Датчики нейтронного потока

ДАТЧИКИ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА [c.133]

Для контроля за нейтронно-физическими и теплогидравлическими параметрами активной зоны вместо одного из твэлов устанавливают направляющую циркониевую трубу размером 13,6x0,9 мм, которая служит для размещения зонда, содержащего термопреобразователи и датчики нейтронного потока. [c.161]

В атомных реакторах наряду с эксплуатационными регулирующими стержнями, обычно находящимися в активной зоне, имеются регулирующие стержни аварийной защиты, расположенные вне активной зоны. Если нейтронные или тепловые датчики зарегистрируют нерасчетный режим в активной зоне, эти регулирующие стержни немедленно перемещаются в активную зону, уменьшая нейтронный поток и тем самым приводя к так называемому останову реактора. Благодаря этому предотвращается возможность аварии реактора. [c.169]

Недостатком ЭДН является малая чувствительность, так как ядра эмиттера хуже поглощают нейтроны, чем ядра радиаторов ионизационных камер. Кроме того, при каждом захвате нейтрона в ЭДН образуется только один электрон, в то время как осколки ядер радиатора ионизируют много атомов газа, образуя значительный импульс тока. Другим недостатком ЭДН является их инерционность, так как при изменении нейтронного потока ток во внешней цепи -меняется по мере накопления р-радиоактивных ядер с характерным временем, обратным постоянной распада р-активных ядер (т. е. за несколько минут). Это затрудняет использование этих датчиков для быстрого оперативного управления. Отметим, что часть тока меняется мгно- [c.135]

Активная зона для первой загрузки реактора поставляется на АЭС комплектно в соответствии со спецификацией и техническими условиями на поставку. В ее состав могут входить ТВС в виде кассет или иного типа сборок с комплектом поглощающих элементов (пэлов) различного назначения, а также с датчиками для измерения нейтронного потока и температуры, индикаторами системы контроля герметичности твэлов и т. п. [c.297]

В процессе выхода реактора на мощность нейтронный поток в активной зоне изменяется от потока, определяемого нейтронным источником, до номинального. При этом поток на ионизационные камеры и счетчики меняется от 10 —10 до 10 —10" нейтронов/ (см -с). Поэтому измеряемая величина меняется на несколько порядков, и для того чтобы обеспечить надежный контроль в каждом диапазоне, применяются приборы с несколькими диапазонами контроля измеряемой величины, а также разные датчики й вторичные приборы для измерения в существенно разных диапазонах. Понятно, что для обеспечения непрерывного контроля измеряемой величины во всех диапазонах необходимо, чтобы эти диапазоны перекрывались ке менее чем на один порядок. Это значит, что должны существовать на контрольно-измерительных приборах переходные области, в которых еще довольно надежен контроль в предыдущем диапазоне и в то же время появилась возможность надежно контролировать ту же величину в следующем диапазоне. [c.422]

Электреты также применяются в головках Звукоснимателей в маломощных реле в датчиках для измерений неэлектрических величин, переменных деформаций, вибраций и т.п. в электрофотографии для записи звука и изображения в дозиметрах у- и рентгеновских лучей, нейтронного потока и др. [c.676]

Перемещение управляющих и аварийных стержней производится двигателями, связанными с датчиками, чувствительными к величине нейтронного потока в реакторе. [c.364]

Для измерения доз облучения используются специальные приборы — дозиметры. Дозиметр, конечно, является одним из типов детекторов ядерных частиц. Как к детектору, к дозиметру предъявляется ряд специфических требований. Во-первых, для дозиметра достаточно, чтобы он регистрировал не индивидуальные частицы, а суммарный поток частиц. Во-вторых, желательно, чтобы из характеристик этого потока измерялась бы именно доза, т. е. либо выделяемая энергия, либо ионизационный ток. Наконец, в-третьих, для точных дозиметрических измерений необходимо учитывать, что поглощение энергии ядерных излучений в веществе зависит как от рода вещества, так и от рода и энергии излучения. Поэтому в дозиметрах стараются использовать датчики, имитирующие живые ткани в отношении поглощения радиации. Такие датчики сравнительно легко делать для у-квантов и электронов (достаточно, чтобы совпадали значения Z датчика и тканей), но сложно для нейтронов разных энергий. [c.673]

Для организации эффективной схемы управления работой ядерной системы различные приборы контроля и датчики измерения стараются разместить в системе так, чтобы можно было достаточно точно измерить в течение всего времени среднюю плотность n t) потока нейтронов. [c.328]

Следует заметить, что когда схемы дистрибуторов первого типа начали использоваться для регистрации цифр в последовательном потоке времени, то их легко удалось превратить в параллельные селекторы. Хотя в общем случае параллельный селектор — прибор менее эффективный, чем дистрибутор, так как значительная часть входной информации не попадает в перестраиваемый канал, во временных селекторах (например, в нейтронных селекторах по времени пролета) эффективность остается столь же высокой, как и в дистрибуторах. Объясняется это тем, что входной код, соответствующий цифре с более высоким количественным значением, во временных селекторах принципиально не может появиться раньше кода, соответствующего цифре с меньшим значением. Это значение отражает основной параметр — время, которое по своей природе автоматически может только монотонно нарастать. Когда же методом селекции измеряется другой параметр, например амплитуда импульсов датчика, то такого упорядочения измеряемой величины по значениям не происходит, и параллельный селектор оказывается прибором менее эффективным и поэтому менее совершенным, чем дистрибутор. [c.62]

В настоящее время изучается вопрос использования для измерения износа инструмента и его состояния датчиков радиоактивного излучения. Инструмент облучается нейтронами или заряженными частицами и в процессе резания небольшие облученные частицы материала инструмента отходят вместе со стружкой. Стружка помещается в поток масла, проходящий через измерительную головку, где измеряется уровень ее радиоактивности. Однако такой метод возможен только при полном исключении человека из технологического процесса. [c.471]

Измерительная аппаратура. Главные трудности использования измерительной аппаратуры при статических испытаниях реактора обусловлены, очевидно, высокими температурами и уровнями потока радиации, существующими в работающих ракетных реакторах. Многие приборы и детали оборудования, используемые обычно при испытаниях химических ракет, оказываются непригодными для применения в ядерных ракетах. Например, утечка -излучения вызывает ионизацию любого газа в окрестности реактора, что отменяет использование электрических устройств, работающих на принципе изменения емкости. Нейтронное и 7-излучение вблизи реактора увеличивают полные местные дозы облучения значительно выше пороговых безопасных значений для всех пластиков, масел и резин, вызывая разрушение изоляторов, закупорку линий подачи масла под давлением, датчиков тяги и т. д. Уровень выделения тепла в металлических конструкциях вокруг реактора вследствие нагрева [c.538]

Для контроля частоты и амплитуды вибраций элементов активной зоны используется метод, основанный на анализе шумов нейтронного потока с по -мощью ионизащюнных камер, размещаемых вне корпуса. В этом случае регистрируют флуктуации нейтронного потока, порожденные колебательными перемещениями элементов активной зоны реактора, влияющими на параметры нейтронного поля в реакторе и вокруг него. Однако при этом не обеспечивается измерение амплитуды и частоты вибраций отдельных элементов активной зоны и внутрикорпусных устройств, не возмущающих нейтронный поток. Выделение составляющей нейтронного шума, обусловленной вибрацией определенного элемента регулирования, возможно на основе совместной обработки разнородных сигналов, например, с акустического преобразователя и датчика нейтронного потока. [c.260]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Радиоактивные индикаторы. Захват нейтрона стабильными ядрами часто приводит к образованию р-ак-тивных ядер. Облучённые нейтронами вещества (индикаторы) в виде тонких фольг (Ап, 1п, Ag, Си и т. д.) помещаются перед детектором р-частиц. Если период полураспада 2 <д значительно больше времени облучения индикатора, то по величине р-активности можно определить кол-во нейтронов, попавших в индикатор аа время облучения. Измерения абс. р-активности требуют знания телесного угла, поглощения и рассеяния р-частиц в самом индикаторе и стенках детектора. Для относит, измерений нейтронных потоков достаточно ограничиться измерениями 8-активностей индикаторов в тождеств, условиях. Так измеряют, напр., пространств, распределение нейтронов в активной зоне реактора. Для измерения интенсивности слабых нейтронных потоков пользуются радиохимия, методом, основанном на Сциларда — Чалмерса эффекте. Для детектирования быстрых нейтронов используются реакции (п, р) (п, 2 п) (п, а), пороги к-рых 10 МэВ, а сечения 0,5 барна, приводящие к образованию р-активных ядер. Бета-расиад короткожи-вущих ядер радиатора (Т>/, й 1с) вызывает электрич. ток в т. н. датчиках прямой зарядки, применяемых для детектирования интенсивных потоков нейтронов. [c.280]

Штатная аппаратура контроля нейтронного потока обладает чувствительностью, достаточной для контроля в эксплуатационных условиях, но может быть недостаточной при первовачальшзм фор мировании активной зоны. Поэтому в этих услов-иях работы проводятся под контролем специальной пусковой аппаратуры, датчики для которой располагаются ближе к активной зоне сама аппаратура имеет большую чувствительность и работает только при более низких нейтронных потоках, а при достижении потоков, надежно контролируемых штатной анпаратурой, отключается. [c.370]

При облучении нейтронами протекает реакция В ° (п,а)и, в результате которой происходит некоторое изменение механических свойств управляющего стержня. Как правило, для надежности работы в реакторах применяются стержни из бористой стали (содержание бора до 3%) или стержни и кассеты из карбида бора В4С (с содержанием бора до 76%). В комплекс системы управления и защиты входят схемы управления и перемещения твердых поглотителей, датчики, обеспечивающие контроль нейтронного потока со вторичными приборами, электрическим питанием и электронной аппаратурой, а также датчики и указатели поЛжения стержней (кассет) СУЗ. [c.419]

Проблема контроля вибрационного состояния оборудования реакторной установки решается путем создания методического и программного обеспечения, реализованного в системе виброшумо-вой диагностики (СВШД), использующей датчики различной физической природы (перемещения, пульсации давления, внезонного и внутризонного нейтронного потока). Алгоритмы диагностирования реализованы в виде сценариев - последовательности вычислительных операций над множеством зарегистрированных сигналов датчиков [5,6]. [c.32]

Топливная загрузка реактора по условиям обеспечения необходимых поверхностей теплообмена для надежного теплоотвода выделяемой тепловой энергии размещается в большом количестве твэлов. Например, в реакторах ВВЭР-440 топливная загрузка размещена в 44 000 твэлов, а ВВЭР-1000 — в 48 000 твэлов, в РБМК-1000 — в 61000 твэлов. Все твэлы объединены в тепловыделяющие сборки (ТВС). В одну ТВС могут входить от нескольких штук до нескольких сотен твэлов (рис. 4.2). В сборках твэльГ строго дистанционируются, при этом обеспечиваются высокая точность их взаиморасположения в заданной топливной решетке и компенсация температурных расширений. ТВС могут включать в себя конструкционные элементы поглотителей или замедлителей нейтронов, интенсификаторы теплообмена, датчики температуры и напряжений и другие контрольно-измерительные устройства. Сборки содержат входные и выходные коллекторы и тракты распределения потока теплоносителя, установочные дета-84 [c.84]

Применяемая в Физико-химическом институте им. Л. Я. Карпова методика измерений сводится к следующему. Испытуемый образец металла или сплава облучается на ядерном реакторе в потоке нейтронов (1—4) 10 н см сек в течение нескольких часов или суток. Одновременно с ним облучаются предварительно взвешенные эталонные образцы. В случае сплавов эталоны представляют собой образцы чистых компонентов, входящих в состав сплава. Затем испытуемый образец помещается в соответствующую агрессивную среду и выдерживается в ней в интересующих исследователя условиях в течение времени, достаточного для установления стационарной скорости растворения, о чем можно судить по результатам радиохимического анализа периодически отбираемых проб электролита. Анализ осуществляется с помощью многоканальных сцинтилляционных гамма-спектрометров, собранных на базе датчиков с кристаллом NaJ, и стандартных амплитудных анализаторов импульсов, например типа АИ-100 или АИ-128. Количественный расчет содержания того или иного элемента в пробе проводится путем сравнения сумм импульсов (за вычетом фона) в 10 каналах спектрометра в области фотопика от соответствующего радиоизотопа для этой пробы и для эталонного раствора. Последний готовится путем полного растворения соответствующего эталонного образца, облученного вместе с испытуемым образцом на реакторе, и разбавления полученного раствора. Разбавление проводится для уменьшения уровня излучения до 10 мкрЫас, что контролируется с помощью сцинтилляционного радиометра типа Кристалл . Это обеспечивает получение хорошей статистики при продолжительности измерения 1—2 мин и позволяет не делать поправку на мертвое время спектрометра. Продолжительность измерения рабочих проб на у-спектро-метре составляет обычно 1—10 мин точность 10—30%. [c.96]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...