Способ определения эффективности элементов ядерного реактора

 

СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА , закгаочающийся в том, что ядерный реактор выводят в надкритическое состояние и последующим перемещением элемента в ядерном реакторе последний переводят в подкритическое состояние , при этом детектором измеряют изменяющийся во времени нейтронный поток через равные интервалы времени перед, во время и после перемещения элемента, после чего определяют с учетом пространствейных эффектов реактивности ядерного реактора до и после перемещения элемента и по разности этих реактивностей судят об эффективности элемента, о тличающийс я тем, что, с целью повышения точности способа путем исключения погрешностей обусловленных неустранимым внешним источником нейтронов и непостоянством эффектив-. ности детектора, дополнительно измеряют установившийся нейтронный поток до вывода ядерного реактора в надкритическое состояние и после перевода ядерного реактора из надкритического состояния в подкрит ическое, при этом фиксируют время этих измеI . рений, после чего дополнительно определяют эффективный внешний источ (Л ник и реактивность для надкритическос го состояния ядерного реактора, а для подкритического состояния - отношение эффективности детектора для разности общего и установившегося нейтронного потока к эффективности детектора для нейтронного потока в надкритическом состоянии ядерного реактора, отношение той же эффективности к эффективности детектора для установившегося нейтронного потока и реактивность..

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИН (19) (11) (51) 4 С 21 С 17 00

А1

Щ(fi, 4ф j ъ((11)1, 13) 1

0IlHCAHHE ИЗОБРЕТЕНИЯ

К ABTOPCHOIVlV СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТНРЫТИЙ (21). 3643524/.24-25 (22) 22.09 ° 83 (46) 15.05.87. Бюл. № 18 (72) А.Г.Шокодько, И.П.Матвеенко, В.И.Журавлев и А.N.Àâðàìîâ . (53) 621.039.5(088 ° 8) . (56) Мигнльнер А.И. и др, Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. Атомная энергия, 1974, т.,36, вып. 5, с.. 358.

Казанский Ю.А. и др. К учету пространственных эффектов при измерении реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики. /Атомная энергия, 1981, т. 51, вып. 6, с. 387. (54)(57) СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕК-

ТИВНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том, что ядерный реактор выводят в надкритическое состояние и последующим перемещением элемента в ядерном реакторе последний переводят в подкритическое состояние, при этом детектором измеряют изменяющийся во времени нейтронный ноток через равные интервалы времени перед, во время и после перемещения элемента, после чего определяют с учетом пространственных эффектов реактивности ядерного реактора до и после перемещения элемента и по разности этих реактивностей судят об эффективности элемента, о тл и ч а ю шийся тем, что, с целью повышения точности способа путем исключения погрешностей обусловленных неустранимым внешним источником нейтронов и непостоянством эффектив-. ности детектора, дополнительно измеряют установившийся нейтронный поток до вывода ядерного реактора в надкритическое состояние и после перевода ядерного реактора из надкритического состояния в подкритическое, . при этом фиксируют время этих изме, рений, после чего дополнительно оп- Я ределяют эффективный внешний источник и реактивность для надкритическо- Мф го состояния ядерного. реактора, а С" для подкритического состояния — ото ношение эффективности детектора для разности общего и установившегося нейтронного потока к эффективности детектора для нейтронного потока в надкритическом состоянии ядерного C© реактора, отношение той же эффектив- (;ф ности к эффективности детектора для ва установившегося нейтронного потока и реактивность.

1199126

Изобретение относится к области

\ физики ядерных реакторов и может быть использовано при измерении эффективности элементов ядерного реактора (органов системы управления и защиты (СУЗ), их макетов, твэлов,образцов конструкционных материалов и т.п.) с учетом пространственных эффектов.

Целью изобретения является повышение точности способа путем исключения погрешностей, .обусловленных неустранимым внешним источником нейтронов и непостоянством эффективности детектора.

Изобретение поясняется чертежом, где представлено поведение во времени t измеренного детектором нейтронного потока n(t)» реактивности p(t) и эффективности детектора F(t)» и t — "стартовое" и "финишное"

9 ( время по выводу реактора в надкритическое состояние, t„ — граничное время для MHK-Н (Н - знак надкритичес25 кого состояния), й„» tk — время начала и конца перевода реактора в подкритическое состояние, t — последняя точка на .оси времени для МНК-П (П вЂ” знак подкритического состояния),, p, и p - реактивности в начальном, исходном надкритическом и конечном подкритическом состояниях ядерного реактора соответственно, п n — установившийся нейтронэо 5 ный поток в начальном и конечном под- 35 критических состояниях ядерного реактора, п„ вЂ” нейтронный поток для

t„, Я, — постоянная эффективность детектора для n(t) при 0 t i t„, f4— постоянная эффективность детектора для Разности n(t) — n при к t — t„»

Е.g и Š— эффективность детектора для п и и„. Штрихами обозначены дополнительные области измерения на оси времени по сравнению с известным, 5 способом.

Примером осуществления описываемого способа является использование последнего на критической сборке гетерогенной модели быстрого энергетического реактора БН-1600. Сборка имела смешанное топливо: уран и плутоний, Интенсивность выхода нейтронов от спонтанных делений плутония составляла ".3 10 нейтрон/с. Определялась эффективность эксцентрично расположенного сборного макета органа

СУЗ ядерного реактора. Нейтронный поток регистрировался тремя токовыми камерами КНК-56, расположенными вплотную к наружной поверхности бокового о отражателя сборки через 90 друг к другу. Камера 9 3 и исследуемый элемент располагались на одном централь- ном буче сборки.

Ток с каждой камеры поступал на преобразователь тока в частоту импульсов, а импульсы с преобразователей подавались на стандартные модули ввода число-импульсной информации (МВЧис). В МВЧисах импульсы суммировались за секундные интервалы для передачи суммы в память ЭВМ М-6000.

Перед началом измерений в ЭВМ вводились: программа обработки экспериментальных данных по МНК, набор значений ф; для трех изотопов: урана-235, урана-238, плутония-239 (из литературных данных), набор расчетных значений а; для тех же изотопов (использовалось приближение неизмен-. Ъ ности 0; при изменении реактивности), интервал регистрации o = 1 с, полученное экспериментальное значение с „ = 10850 с, где 9; — постоянные распада предшественников запаздывающих нейтронов (ЗН) i-й группы; а; — относительные эффективные доли

ЗН i-й группы, оС р — декремент затухания мгновенных нейтронов в критическом реакторе.

После включения ЭВМ-в момент t = 0 при установившемся в сборке нейтронном потоке с реактивностью p /P

0,05Р в эффективных долях запаздывающих нейтронов в области времени от t = 60 с до t< = 90 с сборка переводилась (с помощью органа автоматического регулирования) в надкритическое состояние. После достижения частоты импульсов на одном из преобразователей ток — частота

" 80000 имп/с, регистрируемой частотомером ЧЗ-34, сборка дистанционно переводилась опусканием в нее с постоянной скоростью исследуемого борного макета в подкритическое состояние за время с tz = 210 с до t< = 231 с.

В момент t„ = 431 набор информации с камер в память ЭВМ прекращался и возобновлялся после установления постоянного нейтронного потока на время

= 60 с. Далее в ЭВМ вводили значения указанных времен С, и, а также значение tz = 190 с, и ЭВМ производила вычисление средних

3 1199126 значений п и n, коэффициентов а о Д Э

Ъ °, с и свободных членов 1-, d> в

У соответствии с нижеприведенными выражениями (1-5):

1 в и) пз и) и п(Й1) (1)

-э; (А -1 )

Ъ = Qa;q; j n/t )е dt

1 ñ. --. - (4- о) и„ t,-а,Е с = пб — а; %; } п(с )U(t )е йс1 (« -., -4;ь;- к1

- ;(;- 1

1 - Еа; а; J n(t )е de

ta 1к.

+ — — — а; ; n(t )U(e. ) е dt+ и „и, „... -М -С ) М 1

- Ф - к) + n а е — и + и K>/g,„K r ) (3) (4) ъ

1) d> =Ka;q;) n(t )е dt +

-3;(t;4) 1

-Ъ;И1- t,) М;

+n Q3 e — а +,„ а (5 зо ОС,р ) У где

w =fq/f,, а6 =Ey/ f и реактивности О /(3, Эффективности элемента

25 для трех детекторов ЭВМ вычисляла как разность Э = Pi /3 - p /j3q для

) трех детекторов. Машиной М-6003 выданы на печать следующие значения параметров по первому, второму и тре30 тьему детекторам соответственно пз

® 6132 с, 5101 с и 5874 с, и

= 312,6 с, 215,8 с и 141,8 с, S = 312 с, 254 с и 299 с, M

f,20, 1,06 и 0,75, Ж = 1,09, 1,10

: З5 и 1,14, p /p < = 0,0473, 0,0474 и . 0,0474, p /P р = -1,134, -1,145 и

„-1,167.

Измеренные значения потока нейт; ронов n, начиная с t = 150 с и кон40 чая tn = 431 с, обрабатывались на ° ЭВИ и по известному способу.

Результаты определения эффективности макета органа СУЗ для трех по разному расположенных. относительно

45. макета детекторов описываемым спосо. бом и известным представлены в сопоставительной таблице (в единицах

Р,018,, ). с61 т (и, - и )/< н) /(к (6) I

Способ Эффективность макета (0,01 в детекторах) 1 2

Ю

119,511,3 125,8 f. 1,2

136,9 1 1,6

Известный

Предлагаемый

118, И0,8

j — порядковый номер интервала регистрации с †. время конца j-ro интервала

1 регистрации.

Далее ЭВМ производила вычисление по

MHK-H как решение системы условных уравнений (p, //3ôð )n + Б + Й = О, ) = ф + 1, ..., 2 эффективного внешнего источника нейт ронов S и реактивности p /P> и по МНК-П как решение системы условных уравнений (P2/P )à. + vb> +

+®с +Х =О, J=k+1, ...,n отношений эффективности детектора к —, а; Ъ; n(t )U(t )е dt+ (;, - A; (t;j-4 )

1 н (2) 119,2t 0,7 121,,4й 0,9

Корректор А.Тяско

Редактор И.Курасова

Техред Л.Сердюкова

Заказ 1909/2

Тираж 395 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений.и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д, 4/5

Производственно-полиграфическое предприятие, r.Ужгород, ул.Проектная, 4

5 11991

Погрешности в таблице получены на основе определенных по МНК погрешностей в реактивностях ) /f3 > и

I>/Pэ р

Использование описываемого способа измерения эффективности элементов ядерного реактора с учетом пространственных эффектов позволяет в несколько раз уменьшить методические погрешности, связанные с непостоян- 10 стром эффективности детектора и эффективного источника после окончания возмущения реактивности на ядерных реакторах с большими по интенсивности неустранимыми внешними источниками нейтронов, и тем самым распространить метод, например, на энергетические реакторы типа БН-350,БН-600, БН-1600. Это достигается за счет того, что в ядерном реакторе дополни- 20 тельно дважды измеряют установившийся постоянный нейтронный поток от внешнего источника: первый раз в начальном состоянии, перед выводом реактора в надкритическое состояние, чтобы обеспечить точный учет предыстории потока нейтронов, второй раз после возмущения ядерного реактора исследуемым элементом, чтобы обеспечить переход от понятий эффективности детектора для общего нейтронного потока и эффективного источника к более консервативным понятиям двух относительных эффективностей детектора для разности общего и установив-. шегося нейтронного потока.

Использование описываемого способа позволяет создавать более оптимизированные, более экономичные исследовательские и энергетические реакторы с большими неустраненными внешними источниками, а также улучшает условия ядерной безопасности при работах на таких реакторах, поскольку дает возможность получать более точную, более надежную оценку эффектов в реактивности при различных эксплуатационных операциях.

В описываемом способе не произошло увеличения сложности математической обработки первичных экспериментальных данных: число определяемых по методу наименьших квадратов пара" метров в подкритическом состоянии ядерного реактора сохранено тем же (три параметра).