RU2107339C1

RU2107339C1 - Method for experimental detection of subcritically shut down nuclear reactor

Info

Publication number: RU2107339C1
Application number: RU96118554A
Authority: RU
Inventors: Владимир Федотович Русинов; Валерий Федорович Борисов
Original assignee: Владимир Федотович Русинов; Валерий Федорович Борисов
Priority date: 1996-09-18
Filing date: 1996-09-18
Publication date: 1998-03-20

Abstract

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: disturbance sources are sequentially shifted in preselected quasi-separated core-division regions. Neutron field response in each region is described by physically adequate function whose parameters are found from conditions of its approximation of dependence of experimentally obtained relative variations in sensor signals as function of distance to disturbance source. Value of local subcriticality is found for each division region from response function parameters and relationship between them and material parameter of reactor medium and neutron breeding coefficient. Subcriticality of reactor as a whole is estimated by region of minimal local subcriticality. EFFECT: facilitated procedure. 2 cl

Description

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерного реактора, в частности его подкритичности после останова. The invention relates to methods for experimentally determining the physical characteristics of a nuclear reactor, in particular its subcriticality after shutdown.

Способы экспериментального определения подкритичности остановленного ядерного реактора, основанные на использовании взаимосвязи этого параметра с откликом нейтронного поля на перемещение в активной зоне стрежней-поглотителей нейтронов или иных локальных источников возмущения, известны. Methods for experimental determination of the subcriticality of a stopped nuclear reactor based on the use of the relationship of this parameter with the response of the neutron field to movement in the core of neutron absorbing rods or other local sources of disturbance are known.

Наибольшее распространение получил способ [1], согласно которому реактор из исходного подкритического состояния переводят сначала в критическое состояние, для чего из активной зоны извлекают необходимое число стержней-поглотителей нейтронов системы управления и аварийной защиты (СУЗ) реактора; затем, путем "сброса" в активную зону тех же стержней, которые были извлечены для достижения критичности, реактор вновь переводят в подкритическое состояние. Отклик нейтронного поля на последнее действие воспринимается нейтронными вне- и/или внутриреакторными датчиками, сигналы которых подаются к так называемому реактиметру - устройству, осуществляющему обращенное решение уравнения кинетики реактора и имеющему на выходе сигнал-эквивалент отрицательной реактивности, вносимой стержнями при их сбросе: ρ = (K_эфф-1)/K_эфф, где K_эфф≤ 1 - эффективный коэффициент размножения нейтронов. Подкритичность реактора находится как величина ΔK = 1-K_эфф. .The method [1] is most widely used, according to which the reactor is first transferred from the initial subcritical state to the critical state, for which the required number of neutron absorbing rods of the reactor control and emergency protection (CPS) system is removed from the core; then, by "dumping" to the core the same rods that were removed to achieve criticality, the reactor is again transferred to a subcritical state. The neutron field response to the last action is perceived by neutron external and / or internal reactor sensors, whose signals are fed to the so-called reactimeter - a device that performs the inverse solution of the kinetics of the reactor and has an output signal equivalent to the negative reactivity introduced by the rods when they are reset: ρ = (K _eff -1) / K _eff , where K _eff ≤ 1 is the effective neutron multiplication factor. The subcriticality of the reactor is found as ΔK = 1-K _eff . .

Одним из недостатков описанного способа является необходимость проведения целого комплекса ядерно-опасных работ, связанных с выводом реактора в критсостояние, когда все другие работы на ректоре и в СУЗ, как правило, приостанавливаются. Другой недостаток - в том, что из-за явлений интерференции критичность реактора может быть достигнута, вообще говоря, при разном количестве извлеченных стержней (в зависимости от сочетания координат этих стержней) и, следовательно, результаты эксперимента оказываются объективно зависящими от воли экспериментатора. Третий недостаток - в том, что реактор рассматривается как точечный объект (используется "точечное" уравнение кинетики нейтронного поля), в то время как активная зона остановленного реактора в состоянии глубокой подкритичности представляет собой, по существу, совокупность ряда квазиавтономных (квазинезависимых) областей, обладающих своими собственными значениями материального параметра, коэффициента размножения нейтронов и подкритичности; это вносит погрешность в оценку действительного состояния активной зоны и уровня ядерной безопасности. One of the drawbacks of the described method is the need to carry out a whole complex of nuclear hazardous work related to bringing the reactor to a critical state, when all other work at the reactor and in the CPS, as a rule, is suspended. Another drawback is that, due to interference phenomena, the criticality of the reactor can be achieved, generally speaking, with a different number of extracted rods (depending on the combination of the coordinates of these rods) and, therefore, the experimental results are objectively dependent on the will of the experimenter. The third drawback is that the reactor is considered as a point object (the “point” equation of the kinetics of the neutron field is used), while the active zone of a stopped reactor in a state of deep subcriticality is essentially a combination of a number of quasi-autonomous (quasi-independent) regions with their own values of the material parameter, neutron multiplication coefficient and subcriticality; this introduces an error in the assessment of the actual state of the core and the level of nuclear safety.

Прототипом изобретения является способ определения подкритичности остановленного ядерного реактора, не требующий перевода его в критсостояние. Согласно этому способу, описанному в [2], в активной зоне перемещают реперные стержни-поглотители или внешние источники нейтронов, по сигналам датчиков определяют усредненный по объему активной зоны отклик нейтронного поля на это перемещение, а оценку искомой величины осуществляют по формулам:
ΔK = 1-(Φ₂δK/(Φ₂-Φ₁)) или ΔK = (Φ $\binom{*}{2}$ -Φ $\binom{*}{1}$ )/Φ $\binom{*}{0}$ , ,
где δK - известная эффективность реперной группы стержней-поглотителей; Φ₁, Φ₂ или Φ $\binom{*}{1}$ , Φ $\binom{*}{2}$ - плотность потока нейтронов (по показаниям нейтронных датчиков) до/после извлечения реперной группы стержней из активной зоны или до/после введения в нее внешних источников нейтронов; Φ $\binom{*}{0}$ - плотность потока нейтронов в активной зоне (по показаниям нейтронных датчиков) при ΔK = 1 , соответствующая суммарной мощности использованных в эксперименте внешних источников нейтронов.The prototype of the invention is a method for determining the subcriticality of a stopped nuclear reactor, which does not require its transfer to a critical state. According to this method described in [2], reference absorber rods or external neutron sources are moved in the active zone, the neutron field response averaged over the volume of the active zone to this movement is determined by the sensor signals, and the unknown quantity is estimated by the formulas:
ΔK = 1- (Φ ₂ δK / (Φ ₂ -Φ ₁ )) or ΔK = (Φ $\binom{*}{2}$ -Φ $\binom{*}{1}$ ) / Φ $\binom{*}{0}$ ,,
where δK is the known efficiency of the reference group of absorbent rods; Φ ₁ , Φ ₂ or Φ $\binom{*}{1}$ , Φ $\binom{*}{2}$ - neutron flux density (according to neutron sensors) before / after removing the reference group of rods from the core or before / after introducing external neutron sources into it; Φ $\binom{*}{0}$ - neutron flux density in the core (according to neutron sensors) at ΔK = 1, corresponding to the total power of external neutron sources used in the experiment.

Наряду с указанным преимуществом (отсутствием необходимости перевода реактора в критсостояние), способ-прототип имеет и существенные недостатки, ограничивающие его практическую значимость: он требует наличия либо стержней-поглотителей с заранее известной эффективностью, что трудно выполнимо из-за зависимости ее от меняющихся со временем свойств самих этих стержней и характеристик размножающих сред окружения, либо весьма мощных искусственных источников нейтронов, способных заметно изменить плотность потока нейтронов, что реально выполнимо лишь для реакторов с начальной загрузкой топлива, когда нейтронное поле обусловлено главным образом процессами спонтанного деления ядер. Кроме того, этому способу свойственен и недостаток способа-аналога, касающийся трактовки реактора как точечного объекта, а не объекта с пространственно-распределенными характеристиками. Along with the indicated advantage (there is no need to transfer the reactor to the critical state), the prototype method also has significant drawbacks that limit its practical significance: it requires the presence of absorber rods with a predetermined efficiency, which is difficult because of its dependence on time the properties of these rods themselves and the characteristics of the breeding environments of the environment, or very powerful artificial neutron sources that can significantly change the neutron flux density, which is really possible olnimo only for reactors to the initial fuel loading, when the neutron field is mainly due to spontaneous fission processes. In addition, this method also has the disadvantage of an analogue method, regarding the treatment of the reactor as a point object, and not an object with spatially distributed characteristics.

Задачей изобретения является повышение эксплуатационных качеств и практической значимости способа-прототипа. The objective of the invention is to improve the performance and practical significance of the prototype method.

Технический результат, достигается при использовании изобретения, заключается в снятии ограничений на физические свойства используемых в эксперименте стержней-поглотителей и иных источников возмущения нейтронного поля, а также в обеспечении возможности выявления области активной зоны с минимальным значением локальной подкритичности, что важно с позиций обеспечения ядерной безопасности. The technical result, achieved by using the invention, consists in removing restrictions on the physical properties of absorber rods and other sources of neutron field disturbance used in the experiment, as well as making it possible to identify the core region with a minimum value of local subcriticality, which is important from the standpoint of nuclear safety .

Указанный технический результат достигается тем, что перемещение используемых в эксперименте источников возмущения, в частности, стержней-поглотителей, осуществляют последовательно в предварительно выбранных квазиавтономных областях разбиения активной зоны, отклик нейтронного поля в каждой из таких областей описывают физически адекватной функцией, параметры которой определяют из условий аппроксимации ею зависимости экспериментально полученных значений относительно изменения сигналов датчиков от расстояния до источника возмущения, по значениям параметров функции-отклика и соотношениям, связывающим их с материальным параметром реакторной среды и коэффициентом размножения нейтронов, для каждой из областей разбиения находят значение локальной подкритичности, оценку значения подкритичности реактора в целом осуществляют по области с минимальным значением локальной подкритичности. При этом количество областей разбиения активной зоны выбирают исходя из необходимости их частичного взаимного перекрытия не меньшим, чем значение частного от деления квадрата радиуса активной зоны на квадрат расстояния, соответствующего десятикратному спаду функции-отклика нейтронного поля на воздействие локального источника возмущения в реакторе с минимально допустимой подкритичностью. The specified technical result is achieved by the fact that the sources of disturbance used in the experiment, in particular, the absorber rods, are moved sequentially in preselected quasi-autonomous regions of the core partition, the neutron field response in each of these regions is described by a physically adequate function, the parameters of which are determined from the conditions approximations by it of the dependence of the experimentally obtained values regarding the change in the sensor signals from the distance to the source Ia, according to the parameter values and function-response relationships, bonding them with material parameter of the reactor environment and the neutron multiplication factor for each of the regions are partition value of the local subcriticality evaluation values subcritical reactor generally is carried out on the region with the local minimum value of subcriticality. In this case, the number of regions of the core partitioning is selected based on the need for their partial mutual overlap not less than the value of the quotient of dividing the square of the radius of the core by the square of the distance corresponding to a ten-fold decrease in the neutron field response function to the effect of a local disturbance source in the reactor with the minimum permissible subcriticality .

Согласно предложенному способу, активная зона реактора трактуется как многосвязная система с пространственно-распределенными характеристиками размножающей среды, которая по соображениям упрощения эксперимента может быть разбита условно на ряд квазиавтономных областей, размножающие свойства каждой из которых принимаются уже не зависящими от координат. Для каждой такой области разбиения в условиях баланса нейтронов на границе определяется свое собственное значение подкритичности (локальной подкритичности). Причем для этого используются не абсолютные значения сигналов датчиков, контролирующих нейтронное поле, а их относительные изменения, аппроксимируемые физически адекватными (т.е. теоретически и экспериментально обоснованными) функциями влияния источников возмущения, так что степень абсолютной эффективности стержней-поглотителей и иных локальных источников возмущения уже не имеет принципиального значения: она должна быть просто достаточной для надежного измерения относительных изменений сигналов хотя бы ближайших к ним датчиков. Кроме того, эксперимент позволяет выявить область с минимальным значением локальной подкритичности, практически и определяющей подкритичность реактора в целом. По сравнению с возможностями известных способов, этот результат является принципиально новым. According to the proposed method, the reactor core is interpreted as a multiply connected system with spatially distributed characteristics of the propagating medium, which, for reasons of simplification of the experiment, can be conditionally divided into a number of quasi-autonomous regions, the propagating properties of each of which are assumed to be independent of coordinates. For each such region of decomposition under the conditions of neutron balance at the boundary, its own value of subcriticality (local subcriticality) is determined. Moreover, for this, not the absolute values of the signals of the sensors controlling the neutron field are used, but their relative changes approximated by physically adequate (i.e., theoretically and experimentally substantiated) functions of the influence of the disturbance sources, so that the degree of absolute efficiency of the absorber rods and other local disturbance sources no longer of fundamental importance: it should simply be sufficient to reliably measure the relative changes in the signals of at least the sensors closest to them. In addition, the experiment reveals a region with a minimum value of local subcriticality, which practically determines the subcriticality of the reactor as a whole. Compared with the capabilities of known methods, this result is fundamentally new.

Изобретение поясним на примере определения подкритичности остановленного реактора типа РБМК, доказав вначале правомерность разбиения активной зоны его на квазиавтономные области. We will explain the invention by the example of determining the subcriticality of a stopped RBMK reactor, first proving the legitimacy of dividing it into quasi-autonomous regions.

Минимально допустимая подкритичность ΔK остановленного реактора, согласно [3] , должна быть не менее 0,01, а при выполнении ядерно-опасных работ - не менее 0,02. Почти все стержни СУЗ при этом находятся в активной зоне (их около 200) и потому можно считать, что извлечение из активной зоны или введение в нее какого-либо одного стержня практически не изменит эффективного коэффициента размножения нейтронов и, следовательно, подкритичности. Однако плотность потока нейтронов в окружении канала с указанным стержнем изменится (при извлечении стержня - увеличится, при введении в активную зону - уменьшится) по закону [4]:

,
где Φ₀(z,r), Φ(z,r) - плотность потока нейтронов в точке (z,r) цилиндрической системы координат с центром по оси стержня в состояниях до и после перемещения этого стержня; Ψ(z) - высотная составляющая относительного изменения плотности потока нейтронов после перемещения стержня; A - константа, зависящая от поглощающей способности (эффективности) стержня; K_o(x) - модифицированная функция Бесселя [5] от x; α - модуль корня квадратного из значения радиальной составляющей материального параметра β² реакторной среды; r_o - минимальное расстояние от оси стержня, с которого начинается отсчет значений φ(z,r), , например, шаг решетки технологических каналов в активной зоне.The minimum permissible subcriticality ΔK of a shutdown reactor, according to [3], should be at least 0.01, and for nuclear hazardous operations, at least 0.02. Almost all CPS rods are in this case in the active zone (there are about 200 of them), and therefore it can be considered that removing one core from the core or introducing into it does not practically change the effective neutron multiplication coefficient and, therefore, subcriticality. However, the neutron flux density in the environment of the channel with the indicated rod will change (when the rod is removed, it will increase, when introduced into the core, it will decrease) according to the law [4]:

,
where Φ ₀ (z, r), Φ (z, r) is the neutron flux density at the point (z, r) of the cylindrical coordinate system centered on the axis of the rod in the states before and after moving this rod; Ψ (z) is the altitude component of the relative change in the neutron flux density after moving the rod; A is a constant depending on the absorption capacity (efficiency) of the rod; K _o (x) is the modified Bessel function [5] of x; α is the absolute value of the square root of the radial component of the material parameter β ^{2 of the} reactor medium; r _o - the minimum distance from the axis of the rod, from which begins the reading of the values of φ (z, r), for example, the grid spacing of the technological channels in the core.

Далее для простоты будем рассматривать эксперимент, выполняемый при перемещении стержней СУЗ только на всю высоту H активной зоны с измерением изменения усредненных по высоте значений плотности потока нейтронов. Тогда функция (1) может быть записана в форме
φ(r) = φ(r₀)K₀(αr)/K₀(αr₀), (2) ,
где φ(r₀) - значение интеграла от AΨ(z) по z в пределах от 0 до H (для РБМК H = 700 см).Further, for simplicity, we will consider an experiment performed when moving the CPS rods only to the entire height H of the active zone with measuring the change in the height-averaged neutron flux density. Then function (1) can be written in the form
φ (r) = φ (r ₀ ) K ₀ (αr) / K ₀ (αr ₀ ), (2),
where φ (r ₀ ) is the value of the integral from AΨ (z) over z ranging from 0 to H (for RBMK H = 700 cm).

Известно [6], что параметры α² и β² активной зоны связаны соотношением
α²= β²-B $\binom{2}{z}$ = (K_∞-1)/L²-B $\binom{2}{z}$ , (3) ,
где B $\binom{2}{z}$ = (π/H_э)² - высотный геометрический параметр, характеризующий утечку нейтронов через верхнюю и нижнюю экстраполированные границы активной зоны (для РБМК H_э ≈ 760 см); K_∞ - коэффициент размножения нейтронов и реакторной среде бесконечных размеров с материальным параметром β² ; L² - площадь миграции нейтронов, которую далее будем считать известной, поскольку она хорошо поддается расчету (оценочно, для РБМК L² ≈ 400 см²).It is known [6] that the parameters α ² and β ^{2 of the} active zone are related by the relation
α ² = β ² -B $\binom{2}{z}$ = (K _∞ -1) / L ² -B $\binom{2}{z}$ , (3),
where b $\binom{2}{z}$ = (π / H _e ) ² is a high-altitude geometric parameter characterizing neutron leakage through the upper and lower extrapolated boundaries of the core (for RBMK, H _e ≈ 760 cm); K _∞ is the multiplication factor of neutrons and the reactor medium of infinite sizes with the material parameter β ² ; L ² is the neutron migration area, which we will further consider to be known, since it can be calculated well (estimated for RBMK L ² ≈ 400 cm ² ).

Из формулы (3) следует:
α²= ((K_∞-B $\binom{2}{z}$ L²)-1)/L²≈ (K_эфф-1)/L²= -ΔK/L². (4) .From the formula (3) it follows:
α ² = ((K _∞ -B $\binom{2}{z}$ L ² ) -1) / L ² ≈ (K _eff -1) / L ² = -ΔK / L ² . (4) .

Действительно, согласно [5] , при x << 1 выполняется равенство 1 - x ≈ 1/(1+x). При указанных выше значениях параметров B $\binom{2}{z}$ , L² ≈ имеем: B $\binom{2}{z}$ L² ≈ 6,8 10^-3 << 1. А так

Последнее соотношение между K_∞ и K_эфф справедливо для точек, утечкой нейтронов из которых за радиальную экстраполированную границу R_э активной зоны можно пренебречь, т. е. для точек, отстоящих от нее хотя бы на (2...3)L ≈ (40...60)см (для РБМК R_э ≈ 630 см).Indeed, according to [5], for x << 1 the equality 1 - x ≈ 1 / (1 + x) holds. With the above values of the parameters B

\binom{2}{z}

, L ² ≈ we have: B

\binom{2}{z}

L ² ≈ 6.8 10 ^-3 << 1. And so

The last relation between K _∞ and K _{eff is} valid for points where neutron leakage from which beyond the radial extrapolated boundary of the active region R _e can be neglected, i.e., for points that are at least (2 ... 3) L ≈ ( 40 ... 60) cm (for RBMK R _e ≈ 630 cm).

С учетом сказанного, для ΔK = 0,01(0,02) в соответствии с (4) имеем:

= 0,00500 (0,00707) 1/см. Задавшись значением r_o = 25 см, оценим теперь, на каком расстоянии от оси стержня значение φ(r) уменьшится, скажем, до 0,1φ(r₀). . Это расстояние, обозначим его R_0,1, и может быть принято в качестве условного радиуса квазиавтономной области разбиения активной зоны в том смысле, что изменение состава одной области, например, при перемещениях стержня-поглотителя, влияет на плотность потока нейтронов главным образом в ней же, а не в других областях. Из формулы (2) при полученых выше значениях α следует:
R_0,1≈ 294 (226) см, πR

\binom{2}{э}

/πR

\binom{2}{0,1}

≈ 4,6(7,8). .With that said, for ΔK = 0.01 (0.02) in accordance with (4) we have:

= 0.00500 (0.00707) 1 / cm. Given a value of r _o = 25 cm, we now estimate at what distance from the axis of the rod the value of φ (r) decreases, say, to 0.1φ (r ₀ ). . We denote this distance by R _0.1 , and can be taken as the conditional radius of the quasi-autonomous region of the core partition in the sense that a change in the composition of one region, for example, when the absorber rod moves, affects the neutron flux density mainly in it same, and not in other areas. From formula (2) for the above values of α it follows:
R _0.1 ≈ 294 (226) cm, πR

\binom{2}{uh}

/ πR

\binom{2}{0.1}

≈ 4.6 (7.8). .

Видно, что активная зона остановленного реактора типа РБМК может быть разбита условно как минимум на 5(8) квизиавтономных областей, что и требовалось доказать. При этом смежные области разбиения частично перекрывают друг друга, поскольку фактические значения функций φ(r) при r > R_0,1, хотя и относительно малы, но не равны нулю.It is seen that the active zone of a stopped RBMK type reactor can be divided into at least 5 (8) quasi-autonomous regions, which was to be proved. In this case, adjacent regions of the partition partially overlap each other, since the actual values of the functions φ (r) for r> R _0.1 , although relatively small, are not equal to zero.

Неравномерность выгорания ядерного топлива по активной зоне при эксплуатации реактора стремятся минимизировать, но она существует и влечет за собой неравномерность пространственного распределения значений материального параметра остановленного реактора. Будем считать, что активная зона такого реактора разбита на J квазиавтономных областей с номерами j = 1,2,3,..., J, обладающих разными значениями материального параметра, в пределах этих областей уже не зависящими от координат. Конфигурация, размеры, взаимное расположение таких областей, вообще говоря, произвольны и с учетом желательности (точнее, - необходимости) взаимного перекрытия могут быть подобраны расчетным путем, по соображениям симметрии и т.д. Главное, чтобы в последующем эксперименте можно было выявить (не пропустить) область с минимальным значением материального параметра, наиболее важную с позиций обеспечения ядерной безопасности. Области разбиения получаются достаточно большими, так что в каждой из них может быть расположено несколько стрежней СУЗ. Необходимо, чтобы нейтронное поле каждой такой области контролировалось как минимум двумя датчиками нейтронов. Значения L $\binom{2}{j}$ читаем известными.The uneven burnup of nuclear fuel over the core during reactor operation is sought to minimize, but it exists and entails uneven spatial distribution of the material parameter values of the shutdown reactor. We assume that the active zone of such a reactor is divided into J quasi-autonomous regions with numbers j = 1,2,3, ..., J, which have different values of the material parameter, within these regions no longer dependent on the coordinates. Generally speaking, the configuration, dimensions, and relative positions of such regions are arbitrary and, taking into account the desirability (or rather, necessity) of mutual overlap, can be selected by calculation, for reasons of symmetry, etc. The main thing is that in a subsequent experiment it would be possible to identify (not to miss) the area with the minimum value of the material parameter, the most important from the standpoint of ensuring nuclear safety. The partition areas are large enough so that in each of them several CPS rods can be located. It is necessary that the neutron field of each such region is monitored by at least two neutron sensors. L values $\binom{2}{j}$ read famous.

Последовательность операций по определению подкритичности реактора в соответствии с обсуждаемым способом такова:
1. В одной из областей разбиения с номером j перемещают (полностью извлекают из активной зоны или на всю высоту ее погружают) один из стержней СУЗ (с номером m = 1,2,3, ..., M), расположенный на расстояниях R_jmn от датчиков внутриреакторного нейтронного контроля с номерами n = 1.2,3, ..., N; желательно, чтобы все значения R_jmn были разными, но, в принципе, достаточно, если разными они будут хотя бы для двух значений n.The sequence of operations for determining the subcriticality of the reactor in accordance with the discussed method is as follows:
1. In one of the partition areas with number j, one of the CPS rods (with number m = 1,2,3, ..., M) is moved (completely removed from the active zone or immersed to the full height) located at distances R _jmn from sensors of in-reactor neutron control with numbers n = 1.2,3, ..., N; it is desirable that all values of R _jmn be different, but, in principle, sufficient if they are different for at least two values of n.

2. По сигналам I $\binom{0}{jmn}$ , I_jmn датчиков, измеренных до и после перемещения m-го стержня, определяются значения δI_jmn= (I_jmn-I $\binom{0}{jmn}$ )/I $\binom{0}{jmn}$ . . Стержень, использованный в эксперименте, возвращают в исходное положение.2. By signals I $\binom{0}{jmn}$ , I _{jmn of} sensors measured before and after moving the mth rod, the values δI _jmn = (I _jmn -I $\binom{0}{jmn}$ ) / I $\binom{0}{jmn}$ . . The rod used in the experiment is returned to its original position.

3. Для описания отклика нейтронного поля на перемещение стержня по п.1 подбирают физически адекватную этой задаче функцию, которая, в частности, может иметь вид (2):
φ_jm(r) = φ_jm(r₀)K₀(α_jmr_jm)/K₀(α_jmr₀). .3. To describe the response of the neutron field to the movement of the rod according to claim 1, a function is selected that is physically adequate for this task, which, in particular, can take the form (2):
φ _jm (r) = φ _jm (r ₀ ) K ₀ (α _jm r _jm ) / K ₀ (α _jm r ₀ ). .

4. Параметры φ_jm(r₀), α_jm функции-отклика нейтронного поля находят из условий аппроксимации ею зависимости экспериментально полученных значений относительного изменения сигналов датчиков от расстояния до источника возмущения. Условия эти сводятся в данном случае к необходимости решения системы уравнений:

.4. The parameters φ _jm (r ₀ ), α _jm of the neutron field response function are found from the conditions of approximating the dependence of the experimentally obtained values of the relative changes in the sensor signals on the distance to the disturbance source. These conditions are reduced in this case to the need to solve a system of equations:

.

5. По формуле ΔK_jm= -α $\binom{2}{jm}$ L $\binom{2}{j}$ , (см. (4)), находят первое частное значение локальной подкритичности области j, соответствующее, скажем, m = 1:ΔK_j1. .5. By the formula ΔK _jm = -α $\binom{2}{jm}$ L $\binom{2}{j}$ , (see (4)), find the first particular value of the local subcriticality of the region j, corresponding, say, m = 1: ΔK _j1 . .

6. Операции по п. п. 1-5, по возможности, повторяют при перемещении других стержней СУЗ (m = 2,3, ..., M). Находят другие частные значения локальной подкритичности области j, а по всей их совокупности - усредненное значение: ΔK_j= (ΔK_j1+ΔK_j2+...+ΔK_jM)/M. . В первом приближении, за ΔK_j может быть принято значение ΔK_jm, , полученное по результатам эксперимента при перемещении только одного стержня в области j.6. The operations under items 1-5, if possible, are repeated when moving the other rods of the CPS (m = 2,3, ..., M). Find other values of the local private subcriticality area j, and in their entirety - average _{_{value: ΔK j = (ΔK j1 +}} ΔK j2 + ... + ΔK jM) / M. . To a first approximation, for ΔK _j can be accepted value ΔK _jm,, obtained according to experimental results when moving only one rod in the area j.

7. Операции по п.п. 1-6 повторяют для других областей разбиения активной зоны. В конечном счете находят все значения ΔK_j:ΔK₁, ΔK₂,...,ΔK_J. .7. Operations on p. 1-6 are repeated for other core regions. Ultimately, all ΔK _j values are found: ΔK ₁ , ΔK ₂ , ..., ΔK _J. .

7. По результатам эксперимента находят минимальное из полученных значений ΔK_j , которое и принимают за подкритичность реактора в целом: ΔK = min(ΔK₁, ΔK₂,...,ΔK_j). .7. According to the results of the experiment, find the minimum of the obtained ΔK _j values, which is taken as the subcriticality of the reactor as a whole: ΔK = min (ΔK ₁ , ΔK ₂ , ..., ΔK _j ). .

При использовании иных источников возмущения нейтронного поля, например, внешних источников нейтронов или топливных сборок, действия по определению значений ΔK_j, ΔK аналогичны.When using other sources of neutron field perturbation, for example, external neutron sources or fuel assemblies, the steps to determine the values of ΔK _j , ΔK are similar.

Точность определения подкритичности реактора предложенным способом зависит, разумеется, от степени адекватности функций влияния локальных источников возмущения, аппроксимирующих результаты измерений перераспределения плотности потока нейтронов, реальным процессам. Форма (2) является простейшей. Более точна форма φ(r), , учитывающая изменение K_эфф в реакторе при перемещении даже одного стержня СУЗ. Еще большей точности можно достичь при переходе к многогрупповой модели переноса нейтронов с учетом всех пространственных координат и параметров активной зоны. Содержание и последовательность описанных выше операций остаются, однако, неизменными.The accuracy of determining the subcriticality of the reactor by the proposed method depends, of course, on the degree of adequacy of the influence functions of local disturbance sources approximating the results of measurements of the redistribution of neutron flux density to real processes. Form (2) is the simplest. The shape φ (r), which takes into account the change in K _eff in the reactor when moving even one CPS rod, is more accurate. Even greater accuracy can be achieved by moving to a multi-group model of neutron transfer, taking into account all spatial coordinates and core parameters. The content and sequence of the operations described above remain, however, unchanged.

В заключение отметим, что "локальность" значений подкритичности реактора с приближением его к критсостоянию постепенно теряются: все значения ΔK_j стремятся к единому показателю: ΔK. . Действительно, например, при ΔK = 0,001 имеем уже R_0,1 ≈ 735 см > R_э, т.е. разбиение активной зоны реактора с такой подкритичностью на квазиавтономные области невозможно. И наоборот, чем больше подкритичность реактора (в обычном понимании этого слова), тем больше должен проявляться эффект квазиавтономности разных участков активной зоны и тем более подробным должно быть исследование, чтобы установить истинную ее подкритичность с позиций обеспечения требуемого уровня ядерной безопасности.In conclusion, we note that the “locality” of the subcriticality values of the reactor as it approaches the critical state is gradually lost: all ΔK _j values tend to a single indicator: ΔK. . Indeed, for example, when ΔK = 0.001, we already have R _0.1 ≈ 735 cm> R _e , i.e. splitting the reactor core with such subcriticality into quasi-autonomous regions is impossible. Conversely, the greater the subcriticality of the reactor (in the usual sense of the word), the more the effect of quasi-autonomy of different sections of the active zone should be manifested and the more detailed the study should be in order to establish its true subcriticality from the standpoint of ensuring the required level of nuclear safety.

Источники информации
1. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоиздат, 1986, с. 216.Sources of information
1. Dementiev B.A. Kinetics and regulation of nuclear reactors. M .: Energoizdat, 1986, p. 216.

2. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1976, с. 152(п.10.4), 155 (п.10.7). 2. Vladimirov V.I. Practical tasks in the operation of nuclear reactors. M .: Atomizdat, 1976, p. 152 (item 10.4), 155 (item 10.7).

3. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Минатомэнергопром СССР. 3. Nuclear Safety Rules for Reactor Plants of Nuclear Power Plants (ABY RU AS-89). Minatomenergoprom of the USSR.

4. Р. Мегреблиан, Д.Холмс. Теория реакторов. М., Госатомиздат, 1992, с. 177. 4. R. Megreblian, D. Holmes. Theory of Reactors. M., Gosatomizdat, 1992, p. 177.

5. Г. Б. Двайт. Таблицы интегралов и другие математические формулы. М.: Наука, 1996. с. 8, 168. 5. G. B. Dwight. Tables of integrals and other mathematical formulas. M .: Nauka, 1996. 8, 168.

6. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981, с. 110. 6. Ganev I.Kh. Physics and reactor design. M .: Energoizdat, 1981, p. 110.

Claims

1. A method for experimentally determining the subcriticality of a abandoned nuclear reactor, including moving in the active zone of neutron-absorbing rods or other local sources of disturbance, determining from the signals of the sensors the response of the neutron field to this movement and estimating the unknown quantity, characterized in that the disturbance sources are moved sequentially in of preselected quasi-autonomous regions of the partition of the active zone, the neutron field response in each of these regions is described by a methodically adequate function, the parameters of which are determined from the approximation conditions for the dependence of the experimentally obtained values of the relative changes in the sensor signals on the distance to the disturbance source, according to the values of the response function parameters and the relations connecting them with the material parameter of the reactor medium and the neutron multiplication factor, for each of the regions the subdivisions find the values of local subcriticality, the evaluation of the subcritical value of the reactor as a whole is carried out over the region with the minimum value cheniem local subcriticality.

2. The method according to claim 1, characterized in that the number of areas of partitioning the active zone is selected based on the need for their partial mutual overlap not less than the value of the quotient of dividing the square of the radius of the active zone by the square of the distance corresponding to a ten-fold decrease in the neutron field response function by the impact of a local disturbance source in the reactor with the minimum permissible subcriticality.