RU2716018C1 - Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы - Google Patents
Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы Download PDFInfo
- Publication number
- RU2716018C1 RU2716018C1 RU2019107226A RU2019107226A RU2716018C1 RU 2716018 C1 RU2716018 C1 RU 2716018C1 RU 2019107226 A RU2019107226 A RU 2019107226A RU 2019107226 A RU2019107226 A RU 2019107226A RU 2716018 C1 RU2716018 C1 RU 2716018C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron flux
- neutron
- flux density
- nuclear
- neutrons
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/104—Measuring reactivity
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области физики ядерных реакторов. Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в РС заключается в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, проводят измерения плотности потока нейтронов, формируют систему из PC и ИН, проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC. ИН располагают вне PC в области, где влияние ИН на PC приводит к умножению нейтронов источника размножающей сборкой, производят измерение суммарной плотности Сизм потока нейтронов системой из PC и стороннего ИН. При различных расстояниях х от ИН до детектора КК строят зависимость Сизм(х). Интерполируют зависимость Сизм(х), по точкам, где минимально число нейтронов от PC, на точки вблизи от PC. Получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН. Рассчитывают плотность потока нейтронов Сист(х), попавших в PC от ИН, коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением. Изобретение позволяет контролировать ядерную безопасность РС в условиях, когда состояние РС с точки зрения ядерной безопасности неизвестно. 1 ил.
Description
Данное изобретение относится к области физики ядерных реакторов и предназначено для экспериментального исследования физических характеристик реакторов и других размножающих систем (PC), в частности, может применяться для обоснования ядерной безопасности при использовании компактных ядерных реакторов, в частности, аварийных. Конкретно, предполагаемое изобретение относится к способам оценки критического состояния PC, имеющей активную зону из делящегося материала (ДМ) (часть реактора, либо PC, содержащая ДМ, является активной зоной), как при наличии наружного отражателя, так и без него, в ситуации, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо.
Известен способ оценки критического состояния PC [Практическое руководство по экспериментальной физике реакторов: пер. с анг. - Москва: Атомиздат, 1965. - 326 с. 1], основанный на определении коэффициента размножения на мгновенных нейтронах методом пульсирующего источника, который требует наличия сложного специфического оборудования, а также датчиков и контрольной аппаратуры с высоким временным разрешением и высокой эффективностью.
Известен классический способ оценки критического состояния PC (контроля состояния PC) с активной зоной из ДМ и источником нейтронов (ИН) внутри активной зоны [Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов: пер. с анг. - Москва: Атомиздат, 1967. - 428 с. 2] (прототип), основанный на измерении Q - коэффициента умножения размножающей системой нейтронов, генерируемых ИН. Q определяется путем вычисления отношения измеренной суммарной плотности потока нейтронов, генерируемых как ИН, так и вызванных процессом делений нейтронов в PC, к измеренной плотности потока нейтронов, генерируемых только ИН.
Коэффициент умножения Q определяется по формуле (1)
где S1 - суммарная плотность потока нейтронов, испускаемых ИН и генерируемых сборкой (PC) в процессе делений нейтронов в PC;
S - плотность потока нейтронов, генерируемых только ИН.
Путем сравнения Q с единицей (нет процессов деления) может быть сделана оценка состояния PC с точки зрения ядерной безопасности PC.
Недостаток способа состоит в том, что он может быть использован только в случае, когда заданы исходные параметры размножающей системы, а также расположенного внутри PC ИН. Оценка безопасности системы в этом случае производится достаточно просто путем расчета и сравнения.
Существует техническая проблема, состоящая в том, что в ситуации, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо, исключена возможность оценки состояния PC посредством определения коэффициента умножения нейтронов из-за невозможности размещения ИН внутри PC, и, также, невозможности приближения к PC в силу ее большой гамма - активности.
Технический результат заключается в том, что обеспечена возможность контроля ядерной безопасности PC в условиях, когда состояние PC с точки зрения ядерной безопасности неизвестно и поведение системы непредсказуемо.
Технический результат достигается тем, что в отличие от известного способа оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала (ДМ) путем определения коэффициента умножения в размножающей системе нейтронов, генерируемых источником нейтронов (ИН), заключающегося в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, обеспечивающий детектирование потока нейтронов; располагают ИН в заданном положении относительно положения детектора КК; проводят измерения плотности потока нейтронов, испускаемых ИН; формируют систему из PC и ИН, расположенного внутри PC, в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, испускаемого системой из PC и ИН; по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения в PC нейтронов, генерируемых ИН, Q, по которому оценивают ядерно-опасное состояние PC, в предложенном способе ИН располагают вне PC; производят измерение суммарной плотности Сизм(х) потока нейтронов, испускаемого сформированной в заданном положении относительно положения детектора КК системой из PC и ИН, при различных расстояниях х от ИН до детектора КК; строят зависимость Сизм(х); интерполируют зависимость Сизм(х) по точкам х, где минимально число нейтронов, размноженных PC, на точки х вблизи от PC, и получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН; рассчитывают плотность потока нейтронов Cист.(x), попавших в PC от ИН; коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением
где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;
Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;
Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН.
Для того, чтобы оценить ядерную безопасность неизвестной PC стандартными методами, нужно определить коэффициент умножения нейтронов PC, т.е. разместить ИН с заданными параметрами внутрь PC, для чего необходимо проделать отверстие в PC, что проблематично при высокой степени гамма-активности исследуемого объекта. В предлагаемом способе исключена необходимость размещения ИН внутри PC. ИН расположен вне PC и является сторонним относительно PC. Для получения искомого коэффициента умножения ИН приближается к PC постепенно вдоль координаты х и в каждой точке х путем обработки полученной информации в соответствии с формулой (2) оценивается величина коэффициента умножения PC нейтронов, генерируемых ИН, и принимается решение о возможности дальнейшего приближения ИН к PC путем сравнения Q с единицей.
Известно, что плотность потока нейтронов от ИН при увеличении расстояния х до положения детектора нейтронов уменьшается ~1/х2. Если рядом с траекторией перемещения ИН располагается PC, плотность потока нейтронов от которой значительно меньше плотности потока нейтронов ИН, то детектор нейтронов будет регистрировать плотность потока нейтронов от ИН, если расстояния между PC и ИН велики. При сближении PC и ИН нейтроны от ИН будут взаимодействовать с PC и детектор нейтронов будет регистрировать значение плотности потока как сумму плотности потока от ИН и плотности потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН. Плотность потока от ИН для этих значений х получается путем интерполяции по значениям х, для которых влияние PC незначительно.
Плотность потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН может быть вычислена как разность зарегистрированной и интерполированной плотностей потока. Также может быть вычислена плотность потока нейтронов, попадающих на PC от ИН, в частности, при помощи метода предельного телесного угла, используемого при расчете ядерной безопасности пространственного размещения объектов, содержащих ДМ [Л.В. Диев, Б.Г. Рязанов, А.П. Мурашов др. Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность. Справочник. - Москва: Энергоатомиздат.- 1984. - 427 с 3]. По отношению плотности потока нейтронов от взаимодействия PC и ИН к плотности потока нейтронов, попадающих от ИН на PC, можно судить о ядерной безопасности PC.
На фиг. представлена схема проведения измерения зависимости плотности потока нейтронов от расстояния между источником нейтронов и детектором нейтронов, где 1 - канал контроля потока нейтронов; 2 - детектор нейтронов; 3 - экран; 4 - размножающая система (активная зона - часть PC, которая содержит ДМ); 5 - источник нейтронов; 6 - направление перемещения источника нейтронов
Способ реализуется следующим образом:
В системе, состоящей из PC 4, окруженной экраном 3, либо без экрана, ИН 5 и КК потока нейтронов 1 с детектором нейтронов 2, измеряется зависимость плотности потока нейтронов Сизм.(х) от расстояния между ИН 5 и детектором нейтронов 2 при перемещении ИН 5 по направлению х 6, задающему координаты ИН относительно положения детектора. PC 4 имеет достаточно слабый собственный источник нейтронов по сравнению с достаточно сильным ИН 5. В качестве детектора нейтронов может использоваться счетчик нейтронов СНМ-11 [С.В. Волков, Н.С. Кирилкин Детекторы нейтронов для программно-управляемых каналов контроля нейтронного потока // Приборы и системы. Управление. Контроль. Диагностика. 2006. №10. 4], который работоспособен при наличии сопутствующего гамма-излучения с мощностью экспозиционной дозы до 1500 Р/ч при снижении эффективности регистрации тепловых нейтронов до ~8% (исходная 15%), либо пропорциональный счетчик СНМ-18 [4], который может использоваться в полях с сопутствующим гамма-излучением с мощностью экспозиционной дозы 500 Р/ч при снижении эффективности регистрации до ~10% (исходная 70%).
Зарегистрированная плотность потока нейтронов Сизм.(х) на расстояниях, соответствующих координате х, далеких от PC 4, практически совпадает с плотностью потока нейтронов от ИН 5 в отсутствии PC 4, по этим значениям интерполируется плотность потока нейтронов Синтерп.(х) вблизи PC 4, разница между зарегистрированными и интерполированными значениями является потоком нейтронов, полученным за счет умножения нейтронов ИН 5, попавших в PC 4, делящимся материалом PC 4.
Плотность потока нейтронов Сист.(х), попадающих в PC 4 от ИН 5, может быть вычислена, в частности, при помощи метода предельного телесного угла, используемого при расчете ядерной безопасности пространственного размещения объектов, содержащих ДМ [3]. Метод рассматривает вероятность нейтрону, вылетевшему из точки, внешней по отношению к объекту, попасть в этот объект, как величину, равную относительному телесному углу Ω, под которым точка «видит» объект. Зависимость телесного угла Ω из точки на сферу или цилиндр в зависимости от геометрических размеров приведены в справочнике [3]. Наличие экрана 3 между ИН 5 и PC 4 должно учитываться соответствующим уменьшением числа нейтронов, попадающих в PC 4.
Коэффициент умножения Q в рассматриваемом случае может быть вычислен по формуле (2)
где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;
Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;
Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН,
х - координата положения ИН относительно детектора в направлении 6.
Результаты экспериментов и расчетные оценки показывают, что метод, связанный с измерением коэффициента умножения нейтронов стороннего источника нейтронов, позволяет оценить степень критичности PC.
Несмотря на упрощенный подход к проблеме и большую величину погрешности, при проведении экспериментов с PC, с заранее известными параметрами, получаются значения коэффициентов умножения, хорошо согласующиеся с ранее известными.
Таким образом, реализация метода позволяет обеспечить возможность контроля безопасности работ с PC, в частности с аварийными PC.
Claims (5)
- Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы (PC) с активной зоной из делящегося материала путем определения коэффициента умножения нейтронов в размножающей системе, заключающийся в том, что организуют канал контроля (КК) потока нейтронов, обеспечивающий детектирование потока нейтронов; располагают источник нейтронов (ИН) в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения плотности потока нейтронов, испускаемых ИН; формируют систему из PC и ИН в заданном положении относительно детектора КК; проводят измерения суммарной плотности потока нейтронов, испускаемого системой из PC и ИН; по соотношению измеренных величин определяют коэффициент умножения нейтронов в PC, по которому оценивают ядерно-опасное состояние PC, отличающийся тем, что ИН, плотность потока нейтронов которого значительно превышает плотность потока нейтронов от PC, располагают вне PC в области, где влияние ИН на PC приводит к умножению нейтронов источника размножающей сборкой; производят измерение суммарной плотности Сизм потока нейтронов, испускаемого сформированной в заданном положении относительно детектора КК системой из PC и стороннего ИН, при различных расстояниях х от ИН до детектора КК; строят зависимость Сизм(х); интерполируют зависимость Сизм(х), по точкам, где минимально число нейтронов от PC, на точки вблизи от PC и получают при этом зависимость Синтерп(х) - плотность потока нейтронов, испускаемых ИН; рассчитывают плотность потока нейтронов Сист.(х), попавших в PC от ИН; коэффициент умножения нейтронов Q в размножающей системе определяют в соответствии с соотношением
- где Сизм.(х) - измеренная плотность потока нейтронов от PC и стороннего ИН;
- Синтерп.(х) - интерполированное значение плотности потока нейтронов, испускаемых ИН;
- Сист.(х) - расчетная плотность потока нейтронов, попавших в PC от ИН.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019107226A RU2716018C1 (ru) | 2019-03-13 | 2019-03-13 | Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019107226A RU2716018C1 (ru) | 2019-03-13 | 2019-03-13 | Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2716018C1 true RU2716018C1 (ru) | 2020-03-05 |
Family
ID=69768320
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2019107226A RU2716018C1 (ru) | 2019-03-13 | 2019-03-13 | Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2716018C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2787139C1 (ru) * | 2022-07-12 | 2022-12-29 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществления |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2036480C1 (ru) * | 1992-03-06 | 1995-05-27 | Научно-исследовательский институт приборов | Способ ускоренных испытаний электрорадиоизделий на стойкость к воздействию ионизирующих излучений |
RU2231145C2 (ru) * | 2002-08-19 | 2004-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки |
RU2368023C1 (ru) * | 2008-05-13 | 2009-09-20 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Способ определения эффективного коэффициента размножения при пуске водо-водяного реактора без выхода в критическое состояние |
-
2019
- 2019-03-13 RU RU2019107226A patent/RU2716018C1/ru active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2036480C1 (ru) * | 1992-03-06 | 1995-05-27 | Научно-исследовательский институт приборов | Способ ускоренных испытаний электрорадиоизделий на стойкость к воздействию ионизирующих излучений |
RU2231145C2 (ru) * | 2002-08-19 | 2004-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки |
RU2368023C1 (ru) * | 2008-05-13 | 2009-09-20 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Способ определения эффективного коэффициента размножения при пуске водо-водяного реактора без выхода в критическое состояние |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
КИПИН Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов: пер. с англ.- Москва, Атомиздат, 1967, с.428. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2787139C1 (ru) * | 2022-07-12 | 2022-12-29 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществления |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Belloni et al. | Micromegas for neutron detection and imaging | |
RU2716018C1 (ru) | Способ оценки ядерно-опасного состояния размножающей системы | |
JP4828962B2 (ja) | 放射能検査方法および装置 | |
JP6246003B2 (ja) | 放射線計測装置及びそれを用いた燃料デブリの有無及び位置測定装置並びに燃料デブリの有無及び位置測定方法 | |
JP2015121510A (ja) | 放射線計測装置およびそれを用いた燃料デブリ有無の推定方法 | |
JP2019056587A (ja) | 粒子線を用いた測定方法および測定システム | |
JP2014228362A (ja) | 核燃料の未臨界度測定監視システム及び方法 | |
JP5491879B2 (ja) | 中性子増倍体系の未臨界度判定装置、及び未臨界度判定プログラム | |
JP7312766B2 (ja) | 放射パルス検出器の入力カウントレート推定 | |
Coulon et al. | Estimation of nuclear counting by a nonlinear filter based on a hypothesis test and a double exponential smoothing | |
EP1927995A2 (en) | System and method for stabilizing the measurement of radioactivity | |
Smith et al. | Fast neutron total and scattering cross sections of plutonium-240 | |
CN111312417A (zh) | 一种测量反应性的方法 | |
JP2010151696A (ja) | 燃焼度計測装置および燃焼度計測方法 | |
JP2008518208A (ja) | コインシデンスデータの多様な処理 | |
JP3807652B2 (ja) | 放射線測定装置及び方法 | |
JPH09264984A (ja) | 原子炉炉外計装装置およびその方法 | |
Swift | Materials and configuration from NMIS type neutron imaging and gamma spectroscopy | |
JP4388446B2 (ja) | 未臨界度評価装置及び未臨界度評価方法、並びに未臨界度評価用プログラム | |
JP6814049B2 (ja) | 核燃料の未臨界度測定方法 | |
Eleon et al. | Study of Boron Coated Straws and mixed (10 B/3 He) detectors for passive neutron measurements of radioactive waste drums | |
Gao et al. | Study on sequential Bayesian radionuclide identification approach: Threshold and detection capability | |
RU2811570C1 (ru) | Способ определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора | |
JP2012112862A (ja) | 燃料集合体の燃焼度分布測定方法および燃焼度分布測定装置 | |
Whalen et al. | Note on the fast-neutron total cross section of thorium |