книги из ГПНТБ / Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные)

спектр мгновенного у-излучения не должен иметь в реакторе пространственной зависимости *.

9.4. ТЕПЛОВЫЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА

Для измерений нейтронного потока путем регистрации при­ ращений температуры в устройствах, содержащих бор или де­ лящийся материал, было предложено множество различных кон­

не было разработано ни одного нового прибора этого типа, при­ годного для применения в активных зонах энергетических реак­ торов. Последующее рассмотрение вопроса будет ограничено описанием принципов действия, поскольку представляется мало­ вероятным, что эти приборы будут широко применяться в энер­

в точке спая термопары существует известное воспроизводимое соотношение, то температура спая с покрытием может быть вы­ ражена через значение нейтронного потока, имеющегося в том же месте. Нагрев термопары в результате поглощения термопа­ рой и окружающими материалами у-излучения приводит к по­

ных детекторов теплового типа обычно предусматриваются сред­ ства компенсации тепла, обусловленного у-нзлучением. Наибо­ лее распространенным методом компенсации является размеще­ ние дополнительной термопары без покрытия в оболочке, ана­ логичной применяющейся для основного измерительного спая. Если гамма-нагрев и характеристики теплопроводности элемен­ та с дополнительной термопарой и элемента с термопарой, снабженной покрытием, идентичны, то разность сигналов этих термопар должна быть пропорциональна величине нейтронного потока.

С практической точки зрения нейтроночувствительная термо­ пара или термоэлемент обладают определенными преимущест­ вами по сравнению с непосредственными измерениями темпера­ туры в топливных элементах реактора: измерительный спай может находиться при более низкой температуре, чем нормаль­ ная рабочая температура топливных элементов, а воздействие излучения может не привести к столь большим изменениям теп­ лотехнических свойств теплового детектора, как это имеет ме­ сто для теплотехнических характеристик топливных элементов.

* Спектр у-излучения в топливе и замедлителе реактора остается прак­ тически неизменным лишь вдали от границы активно/'! зоны с отражателем.

Прим. иерёв.

181

Выгорание материала нейтроночувствительного покрытия бу­ дет приводить к изменениям чувствительности теплового детек­ тора, аналогичным эффектам выгорания в ионизационных каме­ рах. Очевидно, что для получения самовосстанавлнвающихся характеристик спаи термопары следовало бы покрыть смесью делящегося и воспроизводящего материалов, подобно тому, как это делается в регенеративных ионизационных камерах.

9.5.ГАММА-ТЕРМОМЕТРЫ

Для контроля распределений энерговыделеиия в активных зонах реакторов был разработан прибор, в котором измеряется приращение температуры материала, заключенного в термоизо-

4

Рис. 9.10. Схема гамма-термометра:

/ — газонаполненная оболочка: 2— термопара, помещен­ ная в оболочку; 3 — герметизирующий колпачок; 4— на­ греватель: 5 — полированные поверхности.

лирующую оболочку и нагреваемого у-нзлучением. Одна из разновидностей прибора, названного гамма-термометром, была подробно описана Эсфогом [38]. Схема гамма-термометра пред­ ставлена на рис. 9.10.

Для обеспечения точности измерений приращения темпера­ туры, возникающего при введении прибора в реактор, нагревае­ мый материал должен обладать достаточно большим сечением поглощения у-излучения. Кроме того, для ограничения радиа­ ционной передачи тепла, приводящей к нелинейности между ин­ тенсивностью у-излучения и приращением температуры, поверх­ ность нагреваемого материала должна иметь возможно меньшие размеры. Для уменьшения радиационных потерь тепла внутрен­ ние поверхности оболочки прибора тщательно полируются. Обо­ лочка наполняется газом, обладающим низкой теплопровод­ ностью. Для регистрации температуры в нагреваемый материал (на глубину, достаточную для сведения к минимуму контакт­ ного термосопротивления между измерительным спаем и нагре­ вателем) вводится хромель-алюмелевая термопара или другой температурный датчик. Температура оболочки прибора обычно

182

акто р н ы м и и ейт р ои о чу вст вител ьи ы м и ион из а цио н и ы м и камера­

8мм);

2)сравнительно велика постоянная времени прибора (обыч­ но составляет несколько минут);

3)диапазон измерений детектора ограничен интенсивностью запаздывающего у-пзлучения;

4)чувствительность детектора существенно зависит от тем­

ления энерговыделения. Они показали высокую надежность, от­ сутствие дрейфа чувствительности и обеспечивали воспроизво­ димое показания в течение нескольких месяцев эксплуатации. Гамма-термометры применялись также на промышленном реак­ торе «Саванна Ршвер» [11].

9.6. АКТИВАЦИОННЫЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА

Реализация активацпонных методов измерения нейтронного потока не требует установки измерительных приборов в активнон зоне реактора или в его корпусе, и эти методы часто при­ меняются как дополнение к внутриреакторным детекторам контроля энерговыделения или вместо них. В связи с этим дан­ ный раздел содержит лишь краткое описание некоторых наибо­ лее распространенных активацпонных методов, применяемых для измерения распределений нейтронных потоков в энергети­ ческих реакторах. В противоположность внутриреакторным ней-

183

тронным и гамма-детекторам устройства, основанные на активацноипых методах, не нуждаются в передаче электрических сигналов через области с высокой температурой и высоким уровнем излучения, а также используют для получения подроб­ ной информации о распределениях нейтронного потока менее сложную аппаратуру.

Системы измерения нейтронного потока, основанные на ак­ тивации проволок. Основные конструктивные элементы систем измерения распределений нейтронного потока, основанные на активации проволок, следующие:

1)проволока с постоянным весом на единицу длины, обла­ дающая необходимым нейтронным сечением активации и при­ емлемой постоянной распада;

2)механизм, позволяющий ввести проволоку в реактор и за­

3)измерительная камера с коллиматором, прибор для реги­ страции положения проволоки и электронные устройства, необ­ ходимые для контроля радиоактивного распада выбранных уча­ стков длины проволоки;

4)система обработки данных, позволяющая преобразовать первичные данные об активности проволоки в информацию о распределении нейтронного потока.

Каждый раз, когда возникает необходимость измерить рас­ пределение нейтронного потока по высоте реактора, проволока вводится в активную зону на время, соответствующее выбран- <

пропускается через специальную измерительную камеру. Временной интервал между активацией проволоки и регист­

рацией окончательных данных по распределению нейтронного потока определяется быстродействием системы измерения ак­ тивности и системы обработки информации. При использовании подключенной цифровой вычислительной машины информация о распределениях нейтронного потока может быть получена че­ рез несколько минут после измерений активности. В случае ручной обработки могут потребоваться часы или дни. Однако в любом случае слишком длительная задержка в получении дан­ ных не позволяет использовать этот вид измерений нейтронного потока в системах автоматического управления или защиты ре­ актора. Информацию, поступающую от систем активации про­ волок, можно использовать для контроля постепенных измене­ ний распределения энерговыделения. Она обеспечивает также возможность калибровки детекторов других типов.

Боллард [39] пришел к выводу, что система контроля рас­ пределений нейтронного потока," основанная на активации про­ волок, способна измерять нейтронные поля в реакторе с по­ грешностью 3%. Однако проведенный им анализ погрешности.

184

ционноп камере до тех пор, пока не достигает заданного уровня активности. Затем он быстро переводится во внереакторную регистрирующую систему, где измерение активности осуществ­ ляется аналогично измерениям в системах с проволоками и шариками.

Основным недостатком систем активации аргона является низкое пространственное разрешение, что обусловлено переме­ шиванием и диффузией рабочего газа. По оценке Болларда [15] наименьшая погрешность, которую можно получить с по­ мощью существующих разновидностей таких систем, составляет около 7%. Однако более строгое обоснование этой величины требует анализа, который следует провести па основе большого количества дополнительных данных.

т.10, с. 72.

4.Casarelli G. A. Detector for High Neutron Flux Measurements, Energia Nuclear (Milan). 1963. vol. 10. p. 431.

6.Loosemore W. R. and Knill G. Design and Performance of Miniature Pri­ mary Emission Neutron Activation Detectors for Spatial Distribution Mea­ surements of Neutrons In Reactors. In Proceedings of the International

7.British Patent No. 1, 068, 975.

8.Renter — Stockes Canada Limited. Self Powered Flux Detectors. Reuler—

Stokes Canada Limited, Preston, Ontario, 1968.

9.Hawkings R. C. Neutron Flux Monitors and Thermocouples for In—Core Reactor Measurements. In Proceedings of Symposium on In-Core In­

strumentation, Oslo, June 15—19, 1964 (CONF—640607). Institut for Atomenergi, Halden, Norway, p. 10.

13.In—Core Flux Probe. Bulletin 7MI165, Reuler—Stockes Electronic Com­ ponents, Inc., Cleveland, Ohio, 44128.

14.Loveless F. C. e. a. In-Core Neutron Detectors for Gas—Cooled Reactors,

186

22.Stentz R. H. and Treiner R. L. Final Report — Development of Nuclear Sen­ sors. USAEC Report No. GEMP—90, General Electric Company, June 1965.

23.Lichtenstein R. M. Radiation Measuring Instrument, U.S. Pat. No. 2,903,591, September 8, 1959.

33.Bunch W. L. Regenerating Detecting Technique for Reactor Neutron Flux Monitoring. USAEC Report No. HW—81986, General Electric at Hanford, May 1964, p. 21.

34.Jackson C. N. Jr. Reactor In—Core Regenerative Neutron Detectors Inlerm Development Report. USAEC Report No. BNWL—430, Battelle Northwest Laboratory, October 1967.

35.Jackson C. N. Jr. Recent Advances in Regenerative In-Core Neut ron Flux Monitors. Trans. Amer. Nucl. Soc, 1968, vol. 11, p. 336.

36.Lundsord J. S. Nanosecond Pulse Amplifiers. Rev. Sci. Instrum. 1964, vol. 35. p. 1483.

187

Глава десятая

КОНТРОЛЬНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ ПРИБОРЫ ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ НЕСТАЦИОНАРНЫХ РЕЖИМОВ РАБОТЫ РЕАКТОРОВ

10.1.ВВЕДЕНИЕ

ных зон в переходных режимах работы энергетических или материаловедческих реакторов, те же, что и для измерений в ста­ ционарных режимах (исключение представляет частотная ха­ рактеристика). Поскольку постоянные времени тепловых и гид­ равлических процессов и механических систем указанных реак­ торов редко превышают одну десятую секунды, то приборы с миллисекундными характеристиками оказываются вполне, при­ годными для измерений.

Большинство работ по исследованию переходных режимов реакторов можно разделить на две группы: эксперименты с ко­ ротким переходным периодом и очень высоким пиковым значе­

переходные процессы с гораздо большими интегральными пото­ ками нейтронов и дозами у-излучения. Эксперименты с разру­ шением реактора, как, например, KIWITNT [1], SPERT—I [2], SNAPTRAN [3], попадают в отдельный класс, поскольку во вре­ мя их проведения образуются ударные волны взрывного харак­ тера.

Требования к контрольно-измерительным приборам для ис­ следования переходных процессов, во время которых не накап­ ливаются ни высокие интегральные потоки нейтронов, ни дозы у-излучения, существенно отличаются от требований к прибо­ рам, устанавливаемым в энергетических реакторах. В таких экспериментах больших градиентов температур в конструкцион­ ных материалах не возникает, а радиационное повреждение ма­ териалов несущественно, кроме как в полупроводниках. Сле­ довательно, инженер-приборист имеет весьма широкий выбор материалов для своей работы. Однако ложные токи ионизации по порядку величины могут оказаться много больше, чем в ус­ ловиях стационарного облучения, поэтому электронные схемы должны проектироваться так, чтобы они могли подавлять^лож­ ные сигналы.

189