Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ПУСКЕ
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ПУСКЕ

СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ПУСКЕ

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Сущность изобретения: способ контроля состояния водо-водяного ядерного реактора при пуске включает измерение параметров в двух областях активной зоны, асимметричных расположенному в зоне источнику нейтронов. В качестве измеряемого параметра для оценки критичности реактора используют интенсивность свечения Вавилова-Черенкова. 2 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2046409
Класс(ы) патента: G21C17/104
Номер заявки: 5020786/25
Дата подачи заявки: 18.07.1991
Дата публикации: 20.10.1995
Заявитель(и): Якунин Владимир Григорьевич[UA]
Автор(ы): Якунин Владимир Григорьевич[UA]
Патентообладатель(и): Придатко Сергей Алексеевич (UA)
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной технике, а именно к контролю состояния ядерного реактора с водяным теплоносителем и замедлителем при пуске. Преимущественная область использования при выходе на минимально контролируемый уровень мощности, когда подкритический нейтронный поток не контролируется штатными измерительными средствами.
Известны способы оценки подкритичности ядерных реакторов с использованием данных, получаемых от приборов контроля нейтронного потока. Однако эти приборы недостаточно чувствительны, поэтому часто используют дополнительные средства контроля, специально помещаемые в активную зону реактора и работающие во время пуска и выхода на мощность, либо применяют специальные приборы и способы, помогающие снизить порог контроля мощности. Например, для снижения уровня активации канала и детектора нейтронов γ- и β-излучением их экранируют поглотителем тепловых нейтронов, а при выходе в критическое состояние ядерного реактора поглотитель удаляют. Неудобства, связанные с перемещением экрана-поглотителя, очевидны.
Наиболее близким по технической сущности к заявленному решению является способ контроля состояния ядерного реактора при пуске [1] в котором используют отношение показаний двух измерителей нейтронного потока, датчики которых расположены асимметрично источнику нейтронов.
Данный способ предполагает наличие как штатных измерителей мощности, например ионизационных камер, обычно устанавливаемых в отражателе реактора, так и двух измерителей, установленных в активной зоне, датчик одного из которых должен измерять нейтронный поток в локализованной области вокруг источника нейтронов.
Это связано с конструктивными трудностями, большими габаритами и недостаточной надежностью датчиков нейтронного потока, установленных в активной зоне, обусловленной необходимостью подвода высоковольтного питания к датчикам. В целом такая ненадежность снижает безопасность пуска реактора.
Целью изобретения является разработка более надежного способа контроля состояния ядерного реактора с водяными теплоносителем и замедлителем при пуске.
Цель достигается тем, что нейтронный поток (мощность реактора) измеряется косвенным способом, а именно посредством измерения интенсивности свечения Вавилова-Черенкова.
Сущность изобретения заключается в том, что эффект Вавилова-Черенкова, проявляющийся в реакторах в основном в результате рассеяния γ-квантов на электронах, сопровождает процесс деления нейтронов в реакторе и в начальный период пуска (в докритическом состоянии) излучение вблизи источника нейтронов будет больше, чем в области, более удаленной от источника, Поэтому отношение сигналов двух измерителей интенсивности свечения Вавилова-Черенкова, расположенных асимметрично источнику нейтронов, может быть использовано для контроля состояния ядерного реактора с водяным теплоносителем при пуске.
На фиг.1 и 2 изображены соответственно схема расположения источника нейтронов и датчиков, а также измерительная схема.
На схемах введены обозначения: 1 датчики мощности реактора, 2 черенковские датчики, 3 источник нейтронов, 4 реактор, 5 линия связи (световод), 6 фотоэлектронный умножитель (ФЭУ), 7 усилитель, 8 измерительный прибор, 9 источник питания.
Эффект Вавилова-Черенкова возникает в воде активной зоны реактора при движении релятивистских электронов. Основной вклад в возникновение релятивистских электронов вносит компоновское рассеяние мгновенных γ-квантов, захватных γ-квантов, запаздывающих γ-квантов деления и γ-квантов активации. Возникающее в воде реактора 4 свечение воспринимают датчики 2, один из которых расположен вблизи источника нейтронов 3, другой в диаметрально противоположной области. Сигналы от датчиков передают по линии связи (световоду) 5 к ФЭУ 6, сигнал от ФЭУ усиливают и регистрируют измерительным прибором 8. Если А1 и А2 сигналы датчиков 2, то отношение В А12 будет отличаться от единицы в докритической области. В процессе пуска при достижении реактором критичности доминирует критическое распределение нейтронов, симметричное относительно обоих датчиков. Как следствие этого, сигналы А1 и А2 приближаются друг к другу и становится В 1.
Техническая реализация данного способа не вызывает затруднений. Все элементы на фиг. 2 известны в технике. В экспериментах на реакторе ИР-100 авторы использовали в качестве датчика свечения алюминиевую трубу внутренним диаметром 29 мм различной длины (от десятков сантиметров до 1 м), заполненную дистиллятом, ФЭУ-35, усилитель постоянного тока, собранный по дифференциальной схеме, приборы регистрации В7-21, КСП-4, Н-115.
Общими признаками предложенного технического решения и базового способа является получение двух сигналов от датчиков, расположенных асимметрично источнику нейтронов, отношение которых используют для определения подкритичности реактора.
Отличительным признаком является использование в качестве измеряемого параметра интенсивности свечения Вавилова-Черенкова. Технический результат реализации предложенного способа заключается в том, что датчик измерителя имеет малые габариты, не вносит возмущения в активную зону реактора, не подвержен активации, ввиду простоты изготовления имеет высокую индентичность. Кроме того, повышается помехозащищенность линии связи и отсутствует необходимость подачи высоковольтного питания в районе активной зоны.
Технико-экономический эффект применения изобретения состоит в повышении надежности определения сигналов, используемых для контроля состояния реактора при пуске, следовательно, в увеличении безопасности реактора с водяным теплоносителем.
Формула изобретения: СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ПУСКЕ, включающий измерение параметров в двух областях активной зоны, асимметричных расположенному в ней источнику нейтронов, отличающийся тем, что в качестве измеряемого параметра используют интенсивность свечения Вавилова-Черенкова.