SU788977A1

SU788977A1 - Способ контрол мощности атомного реактора

Info

Publication number: SU788977A1
Application number: SU792848135A
Authority: SU
Inventors: Ю.А. Немилов
Original assignee: Предприятие П/Я Р-6710
Priority date: 1979-08-07
Filing date: 1979-08-07
Publication date: 1987-02-15

Abstract

1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ АТОМНОГО РЕАКТОРА путем измерени потока нейтронов, основанньй на облучении нейтронами газообразного активируемого вещества и регистрации наведенной активности, отличающ и й.с тем, что, с целью повьппени точности определени мощности атомного реактора путем измерени потока быстрьк нейтронов, в качестве активируемого газообразного вещества используют вещество с порогом активации в области энергий быстрых нейтронов, которое способно распадатьс с испусканием позитронов, регистрирует аннигил ционные гаммакванты и по результатам измерений суд т о мощности атомного реактора. 2, Способ по п. 1,отличающ и и с тем, что в качестве активируемого газообразного вещества преимущественно используют азот-14.

Description

1 Изобретение относитс к области реакторостроени и может быть испол з.овано дл контрол мощности атомного реактора. Известен способ контрол мощност атомного реактора путем измерени потока нейтронов по наведенной актив ности в проволоке, облученной нейтронами при прот гивании ее через ак тивную зону атомного реактора. Недостатками известного способа вл етс его низка экспрессность и погрешности результатов измерений возникающие из-за неточного располо жени проволоки при повторном установлении в реакторе, а также вследствие загр знени проволоки при ее соприкосновении с конструктивными м териалами при извлечении из реактор Наиболее близким техническим реш нием вл етс способ контрол мощности атомного реактора путем измерени суммарного потока медленных и быстрых нейтронов по наведенной активности струи газообразного арго на, активируемого при его пропускании через петлевой канал, расположенный в активной зоне реактора. Способ позвол ет точно фиксировать струю в активной зоне, отсутст вуют погрешности, св занные с за .гр знением газа, нет механических перемещений внутри реактора, повышаетс скорость измерений. Недостаток способа состоит в погрешности определени мощности реактора из-за того, что регистрируетс суммарньй поток нейтронов, в котором неизвестно отношение между количествами тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов. Целью изобретени вл етс повышение точности определени мощности t eaKTopa путем измерени потока быс рык нейтронов. Поставленна цель достигаетс те что в способе контрол мощности ато ного реактора, основанного на измерении потока нейтронов путем регистрации наведенной активности облученного нейтронами газообразного вещества, пропускаемого через петле вой канал, проход щий через активную зону реактора, пропускают газообразное активируемое вещество с по рогом активации в области энергий быстрых нейтроной, которое способно распадатьс с испусканием позитроно регистрируют аннигил ционные гаммакванты и по результатам измерений суд т о мощности атомного реактора. В качестве газообразного вещества преимущественно используйт азот-14. Быстрые нейтроны делени создают по реакции N(n.2n)N радиоактивный изотоп, . Затем активированный газ устройством принудительной циркул ции направл етс в счетную чейку, состо щую из некоторого объема, с противоположных сторон от которого расположены 2 или несколько пар сцинтилл ционных счетчиков, включенных на совпадени х. Позитроны от распада N тормоз тс в газе и стенках счетного объема, образуют с электронами пары (позитроний), которые затем аннигилируют с испусканием двух V-квантов, вылетающих под углом 180 один относительного другого. Совпадени этих у-квантов регистрируютс счетчиками. Азот после прохождени счетной чейки направл ют в балластный объем, где N распадаетс , а остальной газ используетс дл дальнейших измерений. Пороги срабатывани сцинтилл ционных счетчиков устанавливаютс так, чтобы у -кванты с энерги ми ниже 300 КэВ не регистрировались . Это необходимо дл того, чтобы не было совпадений от У-квантов загр знений, комптоновски рассе нных в одном кристалле и поглощенных в другом кристалле счетчиков, включенных на совпадени х. Пример . Очищенньш азот, наполн ющий балластный объем (200 л) под давлением в несколько атмосфер прогон етс компрессором по трубопроводу , проход щему через активную зону реактора.При этом балластный объем, система трубопроводов, компрессор и счетный объем представл ют из себ замкнутую систему, по которой газ непрерывно циркулирует. Средн скорость движени азота составл ет 10 см/с, длина петли в активной зоне реактора 16 м, длина трубопровода от активной зоны до счетного объема 30 м, сечение трубопровода 1 см, сечение процесса п, 2п на драх азота в области энергий нейтронов 1115 МэВ составл ет примерно 3 мбары, поток быстрых нейтронов в реакторах типа ВВЭР равен приблизительно 13 нейтр. причем на область 3 энергий 11-15 МэВ приходитс около 0,2% потока. Пользу сь этими данными, получи что количество радиоактивных дер N, образующихс в 1 см- за 1-е аз та в активной зоне реактора состав N 1,5-10 За врем прохождени .газа через активную зону t Z 160 с в 1 см накойитс N ради , где N -р-(1 активных дер 2,2-10 -5SP- ( / 1,156 10 п см о,.,.. то нна распада N;. После прохождени трубопровода чением 1 см в счетном объеме, раз ром в V 100 см, будет находитьс активированный газ с активностью , 5 распад Q Nn V ::1,8-10 . 3000 см 300 с. где t, 10 аннигил ции позитрони у кванты разлетаютс в противоположных направлени х и регистрируютс сцинтшш ционными счетчиками, расположенными с двух и более противо положных сторон от счетного объема Счита , что геометрическа .эффекти 7 ность регистрации составл ет около 3% от 411, cKopocTL, счета совпадений составл ет 1,8-100,03 5-10 что вл етс достйточным дл получени результатов с высокой статистической точностью. Из возможных газообразных примесей в азоте наибольшую опасность представл ет , так как. образующийс при захвате медленных нейтронов Аг при своем распаде может сильно перегрузить сцинтилл ционные счетчики. Другие веро тные примеси, прежде всего кислород и углекислота, :не образуют радиоактивных дер, которые могли бы привести к заметным количествам ложных .совпадений или перегрузить сцинтилл ционные счетчики . Данный способ позвол ет повысить точность определени мощности атомного реактора путем измерени потока быстрых нейтронов, а также повысить точность определени степени выгорани и отравлени топлива в различных участках активной зоны при наличии информации о величине потока медленных нейтронов, который производ т другими методами.

Claims

1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ АТОМНОГО РЕАКТОРА путем измерения потока нейтронов, основанный на облучении нейтронами газообразного активируемого вещества и регистрации наведенной активности, отличаю щийся тем, что, с целью повышения точности определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрых нейтронов, в качестве активируемого газообразного вещества используют вещество с порогом активации в области энергий быстрых нейтронов, которое способно распадаться с испусканием позитронов, регистрирует аннигиляционные гаммакванты и по результатам измерений судят о мощности атомного реактора.

2. Способ поп. ^отличающийся тем, что в качестве активируемого газообразного вещества преимущественно используют азот-14.