Патенты автора Борисов Валерий Фёдорович (RU)
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала. В качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, а в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе. Для калибровки выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. В случае отклонения во времени этого значения изменяют второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции перемещения органа управления и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления. Технический результат - повышение точности калибровки, упрощение процесса калибровки и сокращение времени на ее проведение.
Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к метрологии нейтронного излучения, и может быть использовано при калибровке каналов измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов. Способ включает измерение и запись величины плотности нейтронного потока при различных условиях его формирования с помощью ионизационной камеры деления. Согласно изобретению калибровку каналов измерения плотности нейтронного потока производят за пределами реактора, при этом измерение плотности нейтронного потока осуществляют двумя измерительными каналами в два этапа: на первом этапе размещают источник нейтронов напротив датчика первого измерительного канала, предназначенного для установки на трубопроводе первого контура ядерного реактора со стороны выхода теплоносителя из реактора, при этом расстояние l1 от источника нейтронов до этого датчика выбирают таким образом, чтобы скорость счета N1 в первом измерительном канале соответствовала плотности нейтронного потока на трубопроводе, и регистрируют эту скорость счета N1, на втором этапе размещают источник нейтронов напротив датчика второго измерительного канала, предназначенного для установки на трубопроводе первого контура ядерного реактора со стороны возврата теплоносителя в реактор, и выбирают расстояние l2 между источником нейтронов и вторым датчиком по формуле ,
где v - скорость потока теплоносителя; L - расстояние между датчиками на трубопроводе; τ - период полураспада изотопа 17N, затем настраивают чувствительность второго измерительного канала таким образом, чтобы его скорость счета N2 была равна после чего устанавливают датчики на трубопровод. Технический результат - повышение точности калибровки каналов измерения плотности нейтронного потока и сокращение времени на ее проведение.
Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя. При реализации способа сначала определяют коэффициент усиления Ki спектрометрического усилителя, затем помещают импульсную камеру деления в нейтронный поток, регистрируют форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя на входном сопротивлении дискриминатора и сохраняют оцифрованную форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых на внешнем носителе. Затем с помощью коэффициента Ki пересчитывают сохраненные данные и восстанавливают исходный импульс тока импульсной камеры деления, интегрируют его по времени, вычисляют значение заряда в импульсе и рассчитывают нормирующий множитель. Затем определяют номинальную амплитуду спектрометрических импульсов напряжения Uн на входе дискриминатора интенсиметра посредством нормировки сохраненного импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых. Техническим результатом является увеличение точности определения номинальной амплитуды спектрометрических импульсов напряжения, упрощение обработки спектрометрической информации и сокращение времени на ее обработку.
Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов
Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для настройки и поверки приборов измерения мощности и реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности
Изобретение относится к ядерной технике
СПОСОБ ЮСТИРОВКИ РЕАКТИМЕТРА // 2387031
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров)
Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности
Изобретение относится к области цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов
