Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе

Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе

Реферат

 

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. Сущность изобретения: способ измерения включает размещение активационного детектора, содержащего нуклиды одного химического элемента, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора. Данный монодетектор фиксирует энергию тепловых и быстрых нейтронов. Наведенную активность монодетектора регистрируют в течение 5 12 мин с момента его извлечения из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов. Выявлена возможность использования в качестве активационного монодетектора ²⁷Al, или ⁵⁹Со, или поваренной соли. В качестве материала мишеней возможно использование бериллия или дейтерия. Технический результат: ускорение и упрощение процесса измерения, расширение функциональных возможностей, повышение точности измерения потока нейтронов и надежности контроля мощности. 1 з.п.ф-лы, 1 ил., 1 табл.

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, для решения следующих задач: определение локального энерговыделения; измерение выгорания тепловыделяющей сборки без ее изъятия из активной зоны реактора.

Известен способ [1] измерения потока быстрых нейтронов, где в качестве активируемой среды используется газ с порогом активации в области энергий быстрых нейтронов, который способен распадаться с испусканием позитронов, регистрируются аннигиляционные гамма-кванты и по результатам измерений судят о мощности атомного реактора. Данный способ позволяет измерять только поток быстрых нейтронов, а измерение потока тепловых нейтронов производится другими "методами".

В известном устройстве [2] с целью определения локальной мощности реактора применен детектор прямой зарядки с двумя эмиттерами, изготовленными из материалов, чувствительных к нейтронам различной энергии - тепловым и эпитепловым. Сравнение двух измеряемых сигналов позволяет определить локальную мощность (энерговыделение) реактора. Основным недостатком данного способа является его нечувствительность к нейтронам с энергией больше 1 МэВ.

Наиболее близким к предлагаемому изобретению аналогом является способ измерения потока нейтронов в исследовательском ядерном реакторе (с длиной активной зоны, как правило, не более 1 м) [3], который состоит из следующих этапов: введение в точку измерения в активной зоне реактора активационного детектора из материала, содержащего, по крайней мере, два различных нуклида, которые под действием быстрых нейтронов двух различных энергий образуют два канала активации, активационный детектор продуцирует два измеряемых сигнала, каждый из которых, будучи зависимым от локального потока нейтронов двух различных энергий, изменяется вместе с изменением выгорания в точке измерения; сравнение этих двух сигналов; расчет выгорания на основе этого сравнения. Активационные детекторы выполнены в виде столбика шариков, введенных через трубу в активную зону реактора. Шарики с помощью пневматического устройства последовательно передаются на место измерения. Измеряются -кванты от продуктов реакций, происшедших под действием быстрых нейтронов с энергией >2 МэВ. В качестве материала для активационного детектора выбиралась смесь Мn и V. Время измерения активности одного шарика вместе с временем выдержки составило примерно 20 часов.

Основным недостатком данного способа является длительное время измерений и получение дискретных значений по высоте активной зоны, что связано с необходимостью выдержки активационного детектора для спада активности короткоживущих нуклидов. Для измерения в 10 точках по высоте активной зоны необходимо, как минимум, 20 часов. Другой недостаток заключается в том, что большое влияние на результаты анализа оказывают примеси, содержащиеся в материале активационного детектора. Так как поток быстрых нейтронов с энергией больше 2 МэВ сравнительно невелик, то, как это указано в описании к патенту [3], продукты активации на тепловых нейтронах от этих примесей могут замаскировать -излучение продуктов активации на быстрых нейтронах, т.к. активность их будет достаточно велика по сравнению с активностью целевых нуклидов.

Задачей, решаемой изобретением, является ускорение и упрощение процесса измерения, расширение функциональных возможностей, повышение точности измерения потока нейтронов, а следовательно, повышение надежности контроля мощности.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе измерения потока нейтронов в ядерном реакторе, включающем размещение активационного детектора, содержащего нуклиды, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора на мишени, предложено использовать монодетектор, фиксирующий энергию тепловых и быстрых нейтронов, наведенную активность которого регистрируют в течение 512 мин с момента извлечения детектора из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам, с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов. Кроме того, заявителем выявлена возможность использования в качестве активационного монодетектора ²⁷Al, или ⁵⁹Со, или поваренной соли, а в качестве материала мишени использовать бериллий и дейтерий для регистрации нейтронного излучения от быстрых и тепловых нейтронов.

В опубликованных источниках информации (см. [4], [5], [6]) приводятся данные по использованию ²⁷Al в качестве активационного детектора. Однако ²⁷Al рассматривается как детектор только для быстрых нейтронов с энергией >7 МэВ. В заявляемом нами способе он выступает в качестве детектора как для быстрых нейтронов с энергией >7 МэВ, так и тепловых. Это стало возможным в связи с тем, что в качестве мишени для детектора из ²⁷Al предложено использовать бериллий и D₂O, т.е. за счет их совместного использования. Использование этих мишеней по отдельности приведено в работе [4]. На мишени из бериллия фотонейтроны будут генерироваться -квантами, испускаемыми нуклидами, которые образованы как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, а на мишени из D₂O только теми нуклидами, которые образованы на быстрых нейтронах. Величины генерируемых потоков фотонейтронов измеряются и сравниваются. Существенным отличительным признаком является также время, в течение которого необходимо провести такие измерения (512 мин). Если время проведения измерений будет более 12 минут, то образовавшиеся на тепловых нейтронах короткоживущие нуклиды ²⁸Аl практически распадутся и, следовательно, будет потеряна информация о потоке тепловых нейтронов. Если время проведения измерений будет менее 5 минут, то будет неадекватно передана информация о потоке быстрых нейтронов. Особенностью заявляемого способа является и то, что в случае использования указанных мишеней влияние примесей практически сведено к нулю, т.к. ядерные реакции на нуклидах, содержащихся в индикаторе, идут в основном на нуклиде ²⁷Al. Существенным отличием от ближайшего аналога является то, что регистрация на мишенях идет одновременно, что повышает точность результата, т.к. оба измерения привязаны к единому времени. В ближайшем аналоге требуется время выдержки для распада примесей, оказывающих влияние на результаты измерений потока быстрых нейтронов. Существенным является и то, что в заявляемом способе алюминиевый детектор регистрирует и информацию о потоке тепловых нейтронов.

Связь числа активных ядер с плотностью потока нейтронов определяется выражением где N (E, z, t) - число активных ядер, образующихся в результате облучения активационного детектора, зависящие от энергии нейтронов (Е), координаты детектора (z) и времени (t); z - длина активационного детектора, см; Т - время облучения, с; (Е) - сечение взаимодействия нейтронов с энергией Е с ядрами детектора, см²; 1 - координата детектора (имеет тот же смысл, что и z); - постоянная распада, с^-1; n₀ - число активируемых ядер; Ф (E, z, t) - энергетическое распределение плотности потока нейтронов.

Решение этого уравнения зписывается в виде Для пороговых реакций на быстрых нейтронах активационный интеграл (q) можно записать в виде где _эфф и Е^п _эфф - эффективные сечение и энергия нейтронов в ядерной реакции, по которой образуется радиоактивный изотоп.

Из (2) и (3) получаем выражение для плотности потока нейтронов Для тепловых нейтронов выражение для плотности потока аналогично выражению (4), но используется сечение активации - _act. В величину А(l) входят параметры, связанные с геометрией измерений. Для цилиндрических мишеней из бериллия и дейтерия где Р(l) - выход фотонейтронов, с^-1; с - коэффициент, учитывающий геометрические размеры мишени; - плотность материала мишени, гсм^-3; - стандартный нейтронный выход (константа Ваттенберга) для данной пары радионуклид-мишень, см²с^-1г^-1Ки^-1.

Кроме ²⁷Al, в качестве материала для активационного детектора можно выбирать и другие нуклиды, например ⁵⁹Со.

Пример осуществления способа.

На чертеже представлена система измерений. Система включает: активационный детектор 1, измеряемую тепловыделяющую сборку 2, соседние ТВС 3, установленные в графите 4, детектирующее устройство 5, расположенное на защитной плите 6 реактора. Активационный детектор 1 подвешивается на подъемном устройстве 7. Детектирующее устройство 5 содержит: дейтериевую 8 и бериллиевую 9 мишени, регистрирующие счетчики 10 (верхние и нижние) нейтронов, замедлитель 11, защиту 12, регистрирующую 13 и анализирующую 14 аппаратуру.

Способ осуществляют следующим образом. Активационный детектор 1 в виде алюминиевой проволоки диаметром 2 мм опускают в центральный канал измеряемой ТВС 2. Детектирующее устройство 5 располагают непосредственно над измеряемой ТВС 2 с целью снижения влияния радиационного фона, на защитной плите 6 реактора. Облучение осуществляют как нейтронами от измеряемой ТВС 2, так и нейтронами от соседних ТВС 3, замедлившихся в графите 4. Активационный детектор 1 после облучения подвешивают к подъемному устройству 7 и с равномерной скоростью (примерно от 1 до 4 м/мин в зависимости от наведенной активности, требуемой точности измерений и т.п. параметров) протягивают через дейтериевую 8 и бериллиевую 9 мишени. Дейтериевая мишень 8 представляет собой стальной цилиндр диаметром 36 мм и высотой 40 мм, заполненный тяжелой водой. Цилиндр имеет центральное отверстие диаметром 6 мм. Геометрические размеры бериллиевой мишени 9 такие же, заполнитель - порошок бериллия. Фотонейтроны, возникающие на мишенях, регистрируют счетчиками 10 нейтронов, помещенными в замедлитель 11 из полиэтилена. Между двумя блоками регистрации 10, верхним и нижним, расположена защита 12 из борированного полиэтилена, исключающая взаимное влияние реакций, происходящих на соседних мишенях. Импульсы от счетчиков 10 нейтронов поступают на регистрирующую аппаратуру 13. Полученные данные анализируют с помощью аппаратуры 14. Время измерения одной сборки при использовании детектора из ²⁷Al не превышает 10 минут, при этом анализируется более 100 точек по высоте измеряемой сборки. Результаты измерений приведены в таблице.

Использование предлагаемого изобретения позволяет обеспечить, по сравнению с ближайшим аналогом, следующие преимущества: 1. Более чем на два порядка сокращается время измерения одной кассеты. Это обеспечивается тем, что измерения проводятся спустя 512 мин после извлечения активационного детектора из реактора.

2. Короткоживущие продукты активации (²⁸Аl), обычно негативно влияющие на результаты измерений, не ухудшают точности измерений, а напротив, используются в качестве индикаторов вычисляемых характеристик.

3. Практически отсутствует влияние примесей, содержащихся в активационном детекторе.

Список использованной литературы: 1. Авторское свидетельство СССР 788977, G 21 С 17/06.

2. Патент США 4381451.

3. Патент США 4024017 (ближайший аналог).

4. Ломакин С.С. и др. Радиометрия нейтронов активационным методом. - М.: Атомиздат, 1975, с. 23 и 24.

5. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках, ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1976.

6. Ядерно-физические методы контроля вещественного состава. - М.: Наука, 1966.

Формула изобретения

1. Способ измерения потока нейтронов в ядерном реакторе, включающий размещение активационного детектора, содержащего нуклиды одного химического элемента, образующие несколько каналов активации, в активной зоне реактора и регистрацию наведенной активности детектора, отличающийся тем, что используют монодетектор, фиксирующий энергию тепловых и быстрых нейтронов, наведенную активность которого регистрируют в течение 512 мин с момента извлечения детектора из реактора на двух мишенях одновременно по двум независимым друг от друга каналам с учетом гамма-квантов от целевых короткоживущих нуклидов.

2. Способ измерения по п. 1, отличающийся тем, что в качестве активационного монодетектора используют ²⁷А1, или ⁵⁹Со, или ³⁵Сl, а в качестве материала для одной из мишеней используют бериллий, а для другой - дейтерий.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2