способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора

Формула изобретения

1. Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, содержащего облученное ядерное топливо, включающий перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на эти перемещения и расчет искомой величины, отличающийся тем, что дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения, а расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению

Q_эф(t) k · _d(t),

где _d(t) - интенсивность гамма-излучения;

k - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке таких важных параметров подкритического ядерного реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.

Измерения реактивности были и остаются основными измерениями, выполняемыми как на критических сборках, так и на энергетических реакторах. Это связано с тем, что изменение нейтронной мощности реактора во времени определяется его реактивностью. Поэтому для обеспечения ядерной безопасности необходим непрерывный контроль реактивности ядерного реактора на остановках, в том числе в процессе перегрузки топлива и при выполнении регламентных ремонтных работ.

В тех случаях, когда вариация реактивности реактора не приводит в заданных пределах к изменениям: 1) эффективной интенсивности источников нейтронов и 2) эффективности детекторов, связь между эффективным коэффициентом размножения подкритического реактора и скоростью счета детектора нейтронов имеет вид (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004):

где к_эф - эффективный коэффициент размножения ядерного реактора;

N_d - скорость счета детекторов нейтронов в ядерном реакторе;

Q_эф - эффективная интенсивность источника нейтронов ядерного реактора.

Таким образом, определив в результате эксперимента эффективную интенсивность источника нейтронов, в дальнейшем задача измерения реактивности ядерного реактора сводится к определению к_эф с использованием измеренного значения Q_эф.

Известен способ одновременного и независимого определения величины источника нейтронов и реактивности [Могильнер А. И., Фокин Г.Н., Чайка Ю.Б., Кузнецов Ф.М. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. - Атомная энергия, 1974, т.36, вып.5, с.358], заключающийся в том, что эффективную интенсивность источника нейтронов реактора определяют в результате сравнения скорости счета детектора нейтронов критического или слегка надкритического (период больше 200 с) реактора со скоростью счета того же реактора, в который в момент времени t=0 введен поглотитель. Однако применение этого способа технически затруднено, поскольку для его реализации необходимо выводить ядерный реактор в критическое состояние.

Известен способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки, принятый в качестве прототипа (Патент RU 2231145 С2, 20.06.2004). Q_эф по этому способу рассчитывают на основании измеренного с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на ввод в активную зону ядерного реактора отрицательной реактивности. При этом время ввода отрицательной реактивности не должно превышать 5 с, суммарная эффективность вводимых стержней должна быть больше 1%, суммарное время измерения скорости счета детектора нейтронов должно быть не менее 300 секунд, а время измерения до начала сброса стержней регулирования 10÷20 секунд. В исходном стационарном состоянии до сброса стержней эффективный коэффициент размножения (к_эф ) должен находиться в следующем диапазоне 1>к _эф>0.95.

Способ, взятый за прототип, позволяет определять эффективную интенсивность источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, однако его реализация связана с определенными технологическими и техническими проблемами:

- необходимость извлечения с последующим вводом в активную зону значительной части регулирующих стержней с целью создания достаточного возмущения нейтронного потока;

- предполагается, что Q _эф не изменяется в течение времени. Однако, вследствие уменьшения интенсивности генерации фотонейтронов в течение нескольких суток после заглушения ядерного реактора, эффективная интенсивность источника нейтронов значительно изменяется (более 1.5 раз), поэтому с целью повышения достоверности оценки состояния ядерного реактора, а следовательно, безопасности, эксперимент по определению Q _эф необходимо периодически повторять, что связано с увеличением объема ядерно-опасных работ.

Задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерного реактора и уменьшение объема ядерно-опасных работ, связанных с извлечением при экспериментах по определению Q_эф значительной части регулирующих стержней, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора.

Поставленная задача решается тем, что в способе определения эффективной интенсивности источника нейтронов заглушенного ядерного реактора, содержащего облученное ядерное топливо, включающем перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика на эти перемещения, дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения, а расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению

где _d(t) - интенсивность гамма-излучения;

k - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента.

В качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления.

Интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока.

Пример применения данного способа для измерения реактивности промышленного уран-графитового ядерного реактора во время длительной остановки продолжительностью ˜14 суток.

Через сутки после остановки реактора проводят калибровочный эксперимент, при котором выполняют сброс стержней регулирования, определяют с помощью импульсных камер деления КНТ-31 отклик нейтронного поля на это возмущение и далее рассчитывают значения Q _эф и к_эф. В калибровочном эксперименте Q_эф и к_эф составили 22.5 импульс/с и 0.955 соответственно.

Далее проводили измерение интенсивности гамма-излучения с помощью камер деления КНТ-31, переключенных по схеме регистрации интегрального тока. Мощность дозы гамма-излучения составила _d 50 Р/с.

На основании полученных данных определяют коэффициент k :

К примеру, на 8-е сутки после остановки реактора измеряли скорость счета камер деления КНТ-31. К этому времени она снизилась до 450 импульс/с. Камеры деления КНТ-31 переключили по схеме регистрации интегрального тока и измерили _d(8) 26 P/c. Значение эффективной интенсивности источника нейтронов, рассчитанное по соотношению (2), составило

Q _эф(8) k · _d(8)=0.45·26=11.7 импульс/с,

Значение эффективного коэффициента размножения вычисляют по формуле (1):

Достоверность полученных значений Q _эф и к_эф подтверждена в повторном калибровочном эксперименте, проведенном на 8-е сутки после остановки реактора.

Таким образом, использование предлагаемого способа позволяет получить достоверные результаты величины эффективной интенсивности источника нейтронов без периодического повторения операций по перемещению стержней регулирования, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора, и тем самым уменьшает объем ядерно-опасных работ.