RU2302676C1 - Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor - Google Patents
Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2302676C1 RU2302676C1 RU2005132343/06A RU2005132343A RU2302676C1 RU 2302676 C1 RU2302676 C1 RU 2302676C1 RU 2005132343/06 A RU2005132343/06 A RU 2005132343/06A RU 2005132343 A RU2005132343 A RU 2005132343A RU 2302676 C1 RU2302676 C1 RU 2302676C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- intensity
- gamma
- nuclear reactor
- reactor
- Prior art date
Links
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке таких важных параметров подкритического ядерного реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.The invention relates to methods for experimental determination of the physical characteristics of nuclear reactors and can be used to evaluate such important parameters of a subcritical nuclear reactor as the effective multiplication factor, reactivity.
Измерения реактивности были и остаются основными измерениями, выполняемыми как на критических сборках, так и на энергетических реакторах. Это связано с тем, что изменение нейтронной мощности реактора во времени определяется его реактивностью. Поэтому для обеспечения ядерной безопасности необходим непрерывный контроль реактивности ядерного реактора на остановках, в том числе в процессе перегрузки топлива и при выполнении регламентных ремонтных работ.Reactivity measurements have been and remain the main measurements performed both at critical assemblies and at power reactors. This is due to the fact that the change in the neutron power of a reactor over time is determined by its reactivity. Therefore, to ensure nuclear safety, continuous monitoring of the reactivity of a nuclear reactor at stops is necessary, including during fuel refueling and during routine repair work.
В тех случаях, когда вариация реактивности реактора не приводит в заданных пределах к изменениям: 1) эффективной интенсивности источников нейтронов и 2) эффективности детекторов, связь между эффективным коэффициентом размножения подкритического реактора и скоростью счета детектора нейтронов имеет вид (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004):In cases where the variation in the reactivity of the reactor does not lead to changes in the specified limits: 1) the effective intensity of the neutron sources and 2) the efficiency of the detectors, the relationship between the effective multiplication coefficient of the subcritical reactor and the count rate of the neutron detector has the form (Patent RU 2231145 C2, 20.06. 2004):
где кэф - эффективный коэффициент размножения ядерного реактора;where k eff is the effective multiplication factor of a nuclear reactor;
Nd - скорость счета детекторов нейтронов в ядерном реакторе;N d is the count rate of neutron detectors in a nuclear reactor;
Qэф - эффективная интенсивность источника нейтронов ядерного реактора.Q eff is the effective intensity of the neutron source of a nuclear reactor.
Таким образом, определив в результате эксперимента эффективную интенсивность источника нейтронов, в дальнейшем задача измерения реактивности ядерного реактора сводится к определению кэф с использованием измеренного значения Qэф.Thus, having determined the effective intensity of the neutron source as a result of the experiment, in the future the task of measuring the reactivity of a nuclear reactor is reduced to the determination of ef using the measured value of Q eff .
Известен способ одновременного и независимого определения величины источника нейтронов и реактивности [Могильнер А. И., Фокин Г.Н., Чайка Ю.Б., Кузнецов Ф.М. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. - Атомная энергия, 1974, т.36, вып.5, с.358], заключающийся в том, что эффективную интенсивность источника нейтронов реактора определяют в результате сравнения скорости счета детектора нейтронов критического или слегка надкритического (период больше 200 с) реактора со скоростью счета того же реактора, в который в момент времени t=0 введен поглотитель. Однако применение этого способа технически затруднено, поскольку для его реализации необходимо выводить ядерный реактор в критическое состояние.There is a method of simultaneous and independent determination of the magnitude of the neutron source and reactivity [Mogilner A. I., Fokin G.N., Chaika Yu.B., Kuznetsov F.M. The use of small computers for measuring reactivity. - Atomic energy, 1974, vol. 36, issue 5, p. 358], which consists in the fact that the effective intensity of the neutron source of the reactor is determined by comparing the counting speed of the neutron detector of a critical or slightly supercritical (period greater than 200 s) reactor with a speed account of the same reactor into which the absorber is introduced at time t = 0. However, the application of this method is technically difficult, since for its implementation it is necessary to bring the nuclear reactor to a critical state.
Известен способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки, принятый в качестве прототипа (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004). Qэф по этому способу рассчитывают на основании измеренного с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на ввод в активную зону ядерного реактора отрицательной реактивности. При этом время ввода отрицательной реактивности не должно превышать 5 с, суммарная эффективность вводимых стержней должна быть больше 1%, суммарное время измерения скорости счета детектора нейтронов должно быть не менее 300 секунд, а время измерения до начала сброса стержней регулирования 10÷20 секунд. В исходном стационарном состоянии до сброса стержней эффективный коэффициент размножения (кэф) должен находиться в следующем диапазоне 1>кэф>0.95.A known method for determining the effective intensity of the neutron source of a nuclear installation, adopted as a prototype (Patent RU 2231145 C2, 20.06.2004). Q eff by this method is calculated on the basis of the neutron field response measured by neutron detectors to enter negative reactivity into the core of a nuclear reactor. In this case, the input time of negative reactivity should not exceed 5 s, the total efficiency of the introduced rods should be more than 1%, the total time for measuring the count rate of the neutron detector should be at least 300 seconds, and the measurement time before the reset of the control rods was 10 ÷ 20 seconds. In the initial stationary state, before the rods are discharged, the effective multiplication coefficient (k eff ) should be in the following range 1> k eff > 0.95.
Способ, взятый за прототип, позволяет определять эффективную интенсивность источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, однако его реализация связана с определенными технологическими и техническими проблемами:The method taken as a prototype, allows you to determine the effective intensity of the neutron source of a muffled nuclear reactor, however, its implementation is associated with certain technological and technical problems:
- необходимость извлечения с последующим вводом в активную зону значительной части регулирующих стержней с целью создания достаточного возмущения нейтронного потока;- the need to extract and then enter into the active zone a significant part of the control rods in order to create a sufficient perturbation of the neutron flux;
- предполагается, что Qэф не изменяется в течение времени. Однако, вследствие уменьшения интенсивности генерации фотонейтронов в течение нескольких суток после заглушения ядерного реактора, эффективная интенсивность источника нейтронов значительно изменяется (более 1.5 раз), поэтому с целью повышения достоверности оценки состояния ядерного реактора, а следовательно, безопасности, эксперимент по определению Qэф необходимо периодически повторять, что связано с увеличением объема ядерно-опасных работ.- it is assumed that Q eff does not change over time. However, due to a decrease in the intensity of photoneutron generation within a few days after the nuclear reactor is shut down, the effective intensity of the neutron source varies significantly (more than 1.5 times), therefore, in order to increase the reliability of assessing the state of a nuclear reactor, and therefore safety, an experiment to determine Q eff is necessary periodically repeat, which is associated with an increase in the volume of nuclear hazardous work.
Задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерного реактора и уменьшение объема ядерно-опасных работ, связанных с извлечением при экспериментах по определению Qэф значительной части регулирующих стержней, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора.The objective of the present invention is to increase the safety of a nuclear reactor and reduce the amount of nuclear hazardous work associated with the extraction during experiments to determine Q eff a significant part of the control rods, providing reliable silencing of the nuclear reactor.
Поставленная задача решается тем, что в способе определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, содержащего облученное ядерное топливо, включающем перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика на эти перемещения, дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения, а расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношениюThe problem is solved in that in a method for determining the effective intensity of a neutron source of a drowned nuclear reactor containing irradiated nuclear fuel, including moving in the active zone of the absorber rods or other local sources of disturbance, determining the response to these movements using neutron detectors, they additionally measure the gamma radiation, and the calculation of the effective intensity of the neutron source is performed by the ratio
где γd(t) - интенсивность гамма-излучения;where γ d (t) is the intensity of gamma radiation;
kγ - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента.k γ is the coefficient determined as a result of the calibration experiment.
В качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления.As detectors of neutrons and gamma radiation using fission cameras.
Интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока.The intensity of gamma radiation is measured by switching the division cameras according to the integrated current registration scheme.
Пример применения данного способа для измерения реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора во время длительной остановки продолжительностью ~14 суток.An example of the application of this method for measuring the reactivity of an industrial uranium-graphite nuclear reactor during a long shutdown of ~ 14 days.
Через сутки после остановки реактора проводят калибровочный эксперимент, при котором выполняют сброс стержней регулирования, определяют с помощью импульсных камер деления КНТ-31 отклик нейтронного поля на это возмущение и далее рассчитывают значения Qэф и кэф. В калибровочном эксперименте Qэф и кэф составили 22.5 импульс/с и 0.955 соответственно.One day after reactor shutdown calibration experiment conducted in which the reset control rods operate, is determined by dividing the pulse chambers CST-31 response to this neutron field perturbation and more calculated values and Q eff eff. In the calibration experiment, Q eff and k eff were 22.5 pulses / s and 0.955, respectively.
Далее проводили измерение интенсивности гамма-излучения с помощью камер деления КНТ-31, переключенных по схеме регистрации интегрального тока. Мощность дозы гамма-излучения составила γd≈50 Р/с.Next, we measured the intensity of gamma radiation using fission cameras KNT-31, switched according to the registration scheme of the integrated current. The dose rate of gamma radiation was γ d ≈50 P / s.
На основании полученных данных определяют коэффициент kγ:Based on the data obtained, the coefficient k γ is determined:
К примеру, на 8-е сутки после остановки реактора измеряли скорость счета камер деления КНТ-31. К этому времени она снизилась до 450 импульс/с. Камеры деления КНТ-31 переключили по схеме регистрации интегрального тока и измерили γd(8)≈26 P/c. Значение эффективной интенсивности источника нейтронов, рассчитанное по соотношению (2), составилоFor example, on the 8th day after the reactor shutdown, the count rate of the KNT-31 fission chambers was measured. By this time, it had fallen to 450 impulses / s. The KNT-31 fission chambers were switched according to the integrated current recording scheme and measured γ d (8) ≈26 P / s. The value of the effective intensity of the neutron source, calculated by the relation (2), was
Qэф(8)≈kγ·γd(8)=0.45·26=11.7 импульс/с,Q eff (8) ≈k γ · γ d (8) = 0.45 · 26 = 11.7 pulse / s,
Значение эффективного коэффициента размножения вычисляют по формуле (1):The value of the effective breeding coefficient is calculated by the formula (1):
Достоверность полученных значений Qэф и кэф подтверждена в повторном калибровочном эксперименте, проведенном на 8-е сутки после остановки реактора.The reliability of the obtained values of Q eff and k eff was confirmed in a repeated calibration experiment conducted on the 8th day after the reactor shutdown.
Таким образом, использование предлагаемого способа позволяет получить достоверные результаты величины эффективной интенсивности источника нейтронов без периодического повторения операций по перемещению стержней регулирования, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора, и тем самым уменьшает объем ядерно-опасных работ.Thus, the use of the proposed method allows to obtain reliable results of the magnitude of the effective intensity of the neutron source without periodically repeating operations to move the control rods, ensuring reliable silencing of the nuclear reactor, and thereby reduces the amount of nuclear hazardous work.
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005132343/06A RU2302676C1 (en) | 2005-10-19 | 2005-10-19 | Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005132343/06A RU2302676C1 (en) | 2005-10-19 | 2005-10-19 | Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2005132343A RU2005132343A (en) | 2007-04-27 |
RU2302676C1 true RU2302676C1 (en) | 2007-07-10 |
Family
ID=38106648
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005132343/06A RU2302676C1 (en) | 2005-10-19 | 2005-10-19 | Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2302676C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2447520C1 (en) * | 2010-12-01 | 2012-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" | Method for measurement of neutron flux intensity |
-
2005
- 2005-10-19 RU RU2005132343/06A patent/RU2302676C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2447520C1 (en) * | 2010-12-01 | 2012-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" | Method for measurement of neutron flux intensity |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2005132343A (en) | 2007-04-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5546174B2 (en) | Radioactivity concentration evaluation method and evaluation program for radioactive waste, and radioactivity concentration evaluation apparatus | |
RU2011119091A (en) | ONLINE MEASUREMENT DEVICE FOR FAST AND EPITERMAL NEUTRONS | |
Menlove et al. | Fissile and fertile nuclear material measurements using a new differential die-away self-interrogation technique | |
JP2006322727A (en) | Measuring method of axial-direction void fraction distribution, and fuel assembly neutron multiplication factor evaluation method before storage in storing device | |
Cao | Determining reactor neutrino flux | |
Desgranges et al. | Evidence of tellurium iodide compounds in a power-ramped irradiated UO2 fuel rod | |
JP5752467B2 (en) | Reactor fuel non-destructive burnup evaluation method and apparatus | |
Valentine | Review of subcritical source-driven noise analysis measurements | |
Lebrat et al. | Global results from deterministic and stochastic analysis of the MUSE-4 experiments on the neutronics of accelerator-driven systems | |
Charlton et al. | The use of self-induced XRF to quantify the Pu content in PWR spent nuclear fuel | |
RU2302676C1 (en) | Method for evaluating effective intencity of neutron source in shutdown nuclear reactor | |
JP3103361B2 (en) | Measurement method of burnup of nuclear fuel | |
KR101440273B1 (en) | Plutonium(Pu) amount determination System and Method in Uranium(U)/Transuranium(TRU) Ingot of Pyroprocessing product | |
JP5907836B2 (en) | Measurement management method | |
JP2012163379A (en) | Fuel assembly gamma ray measuring apparatus | |
JP2010210613A (en) | Subcriticality determining device of neutron multiplying system, and program of the same | |
RU30008U1 (en) | Neutron detector | |
JP2013130418A (en) | Nuclear material detection device and nuclear material detection method | |
Bernard et al. | Validation of JEFF-3.1. 1 Thermal and Epithermal Neutron-Induced Capture Cross Sections Through MELUSINE Experiment Analysis | |
WO2016196799A1 (en) | Systems and methods for determining an amount of fissile material in a reactor | |
Remeikis et al. | Evolution of the neutron sensor characteristics in the RBMK-1500 reactor neutron flux | |
RU2243603C2 (en) | Method for measuring efficiency of reactor plant control rods | |
RU2527489C2 (en) | Neutron-activation method of monitoring burning of spent fuel assemblies of thermal neutron reactors and apparatus therefor | |
Eigenbrodt | Spent fuel measurements: passive neutron albedo reactivity (PNAR) and photon signatures | |
US20240134073A1 (en) | Real-Tune Change Detection Monitoring Using Isotopic Ratio Signatures |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20071020 |