Способ калибровки счетного канала реактиметра


 


Владельцы патента RU 2560531:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала. В качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, а в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе. Для калибровки выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. В случае отклонения во времени этого значения изменяют второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции перемещения органа управления и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления. Технический результат - повышение точности калибровки, упрощение процесса калибровки и сокращение времени на ее проведение.

 

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов.

Одной из важных характеристик, определяющих динамику ядерного реактора, является реактивность реактора, значение которой несет информацию о происходящих в реакторе процессах - разгоне реактора, работе на постоянном уровне мощности или остановке реактора. Современными приборами, предназначенными для измерения реактивности, являются цифровые реактиметры, и качество их калибровки определяет точность измерения нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов.

Известен способ калибровки счетного канала реактиметра, реализованный в устройстве [патент RU 2193245, 20.11.2002], включающий выбор уровней дискриминации счетного канала. Недостатком способа является отсутствие алгоритма регулирования уровней дискриминации, ввиду чего низка точность калибровки.

Наиболее близким к предлагаемому изобретению является способ калибровки счетного канала реактиметра [патент RU №2379710, 20.01.2010], включающий размещение гамма- детекторов, подключенных к счетному каналу реактиметра, в зоне излучения гамма- источников и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала в соответствии с мощностью гамма-источников.

В прототипе увеличена точность калибровки по сравнению с аналогом, за счет подстройки уровней дискриминации при различной мощности гамма-излучения. Однако, ввиду того, что амплитудный спектр импульсов тока спектрометрического усилителя реактиметра, формируемый в прототипе под воздействием гамма-излучения, отличается от аналогичного амплитудного спектра, формируемого под воздействием нейтронов в ядерном реакторе, точность калибровки остается недостаточной для измерения реактиметром реактивности ядерного реактора.

Предлагаемым изобретением решается задача повышения точности калибровки за счет использования при калибровке реального потока нейтронов в ядерном реакторе вместо имитирующего этот поток излучения гамма-источников, а также упрощения процесса калибровки и сокращения времени на ее проведение за счет исключения промежуточной калибровки с использованием гамма-источников.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе калибровки, включающем размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала, в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе, при этом калибровку проводят следующим образом: выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации, а в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации, затем повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Признаки, отличающие предлагаемый способ от наиболее близкого к нему известного способа по патенту RU №2379710:

- в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность;

- в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе;

- выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности;

- контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации;

- в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации;

- повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет устранено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Вышеуказанные признаки позволяют повысить точность калибровки за счет использования при калибровке реального потока нейтронов в ядерном реакторе вместо имитирующего этот поток излучения гамма-источников, упростить процесс калибровки и сократить время на ее проведение за счет исключения промежуточной калибровки с использованием гамма-источников.

Калибровка счетных каналов реактиметра производится следующим образом.

Подключают к счетному каналу реактиметра детектор на основе импульсной урановой камеры деления, контролирующей нейтронный поток в ядерном реакторе. Выставляют величину уровней дискриминации реактиметра, например, в соответствии со значениями, указанными в [патент RU №2240609, 20.11.2004], d1=(0,3÷0,5)Uн, d2=1,6Uн, d3=2,56Uн, где Uн - номинальная амплитуда импульса, поступающего со спектрометрического усилителя на вход дискриминатора. Перемещают регулирующие мощность реактора органы управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. Отклонение во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, свидетельствует о том, что счетный канал нелинеен относительно изменения плотности нейтронного потока в реакторе. А именно, счетный канал недосчитывает некоторое количество импульсов за счет совпадения некоторых импульсов во времени при высокой скорости счета. Для того чтобы скомпенсировать просчеты импульсов, в реактиметре ПВР-7 применяется трехуровневая дискриминация, по аналогии с описанной в [патент RU №2165674, 20.04.2001], при которой конечная скорость счета вычисляется по правилу n1+2n2+3n3, где n1, n2, n3 - соответствующие скорости счета с первого (d1), второго (d2), и третьего (d3) дискриминаторов. Таким образом, при уменьшении реактивности от ее установившегося значения после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации для компенсации недосчитанных импульсов. Отклонение реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, говорит о том, что второй и третий уровни дискриминации занижены, из-за чего происходит пересчет импульсов, для компенсации которого увеличивают второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции снижения мощности при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.

Для практической реализации предлагаемого способа в качестве детектора может быть использована урановая камера деления КНМ с подвеской ПИК-24-1 и реактиметр ПВР-7, выпускаемый ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова».

Практическая реализация предлагаемого способа предполагает, что калибровка проводится в условиях, когда влияние на показания реактиметра пространственных эффектов реактивности, обратных связей по реактивности и постоянных источников нейтронов пренебрежимо мало.

Способ калибровки счетного канала реактиметра, включающий размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала, отличающийся тем, что в качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе, при этом калибровку проводят следующим образом: выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности и в случае отклонения во времени этого значения в сторону уменьшения от значения, установившегося после перемещения органа управления, уменьшают второй и третий уровни дискриминации, а в случае отклонения реактивности в сторону увеличения от значения, установившегося после перемещения органа управления, увеличивают второй и третий уровни дискриминации, затем повторяют операции перемещения органа управления при вышеуказанных условиях и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество.

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса.

Изобретение относится к устройству контроля ядерных реакторов, которые осуществляют преобразование плотности потока тепловых нейтронов (ППТН) и потока гамма-квантов в выходные электрические сигналы на всех режимах работы реакторной установки.

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых корпусов реакторов ВВЭР-1000. В способе прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных.

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к облучательным устройствам и тепловыделяющим сборкам для реакторных испытаний топливных образцов, а также модельных твэлов в исследовательском реакторе, и может быть использовано при разработке и обосновании конструкций твэла для энергетических реакторов.

Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и может быть использовано при неразрушающем контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК.

Изобретение относится к способам диагностики активной зоны ядерного реактора. В способе тестирования подкритических физических свойств активной зоны используется ванадиевый самоприводной контрольно-измерительный прибор активной зоны в канальной сборке для измерения распределения мощности.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности одного или групп стержней регулирования реакторных установок (РУ) в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений в режимах доброса.

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов. Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков включает ввод термодатчика в канал термоконтроля, содержащий наконечник меньшего диаметра с посадочным гнездом и нагрев чувствительного элемента путем пропускания через термоэлектроды импульса электрического тока. Длительность нагрева выбирают не больше чем показатель тепловой инерции термодатчика. Регистрируют термограмму расхолаживания. При вводе термодатчика создают дополнительное термосопротивление между его рабочим концом и посадочным гнездом путем фиксации рабочего конца в положении «недосыл» до посадочного гнезда. Регистрацию показаний термодатчика ведут как в процессе нагрева, так и в процессе последующего самопроизвольного охлаждения чувствительного элемента, при этом осуществляют «досыл» рабочего конца до посадочного гнезда. Технический результат - получение достоверных данных о качестве монтажа внутриреакторных термодатчиков. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла. Система содержит датчики контроля параметров целостности металла, деформации, давления, температуры, ускорения, перемещения и расчетный модуль. Все датчики соединены каналами связи с модулем сбора и первичной обработки данных, связанным с блоком хранения и передачи данных с установленным на нем программным обеспечением, позволяющим осуществлять дистанционно в автоматическом режиме управление системой. Расчетный модуль включает трехмерную конечно-элементную модель и выполнен с возможностью сопоставления данных мониторинга образования и развития дефектов эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции в режиме реального времени с текущим состоянием оборудования и эксплуатационными режимами его работы. Расчетное ядро трехмерной конечно-элементной модели выполнено с возможностью калибровки по данным измерений, полученных дополнительно с контрольных датчиков, установленных в критических зонах. Контрольные датчики параметров целостности металла, деформации, температуры выполнены высокотемпературными. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы. Параметры эталонного имитатора течи задают перед каждой проверкой работоспособности системы в виде величин массового расхода и местоположения течи. Рассчитывают временной и температурный режимы теплового воздействия на каждый первичный преобразователь температуры системы при течи с заданными эталонным имитатором параметрами. Проводят тепловое воздействие на каждый первичный преобразователь температуры с соблюдением рассчитанных временного и температурного режимов. Регистрируют воспроизведенные системой параметры эталонного имитатора. Сравнивают их с заданными параметрами эталонного имитатора течи и признают систему работоспособной при условии совпадения указанных параметров в пределах допустимых нормированных погрешностей. Технический результат- повышение достоверности и точности диагностики. 2 табл.
Наверх