ТОР 5 статей: Методические подходы к анализу финансового состояния предприятия Проблема периодизации русской литературы ХХ века. Краткая характеристика второй половины ХХ века Характеристика шлифовальных кругов и ее маркировка Служебные части речи. Предлог. Союз. Частицы КАТЕГОРИИ:
|
Определение распределения энерговыделения и мощности реактора
Энерговыделение - это энергия ионизации в единице объема вещества: где i – вид излучения; Σi – макросечение поглощения; φi – плотность потока; qi – энергия, выделившаяся при поглощении одной частицы. Даже при неизменной мощности реактора W изменяется от t и пространства - неравномерность выгорания топлива; - перемещение регуляторов реактивности; - накопление продуктов деления. Расчетные методы не позволяют определить W с необходимой точностью (погрешность составляет несколько процентов) из-за погрешности в измерении ядерных данных, неполного соответствия используемой модели и реальной установки. Необходимо совместное использование расчетных и экспериментальных методов. Задачи измерения энерговыделения на критических сборках: - проверка используемых расчетных методов; - выработка рекомендаций по первому пуску реактора. Особенность критических сборок – низкая мощность энерговыделения (10-6 – 10-4 Вт/см3 в активной зоне и 10-8 – 10-6 Вт/см3 в отражателе). Поэтому методы измерения должны быть очень чувствительны. Цель измерения энерговыделения в реакторе – получение данных для управления пространственным распределением W. Это позволяет оптимизировать параметры реактора. Методы измерения энерговыделения в критической сборке и на реакторе мало различаются, но в реакторе более жесткие условия для детекторов из-за высокого давления, температур, механических вибраций и мощных потоков нейтронов. При выборе детекторов для реакторов и критических сборок используют различные критерии. Основное требование к детектору в реакторе – возможнсть безотказной работы в жестких условиях, даже в ущерб точности измерений, например, ионизационные камеры, ток в которых пропорционален мощности гамма-излучения. Но нужно иметь в виду, что мощность гамма-излучения связана с энерговыделением сложным образом. Для внутриреакторного контроля W используют косвенные методы измерений (измеряют величины, связанные с энерговыделением). Например, скорость реакции или поток гамма-частиц, усредненный по некому объему. Такой подход оправдан, так как измерения состава и геометрии АЗ не приводят к существенному изменению W. При нормальной работе реактора W изменяется медленно, поэтому можно применять детекторы с постоянной времени порядка секунд. Детекторы внутриреакторного контроля могут выгорать в потоке нейтронов, нужно это учитывать, потому что далеко происходит очень редко (за это время ч-ть снижается в несколько раз). Баланс энергии, выделяемой при делении: Распределение энерговыделения в активной зоне определяется плотностью деления и плотностью потерь энергии нейтронами и гамма-частицами при их взаимодействии со средой. Основная составляющая в АЗ (до 90% W) – кинетическая энергия осколков деления. Их??? малы, следовательно поглощение этой E происходит там же, где и деление. Энергия γ и нейтронов поглощается в среднем на расстоянии длины свободного пробега до неупругого взаимодействия (зависит от конструкции АЗ и ее состава). В СУЗ (стержни управления и защиты) энерговыделение идет за счет: (последние два – радиационный захват). Измерение распределения плотности делений: Для определения W наиболее прямой метод – измерение распределения плотности делений (90% (85%?) W обусловлено осколками деления). Регистрация актов деления производится с помощью: - ионизационные камеры. Работают в токовом и импульсном режимах (есть постоянная времени RC, если она меньше времени между актами деления – используем импульсный режим, иначе – токовый). В первом случае среднее число импульсов ~ , во втором - <I>. Высокая степень дискриминации фонового гамма-излучения (по??? имп.). - ТТД (твердотельные трековые детекторы): прозрачные органическиеили неорганические диэлектрики, в которых h+/- создают зону повреждения или треки. h+/- (с большой ионизирующей способностью). Следы наблюдают в микроскоп. В реакторной физике часто это тонкие пленки из лавсана (~10 мкм). Лавсан не возмущает поток нейтронов, в нем очень мало примесного U (следовательно, фон низкий). Эту пленку прижимаю к срезу ТВЭЛа, облучают, травят и исследуют треки и их плотность. Данный метод обладает очень высоким пространственным разрешением. - активационный метод – определяют пространнственное распределение плотности делений с помощью регистрации активности продуктов деления. Образец, содержащий делящееся вещество, помещается в активную зону, а затем, после накопления в нем продуктов деления, образец извлекают и определяют активность по бета- или гамма-излучению: 1. β самопоглощается в образце. Поэтому регистрируемое излучение исходит, в основном, с поверхности образца. Это плохо, поскольку уменьшается точность измерения; 2. γ обычно измеряют не интегральную А. Для повышения точности измеряют активность отдельного продукта (137Cs, 661 кэВ). Это позволяет определить, зная абсолютный выход 137Cs при делении и эффективность спектрометра, абсолютное число делений в образце. Сложность при измерении заключается в том, что необходимы сравнительно большие образцы и время облучения должно быть велико. На критических сборках: измеряют активность образца по отношению к активности эталона, помещенного в центр критической сборки. Абсолютное число делений в эталоне находим сравнением его активности с А при облучении в калибровочном потоке нейтронов (обычно тепловых). Тогда число делений в образце, облученном в неизвестном потоке: где Ax, Ak – активности от x и k потоков; сечение деления под нейтронами калибровочного потока; Фk – флюенс. В настоящее время активационный метод применяется для градуировки детекторов внутриреакторного контроля. В качестве индикаторов используются фольги/проволока из различных материалов. Активационные методы нельзя применять как оперативные методы контроля внутри реакторной установки, поскольку необходимо большое время для активации индикатора (порядка нескольких часов) и еще необходимо доставить его к детектору. Эмисионные детекторы нейтронов (ЭДН) – используются для контроля энерговыделения на мощных реакторах. Рассмотрим бета-эмиссионный детектор нейтронов (БЭДН), чтобы понять принцип работы ЭДН: - состоит из двух коаксиальных электродов, разделенных диэлектриком. В идеальном случае внешний электрод и диэлектрик не поглощают нейтроны, а внутренний электрод (эмиттер, диаметр до 8 мм) является сильным поглотителем; - внутренний электрод поглощает нейтроны и испускает электроны, возникающие при бета-распаде; - БЭДН помещается в поток нейтронов и через некое время наступает равновесие между скоростями поглощения нейтронов и распада радиоактивных ядер (захват одного нейтрона = (в среднем) одному испущенному электрону); - коллектор достигают не все электроны (часть из них поглощается в эмиттере и изоляторе), но при бета-распаде энергия электронов высока (Emax – 0.5..1.5 МэВ), следовательно, зная Е, можно подобрать такие толщину изолятора и диаметр эмиттера, чтобы свести поглощение электронов на нет. Тогда: - электроны, двигаясь от эмиттера к коллектору, дадут ток во внешней цепи БЭДН; - меряем ток, его сила I пропорциональна скорости образования радиоактивных ядер, а следовательно и потоку нейтронов. Особенности ЭДН: - измеряется число непосредственно образованных электронов. Нет внутреннего усиления как в газовых камерах – следовательно можно работать уверенно только в случае мощных нейтронных полей; - БЭДН не требует внешнего источника питания, ток создается электронами. Он сам является, что называется в электромеханике, источником тока. Генерируемый ток не зависит от нагрузки во внешней цепи. В качестве материалов для эмиттера используют: родий серебро ванадий .
Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском:
|