Способ определения эффективности элементов ядерного реактора Советский патент 1987 года по МПК G21C17/00 

1 1 Изобретение относится к области физики ядерных реакторов и может быть использовано при измерении эффективности элементов ядерного реактора (органов системы управления и защитил (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 нейт ронов 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 6(t), t и tm - стартовое и финишное время по выводу реактора в надкритическое состояние, tц - граничное вре мя для МИК-Н (Н - знак надкритического состояния), t время начала и конца перевода реактора в под критическое состояние, t - последняя Точка на оси времени для МНК-П (П - знак подкритичёского состояния Ро р) и Рг реактивности в начальном, исходном надкритическом и конечном подкритическом состояниях ядерного реактора соответственно. - установившийся нейтронный поток в начальном и конечном под критических состояниях ядерного реактора, Hic - нейтронный поток для t t, , - постоянная эффективност детектора для n(t) при О t ё tц , 4 постоянная эффективность детектора для разности n(t) - п при t| 6-5 и ЕК эффективность детектора для Пц и Пц. Штрихами обозначены до полнительные области измерения на оси времени по сравнению с известны способом. Примером осуществления описываемого способа является использование последнего на критической сборке ге терогенной модели быстрого энергети ческого реактора БН-1600. Сборка им ла смешанное топливо: уран и плутоний. Интенсивность выхода нейтронов от спонтанных делений плутония составляла нейтрон/с. Определя лась эффективность эксцентрично рас положенного сборного макета органа . СУЗ ядерного реактора. Нейтронньй п 6 ок регистрировался тремя токовыми амерами КНК-56, расположенными вплотую к поверхности бокового тражателя сборки через 90 друг к ругу. Камера № 3 и исследуемый элеент располагались на одном центральом буче сборки. Ток с каждой камеры поступал на преобразователь тока в частоту импульсов, а импульсы с преобразователей подавались на стандартные модул 1 ввода число-импульсной информации (МВЧис). В МВЧисах импульсы ровались 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 для трех изотопов: урана-235, урана-238, плутония-239 (из литературных данных), набор расчетных значений и; для тех же изотопов (использовалось приближение неизменности Q; при изменении реактивности) , интервал регистрации сГ 1 с, экспериментальное полученное экспериментальное значе 10850 , гдеЛ - постоние оС, Кр -- V- ) янные распада предшественников запаздывающих нейтронов (ЗН) 1-й группыj а; - относительные эффективные доли ЗН i-й группы, oi кр - декремент затухания мгновенных нейтронов в критическом реакторе.. После включения ЭВМ в моментt О при установившемся в сборке нейтронном потоке с реактивностью р ,05рэф в эффективных долях запаздывающих нейтронов в области времени от tf. 60 с до tm 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 43-34, сборка дистанционно переводилась опусканием в нее с постоянной Скоростью исследуемого борного макета в подкритическое состояние за время с t 210 с до tj 231 с. В момент t 431 набор информации с камер в память ЭВМ прекращался и возобновлялся после установления постоянного нейтронного потока на время t 60 с. Далее в ЭВМ вводили зна- . в ю н J чения указанных времен t с , 190 с, а также значение t -к -n и ЭВМ производила вычисление средних

3 11991264

значений n и Hg, коэффициентов а;,ik

b-, Cj и свободных членов Ij , dj в S-5 - л ff Лттr i , ( ,

соответствии с нижеприведенными вы- ; Jn.t е dt +

ражениями (1-5): - ..

J J 5 njsn(tp (1) 5 , U ,г-- ( / 1ч , . ЬjeZIa; ; j n/t)e dt I . r d: I n(t l. -r(ii-t) + п Т й- е 50 -Т где j - порядковый номер интервала регистрации , t: - время конца j-ro интервала. регистрации. otjs (п:., - п:) , O(t) (t - t) t,). (6) Далее ЭВМ производила вычисление по МНК-Н как решение системы условных уравнений (р1 )nj + Зэф dj О, , j ф + 1, ,,., 2 эффективного внешнего источника нейТ

ронов 8эд) и реактивности р, , и. разному расположенных относительно

по МНК-П как решение системы услов-45. макета детекторов описываемым спосоных уравнений ( wbj + i бон и известным, представлены в сопос+ 9вс; I; О, J k+1, ..., п тавительной таблице (в единицах

отношений Эффективности детектора |0,).

Эффективность макета (0,01 в детекторах)

Способ

123

Известный 119,5t1,3125,811,2136,9± 1,6

Предла-.

гаемый118,110,8119,240,7121,4±0,9

ICilLZI с: nji (t)U(t)e J lltL ic2:..;Uj-M - 3/ iJ V- V- . V Л -- UtA , r ; Га,- I n(t )edt + j rn(t)U(t) .J , + . nj + n-oij/oiKp,(4) ( , , 96 6(f/ 63 и реактивнос) e dt+ ти p /p,. Эффективности элемента. - 25 для трех детекторов ЭВМ вьгаисляла е6- ; как разность Э р, Х,, - для а; + ---а: , (5) трех детекторов. Машиной М-6000 выjlX ftJ/ даны на печать следующие значения +п .Т я ) J параметров по первому, второму и третьему детекторам соответственно Пд 6132 с ,5101 с и 5874 с, Пд 312,6 с , 215,8 си 141,8 , 8эд, 312 с; 254 и 299 с , CJ 1,20, 1,06 и 0,75, 96 1,09,1,10 35 и 1,14, Р, 0,0473, 0,0474 и 0,0474, ,р -1,134, -1,145 и -1,167. Измеренные значения потока нейт; ронов п , начиная с t 150 с и кончая tfl 431 с, обрабатывались на ЭВМ и по известному способу, . Результаты определения эффективности макета органа СУЗ для трех по

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..