Способ контроля мощности атомного реактора

 

1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ АТОМНОГО РЕАКТОРА путем измерения потока нейтронов, основанньй на облучении нейтронами газообразного активируемого вещества и регистрации наведенной активности, отличающ и й.с я тем, что, с целью повьппения точности определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрьк нейтронов, в качестве активируемого газообразного вещества используют вещество с порогом активации в области энергий быстрых нейтронов, которое способно распадаться с испусканием позитронов, регистрирует аннигиляционные гаммакванты и по результатам измерений судят о мощности атомного реактора. 2, Способ по п. 1,отличающ и и с я тем, что в качестве активируемого газообразного вещества преимущественно используют азот-14.

С01ОЭ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСНИХ

РЕСПУБЛИК

09) 01) ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н ABTOPCHOMY СВИДЕТЕЛЬСТВУ

Еу

Ер (21) 2848135/18-25 (22).07.08.79 (46) 15.02.87. Бюл. У 6 (72) Ю.А.Немилов (53) 621.039.56{088.8) (56) Ломакин С.С. и цр. Радиометрия нейтронов активационным методом.

М.: Атомиздат, 1975, с. 23.

Там зе, с. 24. (54) (57) 1. СПОСОБ КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ

АТОМНОГО РЕАКТОРА путем измерения потока нейтронов, основанный на облучении нейтронами газообразного активируемого вещества и регистрации наведенной активности, о т л и ч а ю-сю4 С 21 С 17/06 G 01 Т 00 шийся тем, что, с целью повышения точности определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрых нейтронов, в качестве активируемого газообразного вещества используют вещество с порогом активации в области знергий быстрых нейтронов, которое способно распадаться с испусканием позитронов, регистрируЮт аннигиляционные гаммакванты и по результатам измерений . судят о мощности атомного реактора.

2. Способ по п. 1, отличаюшийся тем, что в качестве активируемого газообразного вещества преимущественно используют азот-14.

788977

Изобретение относится к области реакторостроения и может быть использовано для" контроля мощности атомно-. го реактора.

Известен способ контроля мощности атомного реактора путем измерения потока нейтронов по наведенной активности в проволоке, облученной нейтронами при протягивании ее через активную зону атомного реактора.

Недостатками известного способа является его низкая экспрессность и погрешности результатов измерений, возникающие иэ-за неточного расположения проволоки при повторном установлении в реакторе, а также вследствие загрязнения проволоки при ее соприкосновении с конструктивными материалами при извлечении из реактора.20

Наиболее близким техническим решением является способ контроля мощности атомного реактора путем измерения суммарного потока медленных и быстрых нейтронов по наведенной активности струи газообразного аргона, активируемого при его пропускании через петлевой канал, расположенный в активной зоне реактора.

Способ позволяет точно фиксиро- З0 вать струю в активной зоне, отсутствуют погрешности, связанные с за,грязнением газа, нет механических перемещений внутри реактора, повышается скорость измерений.

Недостаток способа состоит в погрешности определения мощности реактора иэ-за того, что регистрируется суммарный поток нейтронов, в котором неизвестно отношение между 40 количествами тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов.

Целью изобретения является повышение точности определения мощности реактора путем измерения потока быст-45 рых нейтронов.

Поставленная цель достигается тем, что в способе контроля мощности атомного реактора, .основанного на измерении потока нейтронов путем регистрации наведенной активности облученного нейтронами газообразного вещества, пропускаемого через петлевой канал, проходящий через активную зону реактора, пропускают газообразное активируемое вещество с порогом активации в области энергий быстрых нейтроноэ, которое способно распадаться с испусканием позитронов, регистрируют аннигиляционные гаммакванты и по .результатам измерений судят о мощности атомного реактора.

В качестве газообразного вещества преимущественно используют азот-14.

Быстрые нейтроны деления создают

1(1З по реакции N(n.2n) 3N радиоактивный

13 изотоп. N. Затем активированный газ устройством принудительной циркуляции направляется в счетную ячейку, состоящую из некоторого объема, с противоположных сторон от которого расположены 2 или несколько пар сцинтилляционных счетчиков, включенных на совпадениях. Позитроны от распа13 да N тормозятся в газе и стенках счетного объема, образуют с электронами пары (позитроний), которые затем аннигилируют с испусканием двух г -квантов, вылетающих под углом 180 один относительного другого. Совпадения этих -квантов регистрируются счетчиками. Азот после прохождения счетной ячейки направляют в балласт13 ный объем, где N распадается, а остальной газ используется для дальнейших измерений. Пороги срабатывания сцинтилляционных счетчиков устанавливаются так, чтобы 1 -кванты с энергиями ниже 300 КэВ не регистрировались. Это необходимо для того, чтобы не было совпадений от g -квантов загрязнений, комптоновски рассеянных в одном кристалле и поглощенных в другом кристалле счетчиков, включенных на совпадениях.

Пример . Очищенный азот, наполняющий балластный объем (200 л) под давлением в несколько атмосфер

r прогоняется компрессором по трубопроводу, проходящему через активную зону реактора. При этом балластньй объем, система трубопроводов, компрессор и счетный объем представляют из себя замкнутую систему, по которой газ непрерывно циркулирует. Средняя скорость движения азота составляет

10 см/с, длина петли в активной зоне реактора 16 м, длина трубопровода от активной зоны до счетного объема

30 м, сечение трубопровода 1 см, сечение процесса и, 2п на ядрах азота в области энергий нейтронов 1115 МэВ составляет примерно 3 мбары, поток быстрых нейтронов в реакторах типа ВВЭР ранен приблизительно

13 нейтр.

5 10 ††---; причем на область см с

788977

Корректор А ОбРУчаР

Заказ 7925/1 Тираж 417

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

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

Подписное

Производственно-полиграфическое предприятие, г. Ужгород, ул. Проектная, 4 энергий 11 — 15 МэВ приходится около

0,2 потока.

Пользуясь этими данными, получим, что количество радиоактивных ядер

1З

N образующихся в 1 см3 за 1. с азо- 5 та в активной зоне реактора составит ядер

N = 1,5 10 ††--. 3a время про-. см с хождения .газа через активную зону

160 с в 1 см накопится N радио1а и -М активных ядер N, где N = -„--(1-1 ) = — 2,2 10 — — —. (Л = 1,156 10 посс ядер . -3

CÌ3 о тоянная распада N). 15

После прохождения трубопровода сечением 1 см в счетном объеме, размером в Ч = 100 см, будет находиться активированный газ с активностью

s распад

Q Nhl Ч 1 8 10 3

3000 где t1 = †††-- = 300 с. см

t0 ——

При аннигиляции позитрония у— кванты разлетаются в противоположных направлениях и регистрируются сцинтилляционными счетчиками, расположенными с двух и более противоположных сторон от счетного объема.

Считая, что геометрическая.эффективРедактор Н. Каменская Техред Л.Олейник ность регистрации составляет около

З от 471, скорост счета совпадений

5 совп. составляет 1,8.10 0,03 =, 5 ° 10 что является достаточным для получения результатов с высокой статистической точностью.

Из возможных газообразных примесей в азоте наибольшую опасность представляет Ar, так как, образую1а щийся при захвате медленных нейтро41 нов Ar при своем распаде может сильно перегрузить сцинтилляционные счетчики. Другие вероятные примеси, прежде всего кислород и углекислота,,не образуют радиоактивных ядер, которые могли бы привести к заметным количествам ложных .совпадений или перегрузить сцинтилляционные счетчики.

Данный способ позволяет повысить точность определения мощности атомного реактора путем измерения потока быстрых нейтронов, а также повысить точность определения степени выгорания и отравления топлива в различных участках активной зоны при наличии информации о величине потока медленных нейтронов, который производят другими методами.