Способ определения эффективности элементов ядерного реактора

СОЮЗ СОВЕТСНИХСОЦИАЛИСТИЧЕСНРЕСПУБЛИН 19) 01) А 0 21 ПИСАНИЕ ИЗОБРЕТ тГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ ССПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТНРЫТ ВТОРСНОМУ С 8 ИД. (56) Мигильнер А,И. и др, Применениемалых ЭВМ для измерения реактивности. Атомная энергия, 1974, т.,36,вып, 5, с 358,Казанский Ю.А. и др. К учету пространственных эффектов при измеренииреактивности методом обращенного решения уравнения кинетики, /Атомнаяэнергия, 1981, т. 51, вып. 6, с. 387,(54)(57) СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕК-ТИВНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том, что ядерныйреактор выводят в надкритическое состояние и последующим перемещениемэлемента в ядерном реакторе последний переводят в подкритическое состояние, при этом детектором измеряют изменяющийся во времени нейтронный ноток через равные интервалы времени перед, во время и после перемещения элемента, после чего определяют с учетом пространственных эффектов реактивности ядерного реактора до и после перемещения элемента и по разности этих реактивностей судят об эффективности элемента, о тл и ч а ю щ и й с я тем, что, с целью повышения точности способа путем исключения погрешностей обусловленных неустранимым внешним источником нейтронов и непостоянством эффектив-. ности детектора, дополнительно измеряют установившийся нейтронный поток до вывода ядерного реактора в надкритическое состояние и после перевода ядерного реактора из надкритического состояния в подкритическое, . при этом фиксируют время этих изме, рений, после чего дополнительно оп- Яределяют эффективный внешний источник и реактивность для надкритическо- Мф го состояния ядерного. реактора, а для подкритического состояния - оФ ношение эффективности детектора для разности общего и установившегося нейтронного потока к эффективности детектора для нейтронного потока в надкритическом состоянии ядерного СФ реактора, отношение.той же эффектив- Сф ности к эффективности детектора для ваай установившегося нейтронного потока и реактивность,Изобретение относится к области1физики ядерных реакторов и можетбыть использовано при измерении эффективности элементовядерного реактора (органов системы управления изащиты (СУЗ), их макетов, твэлов,образцов конструкционных материалови т.п.).с учетом пространственныхэффектов.Целью изобретения является повышение точности способа путем исключения погрешностей, .обусловленныхнеустранимым внешним источником нейтронов и непостоянством эффективности детектора.Изобретение поясняется чертежом,где представлено поведение во времени с измеренного детектором нейтрон"ного потока и(1), реактивности (С)и эффективности детектора Я(С),и- "стартовое" и "Финишное"Фвремя по выводу реактора в надкритическое состояние, Т - граничное время для МНК-Н (Н - знак надкритичес 25кого состояния), й, 1 к - время начала и конца перевода реактора в подкритическое состояние, й - последняя точка на .оси времени для МНК-П(П - знак подкритического состояния),о1, и- Реактивности в начальном, исходном надкритическом и конечном подкритическом состоянияхядерного реактора соответственно,и и - установившийся нейтронзо бный поток в начальном и конечном подкритических состояниях ядерного Реактора, и - нейтронный поток дляс, Я, - постоянная эффективностьдетектора для и(с) при 0й с, Я 4 -постоянная эффективность детекторадля разности и(1) - и при6 е,Е.б и Ек - эффективность детекторадля иб и и, Штрихами обозначены дополнительные области измерения наоси времени по сравнению с известным, 5способом,Примером осуществления описываемого способа является использование последнего на критической сборке гетерогенной модели быстрого энергетического реактора БН. Сборка имела смешанное топливо: уран и плутоний, Интенсивность выхода нейтронов от спонтанных делений плутония составляла " 3 110 нейтрон/с. Определялась эффективность эксцентрично расположенного сборного макета органа СУЗ ядерного реактора. Нейтронный поток регистрировался тремя токовыми камерами КНК, расположенными вплотную к наружной поверхности боковогоо отражателя сборки через 90 друг к другу. Камера В 3 и исследуемый элемент располагались на одном централь- ном буче сборки.Ток с каждой камеры поступал на преобразователь тока в частоту импульсов, а импульсы с преобразователей подавались на стандартные модули ввода число-импульсной информации (МВЧис). В МВЧисах импульсы суммировались за секундные интервалы для передачи суммы в память ЭВМ М.Перед началом измерений в ЭВМ вводились: программа обработки экспериментальных данных по МНК, набор значений ; для трех изотопов: урана, урана, плутония(из литературных данных), набор расчетных значений а; для тех же изотопов (использовалось приближение неизменности О; при изменении реактивнос" ти), интервал регистрации 3 = 1 с, полученное экспериментальное значение К = 10850 с, где 9; - постоянные распада предшественников запаздывающих нейтронов (ЗН) -й группы; а; - относительные эффективные доли ЗН 1-й группы, Ы кр - декремент затухания мгновенных нейтронов в критическом реакторе.После включения ЭВМ в момент й = 0 при установившемся в сборке нейтронном потоке с реактивностью 7 ф =0,051 в эффективных долях за- паздывающих нейтронов в области времени от= 60 с до= 90 с сборка переводилась (с помощью органа автоматического регулирования) в надкритическое состояние, После достижения частоты импульсов на одном из преобразователей ток - частота ъ " 80000 имп/с, регистрируемой частотомером ЧЗ, сборка дистанционно переводилась опусканием в нее с постоянной скоростью исследуемого борно" го макета в подкритическое состояние за время с йн = 210 с до С = 231 с, В момент С = 431 набор информации с камер в память ЭВМ прекращался и возобновлялся после установления постоянного нейтронного потока на время= 60 с. Далее в ЭВМ вводили значения указанных времен С, й,а также значение ,2 = 190 с, и ЭВМ производила вычисление средних26 Техред Л. Сердюков едактор И.Курасо аказ 1909/2 тор А.Тяско раж 395го комитета ССий, и открытийРаушская наб дписное НИИПИ Государс по делам изо 13035, Москва, ен ет -3Де водственно-полиграфическое предприятие, г.ужгород, ул,Проектная 5 11991Погрешности в таблице получены на основе определенных по МНК погрешностей в реактивностях , /3 э и( эрфИспользование описываемого способа измерения эффективности элементов ядерного реактора с учетом пространственных эффектов позволяет в несколько раз уменьшить методические погрешности, связанные с непостоян стром эффективности детектора и эффективного источника после окончания возмущения реактивности на ядерных реакторах с большими по интенсивности неустранимыми внешними источника ми нейтронов, и тем самым распространить метод, например, на энергетические реакторы типа БН,БН, БН. Это достигается за счет того, что в ядерном реакторе дополни тельно дважды измеряют установившийся постоянный нейтронный поток от внешнего источника: первый раз в начальном состоянии, перед выводом реактора в надкритическое состояние, чтобы обеспечить точный учет предыстории потока нейтронов, второй раз после возмущения ядерного реактора исследуемым элементом, чтобы обеспе" чить переход от понятий эффективности детектора для общего нейтронного потока и эффективного источника к более консервативным понятиям двух относительных эффективностей детектора для разности общего и установив-. шегося нейтронного потока.Использование описываемого способа позволяет создавать более оптимизированные, более экономичные исследовательские и энергетические реакторы с большими неустраненными внешними источниками, а также улучшает условия ядерной безопасности при работах на таких реакторах, поскольку дает возможность получать более точную, более надежную оценку эффектов в реактивности при различных эксплуатационных операциях.В описываемом способе не произошло увеличения сложности математической обработки первичных экспериментальных данных: число определяемых по методу наименьших квадратов пара" метров в подкритическом состоянии ядерного реактора сохранено тем же (трипараметра).1