Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов

Авторы патента:


Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов
Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов
Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов
Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов
Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов

 


Владельцы патента RU 2479053:

АРЕВА НП (FR)

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа. Способ коррекции для вклада во внутреннюю погрешность, связанную с детектором коллектронного типа, размещенным в активной зоне атомной электростанции, включает стадию, на которой осуществляют операцию калибровки на рассматриваемом коллектроне, при этом операция калибровки осуществляется по достижении детектором коллектронного типа заданной степени износа и состоит в трехмерной калибровке с использованием карт, определенных посредством эталонной контрольно-измерительной системы. Изобретение позволяет повысить плотность измерений и, таким образом, повысить уровень достоверности, связанный с результатами работы, выводимыми при обработке этих измерений. 10 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Изобретение относится к способу создания т.н. "смешанных карт активной зоны ядерного реактора". Также настоящее изобретение относится к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа. Карты активной зоны ядерного реактора иллюстрируют распределение плотности энерговыделения внутри ядерных реакторов и составляются посредством датчиков, которые размещаются, фиксированным или подвижным образом, временно или постоянно в активной зоне ядерного реактора. Их основное целевое назначение состоит в компенсации потери плотности контрольной измерительной аппаратурой, называемой «системой КИП реактора» (или «системой КИП»), в тех случаях, когда значительное количество положений, изначально используемых датчиками системы КИП реактора, занято стационарными стержнями коллектронного типа. Очевидный физический интерес заключается в повышении плотности измерений и, таким образом, повышении уровня достоверности, связанного с результатами работы, выводимыми при обработке этих измерений.

Одно из приложений способа изобретения имеет отношение к способу калибровки детекторов коллектронного типа, размещаемых в активной зоне ядерного реактора. Это приложение способа изобретения дает возможность извлекать пользу из сигнала, подаваемого детектором коллектронного типа и связанного с вкладом в погрешность, величина которого не слишком высока, даже после продолжительного использования коллектрона в активной зоне ядерного реактора. Термин «калибровка коллектрона» фактически означает связывание сигнала, подаваемого коллектроном и отображающего активность внутри ядерного реактора, с вкладом в погрешность, связанным с рассматриваемым детектором коллектронного типа.

В настоящем документе, и в особенности, в различных уравнениях и соотношениях, будет производиться отсылка к некоторым аббревиатурам или выражениям, глоссарий которых дан ниже:

- С/М (Р/И): отклонение расчет / измерение;

- : погрешность, связанная с расчетом распределения локальной плотности энерговыделения стержней в сборке;

- : погрешность, связанная с преобразованием отклонений Р/И параметра «радиоактивности» в отклонения Р/И параметра «плотность энерговыделения»;

- : погрешность, связанная с пространственным распространением отклонений Р/И;

- погрешность, связанная с измерительной системой (детектором и сбором данных);

- стандартная общая погрешность процесса воссоздания плотности энерговыделения;

- С/PM: отклонение расчет/псевдоизмерение;

- : обобщенная погрешность распространения отклонений расчет/псевдоизмерение;

- общая погрешность, соответствующая процессу воссоздания плотности энерговыделения по способу RUN2p;

- SchX: любая диаграмма контрольно-измерительного оборудования Х-типа;

- REF: диаграмма эталонного контрольно-измерительного прибора;

- S(t): чувствительность детектора по завершении времени облучения t;

- S(0): исходная чувствительность нового детектора;

- Q(t): интеграция тока, переданного детектором по завершении времени облучения t;

- : исходная нагрузка, доступная для нового детектора;

- а: экспонента экспериментального закона износа;

- A1 и A2: распределения радиоактивностей, связанных, соответственно, с детекторами первого и второго типа;

- N1 и N2: количества сбора данных для детекторов первого и второго типа соответственно;

- и : распределения радиоактивностей, измеренных, соответственно, детекторами первого и второго типа;

- и : распределения эквивалентных радиоактивностей, рассчитанных для детекторов первого и второго типа соответственно;

- : преобразование радиоактивности, свидетельствуемой детектором второго типа, в радиоактивность, которую мог бы свидетельствовать детектор первого типа;

- brut: обычно относится к распределению, элементы которого не претерпевали процесс нормирования;

- relatif: относится к распределению, элементы которого связаны нормированием рядов;

- g: коэффициент, отображающий различия в нормировке между двумя распределениями;

complet: характеризует распределение, в котором используются все элементы;

- и : стандартное отклонение и погрешность, связанные с процессом создания смешанной карты;

- и : стандартное отклонение и погрешность, связанные с вычислением радиоактивностей А;

- r: коэффициент линейной корреляции;

conversion: относится к действию по преобразованию информации, собранной детектором данного типа, в информацию, которая могла бы быть получена в тот же момент времени и в том же месте детектором другого типа;

- : полная радиоактивность для трехмерного положения XYZ, выведенная из данных, собранных детектором второго типа (здесь - COL);

- : полная радиоактивность для трехмерного положения XYZ изначально второго типа, преобразованная в радиоактивности первого типа (здесь - PRIC);

- : расчетная радиоактивность для трехмерного положения XYZ первого типа (здесь - RIC);

- FCOR: трехмерный калибровочный, или поправочный, коэффициент;

- : скорректированная радиоактивность для трехмерного положения XYZ второго типа (здесь - COL);

- : скорректированная радиоактивность для трехмерного положения XYZ первого типа после преобразования (здесь - PRIC);

- : погрешность, связанная с процессом калибровки детектора 2 на основе одновременного сбора информации детектором 1.

Область изобретения относится, в общем, к ядерным реакторам. Ядерные реакторы, такие как ядерные реакторы, охлаждаемые водой под давлением, содержат активную зону, состоящую из тепловыделяющих сборок, каждая из которых включает набор топливных стержней, обычно, из урана, слабо обогащенного изотопом уран-235. Сборки совмещаются своими продольными осями в вертикальном направлении, т.е. вдоль высоты активной зоны.

Поэтому в дальнейшем продольные оси будут обозначаться высотой z, a абсциссы x и ординаты y позволяют определить точку ядерного реактора в горизонтальной плоскости. Тогда активную зону ядерного реактора можно рассматривать как разрезанную на секции или осевые ячейки сети определенной толщины, обозначаемые высотой z. Кроме того, точка ядерного реактора идентифицируется по своему азимутальному положению - на основе угла, определяемого в горизонтальной плоскости относительно оси z в метках ортогональной трехмерной системы отсчета (x, y, z), а также по своему радиальному положению, определяемому расстоянием в горизонтальной плоскости между указанной точкой и осью меток.

Выделяемая сборками энергия, которая напрямую коррелирует с потоком нейтронов, генерируемым ядерным топливом, которое находится в указанных сборках, распределяется внутри реактора неравномерно. Существуют области, в которых плотность энерговыделения выше, чем в остальных областях. Как правило, эти области находятся ближе к центру реактора относительно его периферии. Эти области называют «горячими точками», и в них генерируемая плотность энерговыделения вплотную приближается к проектным пределам для активной зоны ядерного реактора. Следовательно, распределение плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора не является гомогенным, и поэтому составление полной карты распределения этой плотности в активной зоне, называемой трехмерным распределением плотности энерговыделения, которое является принципиально важным по очевидным соображениям безопасности, представляет собой сложную задачу.

Таким образом, обеспечение функционирования и безопасности ядерных реакторов требует определения плотности энерговыделения, генерируемой в результате деления ядер урана-235, т.е. ядерной энергии в каждой точке ядерного реактора. С этой целью проводятся измерения, позволяющие оценить плотность энерговыделения в разных точках активной зоны. Во всех случаях оценка плотности энерговыделения включает измерения радиации, излучаемой активной зоной реактора, и в особенности нейтронного потока.

Измерение нейтронного потока всегда выполняется путем взаимодействия нейтронов с материалом, в результате которого, в свою очередь, образуются частицы, способные создавать измеримый электрический ток. В результате каждого акта поглощения нейтрона атомы чувствительного материала, составляющие датчик, преобразуются, поэтому чувствительный материал постепенно исчезает. Его исчезновение происходит со скоростью, которая зависит от интенсивности нейтронного потока и вероятности осуществления реакции, в свою очередь, напрямую связанной с эффективным сечением поглощения. Чем выше эта вероятность, тем выше сила тока и, с другой стороны, тем быстрее расходуется чувствительный материал, что, в свою очередь, очень быстро приводит к необходимости замены датчика.

Проблема обеднения чувствительного материала особенно критична в случае датчиков нейтронов, постоянно находящихся внутри активной зоны.

Для решения проблемы обеднения датчиков конструкторы ядерных реакторов предпочли не держать датчики постоянно в положениях измерений в активной зоне, а направлять их в реактор исключительно для осуществления периодических замеров. Поэтому обычно используемые датчики обозначаются термином «передвижные внутренние контрольно-измерительные приборы» и в дальнейшем описании будут обозначаться как КИП (контрольно-измерительные приборы) реактора. Другие системы, например, систему «Aeroball», также можно считать передвижной внутренней эталонной контрольно-измерительной системой.

Функция системы КИП реактора заключается в точном измерении распределения потока в активной зоне ядерного реактора с относительно малыми ограничениями в аспекте времени отклика. Поэтому на практике система КИП реактора сосуществует с системой, известной как СУЗ (система управления и защиты), которая расположена снаружи активной зоны ядерного реактора и отвечает за измерения некоторых параметров распределения плотности энерговыделения (таких как аксиальная и азимутальная неустойчивости) и уровня мощности реактора с очень хорошими временами отклика, но и с более низким, чем у системы КИП реактора, уровнем точности измерений. Поскольку пропорциональность внешнего измерения фактическому уровню мощности реактора зависит от радиальной составляющей распределения плотности энерговыделения, которая, в свою очередь, изменяется по мере обеднения ядерного топлива, СУЗ нуждается в периодической калибровке. Для осуществления калибровки могут использоваться данные, предоставляемые системой КИП реактора.

В более широком смысле система КИП реактора используется в двух различных ситуациях.

В первую очередь, в ходе пусковых испытаний, после каждой перезагрузки сборок или в ходе отдельных испытательных периодов системы КИП реактора используется для:

- подтверждения того, что распределение плотности энерговыделения в начале каждого цикла находится в соответствии с проектными расчетами и, в частности, значения в горячих точках соответствуют проектным допускам;

- калибровки детекторов СУЗ;

- обнаружения возможных ошибок загрузки;

- предоставления данных о распределении потоков, которые привлекаются для оценки информационно-технологических кодов и способов проектного расчета активной зоны ядерного реактора.

Затем, в ходе цикла и нормальной работы системы КИП реактора обычно используются для:

- подтверждения того, что распределение плотности энерговыделения и, в частности, показатели в горячих точках развиваются во времени так, как предусмотрено проектными расчетами;

- проверки и/или калибровки детекторов СУЗ.

С точки зрения точности, раньше обычно достигался компромисс между желанием измерить плотность энерговыделения в максимальном количестве сборок и объективной реальностью, заключающейся в том факте, что для размещения каждого контрольно-измерительного прибора необходимо проделать отверстие в днище корпуса ядерного реактора. Этот компромисс приводит к тому ограничивающему факту, что приемлемое экономически и технологически решение об установке ограниченного количества контрольно-измерительных приборов соответствующим образом ограничивает точность измерения распределения потоков и делает необходимым существование определенного запаса, предусматриваемого подробно описываемым ниже расчетом погрешности и призванного компенсировать несовершенство экспериментальных сведений о трехмерном распределении плотности энерговыделения, в особенности, в областях горячих точек.

На практике используются шесть передвижных детекторов нейтронов. Передвижные детекторы относятся к типу камер деления. Датчики нейтронов этого типа включают стандартную ионизационную камеру и задействуют уран в качестве материала, чувствительного к нейтронам. Ток, генерируемый передвижными детекторами, пропорционален скорости реакции деления в детекторе и не пропорционален плотности энерговыделения. Поэтому чаще говорят о радиоактивности, а не о плотности энерговыделения. Соответственно, при осуществлении оценки измерений возникает дополнительная стадия преобразования данных измерений радиоактивности для определения плотности энерговыделения. Данное преобразование приводит к возникновению специфического вклада в погрешность, обозначаемую .

Передвижные детекторы при помощи коммутирующего устройства отправляются в непроницаемые каналы, называемые «пальцами перчатки», расположенные в измерительных каналах 60 выбранных для этой цели тепловыделяющих сборок. Выбранные тепловыделяющие сборки называются сборками, оснащенными контрольно-измерительными приборами. Таким образом, каждый детектор предназначен для изучения десяти сборок. Для обеспечения перемещения детекторов от одной сборки к другой механизмами приводятся в действие групповые селекторы.

Следует отметить, что процесс сбора информации включает один или несколько дополнительных процессов т.н. взаимной калибровки.

Более того, количество чувствительного материала, подвергаемого взаимодействию с нейтронами, уменьшается по мере облучения детектора или, точнее, с увеличением интегральной плотности потока частиц, получаемой детектором с течением времени. Чувствительность, т.е. отношение между излученным током и потоком, засвидетельствованным детектором, меняется во времени, поэтому для учета этих изменений необходимо введение поправки в ее оценку на этапе анализа. Каждый передвижной зонд эволюционирует независимо от других, поскольку получает специфическую для него интегральную плотность потока, зависящую от плотности энерговыделения изучаемых им сборок. Поэтому функция прохождения взаимной калибровки позволяет осуществлять измерение относительных чувствительностей. Определение чувствительностей должно в обязательном порядке проводиться перед каждым составлением карты потоков. Таким образом, калибровка детекторов представляет собой операцию, которая заключается в воздействии на коэффициент усиления по току в поверочной схеме с целью компенсации снижения силы тока, подаваемой датчиком, по причине обеднения и поддержания постоянства указанного значения. Данная операция также дает возможность корректировать различия между детекторами, возникающие, вероятно, за счет того, что каждый из них имеет собственную электронную систему сбора данных. На практике это осуществляется следующим образом.

Все групповые селекторы направляются в т.н. «положение готовности», что позволяет каждому зонду перемещаться и следить за сборками, которые обычно измеряются зондом из ряда прямо над ним (кроме зонда 6, который путем циклической перестановки перемещается и следит за сборками, обычно относящимися к зонду 1). Таким образом, удается сопоставить результаты измерений, полученных в ходе взаимной калибровки, с целью определения относительной чувствительности зондов и учесть эти факторы при оценке результатов измерений.

Результат оценки измерений, осуществляемых передвижными внутренними контрольно-измерительными приборами при обследовании 60 выбранных для этой цели сборок, т.е. частичное трехмерное распределение скорости реакции в активной зоне, определенное в результате проведения измерений, называется картой потоков.

Таким образом, несмотря на то что измеряется распределение потоков в значительном количестве (приблизительно 30%) тепловыделяющих сборок, система КИП реактора не покрывает всю активную зону по радиусу. Если коэффициент локальной максимальной плотности энерговыделения находится в неконтролируемой сборке, измерить его не удается. Поэтому необходима дополнительная информация, предоставляемая передвижными детекторами. Дополнительная информация обеспечивается теоретическими расчетами. Таким образом, формирование трехмерного распределения плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора, подробно описанное ниже, всегда требует комбинирования экспериментальных и расчетных данных. Промышленные реакторы могут оснащаться контрольно-измерительными системами, отличными от системы КИП реактора. Например, следует сослаться на систему Aeroball, которая представляет собой контрольно-измерительную систему, использующую подвижные части, состоящие из цепочек стальных шариков, содержащих 1,5% чувствительного изотопа, например, ванадия, которые циркулируют по каналам, перемещаясь при помощи сжатого азота, и проникают в корпус реактора через его верхнюю часть. Измерение потока нейтронов зависит от активации шариков, помещаемых в поток нейтронов. Оценка их радиоактивности происходит при помощи неподвижных детекторов, установленных на стойках снаружи корпуса, но по-прежнему в здании реактора. Также следует сослаться на систему коллектронного типа - систему собирания электронов, удовлетворяющую следующему физическому принципу: тело, помещенное в нейтронный поток, может испускать электроны. Оригинальность коллектрона заключается в том, что при чрезвычайно небольших размерах сила тока достаточно высока, а испускаемые электроны собираются и измеряются в непрерывном процессе в отсутствие внешнего напряжения поляризации. Коллектроны будут подробно обсуждены ниже в контексте сути настоящего изобретения.

Данные, получаемые в результате теоретического расчета распределения плотности тепловыделения, обычно соответствуют распределению плотности тепловыделения, рассчитанной на основе модели, которая воспроизводит условия эксплуатации, наблюдаемые в ходе создания карты потоков. Расчет производится в конструкторском бюро. При проведении расчета неуклонно соблюдаются следующие принципы.

Данные, получаемые в результате теоретического расчета распределения плотности тепловыделения, как правило, соответствуют распределению плотности тепловыделения, рассчитанной на основе модели, которая воспроизводит условия эксплуатации, наблюдаемые в ходе создания карты потоков. Расчет производится в проектно-конструкторском бюро в ходе проведения стадий планирования. При проведении расчета неуклонно соблюдаются следующие принципы.

Сигнал, получаемый в результате измерения детекторами делений, пропорционален скорости деления в чувствительной части детектора, т.е. результату умножения эффективного сечения деления на поток. Поэтому для получения возможности доступа к скорости активации детектора необходим расчет эффективного сечения деления. Для приближения к точным условиям проведения измерений максимально возможным образом в задействованных теоретических моделях подробно отображены «палец перчатки» и измерительный канал. Эффективное сечение деления рассчитывается с учетом локальных условий вблизи измерительного канала с подробным воссозданием «пальца перчатки» и измерительного канала для расчета потока. Расчет производится для каждой из измеряемых сборок при помощи программы ячейки, например, известной специалистам под названием APOLLO 2F. Затем при помощи программы распределения, например, известной специалистам под названием "SMART three-dimensional nodal code", рассчитывается распределение потоков. Данные расчетов представляют собой:

- трехмерное распределение средних плотностей энерговыделения по сборкам. Это распределение, называемое РМ CAL (x, y, z), используется на стадии преобразования;

- все максимальные плотности энерговыделения стержней, интегрированных по всей эффективной высоте активной зоны; из каждой сборки удерживается только один стержень с самой высокой интегральной плотностью энерговыделения; эта группа, обозначаемая Р CAL DH (x, y), используется на т.н. стадии суперпозиции, которая дает возможность рассчитывать коэффициент роста энтальпии в активной зоне, обозначаемый КРЭ;

- все локальные максимальные плотности энерговыделения; для каждой плоскости на оси z и из каждой сборки удерживается только один стержень с максимальной локальной плотностью энерговыделения; эта группа, обозначаемая Р CAL (x, y, z), используется на стадии суперпозиции при расчете коэффициентов локальной максимальной плотности энерговыделения активных зон FQ, FXY (z).

В частности, процесс воссоздания измеренного распределения плотности энерговыделения преимущественно включает три стадии.

Первая стадия представляет собой скорость реакции деления в детекторе, также обозначаемую как радиоактивность.

Вторая стадия включает отношение средней плотности энерговыделения измеряемой сборки к радиоактивности, свидетельствуемой детектором, который циркулирует в «пальце перчатки» данной сборки. Как уже было отмечено, измеряется именно радиоактивность, а не плотность энерговыделения. Поэтому необходим способ, позволяющий перейти от радиоактивности к плотности энерговыделения. Общие принципы этого способа представлены ниже: реакция поглощения нейтрона чувствительным материалом детектора происходит в характеристической энергетической полосе последнего. Получение сведений об отношении количества нейтронов, принадлежащих к данной энергетической полосе, к общему количеству нейтронов называется проблемой нейтронного спектра. Отношение плотность энерговыделения/радиоактивность является параметром, который определяется из расчетов активной зоны, проведенных в трехмерном пространстве для всех сборок. В этих расчетах принимаются во внимание как локальные спектральные эффекты через посредство реакционной системы нейтрон-счетчик, так и распределение потока. Данные соотношения модернизируются в соответствии с обеднением ядерного топлива для учета эволюции изотопных концентраций внутри сборки. В этой связи сделано предположение, которое заключается в записи о том, что соотношения между рассчитанными значениями и значениями, воссозданными на основе экспериментально полученных данных, для обеих переменных радиоактивности и плотности энерговыделения, равны.

Третья стадия называется стадией «тонкой структуры» и позволяет, исходя из средней плотности энерговыделения сборки, перейти к плотности энерговыделения любого из стержней этой сборки. Для этого делается допущение, что для данной сборки соотношение между плотностью энерговыделения стержня и средней плотностью сборки, к которой принадлежит данный стержень, не зависит от происхождения данной плотности энерговыделения, воссозданной или рассчитанной. Кроме того, в соответствии с отклонениями расчет/измерение, наблюдаемыми по всей сборке, вносится поправка. Эта поправка приводит к выполнению плоскостной двумерной линейной интерполяции. Интерполяция производится для каждой сборки и в каждой точке оси z.

Для расчета воссозданной плотности энерговыделения во всех точках реактора, не оснащенных контрольно-измерительными приборами, предложен способ, позволяющий осуществлять оценку отклонений расчет/измерение во всех остальных точках активной зоны реактора, для которых измерения не проводились. Осуществление такой оценки является предметом способа распространения ошибок, описанного в нижеследующих абзацах.

Разъясняемый ниже способ распространения ошибок, в первую очередь, начинается с операции, в первую очередь, состоящей из расчета отклонений между фактически измеренными и расчетными значениями для каждой сборки, оборудованной контрольно-измерительными приборами. С учетом наличия теоретического расчета и вышеописанного способа измерений для каждой оборудованной приборами сборки, а также для каждой осевой ячейки сетки известно как значение радиоактивности, измеренное детекторами, так и соответствующее значение, рассчитанное в условиях, весьма похожих на условия эксперимента.

Способ распространения ошибок, в общих чертах, проводится следующим образом. Целью является определение для каждой плоскости, проходящей через точку на оси z, поверхности Sz третьей степени в координатах (x, y) для полных карт, допускающей отображение распределения отклонений между расчетными и измеренными радиоактивностями во всей активной зоне. Следует отметить, что выбор указанной степени зависит от плотности доступного контрольно-измерительного оборудования. Этот способ обозначается выражением «способ распространения ошибок GSF (Обобщенные поверхности)».

Как уже указывалось, можно рассчитать отклонение между измеренной и теоретической радиоактивностью в каждом положении, оборудованном приборами. Затем делается допущение, что распределение (x, y) отклонений в точке z теоретической радиоактивности от измеренной для всех сборок можно аппроксимировать поверхностью Sz (x, y), которая представляется в аналитической форме двумерным многочленом степени k, которая по выбору фиксируется на значении 3 для полных карт. Коэффициенты многочлена, характеризующие данную поверхность отклика, определяются путем минимизации функции ошибок F с несколькими переменными, каждая из которых представляет собой один из коэффициентов многочлена. Способ минимизации представляет собой традиционный способ наименьших квадратов, применяемый к каждому аксиальному измерению и уменьшающий до минимума разность между ранее полученными отклонениями и отклонениями, рассчитанными при помощи многочлена на всех сборках, оснащенных контрольно-измерительными приборами.

На практике для системы КИП реактора способ распространения задействует традиционный способ минимизации отклонений по 60 положениям, оснащенным контрольно-имерительными приборами, а также для каждого аксиального направления между исходным Р/И отклонением и значением, даваемым поверхностью отклика. Таким образом, имеется аналитическая функция в координатах (x, y, z), что делает возможным расчет отклонений расчет/измерение во всех положениях активной зоны реактора. Эти отклонения затем используются для исправления теоретических значений во всех точках. После нормирования по всей активной зоне получается распределение плотности энерговыделения, воссозданное для всего объема реактора. Все описанные действия производятся таким образом, чтобы форсировать расчет для наилучшего приближения к 60 точкам измерения, а воссозданное распределение плотности энерговыделения не являлось ничем иным, как распределением плотности энерговыделения, полученным из данного форсирования.

В заключение, способ распространения ошибок связан с определенным вкладом в погрешность, обозначаемым , который используется для расчета общей погрешности, которая, в свою очередь, используется в общем отчете о пределах, который рассматривается по всему рассматриваемому ядерному реактору.

Как правило, общая погрешность определяется по следующему соотношению, соответствующему традиционной квадратичной повторной сборке

Вклады в уравнение 1 перечислены ниже:

- локальное трехмерное распределение плотности энерговыделения стержней в каждой сборке может быть выведено только из теоретического примера, имитирующего экспериментальные условия; расчет погрешности этой тонкой структуры является первым вкладом;

- поскольку отклик детекторов, как было изложено выше, относится не к типу плотности энерговыделения, а к типу скорости реакции или радиоактивности, было сделано допущение, что отклонения расчет/измерение радиоактивности можно преобразовать к параметру плотности энерговыделения; вклад в погрешность связан с этим допущением о преобразовании;

- отклонения расчет/измерение, наблюдаемые в отдельной геометрической области, покрываемой детекторами, распространяются через всю активную зону; вклад в погрешность , или т.н. вклад в погрешность за счет распространения ошибок, связан с соответствующим алгоритмом;

- последний вклад характеризует детектор, или комбинацию детекторов, с физической точки зрения на сигнал или на весь процесс сбора данных; различные особенности этого процесса характеризуются вкладом в погрешность , который называется «вкладом в погрешность, присущим детектору».

Схема способа расчета вклада в погрешность за счет распространения ошибок, в той форме, как она используется в прототипах, показана на фиг.1.

Данная иллюстрация демонстрирует тот факт, что для подобного расчета сначала используется реальное состояние 100, по определению представляющее собой неизвестное распределение плотности энерговыделения, которое нужно определить. Как разъяснялось выше, берется некоторое количество измерений 101, шестьдесят в случае системы КИП реактора, по всей активной зоне реактора. Параллельно, как уже разъяснялось, доступна, например, подготовленная в проектно-конструкторском бюро теоретическая модель распределения плотности энерговыделения 102, которая предоставляет полную карту распределений плотности энерговыделения в активной зоне реактора.

На следующей стадии 103 рассчитываются отклонения, или разности, обозначаемые Р/И, между фактически измеренными значениями и значениями, ожидаемыми на основании теоретического расчета. Расчет отклонений осуществляется для всех точек реактора, в которых возможно измерение.

На основании полученных отклонений в соответствии с вышеупомянутым способом распространения ошибок на стадии 104 определяются отклонения для всех точек ядерного реактора, обозначаемые (Р/И)*. Таким образом, в результате использования способа распространения ошибок получается обобщенное, или расширенное, отклонение, которое применяется к каждому рассчитанному значению радиоактивности для получения оценочных значений радиоактивности в каждой точке ядерного реактора.

На стадии 105 напрямую, исходя из установленных остатков, для каждой точки, являющейся объектом экспериментального измерения, по разности между расширенным (Р/И)* и исходным (Р/И) отклонениями, соответствующими этой точке, рассчитывается вклад в погрешность за счет распространения ошибок например, как среднеквадратическое этих остатков.

Наконец, на стадии 106, вслед за вышеупомянутой стадией преобразования радиоактивности в плотность энерговыделения в каждой точке ядерного реактора определяется расчетная плотность энерговыделения Рest, являющаяся специфической для каждой точки активной зоны реактора.

Приведенное выше решение для определения вклада в погрешность за счет распространения ошибок применимо к любой активной зоне ядерного реактора, для которой возможно эффективное проведение измерений, как правило, посредством системы КИП реактора. Однако это решение неприменимо к активным зонам ядерных реакторов, которые готовятся к установке и для которых не проводилось измерений распределения потока, а также для существующих активных зон ядерных реакторов, для которых планируется установка контрольно-измерительных приборов.

Тем не менее, подобные изменения в настоящее время становятся доступными. Прогресс информационных технологий в последние годы позволил осуществить обобщение трехмерных моделей для расчетов активной зоны не только в проектно-конструкторских бюро, но и в режиме прямого доступа, кроме того, эти модели дополняются эксплуатационными параметрами соответствующей секции в реальном времени. Развитие технологий, связанных с датчиками, также позволяет добиваться постоянной доступности сигналов, передаваемых детекторами, которые расположены в фиксированных положениях в активной зоне.

Таким образом, можно описать новые контрольно-измерительные системы, целью которых является оперативный мониторинг пределов рабочего режима. Тем не менее, перед промышленной установкой таких систем, т.е. в отсутствие каких-либо эксплуатационных отзывов о данных системах, очевидно, необходимо оценить соответствующие погрешности, связанные с указанными системами.

В этом контексте также представляет интерес определение вклада в погрешность за счет распространения ошибок для ядерных реакторов, где возможно использование новой контрольно-измерительной системы. В этом случае, по причине новизны измерительной системы, которая устанавливается, и, соответственно, отсутствия эксплуатационных измерений для определения вклада в погрешность, основная трудность возникает в связи с определением вклада в погрешность .

Здесь предлагается способ, позволяющий определять вклад в погрешность за счет распространения ошибок для любого ядерного реактора, доступный даже для тех ядерных реакторов, которые только ожидают оборудования контрольно-измерительной системой и для которых отсутствуют эксплуатационные отзывы о соответствующей контрольно-измерительной системе. С этой целью предлагается использование данных из отклика, приобретенного упомянутой эталонной контрольно-измерительной системой, например, системой КИП реактора. Доступный экспериментальный отклик затем используется для введения возмущений в теоретическую модель распределения плотности энерговыделения. Пространственная амплитуда и распределение возмущений в пространстве таковы, что отклонения, наблюдаемые между возмущенной теоретической моделью и теоретической моделью, полученной непосредственно путем расчета, представимы и как отклонения, наблюдаемые в действительности.

Таким образом, задача, поставленная отсутствием эксплуатационного отклика от новой контрольно-измерительной системы, может быть решена при помощи значительного отклика, уже накопленного эталонными контрольно-измерительными приборами. Поскольку данный отклик в значительной степени принимает форму базы трехмерных отклонений расчет/измерение, в изобретении предлагается применение к теоретическим моделям возмущений, амплитуда и распределение которых таковы, что описываемые ниже трехмерные отклонения, обозначаемые, как будет разъяснено ниже, как отклонения расчет/псевдоизмерение, относительно исходных моделей представимы как отклонения, фактически присутствующие в активной зоне ядерного реактора, в которой используется способ согласно изобретению.

Так, например, для активных зон ядерных реакторов, ожидающих оснащения измерительными системами коллектронного типа, для которых отклик обладает характеристиками, которые нельзя признать достаточными для предполагаемого использования, на основе измерений, проведенных при помощи системы КИП реактора и имеющих преимущество в виде предоставления весьма значительного экспериментального отклика, что допускает внесение возмущений в чисто теоретическую модель, определяемую с высокой точностью, создается возмущенная теоретическая модель.

Фиг.2 схематически иллюстрирует пример осуществления способа изобретения для расчета вклада в погрешность за счет распространения ошибок. Для обозначения отличия способа по фиг.1 и нового способа при определении данного вклада последний, в случае, если он получен по способу в соответствии с новым способом, обозначается как .

На этой фигуре показано, что в новом способе вначале используется т.н. возмущенное состояние 200, которое соответствует теоретической модели распределения плотности энерговыделения 201, к которой в каждой точке активной зоны ядерного реактора применяется, по меньшей мере, один физический параметр возмущения. В частном случае реализации способа изобретения возмущение применяется ко всем точкам активной зоны ядерного реактора.

Применяемое физическое возмущение относится, например, к одному или нескольким нижеприведенным физическим параметрам:

- нарушение ориентации, по меньшей мере, одного контрольного блока относительно других контрольных блоков рассматриваемой активной зоны ядерного реактора;

- недостаточная точность позиционирования контрольных блоков; первые два физических параметра связаны с тем, что контрольные блоки, традиционно устанавливаемые через верхнюю часть активной зоны ядерного реактора и призванные контролировать плотность энерговыделения активной зоны реактора или же полностью отключать последний в случае серьезных происшествий, перемещаются при помощи сложных механических систем указанных контрольных блоков, точность перемещений и тем более относительных перемещений контрольных блоков;

- недостаточная точность определения температуры, подводимой к замедлителю;

- неоднородность концентрации бора;

- неоднородность облучения тепловыделяющих сборок;

- недостаточная точность определения номинальной плотности энерговыделения активной зоны реактора;

- неустойчивость, азимутальная или радиальная, распределения ядерной энергии между квадрантами активной зоны реактора.

Предпочтительно, значения прилагаемых возмущений поступают из базы данных экспериментальных результатов, полученных на активных зонах ядерных реакторов, проявляющих сходства с активной зоной, к которой применяется способ изобретения. Представленные сходства в значительной степени относятся к пространственному расположению тепловыделяющих сборок внутри активной зоны ядерного реактора, как, например, сходства в наблюдаемых симметриях распределений. С другой стороны, для активной зоны ядерного реактора, к которой применяется способ изобретения, не является необходимым оснащение контрольно-измерительным оборудованием того же типа. Поэтому возможно использование экспериментальных результатов, полученных посредством системы КИП реактора, для определения возмущений, которые будут применяться в точках активной зоны ядерного реактора, которые будут оснащаться контрольно-измерительной системой другого типа, например Aeroball или коллектрона.

В представленном способе изобретения на стадии 202 набор значений радиоактивности или уровней реакции, называемых псевдоизмерениями, выбирается из других значений, определяющих возмущенное состояние активной зоны ядерного реактора. Затем на стадии 203 исходное отклонение, обозначаемое (Р/ПИ), между теоретической скоростью реакции и соответствующим псевдоизмерением определяют для каждой точки ядерного реактора, связанной с выбранным псевдоизмерением.

На стадии 204 на основе определенных исходных отклонений во всей активной зоне реактора производится операция по способу распространения ошибок для присвоения каждой точке активной зоны ядерного реактора значения расширенной поправки, обозначаемого (Р/ПИ)*.

На стадии 205 для каждой точки ядерного реактора определяется оценочная плотность энерговыделения, в определение которой в качестве параметра входит значение расширенной поправки.

Согласно способу изобретения на стадии 206, задействуя разности между расчетной плотностью энерговыделения и возмущенным отображением этой плотности в каждой рассматриваемой точке для, по меньшей мере, множества точек активной зоны ядерного реактора можно рассчитать множество остатков. Затем на основе вычисленных остатков, например, путем использования их среднеквадратичного, устанавливается вклад в погрешность за счет распространения ошибок . Соответственно, остатки рассчитываются для всех точек ядерного реактора.

Таким образом, способ изобретения, предназначенный для определения вклада в погрешность, называемого «вкладом в погрешность за счет распространения ошибок», привлекаемого в расчет общей погрешности, связанной с распределением плотности энерговыделения активной зоны ядерного реактора, характеризуется следующими стадиями:

- создание трехмерной карты теоретического распределения плотности энерговыделения в рассматриваемой активной зоне ядерного реактора;

- соответствующие трехмерные карты теоретического распределения плотности энерговыделения доступны для различных конфигураций активных зон ядерных реакторов;

- создание возмущенного отображения активной зоны ядерного реактора, которое заключается в применении, по меньшей мере, одного физического параметра возмущения к теоретическому распределению плотности энерговыделения, по меньшей мере, во множестве точек активной зоны ядерного реактора;

- выбор в возмущенном представлении активной зоны ядерного реактора набора значений радиоактивности или уровней реакции, обозначаемых как псевдоизмерения;

- определение для каждой точки ядерного реактора, связанной с псевдоизмерением, исходного отклонения между теоретической радиоактивностью, полученной из теоретической трехмерной карты активной зоны ядерного реактора, и выведенным из возмущенной модели псевдоизмерением, связанным с рассматриваемой точкой;

- осуществление на основе определенных исходных отклонений во всей активной зоне ядерного реактора операции по способу распространения ошибок для присвоения значения расширенной поправки каждой точке активной зоны ядерного реактора;

- определение для каждой точки ядерного реактора расчетной плотности энерговыделения; значение расширенной поправки входит в указанное определение расчетной плотности энерговыделения как параметр;

- расчет множества остатков путем обработки разности между расчетной плотностью энерговыделения и возмущенным отображением этой плотности для каждой рассматриваемой точки в том же множестве точек активной зоны ядерного реактора;

- определение вклада в погрешность за счет распространения ошибок на основе уже оцененных остатков.

Выражение «точка активной зоны ядерного реактора» относится к некоторому объему ядерного реактора, для которого отыскивается, в контексте подготовки трехмерного распределения плотности энерговыделения, некоторое значение плотности энерговыделения или значение физического параметра, связанного с плотностью энерговыделения. Таким образом, каждой точке активной зоны ядерного реактора соответствует единственное такое значение.

Соответственно, применяемый физический параметр возмущения принимает значение, получаемое из измерений, которые предварительно осуществлялись для активных зон ядерных реакторов сопоставимой конструкции. Выражение «активная зона ядерного реактора сопоставимой конструкции» подразумевает активные зоны ядерных реакторов, архитектура которых, как правило, в аспекте общего расположения тепловыделяющих сборок обладает значительным сходством элементов с активной зоной ядерного реактора, где применяется способ изобретения. Таким образом, способ применим к двух- (121 сборка), трех- (157 сборок) и четырехконтурным (193 сборки) активным зонам, четырехконтурным активным зонам N4 (205 сборок) и активным зонам EPR (241 сборка). Соотношение между количеством сборок, оснащенных контрольно-измерительным оборудованием, и общим количеством сборок активных зон ядерных реакторов, кроме активных зон реакторов EPR, близко к 30% (30/121=0,25, 50/157=0,32, 58/193=0,30 и 60/205=0.29). В случае реакторов EPR это соотношение составляет 40/241=0,17. Способ изобретения используется с одинаковым контрольно-измерительным оборудованием главным образом для количественной оценки влияния значительного уменьшения этого соотношения на фактор усиления. Количественная оценка осуществляется для перехода от 58 контрольно-измерительных каналов к 42 (в контексте комплиментарности схемы КИП реактора, являющейся результатом введения 16 коллектронных стержней в направляющие каналы, которые обычно измеряются передвижными зондами: 42/193=0,22 и 42/58=0,72) и от 58 к 16 (в контексте вышеупомянутой коллектронной схемы).

Таким образом, уравнение (1), которое определяет заключительную повторную сборку воссозданной погрешности в результате процесса, применяемого по отношению к триплету (фактическая конфигурация активной зоны/смоделированная теоретическая конфигурация/отклонения Р/И), замещается уравнением (2), определяющим ту же сборку на основе нового триплета (возмущенная теоретическая конфигурация/исходная теоретическая конфигурация/отклонения Р/ПИ):

Таким образом, уравнение 1 преобразуется:

Первостепенное значение индекса p в данном соотношении по существу заключается в четком распознавании триплетов, которые предшествуют осуществлению заключительной повторной сборки.

Обозначение в уравнении (2) имеет тот же смысл, что и погрешность в уравнении (1), и состоит из тех же вкладов. Два фактора, которые рассматриваются в первую очередь из-за изменении в системе контрольно-измерительных приборов - вклад , характеризующий используемый детектор, и вклад связанный с переходом от экспериментальных данных по отдельной области к максимальной локальной трехмерной плотности энерговыделения в каждой точке активной зоны.

Компонент всегда подвержен влиянию изменениям в контрольно-измерительной системе. Обычно его оценка состоит в сопоставлении расширенного отклонения (Р/И)*, полученного по принятому алгоритму распространения ошибок в точке, наблюдаемой при помощи доступного контрольно-измерительного оборудования, с исходным отклонением Р/И в точке, фактически оборудованной контрольно-измерительным оборудованием. Таким образом, это сопоставление включает отсылку к эксперименту, которая во всех случаях имеет неполный характер.

Для компенсации данной неполноты характера способ изобретения позволяет осуществить сопоставление полностью. Вклад оценивается путем сопоставления локальных трехмерных распределений плотности энерговыделения, воссозданных в каждой точке активной зоны, с эквивалентными эталонными распределениями, определенными по способу изобретения.

Кроме того, следует отметить, что для того, чтобы распределения отклонений Р/ПИ отображали отклонения Р/И, фактически наблюдаемые при мониторинге работающих реакторов, необходимо, чтобы типы и амплитуды возмущений, вносимых в базовые модели, были корректно определены.

Это определение осуществляется путем построения реальной эталонной базы данных, покрывающей максимальное количество конфигураций с двух точек зрения: типов сборок, загружаемых в действующие реакторы, и способов управления временем пребывания указанных сборок в реакторе.

Определение наборов псевдоизмерений является одной из задач, стоящих перед эталонными моделями. Поэтому важно, чтобы эти наборы были максимально возможно близки фактически наблюдаемым на месте наборам для каждой из анализируемых контрольно-измерительных систем.

Поэтому необходимо уделить внимание одновременно как всем характеристикам этих систем, так и влиянию этих характеристик на отклик эталонной системы КИП реактора. Влияния связаны с:

а) изменением радиальной плотности контрольно-измерительных каналов (58→42 канала для комплиментарных схем КИП реактора с традиционной четырехконтурной активной зоной и 58→16 для коллектронных схем активных зон этого типа);

б) типом детектора (уран-235 в случае КИП реактора и родий-103 в случае коллектрона);

в) изменением осевого распределения точек измерения в случае детекторов коллектронного типа (65 непрерывных ячеек сетки →8 прерывистых ячеек сетки) и, следовательно, необходимостью в преобразовании ячеек сетки;

г) характеристиками экспериментальной погрешности :

- В случае сигналов КИП реактора эта погрешность содержит только локальную трехмерную часть, независимо от времени;

- В случае коллектронов важно учесть трех- и двумерные вклады (на каждый стержень) в эту погрешность и ее изменения по мере износа.

Для того чтобы, с одной стороны, минимизировать количество создаваемых возмущенных конфигураций и, с другой стороны, усилить связь с реальной экспериментальной базой, для первых практических приложений осуществления способа изобретения был избран дифференциальный подход в отношении эталонных контрольно-измерительных приборов.

В качестве эталонных рассматривались внутренние контрольно-измерительные приборы типа передвижных камер деления (MFC), используемые в системах КИП реактора. Причины такого выбора:

1. осевое разрешение (1 захват/мм);

2. самокалибровка (один и тот же канал может наблюдать множество детекторов);

3. точность, не зависящая от времени (незначительный износ, связанный с тем, что детекторы облучаются приблизительно 1 ч в течение каждого месяца);

4. практически полное покрытие квадрантов в случае стандартных трех- и четырехконтурных активных зон;

5. хорошо контролируемая и основанная на значительной экспериментальной базе окончательная погрешность .

Производимая таким образом повторная сборка осуществляется в соответствии со следующим соотношением:

Обозначение «SchX» относится к выражению "схема X", которое используется в отношении любой контрольно-измерительной системы, отличной от эталонной (обозначаемой REF). Поправочный член уравнения 2а, определяющий данную дифференциальную повторную сборку, задается следующими уравнениями:

и

Данный поправочный член содержит не только разность , но и разность, возникающую в результате смены детектора или комбинации детекторов, как, например, для вариаций , и/или где Х относится к фактору погрешности, существующему только для конфигурации SchX.

В аспекте воссозданных распределений плотности энерговыделения вклад вляется характерным признаком любой контрольно-измерительной системы. Поэтому разность является определяющим параметром при определении величины погрешности и анализируется для всех конфигураций базы возмущений.

Изменчивость, наблюдаемая для разности в значительной степени связана с вкладом через процесс трехмерного шума в псевдоизмерениях. На практике эта разность определяется перед окончательной повторной сборкой с использованием статистического подхода.

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Как разъяснялось ранее, в некоторых активных зонах ядерных реакторов датчики, принадлежащие к системе КИП реактора, замещаются на датчики коллектронного типа. Подобное уменьшение, которое, как правило, влечет за собой переход от 58 к 42 датчикам системы КИП реактора, приводит к количеству коллектронов, фиксированных в активной зоне реактора, равному 16. Таким образом, 16 направляющих каналов, которые обычно измеряются передвижными зондами системы КИП реактора, при создании карты, которая выводится исключительно из датчиков системы КИП реактора, более не используются. В такой конфигурации значительно уменьшается количество контрольно-измерительных каналов, измеряемых датчиками эталонной системы КИП реактора, которые позволяют создавать карты, которые, как правило, требуются для проверки соответствия активной зоны реактора техническим условиям в ходе пусковых испытаний и для обеспечения периодического мониторинга показателей в горячих точках на всем цикле облучения.

Кроме того, в изобретении уделяется особое внимание детекторам коллектронного типа. Коллектроны представляют собой детекторы, находящиеся на фиксированной высоте в активной зоне ядерного реактора, которые способны предоставлять данные на непрерывной основе. Наиболее широко распространены коллектроны родиевого типа. Осуществляемые измерения непосредственно обрабатываются в режиме прямого доступа встроенным счетным устройством или счетным устройством секции. Время отклика системы существенно зависит от производительности указанного счетного устройства, которая определяет время расчета. Принцип работы коллектронов известен и доступен из различных литературных источников.

Основная трудность, которую требуется преодолеть при использовании коллектронов, состоит в том, что вклад в погрешность значительно возрастает в зависимости от времени, проведенного в реакторе, и от износа родиевого излучателя, связанного с рассматриваемым коллектроном.

Для учета износа родиевого излучателя после семи лет экспериментов на мощном реакторе установлен закон внесения поправок. Применение этого закона к сигналу, подаваемому коллектроном по истечении некоторого времени эксплуатации t, позволяет перемещать сигнал, который указанный коллектрон мог бы излучать вначале эксплуатации. Данный закон, называемый «законом чувствительности», задается следующим образом:

где:

- , а I(t) - общий ток детектора на момент времени t. На практике начальные сигналы, подаваемые детектором, обусловливались способами обращения свертки (для восстановления времени простоя, связанного с происходящими ядерными реакциями) и фильтрации (для снижения уровня шума, вызываемого способами обращения свертки). Основной термин следует понимать как «предварительная коррекция износа».

- S(0) - начальная чувствительность детектора, - полная доступная нагрузка;

- экспонента а - эмпирический коэффициент, определяемый в ходе проведения экспериментов.

Сила тока коллектрона в данной момент времени его облучения обозначается I(t), сигнал, который должен был бы подавать тот же необедненный коллектрон, обозначается I(0). Тогда поправка чувствительности вычисляется согласно следующему соотношению:

Главным следствием уравнения 0 является применение его результатов с привлечением интегральной нагрузки для накопления погрешностей израсходованного тока и, как следствие, увеличения общей ошибки в зависимости от времени облучения.

Таким образом, эта погрешность, или ошибка, оцененная в 2% в начале эксплуатации, достигает 4,3% при 68% износе и превышает 8% в конце срока эксплуатации коллектрона при износе 80%, как показано на фиг.3, где иллюстрируется закон чувствительности и вклад в погрешность для родиевого коллектрона по мере износа рассматриваемого детектора, а также для сравнения вклад в погрешность для детектора КИП реактора.

Для сравнения следует напомнить, что вклад для системы КИП реактора не превышает 2% и не претерпевает увеличения в ходе облучения.

ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящее изобретение обеспечивает решение задач, которые уже были описаны выше. В изобретении предлагается уменьшение пространственной плотности эталонных измерений путем компенсации через оптимальное комбинированное использование измерений, полученных на другой системе. Способ, используемый для обеспечения указанной компенсации, осуществляет средства, основанные на принципе смешанных карт, который излагается ниже. Для удобства пользователя в способе изобретения описано одновременное присутствие, с одной стороны, датчиков передвижной контрольно-измерительной системы (системы КИП реактора) и, с другой стороны, информации, собранной датчиками стационарной контрольно-измерительной системы (коллектронами).

Одно из непосредственных приложений осуществления способа изобретения заключается в инициировании способа калибровки датчиков коллектронного типа с использованием данных вспомогательной системы КИП реактора. Таким образом, разрешается характерная особенность коллектронов, согласно которой вклад относительно быстро достигает высоких значений, что ставит в невыгодное положение все системы мониторинга, использующие непрерывный сбор информации коллектронами.

Таким образом, настоящее изобретение по существу относится к способу создания карт, отображающих распределение плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора, при этом указанные карты создаются посредством детекторов, по меньшей мере, временно размещаемых в активной зоне реактора, способ характеризуется тем, что включает следующие стадии, на которых:

- оснащают, по меньшей мере, временно, первый блок тепловыделяющих сборок активной зоны ядерного реактора детекторами первой контрольно-измерительной системы, называемой «эталонной контрольно-измерительной системой»;

- оснащают, по меньшей мере, временно, второй блок тепловыделяющих сборок активной зоны ядерного реактора детекторами второй контрольно-измерительной системы;

- осуществляют первый частичный ряд измерений радиоактивности посредством детекторов эталонной системы;

- осуществляют второй частичный ряд измерений радиоактивности посредством детекторов второй контрольно-измерительной системы;

- выполняют преобразование измерений радиоактивности второго ряда измерений в измерения радиоактивности, связанные с эталонной контрольно-измерительной системой, для получения серии преобразованных измерений;

- выполняют создание на основе первого частичного ряда измерений радиоактивности, ряда преобразованных измерений, полного теоретического распределения теоретических радиоактивностей, связанных с эталонной контрольно-измерительной системой, и полного теоретического распределения теоретических радиоактивностей, связанных со второй контрольно-измерительной системой, для всех точек активной зоны ядерного реактора, оснащенных контрольно-измерительными приборами, заключительного ряда экспериментальных радиоактивностей активной зоны реактора, где указанные ряды данных включают только значения, относящиеся к радиоактивностям, связанным с эталонной контрольно-измерительной системой;

- выполняют создание (307) на основе заключительного ряда экспериментальных данных и теоретических данных, имитирующих состояние активной зоны реактора на момент осуществления первого ряда измерений и второго ряда измерений, карты, представляющей механизм распределения плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора.

Помимо уже упомянутых характерных особенностей, способ изобретения может представлять одну или несколько дополнительных характерных особенностей из числа нижеследующих:

- стадия, на которой выполняют преобразование измерений радиоактивности второй серии измерений в измерения радиоактивности, связанные с эталонной контрольно-измерительной системой, удовлетворяет следующему соотношению:

где

- - распределение радиоактивностей, измеренных детекторами второй контрольно-измерительной системы, элементы которого связаны путем нормировки ряда;

- и - распределения эквивалентных радиоактивностей, рассчитанных для детекторов, соответственно, первой и второй контрольно-измерительных систем;

- - преобразование радиоактивности, измеренной детектором второй контрольно-измерительной системы, в радиоактивность, которую мог бы обнаружить детектор первой контрольно-измерительной системы;

- g - коэффициент, сообщающий о различиях в нормировке между двумя распределениями;

- стадия, на которой выполняют преобразование измерений радиоактивности второго ряда измерений в измерения радиоактивности, связанных с эталонной контрольно-измерительной системой с последующим нормированием в соответствии со следующим соотношением:

где

- N1 и N2 - количества значений для детекторов, соответственно, первой и второй контрольно-измерительных систем;

- - распределение радиоактивностей, измеренных детекторами первой контрольно-измерительной системы, элементы которого связаны путем нормировки ряда;

- - преобразование радиоактивности, измеренной детектором второй контрольно-измерительной системы в радиоактивность, которая могла бы быть обнаружена детектором первой контрольно-измерительной системы;

- эталонная контрольно-измерительная система представляет собой систему с подвижными детекторами;

- вторая контрольно-измерительная система представляет собой систему со стационарными детекторами;

- эталонная контрольно-измерительная система относится к типу КИП реактора;

- вторая контрольно-измерительная система использует детекторы коллектронного типа.

Настоящее изобретение также относится к способу корректировки вклада в собственную погрешность, связанную с детектором коллектронного типа, размещенным в активной зоне ядерного реактора, который характеризуется тем, что включает стадию, на которой осуществляют операцию калибровки рассматриваемого коллектрона, при этом калибровку выполняют при достижении детектором коллектронного типа заданной степени износа, операция калибровки состоит в осуществлении трехмерной калибровки по описанному выше способу с использованием карты, определенной при помощи эталонной контрольно-измерительной системы, включающей детекторы системы КИП реактора.

Данная трехмерная калибровка заключается в применении способа конкретной смешанной карты, который позволяет определить трехмерные коэффициенты, призванные внести поправки в значения закона чувствительности в положениях (XYZ), измеряемых коллектронами.

Помимо уже упомянутых характерных особенностей, способ корректировки может отображать одну или несколько дополнительных характерных особенностей из числа нижеследующих:

- операция калибровки, заключающаяся в осуществлении трехмерной калибровки с использованием карт потока, определенных при помощи детекторов КИП реактора, обеспечивает на том уровне износа, при котором калибровка осуществляется как значение вклада в собственную погрешность рассматриваемого детектора коллектронного типа, значение определенного вклада в собственную погрешность для нового детектора, увеличенное на величину, называемую «погрешностью калибровки»;

- уровень заданного износа, для которого осуществляется калибровка рассматриваемого коллектрона, заключается в интервале 50-60% износа указанного коллектрона.

Изобретение и различные его применения становятся более понятными при прочтении нижеследующего описания и изучения сопроводительных графических материалов.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ГРАФИЧЕСКИХ МАТЕРИАЛОВ

Графические материалы приведены единственно в иллюстративных целях, и их не следует рассматривать как ограничивающие изобретение.

Фиг.1 (уже описанная) - схематическое представление различных стадий известного из уровня техники способа, иллюстрирующее способ распространения отклонений Р/И, наблюдаемых в активной зоне ядерного реактора.

Фиг.2 (также уже описанная) - схематическое представление различных стадий примера реализации способа распространения ошибок Р/И согласно изобретению и, таким образом, распространения отклонений Р/И, наблюдаемых в части активной зоны ядерного реактора, на все ее точки.

Фиг.3 (также уже описанная) - графическое представление закона чувствительности и эволюции вклада в погрешность для родиевого коллектрона в зависимости от износа рассматриваемого детектора перед осуществлением способа изобретения.

Фиг.4 - схематическое представление различных стадий примера осуществления способа согласно изобретению.

Фиг.5 - графическое представление вклада в погрешность для родиевого коллектрона в зависимости от износа рассматриваемого детектора после осуществления способа согласно изобретению.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Способ согласно изобретению использует алгоритмы, разработанные в контексте смешанных карт потоков. Здесь будет приведено краткое изложение принципов смешанных карт потоков.

В первую очередь, ниже представлены алгоритмы обработки смешанных карт потоков.

По механическим причинам стационарные внутренние детекторы активной зоны ядерного реактора могут быть установлены только в положениях, обычно измеряемых подвижными внутренними детекторами активной зоны системы КИП реактора. В результате плотность данных, доступных посредством указанной эталонной системы, уменьшается. С целью компенсации этого уменьшения и, соответственно, во избежание возможных потерь представляет интерес надлежащее одновременное использование всех доступных экспериментальных данных. Комбинирование экспериментальных распределений, выведенных из двух систем в ходе контрольно-измерительных мероприятий ЕР11-типа, позволяет восстановить максимальную плотность.

Способ комбинирования смешанных карт потоков кратко описан ниже.

Два экспериментальных распределения различных типов {А1} и {А2} также содержат различные количества элементов (N1, N2). Каждый из этих блоков нормирован на единицу. Элементы А1 и А2 связаны следующими соотношениями:

Данные отдельные исходные нормировки обязательны, поскольку значения, которые выводятся из двух систем сбора данных, выражаются в различных единицах и, более того, необязательно имеют одинаковую физическую природу.

Цель заключается в получении новых рядов, также нормированных на единицу и включающих элементы N1+N2. Для этого в первую очередь необходимо сделать оба ряда когерентными в аспекте их физической природы.

Оба эти распределения можно определить с использованием теоретических моделей, а способ комбинирования, таким образом, основывается на допущении инвариантности отчета MES/CAL:

Возникающий в соотношении 2 символ "≈" скорее является символом пропорциональности, подразумевающим, что соответствующую эквивалентность нельзя непосредственно применить для преобразования данных типа 2 в данные типа 1. На самом деле, необходимо иметь в виду, что исходные нормировки относятся к различным единицам в аспектах как пространственного распределения, так и количества элементов. Преобразование элементов типа 2 должно производиться на основе общих значений:

Общая метка здесь подразумевает «с идентичной нормировкой». Коэффициент преобразования А1/А2 в соотношении 2, тем не менее, может использоваться «как есть», поскольку оба вклада в него получены на одном и том же блоке: всей активной зоне.

Таким образом, целью, которой требуется достичь, является максимально возможное приближение к общему значению, которое могло бы достигаться в случае однородных контрольно-измерительных приборов. Эта цель записывается следующим образом:

Индексированные общие значения, в целом, не доступны в общем блоке. Любое сравнение подразумевает нормировку и, таким образом, определение относительных значений:

Соотношение 3 применяется к общим значениям. Использование относительных значений, единственных реально доступных значений, требует введения в указанное соотношение коэффициента g для получения информации о различиях нормировок:

Таким образом, задача заключается в определении множителя g.

Из-за отсутствия одновременной доступности реальных общих значений типов 1 и 2, коэффициент g можно оценить, учитывая, что значения, выведенные из полных теоретических распределений, имеют метку gross, поскольку эти значения происходят из идентичных нормировок. При этих условиях соотношения 3 и 4 можно записать следующим образом:

Тогда фактически доступные значения, являющиеся относительными значениями, определяемыми из соотношений 5, таким образом соотношения 9 записывается следующим образом:

Эквивалентность соотношений 6 и 9 позволяет определить значение коэффициента g:

Тогда определение новой единицы основывается на нормировке исходных радиоактивностей и преобразованных радиоактивностей по соотношению 6. Окончательная нормировка записывается так:

Таким образом, данная «смешанная» единица является полностью определенной и обладающей всеми необходимыми характерными особенностями (когерентностью и стандартом).

Соотношение 6 дает отношение (A1/A2), позволяющее осуществлять преобразование типа 2 в тип 1, где коэффициент g предоставляет информацию о различиях в нормировке.

Погрешность отношения A1/A2 можно установить способом, сходным с уже реализованным для отношения , который вызывает корреляцию, которая существует между радиоактивностью в измеряемом канале и средней плотностью энерговыделения сборки, содержащей указанный канал. Следует напомнить, что погрешность, связанная с использованием этого отношения, записывается как .

Типичные отклонения, характеризующие погрешности двух составляющих этого отношения, обозначаются σA1 и σA2. Таким образом:

,

где r характеризует корреляцию между составляющими А1 и А2.

Отклик от реактора, известного как реактор CATTENOM 1, показывает, что отклонения Р/И практически идентичны элементам А1 (U5) и А2 (Rh). Тогда , что полностью определяет составляющую преобразования коэффициента :

Затем, откладывая координаты А2 относительно А1 для симметричных положений, можно получить коэффициент корреляции r. Установлено, что в случае вклада в погрешность коэффициент корреляции превышает 0,95 более чем в 95% случаев. Также это наблюдается и в случае пар (А1, А2): численное значение, присваиваемое коэффициенту , аналогично значению коэффициента .

Погрешность, связанную с коэффициентом g в его части, можно оценить, используя существующие полные карты, созданные с использованием систем КИП реактора. Сопоставление распределений плотности энерговыделения, воссозданных указанным способом (42+16), со стандартными распределениями, воссозданными по схеме 58, позволяет количественно определить коэффициент .

Влияния преобразования и нормировки независимы, поэтому:

Далее алгоритмы обработки смешанных карт потоков будут применяться для калибровки коллектронов.

Фактически данный способ является распространением алгоритмов, осуществляемых для смешанных карт (42 канала КИП реактора+16 стержней коллектрона). Отправная точка аналогична: преобразование сигналов коллектрона в псевдосигналы КИП реактора. Однако здесь сигналы коллектрона, лежащие в основе процесса, являются нескорректированными сигналами закона износа, подвергнутыми лишь обращению свертки и фильтрации. Таким образом, первое соотношение способа:

После стандартной обработки добавочной карты потоков КИП реактора (42 канала) становятся доступны радиоактивности КИП реактора, воссозданные во всех точках, и, что наиболее важно, в положениях, занятых коллектронами. Это распределение записывается как . Отсюда можно определить ряд трехмерных поправочных коэффициентов:

И хотя данные трехмерные поправочные, или калибровочные, коэффициенты не предназначены для непосредственного внесения поправок в общие коллектронные радиоактивности, приведенные ниже соотношения иллюстрируют способ перехода от исходного сигнала коллектрона, т.е. сигнала, не скорректированного законом чувствительности, к сигналу, имеющему то же значение, что и данные КИП реактора.

Таким образом, с трехмерным значением исправленной коллектронной радиоактивности:

Применяя основное соотношение способа «смешанной карты», можно записать следующее:

где с учетом соотношения 14:

в соответствии с чем:

Последнее соотношение ясно показывает, что коллектронные радиоактивности, разумеется, после преобразования в псевдорадиоактивности КИП реактора калибруются воссозданными радиоактивностями КИП реактора.

С практической точки зрения, калибровка является более сложной, поскольку ее целью является корректировка ошибки, связанной с интегральными нагрузками за счет накопления ошибок по току. Поскольку принято решение об осуществлении указанной калибровки, это обусловливает замену коэффициентов FCOR по способу математической эквивалентности закона чувствительности S(t), представленного в соотношении 0, и используемого в соотношении 0-бис для воссоздания сигнала, которым мог бы обладать необедненный коллектрон.

Таким образом, погрешность, связанная с данной калибровкой, включает, с одной стороны, вклад , определяемый для смешанных карт (соотношение 12), и, с другой стороны, вклад , определяемый в контексте применения способа , описанного в предыдущем абзаце. Отсюда:

Значения этих двух вкладов в погрешность составляют, соответственно, 1,5% и 1,5%, при этом 2,1% для погрешности . Собственный вклад в погрешность вначале эксплуатации коллектрона составляет 1,93%, это означает, что, начиная с момента калибровки, окончательная погрешность коллектрона составляла бы 2,9%. Последнее значение является предварительным, однако то, что оно явно значительно ниже значений, которые пришлось бы использовать в отсутствие калибровки, является убедительным аргументом в пользу данного подхода.

На фиг.4 показан пример осуществления способа согласно изобретению, а именно: применения способа комбинирования смешанной карты потоков.

На данной фигуре используются следующие аббревиатуры:

MFM=Смешанная карта потоков; PREP=подготовка; DET=детектор; А=радиоактивность; Р=плотность энерговыделения.

С одной стороны, на данной фигуре рассматривается первый ряд частичных измерений 301, осуществляемых посредством датчиков первого типа, или детекторов, принадлежащих первой внутренней контрольно-измерительной системе активной зоны, присутствующей в активной зоне ядерного реактора, и, с другой стороны, второй ряд частичных измерений 302, осуществляемых посредством детекторов второго типа, относящихся ко второй внутренней контрольно-измерительной системе активной зоны. Под рядом частичных измерений подразумеваются измерения, осуществляемые для отдельных точек ядерного реактора, оснащенных детекторами с датчиками рассматриваемого типа.

Также рассматривается первое полное теоретическое распределение 304, т.е. распределение, предоставляющее значение радиоактивности для каждой из точек рассматриваемой активной зоны ядерного реактора, доступное для детекторов первого типа, и второе полное теоретическое распределение 305, доступное для детекторов второго типа.

На следующей стадии, на основе имеющихся четырех рядов данных для точек активной зоны ядерного реактора, оснащенных контрольно-измерительными приборами, осуществляется преобразование радиоактивностей, связанных с детекторами второго типа, в радиоактивности, связанные с детекторами первого типа. Данное преобразование, принцип которого основан на допущении инвариантности MES/CAL (соотношение 2), полностью осуществляется после применения соотношения 11.

Таким образом, для каждой точки, оснащенной контрольно-измерительными приборами, получаются новые наборы экспериментальных данных 306. Независимо от того, являются ли указанные контрольно-измерительные приборы датчиками первого или второго типа, новые наборы экспериментальных данных включают лишь значения, связанные радиоактивностями, связанными с датчиками первого типа.

На основе наборов экспериментальных данных 306 и принимая во внимание набор теоретических данных 303, полученных путем теоретического расчета, имитирующего состояние активной зоны на момент двойного картирования, инициируется ранее упоминавшаяся с отсылкой к фиг.1 и 2 стандартная обработка карты потоков, которая могла бы исключительно получаться при использовании удовлетворительной плотности.

На фиг.5 показано влияние осуществления способа комбинации смешанных карт потоков на эволюцию погрешности родиевых детекторов. На данной фигуре представлен случай, когда трехмерная калибровка детектора коллектронного типа осуществляется с использованием карт потоков КИП реактора при износе рассматриваемого коллектрона, лежащем в области 55%. Так, после осуществления калибровки вклад в погрешность за счет коллектрона при выходе за пределы определенного уровня через вклад в погрешность за счет калибровки , развивается в соответствии с законом эволюции, диктуемым законом чувствительности, который рассматривается от начала координат, т.е. при удалении от начального момента времени t (t=0).

Между двумя калибровками с использованием изменения начала координат применяется стандартный поправочный закон. Таким образом, ясно, что данный способ позволяет исключить значительную долю исходного распространения ошибок за счет закона износа.

Соответственно, начиная с износа 50%, планируется единственная калибровка, которая позволяет осуществлять эксплуатацию в течение 3-4 лет, предшествующих истечению срока службы секции, с приемлемым уровнем погрешности и требуемыми эксплуатационными ограничениями. В ходе соответствующей остановки реактора все коллектроны заменяются.

Данная калибровка также может использоваться в начале каждого цикла, однако в этом случае - без модификации сигналов коллектронов для проверки осевого расположения стержней.

1. Способ коррекции для вклада во внутреннюю погрешность, связанную с детектором коллектронного типа, размещенным в активной зоне атомной электростанции, отличающийся тем, что включает стадию, на которой осуществляют операцию калибровки на рассматриваемом коллектроне, при этом операция калибровки осуществляется по достижении детектором коллектронного типа заданной степени износа и состоит в трехмерной калибровке с использованием карт, определенных посредством эталонной контрольно-измерительной системы.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что детекторы, используемые в эталонной контрольно-измерительной системе являются детекторами подвижной внутренней контрольно-измерительной системы, а именно относящейся к типу КИП реактора.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что операция калибровки, на которой выполняют осуществление трехмерной калибровки с использованием карт потоков, обеспечивает на заданном уровне износа, при котором осуществляется операция калибровки, как значение вклада в собственную погрешность рассматриваемого детектора коллектронного типа значение клада в собственную погрешность для нового детектора, увеличенную на величину, называемую «погрешностью калибровки».

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что уровень заданного износа, для которого осуществляют операцию калибровки рассматриваемого коллектрона, превышает 50%-ный износ указанного коллектрона.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадия, на которой выполняют осуществление трехмерной калибровки с использованием карты, определенной посредством эталонной контрольно-измерительной системы, включает операцию создания карты, отображающей распределение плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора, причем указанную карту создают посредством детекторов, по меньшей мере, временно размещаемых в активной зоне реактора, а операция создания карты включает стадии, на которых:
- оснащают, по меньшей мере, временно, первый блок тепловыделяющих сборок активной зоны ядерного реактора детекторами первой контрольно-измерительной системы, называемой «эталонной контрольно-измерительной системой»;
- оснащают, по меньшей мере, временно, второй блок тепловыделяющих сборок активной зоны ядерного реактора детекторами второй контрольно-измерительной системы;
- осуществляют первый (301) частичный ряд измерений радиоактивности посредством детекторов эталонной системы;
- осуществляют второй (302) частичный ряд измерений радиоактивности посредством детекторов второй контрольно-измерительной системы;
- выполняют преобразование измерений радиоактивности второго ряда измерений в измерения радиоактивности, связанные с эталонной контрольно-измерительной системой, для получения серии преобразованных измерений;
- выполняют создание (306) на основе первого частичного ряда измерений радиоактивности и ряда преобразованных измерений полного теоретического распределения теоретических радиоактивностей, связанных с эталонной контрольно-измерительной системой, и полного теоретического распределения теоретических радиоактивностей, связанных со второй контрольно-измерительной системой, для всех точек активной зоны ядерного реактора, оснащенных контрольно-измерительными приборами, заключительного ряда экспериментальных радиоактивностей активной зоны реактора, где указанные ряды данных включают только значения, относящиеся к радиоактивностям, связанным с эталонной контрольно-измерительной системой;
- выполняют создание (307) на основе заключительного ряда экспериментальных данных и теоретических данных, имитирующих состояние активной зоны реактора на момент осуществления первого ряда измерений и второго ряда измерений, карты, представляющей механизм распределения плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора.

6. Способ по п.5, отличающийся тем, что стадия, на которой выполняют преобразование измерений радиоактивности второго ряда измерений радиоактивности в измерения радиоактивности, связанные с эталонной контрольно-измерительной системой, удовлетворяет следующему соотношению:

где
- - распределение радиоактивностей, измеренное детекторами второй контрольно-измерительной системы, элементы которого связаны нормированием ряда;
- и - распределения эквивалентных радиоактивностей, рассчитанные соответственно для детекторов первой и второй контрольно-измерительных систем;
- - преобразование радиоактивности, измеренной детектором второй контрольно-измерительной системы, в радиоактивность, которую мог бы обнаружить детектор первой контрольно-измерительной системы;
- g - коэффициент, сообщающий о различиях в нормировке между двумя распределениями.

7. Способ по одному из пп.5 и 6, отличающийся тем, что за стадией, на которой выполняют преобразование измерений радиоактивности второго ряда измерений радиоактивности, связанных с эталонной контрольно-измерительной системой, следует операция нормировки, которая удовлетворяет следующему соотношению:

где
- N1 и N2 - количества измерений соответственно для детекторов первой и второй контрольно-измерительных систем;
- - распределение радиоактивностей, измеренных детекторами первой контрольно-измерительной системы, элементы которого связаны нормировкой ряда;
- - преобразование радиоактивности, измеренной детектором второй контрольно-измерительной системы, в радиоактивность, которую мог бы обнаружить детектор первой контрольно-измерительной системы.

8. Способ по п.5, отличающийся тем, что эталонная контрольно-измерительная система представляет собой систему с подвижными детекторами.

9. Способ по п.5, отличающийся тем, что вторая контрольно-измерительная система представляет собой систему со стационарными детекторами.

10. Способ по п.5, отличающийся тем, что эталонная контрольно-измерительная система относится к типу КИП реактора.

11. Способ по п.5, отличающийся тем, что вторая контрольно-измерительная система использует детекторы коллектронного типа.



 

Похожие патенты:

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 физике и технике ядерных реакторов, а именно к способам измерения флюенса быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ, при использовании образцов-свидетелей (ОС) материалов корпусов водо-водяных реакторов типа ВВЭР-1000.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля активной зоны реактора. .

Изобретение относится к области контроля характеристик энергетического ядерного реактора и его топливных элементов нейтронно-активационными методами и может быть использовано на атомных электростанциях с реакторами типа РБМК и других, имеющих доступ в активную зону во время работы реактора.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к подвескам детекторов нейтронов, используемым в энергетических реакторах РБМК-1000, РБМК-1500. .

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу определения плотности нейтронного потока излучающего нейтроны источника. .

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к способам контроля технологической операции перегрузки поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов) ядерного реактора, находящегося в заглушенном состоянии и имеющего изотропную структуру.

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з. п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов. Устройство для измерения плотности потока нейтронов содержит: ионизационную импульсно-токовую камеру с двумя электродами, электрометрический усилитель, преобразователь напряжение-код, дифференциальный усилитель, первый и второй дискриминаторы, первый и второй преобразователи частота-код, делитель, умножитель с постоянным коэффициентом умножения, мультиплексор, регистр-защелку, первое и второе устройства сравнения, управляющее устройство, первый сумматор с двумя прямыми и одним инвертированным входами, второй сумматор, второй и третий умножители с переменными коэффициентами умножения. 1 ил.

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.
Наверх