RU2200988C2 - Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе - Google Patents
Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе Download PDFInfo
- Publication number
- RU2200988C2 RU2200988C2 RU2001104588/06A RU2001104588A RU2200988C2 RU 2200988 C2 RU2200988 C2 RU 2200988C2 RU 2001104588/06 A RU2001104588/06 A RU 2001104588/06A RU 2001104588 A RU2001104588 A RU 2001104588A RU 2200988 C2 RU2200988 C2 RU 2200988C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- activation
- reactor
- monodetector
- detector
- nuclides
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области контроля характеристик энергетического ядерного реактора и его топливных элементов нейтронно-активационными методами и может быть использовано на атомных электростанциях с реакторами типа РБМК и других, имеющих доступ в активную зону во время работы реактора. Сущность изобретения: способ измерения включает размещение активационного детектора, содержащего нуклиды одного химического элемента, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора. Данный монодетектор фиксирует энергию тепловых и быстрых нейтронов. Наведенную активность монодетектора регистрируют в течение 5 ÷ 12 мин с момента его извлечения из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов. Выявлена возможность использования в качестве активационного монодетектора 27Al, или 59Со, или поваренной соли. В качестве материала мишеней возможно использование бериллия или дейтерия. Технический результат: ускорение и упрощение процесса измерения, расширение функциональных возможностей, повышение точности измерения потока нейтронов и надежности контроля мощности. 1 з.п.ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к области контроля характеристик энергетического ядерного реактора и его топливных элементов нейтронно-активационными методами и может быть использовано на атомных электростанциях с реакторами типа РБМК и других, имеющих доступ в активную зону во время работы реактора, для решения следующих задач: определение локального энерговыделения; измерение выгорания тепловыделяющей сборки без ее изъятия из активной зоны реактора.
Известен способ [1] измерения потока быстрых нейтронов, где в качестве активируемой среды используется газ с порогом активации в области энергий быстрых нейтронов, который способен распадаться с испусканием позитронов, регистрируются аннигиляционные гамма-кванты и по результатам измерений судят о мощности атомного реактора. Данный способ позволяет измерять только поток быстрых нейтронов, а измерение потока тепловых нейтронов производится другими "методами".
В известном устройстве [2] с целью определения локальной мощности реактора применен детектор прямой зарядки с двумя эмиттерами, изготовленными из материалов, чувствительных к нейтронам различной энергии - тепловым и эпитепловым. Сравнение двух измеряемых сигналов позволяет определить локальную мощность (энерговыделение) реактора. Основным недостатком данного способа является его нечувствительность к нейтронам с энергией больше 1 МэВ.
Наиболее близким к предлагаемому изобретению аналогом является способ измерения потока нейтронов в исследовательском ядерном реакторе (с длиной активной зоны, как правило, не более 1 м) [3], который состоит из следующих этапов: введение в точку измерения в активной зоне реактора активационного детектора из материала, содержащего, по крайней мере, два различных нуклида, которые под действием быстрых нейтронов двух различных энергий образуют два канала активации, активационный детектор продуцирует два измеряемых сигнала, каждый из которых, будучи зависимым от локального потока нейтронов двух различных энергий, изменяется вместе с изменением выгорания в точке измерения; сравнение этих двух сигналов; расчет выгорания на основе этого сравнения. Активационные детекторы выполнены в виде столбика шариков, введенных через трубу в активную зону реактора. Шарики с помощью пневматического устройства последовательно передаются на место измерения. Измеряются γ-кванты от продуктов реакций, происшедших под действием быстрых нейтронов с энергией >2 МэВ. В качестве материала для активационного детектора выбиралась смесь Мn и V. Время измерения активности одного шарика вместе с временем выдержки составило примерно 20 часов.
Основным недостатком данного способа является длительное время измерений и получение дискретных значений по высоте активной зоны, что связано с необходимостью выдержки активационного детектора для спада активности короткоживущих нуклидов. Для измерения в 10 точках по высоте активной зоны необходимо, как минимум, 20 часов. Другой недостаток заключается в том, что большое влияние на результаты анализа оказывают примеси, содержащиеся в материале активационного детектора. Так как поток быстрых нейтронов с энергией больше 2 МэВ сравнительно невелик, то, как это указано в описании к патенту [3], продукты активации на тепловых нейтронах от этих примесей могут замаскировать γ-излучение продуктов активации на быстрых нейтронах, т.к. активность их будет достаточно велика по сравнению с активностью целевых нуклидов.
Задачей, решаемой изобретением, является ускорение и упрощение процесса измерения, расширение функциональных возможностей, повышение точности измерения потока нейтронов, а следовательно, повышение надежности контроля мощности.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе измерения потока нейтронов в ядерном реакторе, включающем размещение активационного детектора, содержащего нуклиды, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора на мишени, предложено использовать монодетектор, фиксирующий энергию тепловых и быстрых нейтронов, наведенную активность которого регистрируют в течение 5÷12 мин с момента извлечения детектора из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам, с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов. Кроме того, заявителем выявлена возможность использования в качестве активационного монодетектора 27Al, или 59Со, или поваренной соли, а в качестве материала мишени использовать бериллий и дейтерий для регистрации нейтронного излучения от быстрых и тепловых нейтронов.
В опубликованных источниках информации (см. [4], [5], [6]) приводятся данные по использованию 27Al в качестве активационного детектора. Однако 27Al рассматривается как детектор только для быстрых нейтронов с энергией >7 МэВ. В заявляемом нами способе он выступает в качестве детектора как для быстрых нейтронов с энергией >7 МэВ, так и тепловых. Это стало возможным в связи с тем, что в качестве мишени для детектора из 27Al предложено использовать бериллий и D2O, т.е. за счет их совместного использования. Использование этих мишеней по отдельности приведено в работе [4]. На мишени из бериллия фотонейтроны будут генерироваться γ-квантами, испускаемыми нуклидами, которые образованы как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, а на мишени из D2O только теми нуклидами, которые образованы на быстрых нейтронах. Величины генерируемых потоков фотонейтронов измеряются и сравниваются. Существенным отличительным признаком является также время, в течение которого необходимо провести такие измерения (5÷12 мин). Если время проведения измерений будет более 12 минут, то образовавшиеся на тепловых нейтронах короткоживущие нуклиды 28Аl практически распадутся и, следовательно, будет потеряна информация о потоке тепловых нейтронов. Если время проведения измерений будет менее 5 минут, то будет неадекватно передана информация о потоке быстрых нейтронов. Особенностью заявляемого способа является и то, что в случае использования указанных мишеней влияние примесей практически сведено к нулю, т.к. ядерные реакции на нуклидах, содержащихся в индикаторе, идут в основном на нуклиде 27Al. Существенным отличием от ближайшего аналога является то, что регистрация на мишенях идет одновременно, что повышает точность результата, т.к. оба измерения привязаны к единому времени. В ближайшем аналоге требуется время выдержки для распада примесей, оказывающих влияние на результаты измерений потока быстрых нейтронов. Существенным является и то, что в заявляемом способе алюминиевый детектор регистрирует и информацию о потоке тепловых нейтронов.
Связь числа активных ядер с плотностью потока нейтронов определяется выражением
где N (E, z, t) - число активных ядер, образующихся в результате облучения активационного детектора, зависящие от энергии нейтронов (Е), координаты детектора (z) и времени (t);
z - длина активационного детектора, см;
Т - время облучения, с;
σ(Е) - сечение взаимодействия нейтронов с энергией Е с ядрами детектора, см2;
1 - координата детектора (имеет тот же смысл, что и z);
λ - постоянная распада, с-1;
n0 - число активируемых ядер;
Ф (E, z, t) - энергетическое распределение плотности потока нейтронов.
где N (E, z, t) - число активных ядер, образующихся в результате облучения активационного детектора, зависящие от энергии нейтронов (Е), координаты детектора (z) и времени (t);
z - длина активационного детектора, см;
Т - время облучения, с;
σ(Е) - сечение взаимодействия нейтронов с энергией Е с ядрами детектора, см2;
1 - координата детектора (имеет тот же смысл, что и z);
λ - постоянная распада, с-1;
n0 - число активируемых ядер;
Ф (E, z, t) - энергетическое распределение плотности потока нейтронов.
Решение этого уравнения зписывается в виде
Для пороговых реакций на быстрых нейтронах активационный интеграл (q) можно записать в виде
где σэфф и Еп эфф - эффективные сечение и энергия нейтронов в ядерной реакции, по которой образуется радиоактивный изотоп.
Для пороговых реакций на быстрых нейтронах активационный интеграл (q) можно записать в виде
где σэфф и Еп эфф - эффективные сечение и энергия нейтронов в ядерной реакции, по которой образуется радиоактивный изотоп.
Из (2) и (3) получаем выражение для плотности потока нейтронов
Для тепловых нейтронов выражение для плотности потока аналогично выражению (4), но используется сечение активации - σact. В величину А(l) входят параметры, связанные с геометрией измерений. Для цилиндрических мишеней из бериллия и дейтерия
где Р(l) - выход фотонейтронов, с-1;
с - коэффициент, учитывающий геометрические размеры мишени;
ρ - плотность материала мишени, г•см-3;
μω - стандартный нейтронный выход (константа Ваттенберга) для данной пары радионуклид-мишень, см2•с-1•г-1•Ки-1.
Для тепловых нейтронов выражение для плотности потока аналогично выражению (4), но используется сечение активации - σact. В величину А(l) входят параметры, связанные с геометрией измерений. Для цилиндрических мишеней из бериллия и дейтерия
где Р(l) - выход фотонейтронов, с-1;
с - коэффициент, учитывающий геометрические размеры мишени;
ρ - плотность материала мишени, г•см-3;
μω - стандартный нейтронный выход (константа Ваттенберга) для данной пары радионуклид-мишень, см2•с-1•г-1•Ки-1.
Кроме 27Al, в качестве материала для активационного детектора можно выбирать и другие нуклиды, например 59Со.
Пример осуществления способа.
На чертеже представлена система измерений. Система включает: активационный детектор 1, измеряемую тепловыделяющую сборку 2, соседние ТВС 3, установленные в графите 4, детектирующее устройство 5, расположенное на защитной плите 6 реактора. Активационный детектор 1 подвешивается на подъемном устройстве 7. Детектирующее устройство 5 содержит: дейтериевую 8 и бериллиевую 9 мишени, регистрирующие счетчики 10 (верхние и нижние) нейтронов, замедлитель 11, защиту 12, регистрирующую 13 и анализирующую 14 аппаратуру.
Способ осуществляют следующим образом. Активационный детектор 1 в виде алюминиевой проволоки диаметром 2 мм опускают в центральный канал измеряемой ТВС 2. Детектирующее устройство 5 располагают непосредственно над измеряемой ТВС 2 с целью снижения влияния радиационного фона, на защитной плите 6 реактора. Облучение осуществляют как нейтронами от измеряемой ТВС 2, так и нейтронами от соседних ТВС 3, замедлившихся в графите 4. Активационный детектор 1 после облучения подвешивают к подъемному устройству 7 и с равномерной скоростью (примерно от 1 до 4 м/мин в зависимости от наведенной активности, требуемой точности измерений и т.п. параметров) протягивают через дейтериевую 8 и бериллиевую 9 мишени. Дейтериевая мишень 8 представляет собой стальной цилиндр диаметром 36 мм и высотой 40 мм, заполненный тяжелой водой. Цилиндр имеет центральное отверстие диаметром 6 мм. Геометрические размеры бериллиевой мишени 9 такие же, заполнитель - порошок бериллия. Фотонейтроны, возникающие на мишенях, регистрируют счетчиками 10 нейтронов, помещенными в замедлитель 11 из полиэтилена. Между двумя блоками регистрации 10, верхним и нижним, расположена защита 12 из борированного полиэтилена, исключающая взаимное влияние реакций, происходящих на соседних мишенях. Импульсы от счетчиков 10 нейтронов поступают на регистрирующую аппаратуру 13. Полученные данные анализируют с помощью аппаратуры 14. Время измерения одной сборки при использовании детектора из 27Al не превышает 10 минут, при этом анализируется более 100 точек по высоте измеряемой сборки. Результаты измерений приведены в таблице.
Использование предлагаемого изобретения позволяет обеспечить, по сравнению с ближайшим аналогом, следующие преимущества:
1. Более чем на два порядка сокращается время измерения одной кассеты. Это обеспечивается тем, что измерения проводятся спустя 5÷12 мин после извлечения активационного детектора из реактора.
1. Более чем на два порядка сокращается время измерения одной кассеты. Это обеспечивается тем, что измерения проводятся спустя 5÷12 мин после извлечения активационного детектора из реактора.
2. Короткоживущие продукты активации (28Аl), обычно негативно влияющие на результаты измерений, не ухудшают точности измерений, а напротив, используются в качестве индикаторов вычисляемых характеристик.
3. Практически отсутствует влияние примесей, содержащихся в активационном детекторе.
Список использованной литературы:
1. Авторское свидетельство СССР 788977, G 21 С 17/06.
1. Авторское свидетельство СССР 788977, G 21 С 17/06.
2. Патент США 4381451.
3. Патент США 4024017 (ближайший аналог).
4. Ломакин С.С. и др. Радиометрия нейтронов активационным методом. - М.: Атомиздат, 1975, с. 23 и 24.
5. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках, ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1976.
6. Ядерно-физические методы контроля вещественного состава. - М.: Наука, 1966.
Claims (2)
1. Способ измерения потока нейтронов в ядерном реакторе, включающий размещение активационного детектора, содержащего нуклиды одного химического элемента, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора, отличающийся тем, что используют монодетектор, фиксирующий энергию тепловых и быстрых нейтронов, наведенную активность которого регистрируют в течение 5÷12 мин с момента извлечения детектора из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов.
2. Способ измерения по п. 1, отличающийся тем, что в качестве активационного монодетектора используют 27А1, или 59Со, или 35Сl, а в качестве материала для одной из мишеней используют бериллий, а для другой - дейтерий.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001104588/06A RU2200988C2 (ru) | 2001-02-19 | 2001-02-19 | Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001104588/06A RU2200988C2 (ru) | 2001-02-19 | 2001-02-19 | Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2001104588A RU2001104588A (ru) | 2003-01-20 |
RU2200988C2 true RU2200988C2 (ru) | 2003-03-20 |
Family
ID=20246199
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001104588/06A RU2200988C2 (ru) | 2001-02-19 | 2001-02-19 | Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2200988C2 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2479053C2 (ru) * | 2007-10-12 | 2013-04-10 | Арева Нп | Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов |
RU2496165C1 (ru) * | 2012-02-21 | 2013-10-20 | Объединенный Институт Ядерных Исследований | Криогенный дозатор шариков для холодного замедлителя нейтронов |
RU2516854C2 (ru) * | 2008-10-13 | 2014-05-20 | Коммиссариат А Л` Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Устройство онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов |
-
2001
- 2001-02-19 RU RU2001104588/06A patent/RU2200988C2/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2479053C2 (ru) * | 2007-10-12 | 2013-04-10 | Арева Нп | Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов |
RU2516854C2 (ru) * | 2008-10-13 | 2014-05-20 | Коммиссариат А Л` Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Устройство онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов |
RU2496165C1 (ru) * | 2012-02-21 | 2013-10-20 | Объединенный Институт Ядерных Исследований | Криогенный дозатор шариков для холодного замедлителя нейтронов |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4483816A (en) | Apparatus and method for quantitative assay of generic transuranic wastes from nuclear reactors | |
Di Tigliole et al. | TRIGA reactor absolute neutron flux measurement using activated isotopes | |
US3222521A (en) | Method and apparatus for measuring fissionable isotope concentration | |
Simon et al. | Feasibility study of fissile mass quantification by photofission delayed gamma rays in radioactive waste packages using MCNPX | |
Matsson et al. | Developments in gamma scanning irradiated nuclear fuel | |
Steinhauser et al. | Gas ionization detectors | |
RU2200988C2 (ru) | Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе | |
Raoux et al. | Transuranic waste assay by neutron interrogation and online prompt and delayed neutron measurement | |
Israelashvili et al. | Fissile mass estimation by pulsed neutron source interrogation | |
Bentoumi et al. | Investigation of in-beam prompt and delayed neutron counting techniques for detection and characterization of special nuclear material | |
JP5907836B2 (ja) | 管理対象物の計量管理方法 | |
Morichi et al. | Developments and experiences of the CHANCE, MICADO and PREDIS projects in radioactive waste characterization | |
JP2006010356A (ja) | パルス中性子透過法による非破壊分析方法及び装置 | |
US4409480A (en) | Method and system for the testing and calibration of radioactive well logging tools | |
Carasco et al. | Photofission delayed gamma-ray measurements in a large cemented radioactive waste drum during LINAC irradiation | |
JP3652952B2 (ja) | 原子個数密度の非破壊測定方法及び装置 | |
Klein et al. | Neutron resonance transmission analysis (NRTA) for nuclear fuel characterization using a portable dt neutron generator | |
RU2527489C2 (ru) | Нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации | |
Lundkvist | Investigation of possible non-destructive assay (NDA) techniques for at the future Swedish encapsulation facility | |
JP7163170B2 (ja) | 核分裂性核種の重量比の測定方法、測定装置、及び測定プログラム | |
Csikai | Neutron-based techniques for the detection of concealed objects | |
Lebois et al. | Prompt γ-rays from the Fast Neutron Induced Fission on 235,238 U and 232Th | |
Simon et al. | Fissile mass quantification in radioactive waste packages using photofission delayed gamma rays | |
Dimitrov | Ex-Vessel Reactor Dosimetry for Units 5 and 6 of Kozloduy NPP–Current Status and Future Prospects | |
Hori et al. | Non-destructive assay of nuclear materials using a self-indication method |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner | ||
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170220 |