RU2475873C1 - Способ измерения реактивности ядерного реактора - Google Patents

Способ измерения реактивности ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2475873C1
RU2475873C1 RU2011128664/07A RU2011128664A RU2475873C1 RU 2475873 C1 RU2475873 C1 RU 2475873C1 RU 2011128664/07 A RU2011128664/07 A RU 2011128664/07A RU 2011128664 A RU2011128664 A RU 2011128664A RU 2475873 C1 RU2475873 C1 RU 2475873C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
current
reactivity
fission chamber
reactimeter
measured
Prior art date
Application number
RU2011128664/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2011128664A (ru
Inventor
Сергей Павлович Дашук
Валерий Фёдорович Борисов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова"
Priority to RU2011128664/07A priority Critical patent/RU2475873C1/ru
Publication of RU2011128664A publication Critical patent/RU2011128664A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2475873C1 publication Critical patent/RU2475873C1/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

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр. По изменению во времени величины этого параметра, путем решения обращенного уравнения кинетики реактора, с помощью цифрового реактиметра производят вычисление реактивности. Производят предварительную настройку реактиметра. При повторном пуске реактора, производимом после снижения его мощности до уровня N, соответствующего импульсному режиму работы реактиметра, при котором доля взаимных наложений импульсов незначительна, поочередно переключают реактиметр в импульсный и токовый режимы работы. Измеряют соответствующие значения скорости счета импульсов тока и тока камеры деления. Затем вычисляют величину тока камеры делении, определяемого нейтронами, по формуле Iн=AFq, где F - измеренная скорость счета импульсов тока камеры деления; q - средний заряд в импульсе тока камеры деления; А - нормировочный коэффициент и вводят частичную обратную компенсацию измеренного тока таким образом, чтобы на уровне мощности N обеспечивалось равенство измеренного тока току камеры деления, определяемому нейтронами, при этом частичную обратную компенсацию обеспечивают путем подачи противотока на токовый вход реактиметра одновременно с током камеры деления или посредством математического вычитания противотока из измеренного тока при обработке сигнала в цифровом канале реактиметра, далее вычисление реактивности в токовом режиме производят по скомпенсированному току. Изобретение позволяет существенно повысить надежность контроля состояния ядерного реактора.

Description

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов.
В процессе пуска ядерного реактора, вывода его на минимально контролируемый уровень мощности, работе реактора на мощности, а также при нейтронно-физических измерениях, периодически проводимых во время кампании с целью определения текущих характеристик ядерного реактора, измеряется его реактивность в динамических режимах. С развитием цифровой техники среди большого количества способов измерения реактивности особое место заняли способы измерения реактивности с помощью цифровых реактиметров в связи с целым рядом их преимуществ, таких как быстродействие и возможность визуализации процессов в режиме «он-лайн». Одним из основных требований, предъявляемых к работе реактиметра является обеспечение измерения реактивности в максимально широком диапазоне мощности ядерного реактора, начиная от заглушенного состояния до 100% мощности. Это возможно только при использовании импульсно-токового режима работы реактиметра. Важным требованием, предъявляемым к работе реактиметра в данном режиме, является отсутствие срывов процесса вычисления реактивности из-за скачкообразного изменения сигнала с камеры деления при переходах из импульсного в токовый режим и обратно.
Известен способ измерения реактивности ядерного реактора с помощью цифрового реактиметра, описанный в [Сарыров В.Н., Воскресенский Ф.Ф., Горбунов А.П. Цифровые реактиметры. Атомная техника за рубежом. 1979 г. №11, с.19, рис.1]. При этом способе сигналы с камеры деления преобразуются в ток, затем по изменению тока во времени путем решения обращенного уравнения кинетики реактора производится вычисление реактивности, Недостатком этого способа является узкий динамический диапазон и низкая помехозащищенность.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ измерения реактивности ядерного реактора, реализованный с помощью цифрового реактиметра [Патент №2193245, опубл. 20.11.2002, Бюл. №32], при котором сигналы с камеры деления преобразуются в физический параметр, затем по изменению во времени величины этого параметра, путем решения обращенного уравнения кинетики реактора, производится вычисление реактивности, причем при малых уровнях мощности ядерного реактора в качестве физического параметра используется скорость счета импульсов тока камеры деления, а при высоких уровнях - ток камеры деления. В этом способе по сравнению с аналогом расширен динамический диапазон реактиметра за счет использования импульсно-токового режима. Однако недостатком такого способа является возможность срыва вычисления реактивности из-за скачкообразного изменения сигнала с камеры деления в момент перехода из импульсного в токовый режим и обратно с сопутствующей потерей информации о состоянии ядерного реактора в этот момент.
Задачей изобретения является повышение надежности контроля состояния ядерного реактора.
Технический результат, достигаемый при реализации заявляемого способа в цифровом реактиметре, заключается в существенном снижении вероятности срывов процесса вычисления реактивности из-за скачкообразного изменения сигнала с камеры деления при работе в импульсно-токовом режиме и, как следствие, в повышении надежности контроля состояния ядерного реактора.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр, затем по изменению во времени величины этого параметра, путем решения обращенного уравнения кинетики реактора, с помощью цифрового реактиметра производят вычисление реактивности, причем при малых уровнях мощности ядерного реактора в качестве физического параметра используют скорость счета импульсов тока камеры деления (импульсный режим работы реактиметра), а при высоких уровнях - ток камеры деления (токовый режим работы реактиметра), согласно изобретению сначала производят предварительную настройку реактиметра, заключающуюся в том, что при повторном пуске реактора, производимом после снижения его мощности до уровня N, соответствующего импульсному режиму работы реактиметра, при котором доля взаимных наложений импульсов незначительна, поочередно переключают реактиметр в импульсный и токовый режимы работы, измеряют соответствующие значения скорости счета импульсов тока камеры деления и тока камеры деления, затем вычисляют величину тока, определяемого нейтронами, по формуле
Iн=AFq,
где F - измеренная скорость счета импульсов тока камеры деления;
q - средний заряд в импульсе тока камеры деления;
А - нормировочный коэффициент,
и вводят частичную обратную компенсацию измеренного тока таким образом, чтобы на уровне мощности N обеспечивалось равенство измеренного тока току Iн, при этом частичную обратную компенсацию обеспечивают путем подачи противотока на токовый вход реактиметра одновременно с током камеры деления или посредством математического вычитания противотока из измеренного тока при обработке сигнала в цифровом канале реактиметра, далее вычисление реактивности в токовом режиме производят по скомпенсированному току.
В предлагаемом способе учитывается тот факт, что при работе реактиметра в импульсном режиме используется лишь часть заряда, образующегося в объеме камеры деления за счет ионизации газа при комплексном воздействии на него осколков деления радиатора, образующихся при взаимодействии с нейтронами, альфа-частиц и гамма-излучения реактора и конструкционных материалов. Это происходит по двум причинам, во-первых, быстродействующий усилитель импульсов тока (спектрометрический усилитель), входящий в состав реактиметра, собирает только «быструю» электронную составляющую заряда, которая не учитывает «медленную» ионную составляющую. Во-вторых, дискриминатором реактиметра, предназначенным для отсечки помех, вместе с помехами на входе спектрометрического усилителя отсекаются импульсы тока камеры деления с малой амплитудой. В то же время, в токовом режиме используется полный заряд, образующийся в объеме камеры деления за счет всех перечисленных факторов. Для того чтобы правильно вычислять реактивность в токовом режиме, необходимо использовать в расчетах только ту часть тока камеры деления, которая обусловлена нейтронным потоком ядерного реактора, в противном случае будет происходить срыв вычисления реактивности из-за скачкообразного изменения сигнала с камеры деления при переходе из импульсного в токовый режим и обратно ввиду того, что динамика изменения измеряемого параметра (которая и определяет, в конечном итоге, вычисляемую реактивность) в импульсном режиме будет определяться только нейтронным потоком, а в токовом режиме (в прототипе) еще и перечисленными выше факторами ионизации газа в камере деления. Для правильного учета тока камеры деления при вычислении реактивности в описываемом способе предлагается рассчитывать величину тока камеры деления, определяемого нейтронами, по формуле
Iн=AFq,
где F - измеренная скорость счета импульсов тока камеры деления
q - средний заряд в импульсе тока камеры деления;
А - нормировочный коэффициент, учитывающий неполный сбор заряда и его дискриминационную отсечку.
Способ осуществляется следующим образом.
Подают на импульсный и токовый входы цифрового реактиметра сигнал с камеры деления, расположенной вблизи активной зоны ядерного реактора. Снижают мощность работающего реактора до уровня, при котором в реактиметре обеспечивается реализация импульсного режима (τи*F<<1, где τи - длительность импульса тока камеры деления), при этом необходимо, чтобы доля взаимных наложений импульсов была незначительна. Например, при характерной длительности импульса тока камеры деления 150 нс и выбранной скорости счета 105 имп./с вероятность взаимных наложений импульсов не превышает 2,8% в соответствии с формулой, приведенной в [В.Ф.Борисов и др. «Анализ выбросов пуассоновского случайного процесса». Вопросы атомной науки и техники, серия физика и техника ядерных реакторов, выпуск 5, с.28, 30 1988 г.]:
Figure 00000001
где P1 - вероятность появления одиночного импульса;
Pн - вероятность появления наложенных импульсов.
При выбранной в соответствии со сказанным скорости счета рассчитывают величину тока, определяемого нейтронами, по формуле Iн=AFq, принимая предварительно величину нормировочного коэффициента на уровне А=2,2. Этим учитывается потеря половины заряда в импульсном режиме [В.П.Алферов и др. «Эксплуатационные характеристики ионизационной камеры деления КНК-15» Вопросы атомной науки и техники, серия физика и техника ядерных реакторов, контроль и управление, вып.5, 1984 г.] и, примерно, 20-процентная потеря заряда за счет отсечки дискриминатором импульсов малой амплитуды. Например, при загрузке 105 имп./с и среднем заряде в импульсе 2*10-13 К величина нейтронного тока составит 4,4*10-8 А. Переключают реактиметр в токовый режим и измеряют величину тока камеры деления. Поскольку, как отмечалось ранее, камера деления собирает полный заряд, образующийся в ней за счет всех факторов ионизации, а не только заряд, определяемый нейтронным потоком, то измеряемый ток будет превышать рассчитанный ток Iн на некоторую величину и составит, например, 2*10-7 А. Вычитают из измеренного тока рассчитанный ток Iн и получают значение тока ΔI=2*10-7-0,44*10-7=1,56*10-7 А, подлежащее компенсации. Создают на входе токового (электрометрического) усилителя противоток Iпр, равный по величине току ΔI и обратный по знаку измеренному току (в рассматриваемом случае Iпр=-1,56*10-7 А), либо вводят в цифровой реактиметр оцифрованное значение противотока Iпр и производят математическое вычитание противотока из измеренного тока. Далее, при работе реактиметра в токовом режиме производят вычисление реактивности по полученному скомпенсированному току. В случае, если при переходе из импульсного в токовый режим скачок реактивности не устраняется полностью, корректируют коэффициент А, добиваясь отсутствия этого скачка.
Таким образом, при реализации предложенного способа существенно повышается надежность контроля состояния ядерного реактора при его работе в динамическом режиме за счет исключения причин, приводящих к срыву процесса вычисления реактивности из-за скачкообразного изменения сигнала с камеры деления при переходах из импульсного в токовый режим и обратно.
В части, касающейся практической реализации компенсации малых токов, подходы к созданию маломощных источников тока с заданными выходными параметрами известны (см., например, В. С.Гутников Интегральная электроника в измерительных устройствах, 2-е издание, Ленинград, Энергоатомиздат, Ленинградское отделение, 1988, с.70-74), что гарантирует возможность создания с их помощью противотоков с требуемыми характеристиками во внешнем измерительном устройстве (электрометрическом усилителе реактиметра). Альтернативный вариант компенсации посредством математического вычитания также не встречает технических трудностей, поскольку способы математической обработки цифровых кодов общеизвестны.

Claims (1)

  1. Способ измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр, затем по изменению во времени величины этого параметра путем решения обращенного уравнения кинетики реактора с помощью цифрового реактиметра производят вычисление реактивности, причем при малых уровнях мощности ядерного реактора в качестве физического параметра используют скорость счета импульсов тока камеры деления - импульсный режим работы реактиметра, а при высоких уровнях мощности ядерного реактора используют ток камеры деления - токовый режим работы реактиметра, отличающийся тем, что сначала производят предварительную настройку реактиметра, заключающуюся в том, что при повторном пуске реактора, производимом после снижения его мощности до уровня N, соответствующего импульсному режиму работы реактиметра, при котором доля взаимных наложений импульсов незначительна, поочередно переключают реактиметр в импульсный и токовый режимы работы, измеряют соответствующие значения скорости счета импульсов тока и тока камеры деления, затем вычисляют величину тока камеры делении, определяемого нейтронами, по формуле:
    Iн=AFq,
    где F - измеренная скорость счета импульсов тока камеры деления;
    q - средний заряд в импульсе тока камеры деления;
    А - нормировочный коэффициент,
    и вводят частичную обратную компенсацию измеренного тока таким образом, чтобы на уровне мощности N обеспечивалось равенство измеренного тока току камеры деления, определяемому нейтронами, при этом частичную обратную компенсацию обеспечивают путем подачи противотока на токовый вход реактиметра одновременно с током камеры деления или посредством математического вычитания противотока из измеренного тока при обработке сигнала в цифровом канале реактиметра, далее вычисление реактивности в токовом режиме производят по скомпенсированному току.
RU2011128664/07A 2011-07-11 2011-07-11 Способ измерения реактивности ядерного реактора RU2475873C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011128664/07A RU2475873C1 (ru) 2011-07-11 2011-07-11 Способ измерения реактивности ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011128664/07A RU2475873C1 (ru) 2011-07-11 2011-07-11 Способ измерения реактивности ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011128664A RU2011128664A (ru) 2013-01-20
RU2475873C1 true RU2475873C1 (ru) 2013-02-20

Family

ID=48805053

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011128664/07A RU2475873C1 (ru) 2011-07-11 2011-07-11 Способ измерения реактивности ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2475873C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2653163C1 (ru) * 2017-06-06 2018-05-07 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Способ калибровки счетного канала реактиметра в импульсно-токовом режиме
RU2684631C1 (ru) * 2018-05-21 2019-04-11 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Цифровой реактиметр

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115762831B (zh) * 2023-01-06 2023-04-04 中国工程物理研究院材料研究所 一种基于裂变电离室的宽量程临界事故报警装置

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1282787A (en) * 1968-10-28 1972-07-26 Commissariat Energie Atomique Improvements in and relating to reactivity meters
US4097330A (en) * 1977-01-10 1978-06-27 General Electric Company Instrumentation assembly for nuclear reactor
RU2088983C1 (ru) * 1994-05-18 1997-08-27 Физико-энергетический институт Способ определения реактивности реактора, находящегося в подкритическом состоянии
RU2140105C1 (ru) * 1999-03-09 1999-10-20 Мительман Михаил Григорьевич Сборка детекторов системы внутриреакторного контроля
RU2193245C2 (ru) * 2001-01-10 2002-11-20 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им.А.П.Александрова Цифровой реактиметр

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1282787A (en) * 1968-10-28 1972-07-26 Commissariat Energie Atomique Improvements in and relating to reactivity meters
US4097330A (en) * 1977-01-10 1978-06-27 General Electric Company Instrumentation assembly for nuclear reactor
RU2088983C1 (ru) * 1994-05-18 1997-08-27 Физико-энергетический институт Способ определения реактивности реактора, находящегося в подкритическом состоянии
RU2140105C1 (ru) * 1999-03-09 1999-10-20 Мительман Михаил Григорьевич Сборка детекторов системы внутриреакторного контроля
RU2193245C2 (ru) * 2001-01-10 2002-11-20 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им.А.П.Александрова Цифровой реактиметр

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2653163C1 (ru) * 2017-06-06 2018-05-07 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Способ калибровки счетного канала реактиметра в импульсно-токовом режиме
RU2684631C1 (ru) * 2018-05-21 2019-04-11 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Цифровой реактиметр

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011128664A (ru) 2013-01-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2475873C1 (ru) Способ измерения реактивности ядерного реактора
RU2011119091A (ru) Устройство онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов
Bowman et al. Neutron-Induced Fission Cross Section of Am 2 4 2 m
Valković et al. Nucleon-nucleon quasi-free scattering in the p+ d→ p+ p+ n reaction at low bombarding energies
Lestone Energy and isotope dependence of neutron multiplicity distributions
US20120166120A1 (en) Method Capable Of Discriminating Between A Gamma Component And A Neutron Component In An Electronic Signal
CN111638540B (zh) 放射性惰性气体的测量装置、方法、设备及存储介质
Behringer et al. On the problem of monitoring the neutron parameters of the fast energy amplifier
Patel et al. Mcnp6 simulated performance of micro-pocket fission detectors (mpfds) in the transient reactor test (treat) facility
Barros et al. Final results from SNO
JP2009281739A (ja) 液体シンチレーションカウンタ
RU2743234C1 (ru) Способ контроля плотности нейтронного потока
JP2010112726A (ja) 核分裂性物質の核種組成決定法
De Bruin et al. A simple dead-time stabilizer for gamma-ray spectrometers
US9297909B2 (en) Guard efficiency compensation system and method
Roy et al. Pulsed neutron source measurements in the BRAHMMA accelerator-driven subcritical system
Kiptily et al. Fast ion JET diagnostics: confinement and losses
Elter Neutron monitoring based on the higher order statistics of fission chamber signals
Geslot et al. Impact of gas pressure on fission chamber sensitivity in Campbelling mode
JP6249889B2 (ja) 原子力プラントの排ガス監視システム
Nagy Neutron Multiplicity Counting with the Analysis of Continuous Detector Signals
Vo et al. A Digital Controller for Reactivity Monitoring and Power Control
RU2302676C1 (ru) Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора
Karlsson Investigation of the characteristics of {sup 252} Cf-detectors
Diakaki Measurement of the 237Np (n, f) cross section with the FIC detector at the CERN n_TOF facility