СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА, НАХОДЯЩЕГОСЯ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ СОСТОЯНИИ Российский патент 1997 года по МПК G21C17/00 G21C17/10 

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано при измерениях реактивности подкритического реактора нулевой мощности и особенно успешно для измерения реактивности малогабаритных реакторов космических ЯЭУ, в которых для описания нестационарных процессов обычно используется точечная модель кинетики.

Известно сравнительно много способов измерения реактивности, например [1, 2]
ρ = (K_эф-1)/K_эф.
В реакторе с K_эф <1 величина ρ отражает степень подкритичности реактора. Наиболее распространенным способом реактивности в настоящее время является метод с использованием обращенного решения уравнений кинетики (метод ОРУК), который в работе [2] называется инверсно-кинетческим.

На основе этого метода созданы цифровые и аналоговые реактиметры [2, 3] Суть метода ОРУК заключается в следующем: в реакторе, находящемся в критическом или подкритическом состоянии, производят изменение реактивности, при этом записывают изменения мощности реактора и в режиме on-line или off-line с помощью специального алгоритма, в котором уравнения кинетики реактора решаются относительно реактивности, по изменению мощности находят соответствующие значения реактивности.

В предельных случаях при введении определенных допущений метод ОРУК переходит в другие, более частные, методы измерения реактивности: метод стреляющего источника, метод сброса стержня, метод асимптотического периода и др.

К недостаткам метода ОРУК относится тот факт, что на результаты измерений оказывают существенное влияние пространственные эффекты, зависящие от геометрии размещения детекторов нейтронов и образца, с помощью которого производится изменение реактивности. Поэтому для учета пространственных эффектов приходится вводить переменную эффективность детекторов. Стационарные значения реактивности в подкритическом реакторе часто измеряют с помощью метода стреляющего источника.

В качестве прототипа предлагаемого способа выбран метод стреляющего (или выключающегося) источника, рассмотренный в работе [4] Этот метод заключается в измерении фона нейтронов измерительными каналами при загруженном реакторе N_ф, установлении источника нейтронов, измерении относительного уровня мощности измерительными каналами после стабилизации мощности реактора N_o удаления источника нейтронов, измерения кривой спада мощности измерительными каналами в зависимости от времени N(t), определении реактивности реактора.

Реактивность вычисляют по формуле:

где ρ реактивность в единицах b_эф;
N₀ уровень мощности при наличии источника после ее стабилизации;
N(t) мощность реактора через время t после "выстреливания" ("выключения") источника из реактора;
N_ф фон;
a_i, λ_i доля выхода и постоянная распада предшественников i-ой группы запаздывающих нейтронов;
T время интегрирования запаздывающих нейтронов, значение которого определяется из условия T≫ 1/λ_imin.

При использовании метода стреляющего источника в соответствии с выражением (1) возникает ряд проблем, которые являются недостатком метода.

Формула (1) является довольно упрощенным решением уравнений кинетики, она предполагает мгновенное удаление источника из реактора, что требует сравнительно сложного аппаратурного решения задачи. Необходимо также достаточно точно определить время начала и конца интегрирования кривой мощности.

После выстреливания источник нейтронов удаляется в защитный контейнер, который, как правило, размещается относительно близко к реактору и детекторам нейтронов. Поэтому при измерениях присутствует сравнительно высокий "фон" N_ф, что нежелательно, особенно при измерениях больших по абсолютной величине реактивностей, когда N_o невелико и значения N(t) после удаления источника быстро спадают до величины N_ф.

Главный же недостаток метода-прототипа заключается в том, что результаты измерений и последующих расчетов существенно зависят от взаимного расположения источника нейтронов и детекторов измерительных каналов. Наиболее корректные результаты получаются при расположении источника на оси реактора, а детекторов равномерно по азимуту на одинаковом расстоянии от поверхности реактора. В случае произвольного расположения источника в реакторе (или около реактора) результаты измерений и расчетов по различным измерительным каналам будут существенно различными.

Техническая задача состоит в создании способа, с помощью которого необходимо измерить реактивность подкритического реактора с ограниченным доступом внутрь активной зоны и отражателя. В ряде случаев источник нейтронов, используемый для измерения реактивности, можно размещать только снаружи реактора. При этом должно использоваться сравнительно простое аппаратурное обеспечение эксперимента.

Суть изобретения в том, что в реактор с удаленным ядерным топливом загружают источник нейтронов в любое возможное положение, вплоть до постановки его снаружи реактора, фиксируют некоррелированную с нейтронами делений составляющую в показаниях измерительных каналов с учетом траектории перемещения источника нейтронов из реактора в защитный контейнер разбивают кривую спада мощности N(t), измеренную на загруженном реакторе, на два участка, первый из которых соответствует времени измерения кривой мощности с момента начала удаления источника нейтронов t₁ до его полного удаления t₂, второй с момента времени полного удаления t₂ до конца измерений, выбирают на втором участке значения времени t₃ и t₄, удовлетворяющие условию t₂≅t₃≅t₄,
причем t₄ может быть любым моментом времени измерения кривой спада мощности до достижения ею уровня N_ф, устанавливают с учетом скорости движения источника нейтронов соответствие между и далее рассчитывают реактивность в соответствии с разработанным математическим алгоритмом.

Предлагаемый способ позволяет проводить измерения реактивности при подготовке, например, космической ЯЭУ на полигоне, когда реактор заварен и для контроля его реактивности можно разместить источник нейтронов только снаружи реактора. При этом предварительно на физическом стенде (до загрузки ядерного топлива) измеряют некоррелированную с нейтронами делений составляющую в показаниях измерительных каналов. Такая составляющая позволяет учесть влияние пространстенного эффекта (т.е. влияние местоположения источника нейтронов) на результаты измерения реактивности.

Предлагаемый способ измерения реактивности позволяет также существенно увеличить время удаления источника нейтронов, т.к. в конечном выражении для расчета реактивности специально учитываются (и исключаются) динамические процессы на временном участке, соответствующем перемещению источника. Это позволяет существенно упростить аппаратурное обеспечение эксперимента и при измерении, например, больших подкритичностей можно вручную удалять источник нейтронов и уносить его в защитный контейнер, расположенный далеко от реактора.

На фиг. 1 показана зависимость функции мощности N(t) и некоррелируемой с нейтронами делений функции N_ист(t) от времени при использовании предлагаемого способа изобретения, где обозначены следующие временные участки:
0≅t≅t₁ время от начала измерений до начала извлечения источника нейтронов;
t₁≅t≅t₂ время удаления источников нейтронов в защитный контейнер;
t₄>t₃>t₂ временные отметки, используемые в соотношении для вычисления реактивности.

На фиг. 2 показана геометрия эксперимента, в котором был реализован предлагаемый способ измерения реактивности. Изображена картограмма загрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в активную зону критсборки, а также места установки Pu-Be источника нейтронов (2•10⁶ н/с) и детекторов нейтронов (счетчики СНМ-18). В боковом отражателе расположены органы СУЗ поворотного типа (аварийные, компенсирующие и регулирующий цилиндры АЦ, КЦ, РЦ). Органы СУЗ представляли собой бериллиевые цилиндры, на части поверхности которых нанесена нейтроннопоглощающая накладка.

Для решения поставленной задачи используется уравнение кинетики в интегральном виде, которое можно записать следующим образом:

где N(t) функция мощности;
N_o уровень мощности при наличии источника после ее стабилизации;
ρ(t) функция реактивности;
l время жизни мгновенных нейтронов;
β_i эффективная доля i-ой группы запаздывающих нейтронов;
λ_i постоянная распада предшественников i-ой группы запаздывающих нейтронов;
C_io начальная концентрация предшественников i-ой группы запаздывающих нейтронов;
Q(t) функция внешнего источника нейтронов.

При измерениях стационарной реактивности, т.е. при ρ(t) = const$ значение реактивности выносится из-под интеграла.

Приняв для N и t обозначения, показанные на фиг. 1, можно получить выражение, которое используется для расчета реактивности в предлагаемом способе:
ρ = (B-C)/A (3),
где

причем
для 0<t≅t₁;
N_ист(t)≥N_ф для t₁≅t≅ t₂;
N_ист(t)=N_ф для t₂≅t≅t₄.

Изобретение осуществляется следующим образом. (Для определенности будем считать, что требуется провести измерения отрицательной реактивности при различных положениях органов СУЗ ЯЭУ).

На физическом стенде перед набором критмассы устанавливают поочередно источник нейтронов в ряд выбранных положений (фиг. 2), при которых будут проводиться измерения реактивности. (В случае необходимости подобную процедуру можно провести и после выгрузки ядерного топлива из активной зоны реактора). Для каждого положения источника нейтронов и выбранных положений детекторов измеряют значения Причем, измерения проводят с учетом траектории движения источника нейтронов от места установки в реакторе (или снаружи его) до места фиксации источника в защитном контейнере.

После загрузки ядерного топлива в активную зону создают подкритичность реактора, т.е. органы СУЗ устанавливают в нужное положение. Замеряют фон N_ф при нахождении источника в защитном контейнере, удаленном от реактора. Источник нейтронов устанавливают в реактор. После того, как наступит равновесное состояние концентрации предшественников запаздывающих нейтронов (через T≫ 1/λ_imin) начинают замеры мощности N(t) по измерительным каналам. В течение времени 0≅t≅t₁ ≈ 1 мин соблюдается условие N(t) N_o. Затем источник нейтронов удаляют из реактора. Он может выстреливаться, но может удаляться и относительно медленно в течение нескольких секунд.

Фиксируют время t₂, когда источник нейтронов устанавливают в защитный контейнер. Замеры мощности прекращают через время Через время t≥20 мин после удаления источника проводят контрольный замер N_ф. С учетом скорости движения источника нейтронов устанавливают соответствие между и N_ист(t) и рассчитывают значение реактивности по формуле 3. Причем, в этом соотношении величину N_o получают усреднением N(t) в диапазоне 0≅t≅t₁, т.е.

а временные отметки t₃ и t₄ подбирают из соображений получения минимальной статистической погрешности измерений.

Предлагаемый способ измерения реактивности проверяли на уран-водной критической сборке стенда T-2, на котором ранее отрабатывались нейтронно-физические характеристики реактора ТОПАЗ. При измерениях реактивности в активную зону было загружено 69 ТВС (фиг. 2). В экспериментах использовался Pu-Be источник нейтронов интенсивностью 2•10⁶ н/с, который поочередно устанавливался на оси реактора (положение 4), на границе активной зоны и отражателя (положение 5) и снаружи реактора (положение 6). Извлечение источника нейтронов из реактора в защитный контейнер осуществлялось дистанционно, с помощью резинового жгута за время ≈0,5 с. Для оценки влияния перемещения источника на результаты измерений были выполнены также эксперименты с удалением источника в защитный контейнер за время 3 и 5 с.

Подкритичность реактора создавалась с помощью органов СУЗ поворотного типа. Управление работой измерительных каналов и обработка результатов измерений осуществлялись с помощью ЭВМ "Мера-60" и СМ 1420.

В экспериментах сравнивались также эффективности различных групп органов СУЗ, измеренные предлагаемым методом и известным методом ОРУК. В методе ОРУК в качестве детекторов нейтронов использовались три камеры КНК-56, расположенные возле боковой поверхности реактора через ≈ 120^o по азимуту. Камеры были включены параллельно, поэтому при обработке получали результат, усредненный по трем детекторам. В методе ОРУК эффективность органов СУЗ получали в результате обработки спада мощности реактора, переведенного из надкритического состояния в подкритическое посредством поворота соответствующей группы цилиндров.

В предлагаемом методе эффективность органов СУЗ определялась как разность двух значений реактивности, полученных на подкритическом реакторе при установке соответствующих цилиндров в двух крайних положениях. Результаты измерений представлены в табл.1 4.

Из данных табл. 1 следует, что значения существенно зависят от взаимного расположения источника и детектора нейтронов.

Результаты, приведенные в табл. 2, особенно для случая размещения нейтронов снаружи реактора (положение 6), наглядно демонстрируют возможности изобретения. Видно, что при исключении из рассмотрения некоррелируемой составляющей источника N_ист, измерения реактивность может почти в три раза отличаться от истинного значения.

Данные табл. 3 свидетельствуют, что предложенным способом можно измерять эффективности органов СУЗ даже при размещении источника нейтронов возле боковой поверхности реактора. Как отмечалось ранее, такой результат означает, что с помощью предлагаемого способа можно, например, вести контроль за подкритичностью реактора космической ЯЭУ во время проверки систем ЯЭУ на космодроме.

В то же время, данные табл. 2, 3 показывают, что при размещении источника на оси реактора эффективности органов СУЗ, измеренные предлагаемым способом, отличаются всего лишь на ≈ 1% от измерений методом ОРУК; если же использовать, как в методе прототипа, вместо N_ист значение фона N_ф, отличие составляет до ≈ 5%
В табл. 4 представлены результаты измерений подкритичности реактора при удалении источника в защитный контейнер за 0,5; 3 и 5 с. Время перемещения источника, особенно в пределах 3 с, относительно слабо влияет на результаты. Это позволяет простыми средствами обеспечить удаление источника на достаточно большое расстояние от реактора, что позволяет снизить фон и, тем самым, повысить надежность измерений реактивности.

Литература
1. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1967.

2. Литицкий В.А. Бондаренко В.В. Куприянова И.А. Методы и средства измерения реактивности размножающих систем.

Препринт ФЭИ ОБ-151, ОБ-152, ОБ-153, 1982.

3. Бондаренко В. В. и др. Контроль реактивности глубоко подкритических реакторов с помощью реактиметров и корректировка аналового источника. Атомная энергия, 1976, т. 41, вып. 4, с. 238-241.

4. Еловский О. А. Матусевич Е.С. Трыков О.А. О применении в реакторных экспериментах источника нейтронов с управляемой интенсивностью. Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 1, с. 39-41.

Использование: изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано при измерениях реактивности реактора нулевой мощности и особенно успешно, для измерения реактивности малогабаритных реакторов космических ЯЗУ. Сущность изобретения: в реактор с отсутствующим ядерным топливом помещается источник нейтронов и определяется некоррелированная с нейтронами делений составляющая в показаниях измерительных каналов. Для реактора с загруженным ядерным топливом измеряется относительная мощность, в том числе и кривая спада мощности после удаления источника из реактора в защитный контейнер. На кривой спада мощности выделяется два участка: первый соответствует времени удаления источника нейтронов t₂, второй выбирается с моментами времени t₃ и t₄ (t₄ > t₃), причем t₃ момент времени (в течение нескольких секунд) после удаления источника, а t₄ - может быть любым моментом времени измерения кривой спада мощности до достижения ею уровня N_ф. Далее рассчитывается реактивность в соответствии с разработанным алгоритмом, в котором использовано решение уравнения точечной кинетики. При этом из значений мощности реактора вычитается некоррелированная с нейтронами делений составляющая и специально учитываются (и исключаются) динамические процессы на временном участке, соответствующем перемещению источника. 1 з.п. ф-лы, 2 ил. 4 табл.

1. Способ определения реактивности ядерного реактора, находящегося в подкритическом состоянии, заключающийся в измерении фона нейтронов измерительными каналами при загруженном реакторе N_ф, установлении источника нейтронов, измерении относительного уровня мощности измерительными каналами после стабилизации мощности реактора N₀, удалении источника нейтронов для устранения воздействия на реактор в положение, при котором измеряется N_ф, измерении кривой спада мощности измерительными каналами в зависимости от времени N(t) и расчета на основании этих данных реактивности P, отличающийся тем, что в реактор с отсутствующим ядерным топливом устанавливают источник нейтронов в каждое положение, при котором проводятся измерения реактивности, каждый раз перемещают его в местоположение, при котором производится измерение фона нейтронов N_ф, и измеряют некоррелированную с нейтронами делений составляющую с учетом траектории перемещения источника, а при последующих расчетах реактивности разбивают кривую спада мощности N(t), измеренную на загруженном реакторе при том же положении детекторов относительно реактора, на два участка, первый из которых соответствует времени измерения кривой спада мощности с момента t₁ начала удаления источника нейтронов до момента t₂ после его полного удаления в местоположение, при котором производятся измерения N_ф, второй с момента t₂ до конца измерений, выбирают на втором участке значения времени t₃ и t₄, удовлетворяющие условию t₂ ≅ t₃ < t₄, при этом t₄ может быть любым моментом времени измерения кривой спада мощности до достижения ею уровня N_ф, устанавливают с учетом скорости движения источника нейтронов соответствие между и N_и с т(t), где N_и с т(t) - некоррелированная с нейтронами деления функция от времени, рассчитывают реактивность по формуле
ρ = (B-C)/A,
где



где l время жизни мгновенных нейтронов;
β_i - эффективная доля i-й группы запаздывающих нейтронов;
λ_i - постоянная распада предшественников i-й группы запаздывающих нейтронов,
причем
N_и с т(t) ≥ N_ф для t₁ ≅ t ≅ t₂;
N_и с т(t) N_ф для t₂ ≅ t ≅ t₄. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что источник нейтронов устанавливают в активной зоне на оси реактора, или в любом месте внутри реактора, или снаружи реактора.