Меню

Измерение мощности ядерного реактора

Мощность реактора. Диапазоны мощности

date image2015-01-21
views image4425

facebook icon vkontakte icon twitter icon odnoklasniki icon

Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов — наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.

В течение всей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределения энерговыделения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору необходимо:

— строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;

— соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);

— ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;

— не допускать разбаланса между энерговыделением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;

— обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.

Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:

а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток qF с поверхности ТВЭЛов FТВЭЛ:

qF=Np/FТВЭЛ, Вт/м 2 ;

б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю

Np=aFТВЭЛ(tобtт);

в) мощностью, отводимой теплоносителем от активной зоны

Np=Gсp (tвыхtвх),

где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру tоб к теплоносителю, имеющему температуру tт; tвых, tвх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G – расход теплоносителя первого контура через реактор, сp теплоемкость теплоносителя.

Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.

При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. В настоящее время пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает — он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:

где qкр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; kv – объемный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .

В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.

Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объемного кипения, что возможно, например, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, необходимо, прежде всего, не допускать объемного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.

Таким образом, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.

Как известно, мощность реактора определяется энерговыделением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделение зависит от количества делений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это деление. Количество выделяющегося тепла в единице объема активной зоны описывается следующими выражением:

где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, т.е. мощность в единице объема, кВТ/см 3 ;

– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;

– макроскопическое эффективное поперечное сечение деления 235 U, 1/см.

На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как

где Vаз – объем активной зоны, см 3 .

В выражении (8.29) числитель определяет количество делений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.

Поскольку Np

Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.

Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора — она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Они одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью

где п плотность нейтронов, а Т — период реактора.

Читайте также:  Самая маленькая мощность светодиодных ламп е14

При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.

В зависимости от плотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольг. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.

Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.

Тепловую мощность можно рассчитать:

а) по параметрам первого контура

б) по параметрам второго контура

в) по расходу пара из парогенераторов

где GI – расход теплоносителя первого контура, кг/с; DПВ, DПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; hвых, hвх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; hпар, hПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;

При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР необходимо также учитывать все входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).

Источник



Измерение ядерно-физических параметров реакторов

Страницы работы

Содержание работы

Глава 4. Измерение ядерно-физических параметров реакторов.

4. ИЗМЕРЕНИЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ ИЗМЕРЕНИИ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА.

Основными параметрами работы ядерного реактора являют­ся: мощность, скорость ее изменения (реактивность и период) и распределение энерговыделения в активной зоне. По показате­лям ядерно-физических параметров устанавливаются оптималь­ные режимы работы реактора [1б].

Измерение мощности Р реактора может проводиться по теп­лотехническим параметрам (температурному перепаду tвых и tвх и расходу теплоносителя QT :

Р=сQT(tвых-tвх). (4.1)

Однако этот метод имеет существенные недостатки: большую инерционность и невозможность применения на малых уровнях мощности. Кроме того, измерение расхода теплоносителя дает достаточно большую погрешность. Таким образом, измерение тепловой мощности может быть использовано для расчетов технико-экономических показателей, но не для управления реактором.

Измерение ядерно-физических параметров реактора практи­чески свободно от указанных выше недостатков. Измерение плотности нейтронного потока в активной зоне реактора позво­ляет измерять мощность реактора от «нулевой» до «номиналь­ной», т.к. уровень мощности реактора пропорционален числу нейтронов в активной зоне.

Сигнал измерительного преобразователя нейтронов I и тепло­вая мощность реактора Р связаны приближенным выражением:

Р=К1К2К3 I, (4.2)

где К1 коэффициент связи между нейтронным потоком в месте установки преобразователя и сигналом преобразователя;

К2 коэффициент связи между средним потоком нейтронов в реакторе и потоком нейтронов в месте установки преобразователя;

К3 коэффициент связи между тепловой мощностью и средним потоком нейтронов в реакторе.

Отличительной особенностью ядерного реактора как объекта контроля и управления является то, что пуск его начинается с весьма низкого уровня мощности. Поэтому измерение мощности должно вестись в широком диапазоне от самого низкого уровня до уровня, превышающего номинальную мощность. Охват измерений в таком широком диапазоне одним прибором невозможен, поэтому используется несколько измерительных приборов с различной чувствительностью. На рис. 4.1 показано приблизительное распределение диапазонов контроля мощности реактора.

Рис.4.1. Диапазоны контроля мощности.

Выделяют следующие режимы работы реактора.

Остановленный реактор, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Минимальный уровень мощности остановленного реактора может составлять 10 -11 – 10 -10 от номинального уровня. Энерговыделение определяет, в основном, остаточное γ- излучение.

Пуск реактора, когда реактор выводится из подкритического состояния в критическое. Это состояние соответствует увеличению мощности до 10 -10 — 10 -8 от номинальной. В этом режиме реактор регулируется вручную оператором. Регулирующие стержни извлекаются небольшими шагами. Скорость изменения реактивности определяется заданным периодом разгона реактора. В этом режиме от средств управления требуется надежный контроль мощности и периода разгона.

Вывод на мощность. В этом режиме мощность реактора повышается до уровня 1 — 2% номинальной, с которого начинается прогрев элементов за счет деления ядер. Средства управления обеспечивают необходимую скорость подъема и компенсацию изменения реактивности, связанную с разогревом реактора и подъемом мощности. Особое внимание уделяется переходным режимам работы всех элементов системы.

Работа на номинальной мощности. В этом режиме реактор должен удовлетворять требованиям энергосистемы. Системы управления обеспечивают управление и защиту реактора, компенсируют отравление реактора ксеноном и выгорание.

Остановка реактора. Режим остановки осуществляется регулируемым введением отрицательной реактивности. Мощность реактора меняется от номинального уровня до минимального, соответствующего остановленному реактору.

Приведенные режимы работы реакторов обуславливают раз­личные требования к системам управления и защиты реактора. Измерительные каналы разделяются на отдельные подсистемы: пусковые каналы и каналы контроля реактора на энергетичес­ких уровнях мощности.

Пусковые каналы контролируют плотность потока нейтронов и период реактора в подкритическом состоянии, при выводе реактора в критическое состояние и при подъеме мощности до (0,1 — 1) ном. Информация о потоке нейтронов осуществляется при помощи импульсных и токовых приборов с логарифмическими шкалами, охватывающими 6-7 порядков изменения потока нейтронов.

Измерительные преобразователи для контроля мощности, периода и реактивности устанавливают за пределами активной зоны, В канальных реакторах (рис.4.2) преобразователи 3 уста­навливают между отражателем 1 реактора 2 и биологической за­щитой 4, в корпусных реакторах — между корпусом и защитой.

Источник

способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F — нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где V — значение мощности реактора в относительных единицах, — коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Читайте также:  Сравнительная таблица мощности ламп энергосберегающих

способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах, патент № 2528401

Формула изобретения

1. Способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где
V — значение мощности реактора в относительных единицах,
= коэффициент пропорциональности,
при этом нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения, а коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции, отличающийся тем, что в качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов , измеряя отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры i(t) непрерывно во времени с интервалом дискретности t, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры по формуле

i m , i m+n — переменные токи в момент времени T и T+t соответственно
t=k· t, k=1, 2, 3
n=0, 1, 2
после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности
N — число чисел отсчетов детектора (N>>n)
=Y·ехр(- ·t), где

D v — параметр Дайвена (константа, табличная величина), D v =0.795 для U 235 ,
B eff — эффективная доля запаздывающих нейтронов,
— константа спада мгновенных нейтронов в критическом реакторе.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что выбирают интервал дискретности t 0.1/ .

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что число измерений i(t) во времени должно быть не менее десяти тысяч.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F — нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах. Задачи измерений F реактора требуется решать при проектировании защиты от излучения, при определении радиационной стойкости корпусов реакторов ВВЭР. Эта задача решается при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Пуск КЯЭУ проводят строго по времени с учетом результатов измерений F. Медленный или излишне быстрый выход КЯЭУ на номинальную мощность может быть губительным для нее. Задача в этом случае осложняется тем, что F реактора КЯЭУ должна измеряться в абсолютных единицах на всех этапах пуска КЯЭУ.

Принятые в тексте обозначения

F — нейтронная мощность реактора в абсолютных единицах [деления/секунда или ватт]

V — значение мощности реактора в относительных единицах [отсчеты/секунда или ампер]

— число, коэффициент пропорциональности [ватт/ампер или деления/(секунда — ампер)]

— эффективность детектора нейтронов [отсчет/деления].

t — время [секунда]

С — число отсчетов детектора [отсчет]

хх ( ) — автокорреляционная функция чисел отсчетов детектора [отсчет 2 ]

f xx (t) — автокорреляционная функция [ампер 2 ]

— значение среднего значения тока ионизационной камеры [ампер]

i(t) — флуктуирующие значения тока ионизационной камеры во времени [ампер]

Y — параметр, определяемый в процессе обработки экспериментальных данных [ампер/деления или ампер/(ватт·секунда)]

D =0.795 — табличная безразмерная величина

eff — безразмерная величина

t — интервал дискретности измерений [секунда]

Задача измерений F решается в два этапа. На первом, относительно простом этапе, выбирается способ измерений мощности реактора в относительных единицах (скорость счета детекторов нейтронов, ток ионизационной камеры и т.п.). Важно, чтобы результат измерений мощности реактора в относительных единицах был пропорционален мощности реактора в абсолютных единицах. Этот коэффициент пропорциональности должен оставаться неизменным в заданном диапазоне изменений F, т.е. в этом диапазоне должно выполняться равенство:

F — значение нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах (в ваттах или в делениях в секунду)

V — значение мощности реактора в относительных единицах (скорость счета детектора нейтронов, ток, протекающий через ионизационную камеру)

На втором этапе измеряется одновременно мощность реактора в абсолютных и относительных единицах. По результатам этих измерений вычисляется значение . Далее для определения F в диапазоне пропорциональности достаточно измерить мощность в относительных единицах и умножить этот результат измерений на . Номинальная мощность реакторов обычно на много порядков больше уровня мощности, который может быть измерен экспериментально. В практической работе более всего ценятся результаты вычислений на уровнях мощности реактора, сравнимых с номинальным уровнем.

Предлагается измерять F статистическими методами. Известно несколько разновидностей статистических методов измерений F в критическом состоянии реактора. Различаются эти методы в деталях, все они основаны на изучении флуктуации числа нейтронов в реакторе. Характерным свойством флуктуации является уменьшение их амплитуд на уровнях средних значений чисел нейтронов по мере увеличения нейтронной мощности. Соответственно общим недостатком всех без исключения статистических методов являются относительно небольшие уровни мощности, на которых они могут быть реализованы. Известен способ измерений F — метод корреляционного анализа (МКА) — прототип. Известный американский специалист Р. Уриг в своей монографии «Статистические методы в физике ядерных реакторов» (Атомиздат. 1974. Москва) по поводу МКА на стр.55 пишет: «Следует отметить, что фоновые величины зависят от F 2 , в то время как амплитуда зависит только от F. Следовательно, этот метод ограничивается очень низкими скоростями делений».

МКА основан на измерении вероятности зарегистрировать нейтрон в момент времени t+ при условии, что ранее нейтрон был зарегистрирован в момент времени t. Эта вероятность называется автокорреляционной функцией хх ( ) измерений чисел отсчетов детектора. Значения функции хх ( ) рассчитываются по результатам измерений чисел отсчетов детектора по формуле:

C m, C m+n — числа отсчетов детектора за временной интервал t в момент времени t и t+ соответственно,

N- число отсчетов детектора (N>>n).

Исходя из характеристик цепной реакции деления ядер и свойств стационарного критического реактора без запаздывающих нейтронов можно записать соотношение, связывающее функцию xx ( ) при >0 с параметрами такого реактора (Р. Уриг «Статистические методы в физике ядерных реакторов» (Атомиздат. 1974. Москва):

— эффективность экспериментального детектора

D — параметр Дайвена (константа, табличная величина), D =0.795 для U 235 ,

eff — эффективная доля запаздывающих нейтронов (величина, известная по результатам независимых экспериментов или вычисляемая по программам расчета параметров кинетики реакторов),

— константа спада мгновенных нейтронов в критическом реакторе.

Читайте также:  Точечный светильник потолочный встраиваемый мощность

Формула численно описывает флуктуации потока нейтронов во временной области. Первое слагаемое этой формулы описывает вероятность случайных пар отсчетов нейтронов. Второе слагаемое описывает вероятность коррелированных пар отсчетов нейтронов, имеющих общее происхождение. Если реализовать измерения, непосредственно используя формулу (3) при обработке экспериментальных данных для определения мощности в абсолютных единицах, то существует предел по мощности, исчисляемый долями ватт, выше которого измерения станут невозможными. Действительно, в формуле (3) первое слагаемое (фоновая составляющая), пропорциональное (F· ) 2 , начиная с указанного предела по мощности, становится во много раз больше второго слагаемого, пропорционального F· .

Характерной особенностью статистических методов измерений параметров реактора является требование достаточно высокой эффективности экспериментального детектора (

). При низкой эффективности детектора ( -4 ) вероятность коррелированных пар отсчетов становится много меньше случайных пар отсчетов. В этом случае не удается измерить какие-либо параметры реактора ни МКА, ни любым другим статистическим методом.

Предлагается модернизированный метод корреляционного анализа (ММКА). Этот способ обеспечивает измерения мощности реактора до уровней, исчисляемых в киловаттах. При реализации ММКА флуктуации числа нейтронов I(t) представляются в виде суммы среднего значения функции I(t) и флуктуирующей составляющей . В этих случаях корреляционная функция рассчитывается по формуле:

i m , i m+n — переменные токи в момент времени T и T+t соответственно.

N — число чисел отсчетов детектора (N>>n)

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F, измеряемых следующим способом,

Способ измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где

V — значение мощности реактора в относительных единицах,

при этом нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения, а коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции, при этом в качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов , измеряя отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры i(t) непрерывно во времени с интервалом дискретности t, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры по формуле

i m , i m+n — переменные токи в момент времени T и T+t соответственно.

N — число чисел отсчетов детектора (N>>n),

после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности

D — параметр Дайвена (константа, табличная величина), D =0.795 для U 235 ,

eff — эффективная доля запаздывающих нейтронов

— константа спада мгновенных нейтронов в критическом реакторе.

При этом выбирают интервал дискретности t 0.1/ .

Кроме того, число измерений i(t) во времени должно быть не менее десяти тысяч.

Таким образом, увеличение измеряемой мощности достигается за счет:

1) использования в эксперименте в качестве детектора нейтронов ионизационной камеры

2) отсечение на аппаратном уровне постоянной составляющей от I(t) — результата измерений флуктуации числа нейтронов

3) измерений среднего значения тока и отдельно i(t) — флуктуирующих значений тока ионизационной камеры во времени t с помощью усилителя У7-6 (или его аналога) с записью измеренных значений i(t) в оперативную память компьютера

4) расчета корреляционной функции f xx (t) по формуле (4) с использованием результатов измерений i(t)

5) преобразования формулы (3) к рабочему виду:

— среднее значение тока ионизационной камеры (результат измерений мощности реактора в относительных единицах)

D , eff — параметры, величины которых известны из независимых экспериментов

6) использования измеренных значений для определения параметров Y и методом наименьших квадратов с учетом вида формулы (5)

7) вычисления искомого значения коэффициента пропорциональности по формуле:

Предложенный способ измерений значения назван модернизированным методом корреляционного анализа, заключающимся в том, что включают экспериментальную установку для измерений значений и i(t) во времени непрерывно с интервалом дискретности t от начала до конца эксперимента. Экспериментальная установка состоит из детектора нейтронов (ионизационной камеры), электрометра для измерений среднего значения тока ионизационной камеры, усилителя типа У7-6 (или его аналога) для измерений флуктуирующих значений тока ионизационной камеры на уровне среднего значения тока, преобразователя сигнала с выхода усилителя У7-6 в цифровой код, компьютера с программой, обеспечивающей запись цифрового кода в оперативную память PC и внешние носители информации. Выводят реактор в стационарное критическое состояние на заданный уровень нейтронной мощности реактора. Уровень мощности реактора ограничен максимальным значением тока ионизационной камеры, записанным в ее паспорте. Включают компьютер. Вводят в оперативную память компьютера, сопряженного с экспериментальной аппаратурой, программу записи результатов измерений значения и i(t) во времени непрерывно с интервалом дискретности t. Указывают в программе значение t и число значений функции, которое планируется реализовать для достижения требуемой точности эксперимента. Обычно число значений функций i(t), записываемых в оперативную память компьютера, несколько десятков тысяч. Интервал t рекомендуется выбирать из расчета: t 0.1/ . Примерное значение параметра должно быть известно до опыта.

В подтверждение возможности реализации измерений ММКА значения проведена серия экспериментов на реакторе. Измерено значение на трех уровнях нейтронной мощности

На чертеже в полулогарифмическом масштабе приведены результаты вычислений значений функций по данным измерений токов i(t) ионизационной камеры КНК-56 на трех уровнях мощности критсборки. Значения функций помечены точками, совокупность этих данных обработана методом наименьших квадратов с учетом вида формулы (5). Пунктирной линией обозначена кривая, имеющая следующие параметры в результате обработки данных:

=-(654±1)с -1 , Y=exp(-24.80±0.01). По этому значению Y рассчитана искомая величина =0.772·10 7 ватт/ампер. Результаты измерений средних значений токов ионизационной камеры КНК-56 на трех уровнях мощности критсборки и коэффициент использованы для расчета F. Результаты расчета значений F и соответствующие значения приведены в таблице.

n1 23
n (мкА)6.76±0.1 13.3±0.166.9±0.1
Fn (ватт)52.2±1 102.7±1516.8±1

Результаты экспериментов, приведенные в таблице, подтверждают возможность измерений мощности реактора F предложенным способом. ММКА по сравнению с известным МКА не имеет ограничений по причине все возрастающих значений фоновых величин по сравнению с информативными величинами ввиду отсутствия фоновых величин. Более того, целесообразно проводить измерения ММКА по возможности на максимально больших уровнях мощности реактора F. При измерениях токов ионизационных камер неизбежно присутствуют помехи, уровень которых не зависит от величины мощности реактора F. С увеличением мощности реактора F увеличиваются средние значения токов и i(t), соответственно уменьшается влияние помех на результат эксперимента.

Официальная публикация
патента РФ № 2528401

patent-2528401.pdf

Источник

Adblock
detector