RU2092916C1 - Измерительный канал системы внутриреакторного контроля - Google Patents

Измерительный канал системы внутриреакторного контроля Download PDF

Info

Publication number
RU2092916C1
RU2092916C1 RU9696110622A RU96110622A RU2092916C1 RU 2092916 C1 RU2092916 C1 RU 2092916C1 RU 9696110622 A RU9696110622 A RU 9696110622A RU 96110622 A RU96110622 A RU 96110622A RU 2092916 C1 RU2092916 C1 RU 2092916C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
emitter
direct
reactor
detectors
charge
Prior art date
Application number
RU9696110622A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96110622A (ru
Inventor
В.И. Митин
Г.Л. Лунин
Ю.М. Семченков
Д.И. Конин
Л.И. Фирсов
В.А. Мильто
А.Е. Калинушкин
С.А. Цимбалов
А.В. Ильин
А.М. Мусихин
Original Assignee
Российский научный центр "Курчатовский институт"
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 Российский научный центр "Курчатовский институт" filed Critical Российский научный центр "Курчатовский институт"
Priority to RU9696110622A priority Critical patent/RU2092916C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2092916C1 publication Critical patent/RU2092916C1/ru
Publication of RU96110622A publication Critical patent/RU96110622A/ru

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)

Abstract

Использование: для контроля параметров топливных кассет в экспериментальных и энергетических водо-водяных и кипящих реакторах. Сущность: измерительный канал, содержащий корпус, внутри которого расположена сборка термоэлектрических преобразователей кабельного типа с заземленными горячими спаями, размещаемыми в потоке теплоносителя внутри реактора, и холодными спаями, размещаемыми вне реактора с возможностью контроля их температуры, и сборка детекторов прямой зарядки, расположенных на заданных по высоте уровнях активной зоны и снабженных кабелями, соединяемыми с линиями связи информационно-измерительной системы. Длина эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,05 м и не более 0,15 м, диаметр эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,001 м и не более 0,005 м. Эмиттер каждого детектора прямой зарядки соединен с одним проводником кабеля, который имеет второй фоновой проводник. Количество детекторов прямой зарядки выбрано не менее пяти, а расстояние по высоте между центрами эмиттеров соседних детекторов прямой зарядки составляет не менее утроенной длины эмиттера. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к техническим средствам системы внутриреакторного контроля и может быть использовано для контроля параметров топливных кассет в экспериментальных и энергетических водо-водяных и кипящих реакторах.
Известна система контроля активной зоны ядерного реактора /1/, предназначенная для контроля нейтронного потока и температуры внутри активной зоны и содержащая в своем составе подвижную сборку детекторов. Эта сборка включает термоэлектрический преобразователь (ТЭП), фоновый детектор и группу из нескольких детекторов типа детекторов прямой зарядки (ДПЗ), чувствительных к нейтронному потоку. Все эти детекторы окружают полую трубу, предназначенную для передвижения откалиброванного нейтронного детектора и проходящую через всю сборку. Детекторы и полая труба размещены в защитной арматуре (корпусе). Кроме того, в защитной арматуре около полой трубы могут располагаться несколько распорок, предназначенных для защиты от сдвижки детекторов в пространстве около полой трубы. Электрические сигналы от детекторов поступают в измерительную систему, расположенную вне реактора. Сборка детекторов располагается в трубе, которая приварена к кожуху. Внутри кожуха расположено уплотнение, предназначенное для защиты от возможных протечек между трубой и защитной арматурой сборки. К этому уплотнению приваривается защитная арматура. Нейтронные детекторы типа ДПЗ имеют эмиттер, который под действием ядерного излучения испускает электроны, и коллектор, а также изолятор между ними. Эмиттер изготовлен из высокочувствительного к нейтронам материала (например, родия), имеет длину около 0.1 м и соединен с проводником, имеющим низкую чувствительность к нейтронам (например, нержавеющая сталь).
Фоновый детектор аналогичен нейтронному, только вместо эмиттера используется тот же проводник, имеющий низкую чувствительность к нейтронам. ТЭП имеет защитную оболочку (например, из нержавеющей стали или инконели). Для измерения температуры горячий спай ТЭП контактирует с теплоносителем и размещен около носовой втулки, являющейся частью защитной арматуры сборки. Для предохранения горячего спая ТЭП от износа предусмотрен наконечник.
Наиболее близким к описываемому является измерительный канал системы внутриреакторного контроля, содержащий корпус, внутри которого расположена сборка термоэлектрических преобразователей кабельного типа с заземленными горячими спаями, размещаемыми в потоке теплоносителя внутри реактора, и холодными спаями, размещаемыми вне реактора с возможностью контроля их температуры, и сборка детекторов прямой зарядки, расположенных на заданных по высоте уровнях активной зоны и снабженных кабелями, соединяемыми с линиями связи информационно-измерительной системы /2/. Измерительный канал содержит также электрический соединитель, жестко связанный с корпусом, внутри которого находится пассивный термостат с проводниками линии связи термоэлектрических преобразователей (ТЭП), холодными спаями ТЭП, размещенными вне реактора с возможностью контроля их температуры. Герметичная перегородка отделяет зону высокого давления от зоны низкого давления. На участках канала на входе и выходе из активной зоны расположено по группе горячих спаев ТЭП, расстояние между которыми в группе, расположенной на входе в активную зону, составляет не менее произведения максимально возможной скорости теплоносителя для данной группы на инерционность ТЭП. Один кабель данной группы навит на магниточувствительный сердечник, который имеет магнитную связь с вращающимся постоянным магнитом, закрепленным на оси ротора турбинного расходомера, установленного на входе в активную зону. Сборка детекторов прямой зарядки (ДПЗ), расположенных на заданных по высоте уровнях активной зоны, содержит детекторы с эмиттерами, обладающими преимущественной спектральной чувствительностью к эпитепловым нейтронам, и детекторы с эмиттерами, чувствительными к тепловым нейтронам. Изоляторы и коллекторы ДПЗ, оболочки и изоляторы их кабелей имеют суммарную эффективную толщину не менее трех толщин слоя половинного ослабления бетта-излучения эмиттеров.
Повышение требований к надежности эксплуатации ядерного реактора вызывает необходимость увеличения объема информации о состоянии активной зоны без увеличения количества точек контроля.
Целью изобретения является создание измерительного устройства с увеличенным числом контролируемых параметров топливной кассеты в активной зоне при одновременном повышении точности и надежности контроля.
При достижении поставленной цели реализуются новые технические результаты, заключающиеся в обеспечении возможности определения места локального кипения, измерении расхода и локального кипения теплоносителя двумя независимыми системами с различными физическими принципами контроля и оптимизации размеров эмиттеров. Указанные технические результаты достигаются тем, что в измерительном канале системы внутриреакторного контроля, содержащем корпус, внутри которого расположена сборка термоэлектрических преобразователей кабельного типа с заземленными горячими спаями, размещаемыми в потоке теплоносителя внутри реактора, и холодными спаями, размещаемыми вне реактора с возможностью контроля их температуры, и сборка детекторов прямой зарядки, расположенных на заданных по высоте уровнях активной зоны и снабженных кабелями, соединяемыми с линиями связи информационно-измерительной системы, длина эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,05 м и не более 0,15 м, диаметр эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,001 м и не более 0,005 м, причем эмиттер каждого детектора прямой зарядки соединен с одним проводником кабеля, который имеет второй фоновой проводник, количество детекторов прямой зарядки выбрано не менее пяти, а расстояние по высоте между центрами эмиттеров соседних детекторов прямой зарядки составляет не менее утроенной длины эмиттера, кроме того, в измерительном канале использованы термоэлектрические преобразователи с инерционностью не более 0,05 с, а часть корпуса, располагаемая в пределах активной зоны, выполнена из циркония или его сплавов.
Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в выборе числа детекторов прямой зарядки, размеров эмиттеров и их взаимном расположении.
На чертеже представлена общая схема измерительного канала.
Измерительный канал системы внутриреакторного контроля (см. чертеж) содержит электрический соединитель (разъем) 1, жестко связанный с внереакторной частью корпуса 2, внутри которого находится пассивный термостат 3 с проводниками 4 линии связи термоэлектрических преобразователей (ТЭП), холодными спаями 5 ТЭП, проводниками 6 и 7, обеспечивающими возникновение и передачу термо-ЭДС (например, хромель-алюмель), и термосопротивлением 8 (например, из Pt или Cu). Герметичная проходка 9 отделяет зону высокого давления от зоны низкого давления и служит уплотнением для проводников 6 и 7 ТЭП и кабелей 10 детекторов прямой зарядки (ДПЗ). Кабели 10 ДПЗ имеют по два проводника, один из которых соединен с эмиттером ДПЗ, а второй является фоновым. Горячий спай 11 ТЭП расположен над верхней границей 12 активной зоны и находится в контакте с теплоносителем. ДПЗ 13, 14, 15, 16 и 17 в количестве не менее пяти располагаются равномерно по высоте активной зоны.
Под нижней границей 18 активной зоны расположен горячий спай 19 ТЭП, который находится в контакте с теплоносителем. Инерционность горячих спаев 11 и 19 ТЭП не превышает 0,05 с. Горячие спаи 11 и 19 ТЭП, ДПЗ 13, 14, 15,16 и 17 помещены во внутриреакторную часть корпуса 2, которая в пределах активной зоны выполнена из циркония или его сплавов.
Измерительный канал функционирует следующим образом. Сигналы термо-ЭДС, возникающие в горячих спаях 11 и 19 ТЭП и пропорциональные температуре теплоносителя на верхней и нижней границах активной зоны соответственно, передаются по проводникам 6 и 7 в пассивный термостат 3, откуда далее по проводникам 4 через электрический соединитель 1 передаются во внереакторную информационно-измерительную систему (ИИС). В ИИС также поступает сигнал электрического напряжения от термосопротивления 8, пропорциональный температуре холодных спаев 5 ТЭП. Сигнал термо-ЭДС состоит из постоянной и переменной составляющих. По постоянной составляющей сигналов термо-ЭДС от горячих спаев 11 и 19 ТЭП с учетом сигнала напряжения от термосопротивления 8 в ИИС определяется температура теплоносителя на верхней и нижней границах активной зоны соответственно. Переменная составляющая сигнала термо-ЭДС и горячих спаев 11 и 19 ТЭП используется в ИИС для вычисления скорости движения теплоносителя корреляционным методом. Сигналы электрического тока, возникающего в ДПЗ 13, 14, 15, 16 и 17 под действием внутриреакторного ядерного излучения, по индивидуальным кабелям 10 с двумя проводниками, один из которых соединен с эмиттером ДПЗ, через электрический разъем 1 передаются в ИИС. Сигнал электрического тока ДПЗ состоит из постоянной и переменной составляющих. По постоянной составляющей сигналов электрического тока ДПЗ 13, 14, 15, 16 и 17 рассчитывается распределение энерговыделения по высоте активной зоны. Переменная составляющая сигналов электрического тока ДПЗ 13, 14, 15, 16 и 17 используется в ИИС для вычисления скорости движения теплоносителя корреляционным методом и для контроля появления локального кипения теплоносителя около ДПЗ 13, 14, 15, 16 и 17 с помощью статистического анализа.
Экспериментально-расчетным путем установлено следующее. При длине эмиттера менее 0,05 м, а также при расстоянии по высоте между центрами эмиттеров соседних ДПЗ менее утроенной длины эмиттера значительно уменьшается точность определения скорости движения теплоносителя. При длине эмиттера менее 0,05 м, а также диаметре менее 0,001 м существенно уменьшается точность контроля появления кипения теплоносителя около ДПЗ. При длине эмиттера более 0,15 м уменьшается точность определения места появления этого кипения. Возможность реализации этих функций с помощью ДПЗ зависит от наличия в кабеле фонового (не соединенного с эмиттером) проводника. Таким образом, при длине эмиттера ДПЗ не менее 0,05 м и не более 0,15 м, диаметре эмиттера ДПЗ не менее 0,001 м, наличии двух проводников в кабеле ДПЗ, один из которых соединен с эмиттером, и расстоянии между центрами эмиттеров рядом расположенных ДПЗ более утроенной длины эмиттера можно обеспечить измерение и контроль двух параметров топливной кассеты с удовлетворительной точностью. Однако при такой длине эмиттера необходимо не менее пяти ДПЗ, входящих в состав измерительного канала, для расчета распределения энерговыделения по высоте активной зоны с удовлетворительной точностью. Кроме того, максимальный диаметр эмиттера составляет не более 0,005 м. В противном случае за счет экранировки внешними областями эмиттера резко снижается сигнал ДПЗ и соответственно точность измерения. Также экспериментально установлено, что при инерционности горячего спая ТЭП не более 0,05 с с помощью статистического анализа в информационно-измерительной системе (ИИС) переменной составляющей сигнала термо-ЭДС можно контролировать появление локального кипения теплоносителя в месте расположения горячего спая ТЭП и таким образом повысить точность и надежность показаний ДПЗ при появлении кипения в топливной кассете.
Наличие герметичной проходки 9 позволяет выполнить внутриреакторную часть корпуса 2 в пределах активной зоны из циркония или его сплавов, который обладает низким сечением поглощения нейтронов, что повышает точность измерения энерговыделения в активной зоне с помощью ДПЗ, уменьшает наведенную активность корпуса измерительного канала в результате его длительной эксплуатации и продлевает кампанию реактора. Кроме того, механические свойства циркония позволяют уменьшить механические усилия при монтаже или демонтаже измерительного канала.

Claims (3)

1. Измерительный канал системы внутриреакторного контроля, содержащий корпус, внутри которого расположена сборка термоэлектрических преобразователей кабельного типа с заземленными горячими спаями, размещаемыми в потоке теплоносителя внутри реактора, и холодными спаями, размещаемыми вне реактора с возможностью контроля их температуры и сборка детекторов прямой зарядки, расположенных на заданных по высоте уровнях активной зоны и снабжены кабелями, соединяемыми с линиями связи информационно-измерительной системы, отличающийся тем, что длина эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,05 м и не более 0,15 м, диаметр эмиттера каждого детектора прямой зарядки составляет не менее 0,001 м и не более 0,005 м, причем эмиттер каждого детектора прямой за рядки соединен с одним проводником кабеля, который имеет второй фоновый проводник, количество детекторов прямой зарядки выбрано не менее пяти штук, а расстояние по высоте между центрами эмиттеров соседних детекторов прямой зарядки составляет не менее утроенной длины эмиттера.
2. Канал по п. 1, отличающийся тем, что использованы термоэлектрические преобразователи с инерционностью не более 0,05 с.
3. Канал по п. 1 или 2, отличающийся тем, что часть корпуса, располагаемая в пределах активной зоны выполнена из циркония или его сплавов.
RU9696110622A 1996-05-28 1996-05-28 Измерительный канал системы внутриреакторного контроля RU2092916C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696110622A RU2092916C1 (ru) 1996-05-28 1996-05-28 Измерительный канал системы внутриреакторного контроля

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696110622A RU2092916C1 (ru) 1996-05-28 1996-05-28 Измерительный канал системы внутриреакторного контроля

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2092916C1 true RU2092916C1 (ru) 1997-10-10
RU96110622A RU96110622A (ru) 1998-08-27

Family

ID=20181122

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9696110622A RU2092916C1 (ru) 1996-05-28 1996-05-28 Измерительный канал системы внутриреакторного контроля

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2092916C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2609154C2 (ru) * 2011-10-04 2017-01-30 Вестингхаус Электрик Компани Ллс Внутризонная измерительная сборка в канале
RU2716002C1 (ru) * 2019-11-29 2020-03-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Патент Великобритании N 1276993, кл. G 21 C 17/10, 1972. Авторское свидетельство СССР N 1328848, кл. G 21 C 17/00, 1985. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2609154C2 (ru) * 2011-10-04 2017-01-30 Вестингхаус Электрик Компани Ллс Внутризонная измерительная сборка в канале
RU2716002C1 (ru) * 2019-11-29 2020-03-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101843603B1 (ko) 자기 보상식의 고정밀 고수명의 듀얼 로듐 바나듐 이미터 로내 핵 검출기
KR101428404B1 (ko) 원자로 보호 시스템 및 원자로용 센서 시스템
US4406011A (en) Gamma thermometer based reactor core liquid level detector
SE9900947L (sv) Instrumenteringssystem för kärnreaktor, övervakningssystem för reaktoreffektfördelning innerattande ovanstående instrumenteringssystem, och övervakningssätt för reaktoreffektfördelning
US5015434A (en) Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors
JPH0627859B2 (ja) 広レンジ中性子束モニタ装置
RU2178211C2 (ru) Малоинерционное миниатюризированное устройство с собственным источником энергии для ярусного обнаружения нейтронного потока в ядерном реакторе
US11728057B2 (en) Nuclear fuel failure protection system
US4426352A (en) Composite detector
RU2092916C1 (ru) Измерительный канал системы внутриреакторного контроля
EP1842205B1 (en) Neutron detector assembly with variable length rhodium emitters
JP3462885B2 (ja) 原子炉の出力測定装置およびその製造方法
JP3274904B2 (ja) 原子炉出力測定装置
EP0263226B1 (en) A method and an instrument for monitoring the cooling conditions in a light water reactor
US4765943A (en) Thermal neutron detectors and system using the same
Raghavan et al. Application of the gamma thermometer as BWR fixed in-core calibration system
US11841469B2 (en) Devices, systems, and methods for detecting radiation with Schottky diodes for enhanced in-core measurements
Leyse et al. Gamma thermometer developments for light water reactors
US20200219630A1 (en) Temperature measurement sensor using material with a temperature dependent neutron capture cross section
EP3467843B1 (en) Reactor output monitoring device
JPH0587978A (ja) 原子炉出力計測装置
SU1328848A1 (ru) Измерительный канал системы внутриреакторного контрол
US4927593A (en) Beta ray flux measuring device
JP2934513B2 (ja) 出力分布計測装置
Loving Neutron, temperature and gamma sensors for pressurized water reactors