Способ контроля мощности атомного реактора Советский патент 1987 года по МПК G21C17/06 G01T3/00 

1 Изобретение относится к области реакторостроения и может быть испол з.овано для контроля мощности атомного реактора. Известен способ контроля мощност атомного реактора путем измерения потока нейтронов по наведенной актив ности в проволоке, облученной нейтронами при протягивании ее через ак тивную зону атомного реактора. Недостатками известного способа является его низкая экспрессность и погрешности результатов измерений возникающие из-за неточного располо жения проволоки при повторном установлении в реакторе, а также вследствие загрязнения проволоки при ее соприкосновении с конструктивными м териалами при извлечении из реактор Наиболее близким техническим реш нием является способ контроля мощности атомного реактора путем измерения 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 позволяет точно фиксировать струю в активной зоне, отсутст вуют погрешности, связанные с за.грязнением газа, нет механических перемещений внутри реактора, повышается скорость измерений. Недостаток способа состоит в погрешности определения мощности реактора из-за того, что регистрируется суммарньй поток нейтронов, в котором неизвестно отношение между количествами тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов. Целью изобретения является повышение точности определения мощности t eaKTopa путем измерения потока быс рык нейтронов. Поставленная цель достигается те что в способе контроля мощности ато ного реактора, основанного на измерении потока нейтронов путем регистрации наведенной активности облученного нейтронами газообразного вещества, пропускаемого через петле вой канал, проходящий через активную зону реактора, пропускают газообразное активируемое вещество с по рогом активации в области энергий быстрых нейтроной, которое способно распадаться с испусканием позитроно регистрируют аннигиляционные гаммакванты и по результатам измерений судят о мощности атомного реактора. В качестве газообразного вещества преимущественно используйт азот-14. Быстрые нейтроны деления создают по реакции N(n.2n)N радиоактивный изотоп, . Затем активированный газ устройством принудительной циркуляции направляется в счетную ячейку, состоящую из некоторого объема, с противоположных сторон от которого расположены 2 или несколько пар сцинтилляционных счетчиков, включенных на совпадениях. Позитроны от распада N тормозятся 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. Совпадения этих у-квантов регистрируются счетчиками. Азот после прохождения счетной ячейки направляют в балластный объем, где N распадается, а остальной газ используется для дальнейших измерений. Пороги срабатывания сцинтилляционных счетчиков устанавливаются так, чтобы у -кванты с энергиями ниже 300 КэВ не регистрировались. Это необходимо для того, чтобы не было совпадений от У-квантов загрязнений, комптоновски рассеянных в одном кристалле и поглощенных в другом кристалле счетчиков, включенных на совпадениях. Пример . Очищенньш азот, наполняющий балластный объем (200 л) под давлением в несколько атмосфер прогоняется компрессором по трубопроводу, проходящему через активную зону реактора.При этом балластный объем, система трубопроводов, компрессор и счетный объем представляют из себя замкнутую систему, по которой газ непрерывно циркулирует. Средняя скорость движения азота составляет 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 ядрах азота в области энергий нейтронов 1115 МэВ составляет примерно 3 мбары, поток быстрых нейтронов в реакторах типа ВВЭР равен приблизительно 13 нейтр. причем на область 3 энергий 11-15 МэВ приходится около 0,2% потока. Пользуясь этими данными, получи что количество радиоактивных ядер N, образующихся в 1 см- за 1-е аз та в активной зоне реактора состав N 1,5-10 За время прохождения .газа через активную зону t Z 160 с в 1 см накойится N ради , где N -р-(1 активных ядер 2,2-10 -5SP- ( / 1,156 10 п см о,.,.. тоянная распада N;. После прохождения 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 аннигиляции позитрония у кванты разлетаются в противоположных направлениях и регистрируются сцинтшшяционными счетчиками, расположенными с двух и более противо положных сторон от счетного объема Считая, что геометрическая.эффекти 7 ность регистрации составляет около 3% от 411, cKopocTL, счета совпадений составляет 1,8-100,03 5-10 что является достйточным для получения результатов с высокой статистической точностью. Из возможных газообразных примесей в азоте наибольшую опасность представляет , так как. образующийся при захвате медленных нейтронов Аг при своем распаде может сильно перегрузить сцинтилляционные счетчики. Другие вероятные примеси, прежде всего кислород и углекислота, :не образуют радиоактивных ядер, которые могли бы привести к заметным количествам ложных .совпадений или перегрузить сцинтилляционные счетчики. Данный способ позволяет повысить точность определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрых нейтронов, а также повысить точность определения степени выгорания и отравления топлива в различных участках активной зоны при наличии информации о величине потока медленных нейтронов, который производят другими методами.

1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ АТОМНОГО РЕАКТОРА путем измерения потока нейтронов, основанньй на облучении нейтронами газообразного активируемого вещества и регистрации наведенной активности, отличающ и й.с я тем, что, с целью повьппения точности определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрьк 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 по п. 1,отличающ и и с я тем, что в качестве активируемого газообразного вещества преимущественно используют азот-14.