslav Jirousek, Samuel Teren filed Critical Karel Dach
Priority to CS791418A priority Critical patent/CS204573B1/en
Publication of CS204573B1 publication Critical patent/CS204573B1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Vynález se týká kompenzovaného vnitroreaktorového termického čidla pro měření vývinu štěpného tepla a neutronového toku v jaderném reaktoru.BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a compensated in-reactor thermal sensor for measuring fission heat generation and neutron flux in a nuclear reactor.

U vnitroreaktorových čidel pro měření neutronového toku, ať už u štěpných komor, beta emisních detektorů nebo termických čidel, je část signálu tvořena parazitními interakcemi, zejména s gama zářením. Problém se řeší u komor zvláštní konstrukcí gama kompenzovaných komor včetně' zvláštního přívodu napájení, u beta emisních detektorů je problém řešen zpravidla kompenzačním zapojením přívodního kabelu k čidlu, zřídkakdy úplnou kompenzací včetně délky emitoru. V případě termických detektorů, u nichž se se zmenšováním rozměrů mění nepříznivým směrem poměr objemů detekčního tělíska a konstrukčního materiálu, je kompenzace parazitního ohřevu v aktivní zóně obtížná, zejména z důvodů geometrických. Kompenzace parazitního gama ohřevu se u termických vnitroreaktorových čidel se štěpným i neštěpným materiálem řeší zpravidla výpočtem za určitých předpokladů o gama spektru v místě měření. Druhý používaný způsob spočívá v nezávislém měření hustoty toku energie gama záření, případně přímo parazitního ohřevu konstrukčního materiálu čidla před nebo po experimentu zvláštním čidlem stejného geometrického provedení jako má detekční (aktivní) čidlo a přepočítáváním hodnot. Třetí možností je používání detekčního tělíska z materiálu obohaceného izotopem, na kterém probíhá utitečná reakce a tím snížení vlivu reakcí parazitních. To vede v delším provozu čidla k nesouhlasu fyzikálních vlastností materiálu detekčního tělíska a okolního materiálu aktivní zóny. Žádný z uvedených způsobů neřeší gama kompenzaci uspokojivě.In the case of neutron flux in-reactor sensors, whether in fission chambers, beta emission detectors or thermal sensors, part of the signal consists of parasitic interactions, especially with gamma radiation. The problem is solved in chambers by a special design of gamma compensated chambers including a special power supply, in beta emission detectors the problem is usually solved by compensating connection of the lead-in cable to the sensor, rarely by full compensation including emitter length. In the case of thermal detectors in which the ratio of the volume of the detector to the construction material changes in a negative direction as the size decreases, the compensation of the parasitic heating in the core is difficult, especially for geometric reasons. Compensation of parasitic gamma heating is usually solved by calculation under certain assumptions of gamma spectrum at the place of measurement in thermal in-reactor sensors with fissile and non-fissile material. The second method used is to independently measure the energy flux density of the gamma radiation, or directly the parasitic heating of the sensor construction material before or after the experiment with a separate sensor of the same geometric design as the detection (active) sensor and recalculating the values. The third possibility is to use a detection body made of isotope-enriched material, on which the utilitarian reaction takes place, thereby reducing the influence of parasitic reactions. This leads to a discrepancy in the physical properties of the detector body material and the surrounding core material in longer sensor operation. None of the above methods solves gamma compensation satisfactorily.

Nedostatky gama kompenzace vnitroreaktorových termických čidel odstraňuje kompenzované vnitroreaktorové termické čidlo podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že uvnitř vakuotěsného pláště, po jehož stranách jsou připojeny odlehčené chladiče, jsou v držácích proti sobě ve vzdálenosti umožňující kompenzaci parazitního ohřevu od gama záření umístěny jednak detekční tělísko, jednak kompenzační tělísko, z nichž každé je opatřeno systémem pro měření teploty.The disadvantages of the gamma compensation of the in-reactor thermal sensors are eliminated by the compensated in-reactor thermal sensor according to the invention, which is based on the fact that inside the vacuum-tight housing with lightweight coolers attached a compensating element, each of which is provided with a temperature measuring system.

Délka kompenzačního tělíska je navržena tak, aby byl respektován rozdíl ve velikosti účinných průřezů pro absorbci energie gama záření v kompenzačním a detekčním tělísku. Systém pro měření teploty na držáku štěpného i kompenzačního tělíska umožňuje určit ze spádu teploty uvolněné teplo odváděné do chladičů. Výhodou a předností kompenzovaného vnitroreaktorového termického čidla je pak možnost přímého vyhodnocení štěpného vývinu tepla v detekčním tělísku a okolním jaderném palivu, t. j. v podstatě oddělení účinků neutronové složky směsného reaktorového záření z každého měření. Kompenzace umožňuje rozšířit použitelnost vnitroreaktorového termického čidla až o jeden řád směrem k nižšímu výkonu. Pro snímání a záznam signálu kompenzovaného vnitroreaktorového termického'čidla lze použít standardního vybavení pro měřeni teplot, instalovaném na každém reaktoru. Systém měření teplot čidla je necitlivý na vznik parazitního signálu v důsledku reakcí reaktorového záření s materiály přívodních kabelů.The length of the compensating body is designed to respect the difference in cross-sectional area for absorbing gamma energy in the compensating and detecting body. The temperature measurement system on the fissure and compensating element holder allows to determine from the temperature drop the heat released to the coolers. The advantage and advantage of the compensated in-reactor thermal sensor is the possibility of directly evaluating the fission heat generation in the detector body and the surrounding nuclear fuel, i.e. essentially separating the effects of the neutron component of the mixed reactor radiation from each measurement. Compensation allows to extend the usability of the in-reactor thermal sensor by up to one order of magnitude towards lower power. Standard temperature measuring equipment installed on each reactor can be used to sense and record the compensated in-reactor thermal sensor signal. The temperature measurement system of the sensor is insensitive to the occurrence of a parasitic signal due to the reaction of the reactor radiation with the supply cable materials.

Praktické provedení čidla podle vynálezu je znázorněno na výkresu.A practical embodiment of the sensor according to the invention is shown in the drawing.

Konkrétním příkladem provedení čidla je detekční tělísko o rozměrech -72-4 mm z kysličníku uranu, obohaceného na 3,6 °0, kompenzační tělísko z wolframu o rozměrech Z 2 x 3,6 mm, roztečná vzdálenost obou tělísek 15 mm a držáky tělísek z niklu. Jako systém měření teploty se používají miniaturní plášťové termočlánky, vždy dva v držáku detekčního i kompenzačního tělíska.A specific example of a sensor design is a -72-4 mm uranium oxide detection body enriched to 3.6 ° 0 , a 2 x 3.6 mm Z tungsten compensating body, a 15 mm pitch between the two bodies, and a z nickel. Miniature sheathed thermocouples are used as a temperature measuring system, two in the holder of both the detection and compensation body.

Jak patrno, detekční tělísko 1 i kompenzační tělísko 5 jsou zalisována v držácích 2 a vakuotěsně zavíčkována. Držáky přecházejí v chladiče 4, které jsou spojeny vakuotěsným pláštěm 6 v jeden celek. Na držácích 2 detekčního tělíska 1 i kompenzačního tělíska 5 je ve dvou různých průřezech umístěn systém měření teploty 3. Prostor uvnitř termického čidla je vyvakuován.As can be seen, the detection body 1 and the compensating body 5 are pressed in the holders 2 and vacuum sealed. The holders pass into coolers 4, which are connected together by a vacuum-tight housing 6. A temperature measuring system 3 is disposed on the holders 2 of the detector body 1 and the compensating body 5 in two different cross sections. The space inside the thermal sensor is evacuated.

V aktivní zóně pracujícího reaktoru po interakcích štěpného materiálu detekčního tělíska 1 s reaktorovým zářením dochází k vývinu tepla. V kompenzačním tělísku 5 dochází rovněž k vývinu tepla. Protože toto tělísko je z neštěpného materiálu, vývin tepla je úměrný pouze neštěpným reakcím s reaktorovým zářením. Vhodnou volbou délky tělíska je možné dosáhnout velmi dobré shody vývinu tepla v kompenzačním tělísku 5 včetně jeho pokrytí s vývinem tepla v pokrytém štěpném detekčním tělísku 1 v podmínkách nasazení v konkrétní aktivní zóně. Kompenzační tělísko 5 je vyrobené z materiálu, který má podobné fyzikální vlastnosti jako detekční tělísko 1, zejména velikost a závislost účinného průřezu pro absorpci gama záření na energii v rozsahu nejvíce zastoupených energií gama záření v aktivní zóně. Konstrukční materiál držáku 2 kompenzačního tělíska je shodný s materiálem 2 kompenzačního tělíska je shodný s materiálem držáku 2 detekčního tělíska I. Pro systém měření teploty 3 se nejčastěji používají plášťové termočlánky, ale i miniaturní platinové odporové teploměry, případně termistory.Heat is generated in the reactor core of the operating reactor after the interaction of the fissile material of the detector body 1 with the reactor radiation. Heat is also generated in the compensating body 5. Since this body is made of non-fissile material, heat generation is only proportional to non-fission reactions with reactor radiation. By appropriately selecting the length of the body, it is possible to achieve a very good match of heat generation in the compensating body 5, including its coverage with the heat generation in the covered fission detection body 1 under deployment conditions in a particular core. The compensating body 5 is made of a material having similar physical properties to the detecting body 1, in particular the size and dependence of the cross section for absorbing gamma radiation on energy to the extent of the most represented gamma radiation energies in the core. The construction material of the compensation body holder 2 is the same as the material 2 of the compensation body 2 is the same as the material of the holder 2 of the detection body I. For temperature measurement system 3, thermocouples are most commonly used.

Kompenzované vnitroreaktorové termické čidlo lze použít pro měření distribuce štěpného výkonu a neutronového toku v aktivních zónách energetických i výzkumných reaktorů všech typů. Další použití je při měření radiačního ohřevu a hustoty toku energie gama záření v aktivních zónách. V tomto případě je detekční tělísko z neštěpného materiálu a na místě kompenzačního tělíska je dutina.The compensated in-reactor thermal sensor can be used to measure the distribution of fission power and neutron flux in the active zones of energy and research reactors of all types. Another application is for measuring radiation heating and the energy flux density of gamma radiation in active zones. In this case, the detection body is of non-fissile material and there is a cavity in place of the compensation body.

Claims (3)

1. Kompenzované vnitroreaktorové termické čidlo pro měřeni vývinu štěpného tepla a neutronového toku v jaderném reaktoru, vyznačené tím, že uvnitř vakuotěsného pláště (6), po jehož stranách jsou připojeny odlehčené chladiče (4), jsou v držácích (2) proti sobě ve vzdálenosti umožňující kompenzaci parazitního ohřevu od gama záření umístěny detekční tělísko (1) a kompenzační tělísko (5), z nichž každé je opatřeno systémem (3) pro měření teploty.Compensated in-reactor thermal sensor for measuring fission heat and neutron flux in a nuclear reactor, characterized in that they are spaced apart from one another within the vacuum-tight housing (6), on whose sides the lightweight coolers (4) are attached. a detection body (1) and a compensation body (5), each provided with a temperature measuring system (3), are provided to compensate for parasitic heating from the gamma radiation. YNÁLEZUYNÁLEZU 2. Kompenzované vnitroreaktorové termické čidlo podle bodu 1 vyznačené tím, že systém (3) pro měření teploty je tvořen nejméně dvěma plášťovými termočlánky v každém držáku (2).Compensated in-reactor thermal sensor according to claim 1, characterized in that the temperature measuring system (3) consists of at least two sheathed thermocouples in each holder (2). 3. Kompenzované vnitroreaktorové termické čidlo podle bodu 1 vyznačené tím, že systém (3) pro měření teploty je tvořen nejméně dvěma miniaturními odporovými teploměry nebo nejméně dvěma termistory v každém držáku (2).Compensated in-reactor thermal sensor according to claim 1, characterized in that the temperature measuring system (3) consists of at least two miniature resistance thermometers or at least two thermistors in each holder (2).
CS791418A 1979-03-02 1979-03-02 Compensated inner-reactor thermical sensor CS204573B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS791418A CS204573B1 (en) 1979-03-02 1979-03-02 Compensated inner-reactor thermical sensor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS791418A CS204573B1 (en) 1979-03-02 1979-03-02 Compensated inner-reactor thermical sensor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS204573B1 true CS204573B1 (en) 1981-04-30

Family

ID=5348491

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS791418A CS204573B1 (en) 1979-03-02 1979-03-02 Compensated inner-reactor thermical sensor

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS204573B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3375370A (en) Self-powered neutron detector
KR101843603B1 (en) Self-calibrating, highly accurate, long-lived, dual rhodium vanadium emitter nuclear in-core detector
JPS5853759B2 (en) Local power measurement device within the reactor fuel assembly
GB2056055A (en) Measuring the linear heat generation rate of a nuclear reactor fuel pin
JPH0631791B2 (en) Fixed in-reactor calibrator for thermal neutron flux detectors in boiling water reactors.
JPS6161360B2 (en)
US2652497A (en) Temperature measurement
US3444373A (en) Apparatus and method for constructing apparatus for measurements of neutron flux
US3638018A (en) Means of measuring temperature and neutron flux
CS204573B1 (en) Compensated inner-reactor thermical sensor
KR20210102464A (en) Temperature sensor using a material with a temperature-dependent neutron capture cross-section
Böck Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring
US3564246A (en) Gamma compensated fission thermocouple
US4765943A (en) Thermal neutron detectors and system using the same
US4938917A (en) Nuclear reactor with internal thimble-type delayed neutron detection system
Jaques et al. Neutron detectors for reactor instrumentation
Stutheit Fast-response gamma thermometers
Morrison et al. Fission Couples Applied Toward Reactor Diagnostics and Safety
JP2934513B2 (en) Output distribution measurement device
Pflasterer Jr et al. Activation measurement of the Doppler effect for 238U capture and 235U fission in a fast-neutron spectrum
Bopp et al. Calorimetric measurement of nuclear heating in a reactor
Bunch et al. BORON-11 NEUTRON FLUX MONITORS--INTERIM REPORT
Strindehag et al. Aktiebolaget Atomenergi
Dighe et al. Design, Development and Qualification of In-Core Neutron Proportional Counters
FLORENTINE et al. Radioactive dispersions for radioactive ablation sensors.