RU2312374C2 - Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power - Google Patents
Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power Download PDFInfo
- Publication number
- RU2312374C2 RU2312374C2 RU2005137252/28A RU2005137252A RU2312374C2 RU 2312374 C2 RU2312374 C2 RU 2312374C2 RU 2005137252/28 A RU2005137252/28 A RU 2005137252/28A RU 2005137252 A RU2005137252 A RU 2005137252A RU 2312374 C2 RU2312374 C2 RU 2312374C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron flux
- power
- flux density
- reactivity
- reactor
- Prior art date
Links
- 230000004907 flux Effects 0.000 title claims abstract description 38
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract description 25
- 238000012937 correction Methods 0.000 claims abstract description 9
- 230000002277 temperature effect Effects 0.000 claims abstract description 9
- 239000011888 foil Substances 0.000 claims abstract description 7
- 230000004913 activation Effects 0.000 claims abstract description 5
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims abstract 2
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 14
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 claims 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 abstract description 8
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 abstract description 2
- 238000007707 calorimetry Methods 0.000 abstract 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 abstract 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000012935 Averaging Methods 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области измерительной техники и касается вопросов градуировки каналов измерения плотности нейтронного потока в ядерном реакторе в абсолютных единицах мощности, а также проверки правильности работы каналов контроля за безопасным состоянием ядерной энергетической установки (ЯЭУ), принцип действия которых основан на измерении плотности нейтронного потока.The invention relates to the field of measurement technology and concerns the issues of calibrating the channels for measuring the neutron flux density in a nuclear reactor in absolute power units, as well as verifying the correct operation of the channels for monitoring the safe state of a nuclear power plant (NPP), the principle of which is based on measuring the neutron flux density.
Известен способ градуировки канала измерения плотности нейтронного потока в ядерном реакторе в абсолютных единицах мощности (М.А.Шульц, "Регулирование энергетических ядерных реакторов". М., Издательство иностранной литературы, 1957 г.) - прототип.A known method of calibrating the channel for measuring the density of the neutron flux in a nuclear reactor in absolute power units (M.A. Schulz, "Regulation of nuclear energy reactors". M., Publishing house of foreign literature, 1957) is a prototype.
Согласно этому способу осуществляют измерение мощности реактора методом активации фольг, используемым на малых уровнях мощности, и калориметрическим методом, применяемым на больших уровнях мощности.According to this method, the reactor power is measured by the activation method of the foil used at low power levels and the calorimetric method used at high power levels.
Однако упомянутый выше способ позволяет провести измерение мощности реактора в абсолютных единицах только в ограниченном диапазоне, составляющем около порядка изменения его величины. Это обусловлено следующими факторами.However, the above method allows measurement of reactor power in absolute units only in a limited range of about the order of magnitude of its change. This is due to the following factors.
Измерение мощности реактора активации фольг заключается в определении среднего потока нейтронов путем облучения калиброванных фольг, устанавливаемых в разных местах активной зоны, измерении наведенной активности с последующим пересчетом на величину плотности нейтронного потока, дальнейшим усреднением ее по объему активной зоны и расчетом энерговыделения. Этот способ легче всего проводить на малых уровнях мощности, когда уровни радиоактивного излучения будут достаточно низкими и ко всем участкам активной зоны можно обеспечить безопасный доступ.The measurement of the power of a foil activation reactor consists in determining the average neutron flux by irradiating calibrated foils installed in different places of the active zone, measuring the induced activity with subsequent conversion to the neutron flux density, further averaging it over the volume of the active zone and calculating the energy release. This method is easiest to carry out at low power levels, when the levels of radiation are sufficiently low and safe access can be provided to all parts of the core.
Калориметрический способ измерения мощности реактора основан на измерении теплофизических параметров теплоносителя, проходящего через активную зону реактора, или теплофизических параметров питательной воды и пара в парогенерирующих установках и используется на больших уровнях мощности, когда возможно обеспечить необходимую точность измерения теплофизических параметров теплоносителя и пара (расходов, давления и температур).The calorimetric method for measuring reactor power is based on measuring the thermophysical parameters of the coolant passing through the reactor core or the thermophysical parameters of feed water and steam in steam generating units and is used at high power levels when it is possible to provide the necessary accuracy of measuring the thermophysical parameters of the coolant and steam (flow, pressure and temperatures).
Следует отметить, что каналы измерения плотности нейтронного потока в энергетических реакторах, обычно использующие ионизационные камеры, позволяют производить измерения его изменения в диапазоне 6-8 порядков. Таким образом, несколько порядков изменения плотности нейтронного потока в среднем диапазоне изменения плотности нейтронного потока остаются недоступными для градуировки. А экстраполяция результатов калибровки на несколько порядков изменения плотности нейтронного потока требует серьезного обоснования линейности канала измерения. Следует отметить также, что вышеприведенные способы достаточно трудоемки, так как их необходимо проводить на нескольких уровнях мощности.It should be noted that the channels for measuring the neutron flux density in power reactors, usually using ionization chambers, make it possible to measure its change in the range of 6-8 orders of magnitude. Thus, several orders of magnitude of changes in the neutron flux density in the middle range of changes in the neutron flux density remain inaccessible for calibration. And extrapolating the calibration results by several orders of magnitude changes in the neutron flux density requires a serious justification of the linearity of the measurement channel. It should also be noted that the above methods are quite laborious, since they must be carried out at several power levels.
Задачей настоящего изобретения является расширение диапазона градуировки каналов измерения плотности нейтронного потока в абсолютных единицах мощности с целью повышения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок.The objective of the present invention is to expand the calibration range of the channels for measuring the neutron flux density in absolute power units in order to increase the safety of operation of nuclear power plants.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе градуировки канала измерения плотности нейтронного потока в ядерном реакторе в абсолютных единицах мощности для расширения диапазона градуировки первоначально определяют максимальный диапазон линейности канала измерения плотности нейтронного потока, в котором производят градуировку, для чего в ядерный реактор, находящийся в подкритическом или критическом состоянии, вводят положительное ступенчатое изменение реактивности, переводящее ядерный реактор в надкритическое состояние с непрерывно увеличивающейся мощностью, и осуществляют при этом измерение и запись величин плотности нейтронного потока и средней температуры ядерного реактора, после этого, используя полученные результаты и нестационарные уравнения кинетики ядерного реактора, рассчитывают изменение реактивности во времени с учетом поправки на температурный эффект реактивности по формуле:The specified technical result is achieved by the fact that in the known method for calibrating the channel for measuring the neutron flux density in a nuclear reactor in absolute power units, to expand the calibration range, the maximum linearity range of the channel for measuring the neutron flux density in which the calibration is performed is initially determined, for which it is located in a nuclear reactor in a subcritical or critical state, a positive stepwise change in reactivity is introduced, translating the nuclear reactor into superc an optical state with a continuously increasing power, and measure and record the values of the neutron flux density and the average temperature of the nuclear reactor, after which, using the results obtained and the unsteady kinetic equations of the nuclear reactor, the change in reactivity is calculated taking into account the correction for the temperature effect of reactivity the formula:
ρ0(t)=ρ(t)+α(t)·(T(t)-T0),ρ 0 (t) = ρ (t) + α (t) (T (t) -T 0 ),
гдеWhere
t - время;t is the time;
T(t) - средняя температура ядерного реактора;T (t) is the average temperature of a nuclear reactor;
Т0 - средняя температура ядерного реактора в момент введения положительного скачка реактивности;T 0 - the average temperature of a nuclear reactor at the time of the introduction of a positive jump in reactivity;
α(t) - температурный коэффициент реактивности;α (t) is the temperature coefficient of reactivity;
ρ(t) - расчетное изменение реактивности во времени;ρ (t) is the calculated change in reactivity over time;
ρ0(t) - расчетное изменение реактивности во времени с учетом поправки на температурный эффект,ρ 0 (t) is the calculated change in reactivity over time, taking into account the correction for the temperature effect,
и максимальный диапазон линейности измерения плотности нейтронного потока устанавливают по постоянству в этом диапазоне расчетной реактивности с учетом поправки на температурный эффект, затем при одном значении плотности нейтронного потока, лежащем в указанном линейном диапазоне, производят измерение абсолютной мощности реактора методом активации фольг или калориметрическим методом.and the maximum linearity range for measuring the neutron flux density is established by constancy in this range of calculated reactivity, taking into account the correction for the temperature effect, then, with a single value of the neutron flux density lying in the specified linear range, the absolute power of the reactor is measured by foil activation or calorimetric method.
Поскольку абсолютная мощность реактора N всегда пропорциональна плотности нейтронного потока n («Краткий справочник инженера физика», Госатомиздат, Москва, 1961 г.), то если определен максимальный диапазон линейности показаний канала измерения плотности нейтронного потока n, то можно записать для этого диапазона N=а·n, где а - коэффициент пропорциональности. Линейный закон имеет именно такой вид, так как при значении плотности нейтронного потока n=0 не происходит деления ядер топлива и соответственно мощность реактора N также равна нулю, таким образом, одна точка градуировочной прямой априорно известна. Тогда, если при каком либо значении плотности нейтронного потока n0 определена с необходимой точностью абсолютная мощность реактора N0, то при значении показаний канала измерения плотности нейтронного потока n1, лежащем в указанном линейном диапазоне, абсолютная мощность реактора N1, как легко показать, будет равна:Since the absolute power of the reactor N is always proportional to the density of the neutron flux n (“Brief Guide to the Physics Engineer”, Gosatomizdat, Moscow, 1961), then if the maximum linearity range of the readings of the channel for measuring the neutron flux density n is determined, then for this range N = a · n, where a is the coefficient of proportionality. The linear law has just such a form, since at a neutron flux density of n = 0 fission of the fuel nuclei does not occur and, accordingly, the reactor power N is also equal to zero, so one point of the calibration line is a priori known. Then, if some or density value of the neutron flux n 0 is defined to the required accuracy absolute reactor power N 0, then the value of reading the channel measuring the neutron flux density n 1 that lies in said linear range, the absolute reactor power N 1, it is easy to show will be equal to:
N1=N0·(n1/n0).N 1 = N 0 · (n 1 / n 0 ).
Следовательно, абсолютную мощность реактора, лежащую в линейном диапазоне канала измерения плотности нейтронного потока, можно определить по одному значению абсолютной мощности, измеренному при одном значении плотности нейтронного потока, и нет необходимости проводить градуировочные измерения при других значениях плотности нейтронного потока.Therefore, the absolute power of the reactor, lying in the linear range of the channel for measuring the neutron flux density, can be determined from one value of the absolute power measured at one value of the neutron flux density, and there is no need to carry out calibration measurements at other values of the neutron flux density.
Известно, что если в реактор, находящийся в критическом состоянии, ввести ступенчатое увеличение реактивности, то после первоначального возрастания мощности, обусловленного, главным образом, мгновенными нейтронами, устанавливается экспоненциальный рост мощности реактора с установившимся периодом (М.А.Шульц, «Регулирование энергетических ядерных реакторов». М., Издательство иностранной литературы, 1957 г.), определяющимся запаздывающими нейтронами и в конечном итоге введенным ступенчатым изменением реактивности. Если по результатам измерения плотности нейтронного потока вычислить изменение реактивность во времени и она окажется в каком-то диапазоне изменения плотности нейтронного потока постоянной величиной, это означает, что в этом диапазоне измеренное значение плотности нейтронного потока пропорционально мощности реактора. То есть канал измерения в этом диапазоне линеен.It is known that if a stepwise increase in reactivity is introduced into a critical reactor, then after an initial increase in power, caused mainly by instantaneous neutrons, an exponential increase in the power of a reactor with a steady-state period is established (M.A.Shults, “Regulation of nuclear reactors. ”M., Publishing House of Foreign Literature, 1957), determined by delayed neutrons and ultimately introduced by a stepwise change in reactivity. If, based on the results of measuring the neutron flux density, the change in reactivity in time is calculated and it turns out to be a constant value in some range of the neutron flux density, this means that in this range the measured value of the neutron flux density is proportional to the reactor power. That is, the measurement channel in this range is linear.
При приближении реактора к энергетическим уровня мощности из-за изменения средней температуры реактора значения реактивности могут измениться вследствие температурного эффекта, поэтому необходимо ввести соответствующую поправку в расчетное значение реактивности по вышеприведенной формуле.When the reactor approaches the energy level of power due to a change in the average temperature of the reactor, the reactivity values may change due to the temperature effect, therefore, it is necessary to introduce the corresponding correction into the calculated value of the reactivity according to the above formula.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005137252/28A RU2312374C2 (en) | 2005-11-30 | 2005-11-30 | Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005137252/28A RU2312374C2 (en) | 2005-11-30 | 2005-11-30 | Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2005137252A RU2005137252A (en) | 2007-06-10 |
| RU2312374C2 true RU2312374C2 (en) | 2007-12-10 |
Family
ID=38312141
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005137252/28A RU2312374C2 (en) | 2005-11-30 | 2005-11-30 | Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2312374C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2553722C1 (en) * | 2014-02-05 | 2015-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of calibration of neutron flow density measurement channels intended for measurement of flow rate of heat carrier of first contour of nuclear reactor |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113643833B (en) * | 2021-07-16 | 2024-09-13 | 广东核电合营有限公司 | Nuclear power station pressurized water reactor flux map data correction method and device and terminal equipment |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1342306A1 (en) * | 1985-01-11 | 1991-04-23 | Предприятие П/Я А-1758 | Method of controlling nuclear reactor at starting |
| US5032346A (en) * | 1988-04-05 | 1991-07-16 | Framatome | Method of determining and evaluating the emergency shutdown margin for a pressurized water nuclear reactor |
| RU2084000C1 (en) * | 1994-09-05 | 1997-07-10 | Научно-исследовательский институт технологии материалов | Channel arrangement to measure flux of neutrons (versions) |
| RU2243603C2 (en) * | 2003-03-04 | 2004-12-27 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Method for measuring efficiency of reactor plant control rods |
-
2005
- 2005-11-30 RU RU2005137252/28A patent/RU2312374C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1342306A1 (en) * | 1985-01-11 | 1991-04-23 | Предприятие П/Я А-1758 | Method of controlling nuclear reactor at starting |
| US5032346A (en) * | 1988-04-05 | 1991-07-16 | Framatome | Method of determining and evaluating the emergency shutdown margin for a pressurized water nuclear reactor |
| RU2084000C1 (en) * | 1994-09-05 | 1997-07-10 | Научно-исследовательский институт технологии материалов | Channel arrangement to measure flux of neutrons (versions) |
| RU2243603C2 (en) * | 2003-03-04 | 2004-12-27 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Method for measuring efficiency of reactor plant control rods |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2553722C1 (en) * | 2014-02-05 | 2015-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of calibration of neutron flow density measurement channels intended for measurement of flow rate of heat carrier of first contour of nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2005137252A (en) | 2007-06-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN102246242B (en) | Subcritical reactivity measurement method | |
| KR100991441B1 (en) | Calibration method for restandardization of off-site instruments at nuclear power plants | |
| EP0771464B1 (en) | Method and a system for accurately calculating pwr power from excore detector currents corrected for changes in 3-d power distribution and coolant density | |
| EP2172943B1 (en) | Doppler reactivity coefficient measuring method | |
| JP6400685B2 (en) | Boron dilution monitoring method when the reactor is shut down | |
| US9208907B2 (en) | Method of validating nuclear reactor in-vessel detector output signals | |
| KR20200088497A (en) | Subcritical core reaction degree bias reflection technology | |
| EP2801979B1 (en) | Atomic reactor state monitoring device and monitoring method thereof | |
| RU2312374C2 (en) | Method for calibrating nuclear reactor neutron flux density measuring channel in absolute units of power | |
| JPH0282196A (en) | Rod position determination method and device | |
| KR102508733B1 (en) | Prompt-type in-core nuclear measuring instrument signal correction system and its method | |
| KR102436013B1 (en) | Method of Validating Detector Using Quantifying Measurement Uncertainty And The Monitoring System for Atomic Power Plant | |
| Tsypin et al. | 16N γ-ray diagnostics of a nuclear reactor in a nuclear power plant | |
| JP2005172474A (en) | Nuclear reactor core thermal output monitoring device | |
| Graham | N-16 power measuring system | |
| JP3785847B2 (en) | Reactor power measuring device | |
| Z. Mesquita et al. | An innovative method for online power monitoring in nuclear reactors | |
| JP3442598B2 (en) | Fixed in-core instrumentation system | |
| Mesquita et al. | Development of methods for monitoring and controlling power in nuclear reactors | |
| Lashkari | Reactivity Power and Temperature Coefficients Determination of the TRR | |
| JP4429707B2 (en) | Automatic thermal limit value monitoring device | |
| Tsuji et al. | Estimation of the Doppler Coefficient from a Lower Power Transient Observed in a Zero-Power Reactor Physics Test of a PWR (I)—Methodology— | |
| TSUJI et al. | Identification of the Doppler Coefficient from a Low Power Transient Observed in a Zero-Power Reactor Physics Test of PWRs | |
| CN103854710A (en) | Method for calibrating nuclear instrumentation system by adopting accurate flow of main loop | |
| Postnikov et al. | New interpretation of signals and in-reactor detector calibration |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20081201 |