Способ определения тепловыделения в электрогенерирующих элементах при петлевых реакторных испытаниях

 

Использование: при испытаниях многоэлементных термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС) в составе петлевых каналов (ПК) в ячейках исследовательских реакторов. Сущность изобретения: в качестве детектора используют термоэлектрический детектор нейтронов с урансодержащим чувствительным элементом. Определяют коэффициент. G самоэкранирования нейтронов топливом'. Мощность рэгэ тепловыделения элемента осуществляют по приведенному соотношению. 3 ил.слс

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (51)5 Н 01 J 45/00

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ! -"1 /

l (21) 4917883/21 (22) 31.01.91 (46) 07.12.92. Бюл. М 45 (71) Головное конструкторское бюро Научно-производственного обьединения

"Энергия" и Специальное конструкторскотехнологическое бюро Института ядерных исследований АН УССР (75) М. Н,Коротенко, И.А.Микрюков, А,В.Никонов, В.В.Синявский и И.М.Симонов (56) Боев В.В. и др. Идентификация и диагностика в информационно-управляющих системах авиакосмической энергетики.

M.: Наука, 1988, с.153 — 154.

Синявский В.В, Методы определения характеристик термоэмиссионных твелов.

М.: Энергоатомиздат, 1990, с.49-53.

Изобретение касается термоэмиссионного преобразования энергии и может быть использовано при реакторных испытаниях многоэлементных термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС) в составе петлевых каналов (ПК).

Известен способ определения тепловыделения в ЭГС, заключающийся в создании специального макета ПК с моделью ЭГС в виде отдельных злектрогенерирующих элементов (ЭГС), каждый из которых заключен в индивидуальный калориметр, установке в макете детектора плотности потока тепловых нейтронов, обычно детектора прямой зарядки (ДПЗ), измерении электрических сигналов калориметров и ДПЗ при работаю.. Ж, 1780130 А1 (54) СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩИХ

ЭЛЕМЕНТАХ ПРИ ПЕТЛЕВЫХ РЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЯХ (57) Использование. при испытаниях многоэлементных термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС) в составе петлевых каналов (ПК) в ячейках исследовательских реакторов. Сущность изобретения: в качестве детектора используют термоэлектрический детектор нейтронов с урансодержащим чувствительным элементом.

Определяют коэффициент. G самоэкранирования нейтронов топливом. Мощность оэг, тепловыделения элемента осуществляют по приведенному соотношению. 3 ил. щем реакторе и определении нормировочного коэффициента в виде тепловой мощности ЭГЭ на единицу электрического сигнала детектора нейтронов, который считается действительным при петлевых испытаниях

ЭГС во всем диапазоне мощности реактора.

Основной недостаток этого способа— сложность и высокая стоимость изготовления и испытания макета с калориметрами.

Известен способ определения тепловыделения в ЭГС во время петлевых реакторных испытаний заключающийся в размещении в ПК измерительной системы в виде калориметрических детекторов, установленных напротив каждого ЭГЭ, измерении температуры и электрических сигналов

1780130 калориметрическихдетекторов во время облучения в реакторе, измерении электрической мощности, генерируемой каждым ЭГС и оценку мощности тепловыделения в каждом ЭГЭ непосредственно во время испытаний ЭГС.

Основной недостаток такого способа— сложность и высокая стоимость, связанные с необходимостью создан>:я и размещения в ПК калориметрической системы с четырьмя изолированными выводами на каждый детектор. усложнением теплосброса в ПК, температурными ограничениями.

Цель изобретения — упрощение проведения измерений для определения мощности тепловыделения в ЭГС и его распределения по отдельным ЭГЭ.

Для достижения цели в способе, включающем размещение в ПК детектора, изменение мощности реактора, измерение в процессе реакторных испытаний ЭГС температуры и электрического сигнала детектора при нахождении его чувствительного элемента на уровне, совпадающем с серединой каждого из ЭГЭ и оценку тепловыделения в каждом ЭГЗ, в качестве детекторов используют термоэлектрический детектор нейтронов с чувствительным элементом, содержащим уран (ТДН),определяют коэффициент самоэкранирования топливом тепловых нейтронов, а оценку мощности тепловыделения в каждом ЭГЭ проводится по соотношению где цзгэ — удельная мощность тепловыделения в ЭГЭ, Вт/см;

G — коэффициент самоэкранирования тепловых нейтронов топливом ЗГЭ,,безразмерная величина;

Мгэик — ядерная концентрация урана235 в топливе ЭГЭ и детектора, ядер/см ; отдн — удельная мощность, тепловыделения в чувствительном элементе ТДН, Вт/см;

Т вЂ” температура детектора, С; а — коэффициент теплоотдачи от корпуса детектора к теплоносителю; а, Ь, с, d, е — коэффициенты, На фиг.1 показана конструктивная схема ПК с испытываемой ЭГС и системами, необходимыми для реализации предлагаемого способа.

На фиг.1 обозначено: 1 — топливный сердечник ЭГЭ; 2 — ТДН (детектор); 3 - Коплекторный пакет термоэ>лисс>ч »ной сборки; 4 — гелиевый зазор н l>K; 5 — несущая

50 трубка (чехол) термоэмиссионной сборки, б — водяной зазор в системе теплосброса ПК;

7 — трубка.

Предлагаемый способ реализуется следующим образом.

В ПК устанавливаются ТДН 2 так, чтобы чувствительный элемент каждого детектора находился на уровне середины топливного сердечника 1 соответствующего ЭГЭ (фиг.1а), Для уменьшения габаритов устройства возможно использование одного ТДН, который может перемещаться по высоте ПК и устанавливаться в необходимых точках внутри специально встраиваемой в канал трубки 7 (фиг.1б). Предварительно оценивается коэффициент самоэкранирования тепловых нейтронов топливом ЭГЭ. Поскольку топливо в ЗГЭ имеет высокое обогащение по урану-235 и сложную геометрию, то теоретическая оценка коэффициента самоэкранирования затруднена. Он може быть оценен по относительному распределению актов деления по сечению топливного сердечника ЭГЭ. Это распределение может быть получено, например, фотометрическим методом на критической сборке реактора.

Реактор с ПК выводится на один из рабочих уровней мощности. Последовательно перемещая ТДН вдоль ЭГС с фиксацией положения его чувствительного элемента напротив каждого ЭГЭ, измеряют электрический сигнал ТДН и температуру охлаждающей его водь>, после чего по (1) определяют мощность тепловыделения н

ЭГЭ, Подобну>о операцию проводят на ка>кдом уровне мощности реактора, после перегрузки ТВС активной зоны, перемещения стержней и других операций, приводящих к изменению в процессе испытаний распределения тепловыделения вдоль ЭГС.

Формула (1) представляет собой соотношение для нахождения мощности радиационного тепловыделения в одном из двух одновременно облучаемых ураносодержащих образцах по известным: содержанию ядер урана-235 в обоих образцах; коэффициентам самоэкранирования тепловых нейтронов обоими образцами; мощности радиационного тепловыделения но втором образце.

В качестве образца с известной мощностью тепловыделения принимается чувствительный элемент ТДН, Мощность тепловыделения в топливе ТДН определяется по электрическому сигналу ТДН и температуре окружающего его тепло>;ос >геля по соотношению

1780130

Е а + ЫГ+ с()п а) — 4 где Š— электрический сигнал ТДН, мВ;

Т вЂ” температура ТДН, "С;

a — коэффициент теплоотдачи от поверхности ТДН и окружающей среде, Вт/м град; а, Ь, с, d, e — константы, зависящие от конкретного типа используемого ТДН.

Соотношение (2) получено на основе расчетных исследований теплофизической модели ТДН, прошедшей экспериментальную проверку.

Пример. Реализуемость и эффективность предлагаемого способа были проверены экспериментально во время испытаний ПКс пятью ЭГЭ в реакторе BBPM. Использовался ЭГС с одинаковыми ЭГЭ длиной 33 мм, диаметром змиттера 10 мм.

Коэффициент самоэкранирован ия тепловых нейтронов топливом ЭГЭ был получен путем численного интегрирования относительного распределения плотности актов деления по сердечнику.

Распределение, полученное экспериментально фотометрическим методом на критическом стенде реактора ВВР-М в той же ячейке, где проводились испытания, представлено на фиг.2. Полученное значение коэффициента самоэкранирования составило G= 0,28, В качестве перемещаемого детектора использовался ТДН диаметром 1,5 мм с чувствительным элементом из уранцирконие- 35 ваго сплава массой 10 мг, обогащением по урану-235 36 g и рабочим соотношением

shoo

Е моо+т цтдн=25 (-4) 40

18,4 — 0,59VT +2615(Inа)

Полученное распределение тепловыделения вдол ь Э ГС (мощность тепло выдел ения в каждом из пяти ЭГС) приведено на фиг.3.

Предлагаемый способ позволяет относительно просто определять мощность тепловыделения в каждом ЭГЭ (и соответствен но Э ГС) непосредственно в процессе испытаний, а также исключить необходимость изготовления дорогостоящей калориметрической системы, т.е, снизить стоимость.

Формула изобретения

Способ определения тепловыделения в электрогенерирующих элементах при петлевых реакторных испытаниях, включающий размещение в петлевом канале детектора, изменение мощности реактора, измерение температуры и электрического сигнала детектора при нахождении его чувствительного элемента на уровне, совпадающем с серединой каждого из электрогенерирующих элементов, и оценку тепловыделения в каждом элементе, о т л ич а ю шийся тем, что, с целью упрощения, в качестве детектора используют термоэлектрический детектор нейтронов с ураносодержащим чувствительным элементом, определяют коэффициент G самоэкранирования тепловых нейтронов топливом, а оценку мощност, оэгэ тепловыделения элемента осуществляют по соотношению иЯ е+Т цзгэ= — G (41

N 83 a + Ь /Т + c(ln a) 4 где N Я, N Щ» — объемная концентрация ядер урана-235 в топливе элемента и детектора соответственно, ядер/см ;

Š— электрический сигнал детектора, мВ;

Т.— температура детектора, С; а — коэффициент теплоотдачи от корпуса детектора к теплоносителю; а, Ь, с, d, е- константы, равные соответственно 18,4, 0,59, 2615, 5000, 4500, 1780130

1780130

Юв, Составитель В.Синявский

Техред М.Моргентал Корректор Л.Лукач

Редактор Т.Купрякова

Производственно-издательский комбинат "Патент", r. Ужгород, ул.Гагарина, 101

Заказ 4439 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5