Стартовая >> Архив >> Генерация >> Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Контроль нейтронного потока в реакторе - Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Оглавление
Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС
Автоматизированные системы управления АЭС
Функции и подсистемы АСУ ТП
Режимы работы блоков АЭС
Режимы работы блоков при выдаче электроэнергии в сеть
Управляемые и управляющие величины энергоблока
Характеристики автоматизированных систем управления
Методы исследования динамики ядерных энергетических установок
Системы управления и защиты энергетических реакторов
Надежность СУЗ
Контроль нейтронного потока в реакторе
Управление мощностью ядерного энергетического реактора
Электромеханические приводы исполнительных органов реактора
Автоматические системы регулирования мощности реактора
Дублирование и резервирование систем управления мощностью
Электронные устройства управления мощностью
Устройства управления реактором
Требования к аварийной защите реактора
Надежность систем аварийной защиты реактора
Организация защит в различных режимах
Аппаратура системы защиты реактора
Устройства, обеспечивающие разгрузку реактора при отказах
Автоматическое регулирование агрегатов АЭС
Регулирование уровня в корпусах реакторов, барабанах-сепараторах и парогенераторах барабанного типа
Регулирование прямоточных парогенераторов
Регулирование частоты вращения турбогенераторов
Регулирование давления пара с помощью редукционных установок
Регулирование параметров установок питательного тракта
Регулирование параметров компенсаторов объема реакторов ВВЭР
Автоматическое регулирование энергоблоков
Регулирование энергоблоков с водо-водяными реакторами ВВЭР
Регулирование энергоблоков с корпусными реакторами, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами канального типа, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах
Регулирование энергоблоков с газографитовыми реакторами
Обеспечение безопасности и надежности АЭС
Общие требования к технологическим защитам
Технологические защиты теплоэнергетического оборудования энергоблока
Системы локализации аварий
Характеристика схем управления технологическим оборудованием АЭС
Командные аппараты вторичной коммутации
Электрические схемы управления двигателями механизмов собственных нужд
Электрические схемы управления запорными органами
Функционально-групповое управление
Управляющие вычислительные машины в АСУ ТП АЭС
Функции управляющих вычислительных комплексов в АСУ ТП
Представление информации в УВК
Технические средства управляющих вычислительных комплексов
Общее программное обеспечение УВМ
Технологическое программное обеспечение
Структура вычислительных комплексов
Электрооборудование систем контроля и управления ЯЭУ
Организация электрического питания
Электроснабжение СУЗ
Устройства и агрегаты электроснабжения собственных нужд
Контроль систем питания и автоматический ввод резерва
Эксплуатация систем контроля и управления ЯЭУ
Эксплуатация СУЗ
Эксплуатация АСР теплотехнических параметров, систем контроля и управления
Ремонт устройств систем контроля и управления ЯЭУ
Техника безопасности при проведении ремонтных работ

ГЛАВА ПЯТАЯ
КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В РЕАКТОРЕ

5 1  ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМАМ КОНТРОЛЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА

Для эксплуатации ядерных реакторов необходим контроль их мощности в энергетическом диапазоне (0,1 — 100)% Whom И контроль критичности или подкритичности на малых МОЩНОСТЯХ, ниже 0,1% Нном.
Задача контроля мощности в энергетическом диапазоне может быть решена путем анализа выходных теплотехнических параметров реактора (температуры и расхода теплоносителя, расхода пара и т. п ). Однако измерения мощности по теплотехническим параметрам очень инерционные и не могут быть использованы для ряда задач управления, например для аварийной защиты. На малых мощностях оценка состояния реактора, которое главным образом определяется его эффективным коэффициентом размножения k (см. §3.2), по теплотехническим параметрам вообще невозможна, так как тепловая мощность реактора определяется остаточными тепловыделениями (см. §3.4) и не зависит от коэффициента размножения. Поэтому наряду с контролем теплотехнических параметров реактора, которые непосредственно определяют технологию выработки электроэнергии, состояние реактора контролируется по нейтронной составляющей реакторного излучения.
Реакторное излучение, сопровождающее протекание цепной ядерной реакции, представляет собой многокомпонентный поток, состоящий из осколков делящихся ядер, нейтронов, гамма-квантов, а- и {3-частиц и нейтрино. Осколки ядер, а- и |3-частицы и большая часть гамма-квантов имеют малую длину пробега в веществе, поэтому величина их потока в данной точке не определяет состояние реактора в целом. Измерение потока этих составляющих реакторного излучения, в частности гамма-квантов, используется для относительной оценки распределения энерговыделения по реактору. Та часть гамма-квантов, которая имеет большую длину пробега, также не может использоваться для оперативной оценки состояния реактора, так как эти гамма-кванты выделяются в основном из осколков деления со значительным запаздыванием и характеризуют не текущее, а прошлое состояние реактора. Определение величины потока нейтрино, образующегося в ядерном реакторе, представляет собой пока технически нереализуемую задачу. Таким образом, единственной компонентой реакторного излучения, которая может быть использована для характеристики текущего состояния реактора в целом, являются нейтроны.
Измерение потока нейтронов обладает следующими преимуществами:

  1. тепловыделение в реакторе, работающем в энергетическом диапазоне, пропорционально среднему потоку нейтронов в активной зоне, т. е. его мощность может быть приближенно определена по величине потока;
  2. измерение коэффициента размножения как в критическом, так и в подкритическом состоянии практически мгновенно сказывается на изменении нейтронного потока, что может быть определено системой контроля.

Сигнал детектора I и тепловая мощность реактора Q на уровнях, когда можно пренебречь остаточными тепловыделениями, связаны приближенным соотношением
(5.1)
где k1—коэффициент связи между нейтронным потоком (Фдн) в месте установки детектора и сигналом
детектора; k2—коэффициент связи между средним потокам нейтронов в реакторе и потоком (Фдн); к3— коэффициент, определяющий зависимость тепловой мощности Q от среднего потока нейтронов в «реакторе.
На практике коэффициенты k1, k2 и к3 обычно неизвестны с достаточной точностью, и выражение (5.1) служит только для быстрой приближенной оценки мощности.
Вычисление таких параметров, как период или реактивность (см. §32), осуществляется по измерению относительной скорости изменения нейтронного потока, поэтому точность их определения не зависит от коэффициентов k1,k2, k3.
Контролируемый в реакторе поток нейтронов изменяется в 109— 1010 раз. В настоящее время не существует датчиков (детекторов), способных перекрыть такой диапазон. Поэтому используются комбинированные каналы контроля с различными типами детекторов. Это в свою очередь создает техническую проблему обеспечения надежной стыковки и перекрытия их диапазонов измерения
Системы контроля нейтронного потока ядерных реакторов должны обеспечивать надежной информацией оперативный персонал станции и системы автоматического управления во всех режимах работы (стояночных, пусковых, энергетических, нормального и аварийного останова).
В настоящее время весь диапазон измерения мощности принято разбивать на три диапазона: диапазон источника, периодный диапазон и энергетический диапазон. Энергетический диапазон характеризуется значением нейтронных потоков, составляющих    приблизительно
0,1% —120% номинального потока. В этом диапазоне контроль мощности может осуществляться по значению нейтронного потока, а в диапазоне 10—120% также по сигналам датчиков теплотехнических параметров. В диапазоне источника значение потока определяется подкритичностью реактора и источником нейтронов (см. § 3.2). Обычно оно составляет 10-7—10_8% номинального значения. Промежуточные значения потоков (10~7—10_1%) составляют периодный диапазон, названный так вследствие того, что в этом диапазоне контролируется главным образом не мощность, а реактивность, определяющая период (см. §3.3). Минимальный уровень нейтронного потока, который может контролироваться аппаратурой СУЗ, называется минимально контролируемым уровнем (МКУ). В современных реакторах стремятся к тому, чтобы потоки в диапазоне источника при самых больших подкритичностях были выше МКУ. В противном случае необходимо соблюдать особую осторожность в управлении исполнительными органами реактора при выводе его на МКУ.
Проектирование систем контроля регламентируется Правилами ядерной безопасности (ПБЯ-04-74) и ГОСТ 21705-76. В соответствии с этими документами для контроля мощности (интенсивности цепной реакции) реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом, чтобы в процессе пуска реактора и на любом уровне мощности, начиная с МКУ, контроль осуществлялся как минимум:
тремя независимыми каналами измерения уровня мощности (регистрирующими нейтроны) с показывающими приборами, тремя независимыми каналами измерения скорости изменения мощности (или изменения реактивности) с показывающими приборами По крайней мере два из трех каналов контроля мощности должны быть оснащены записывающими приборами. В случае применения каналов измерения, работающих в ограниченных диапазонах, рабочие диапазоны каналов должны перекрываться не менее чем в пределах одной декады (т. е. максимальный уровень предыдущего диапазона

Должен быть в 10 раз больше минимального уровня последующего).
К каналам измерения предъявляются высокие требования по надежности, их наработка на отказ должна составлять не менее 104 ч. Каналы измерения должны обеспечивать надежной исходной информацией другие подсистемы СУЗ (автоматического регулирования, автоматического пуска, аварийной защиты).

ДЕТЕКТИРОВАНИЕ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ И НЕЙТРОНОВ

В настоящее время достаточно развита техника детектирования заряженных частиц по их ионизирующему действию. Для этого в некотором объеме, заполненном ионизируемой средой, обычно газом, при помощи электродов создается электрическое поле. При прохождении через газ заряженной детектируемой частицы она «выбивает» из атомов газа электроны, благодаря чему в газе образуются свободные электроны и положительно заряженные ионы. Это явление называют ионизацией газа. Под действием электрического поля электроны направляются к положительному электроду детектора, а ионы—к отрицательному (рис. 5.1). Таким образом, через газ проходит электрический заряд, причем, так как каждая частица может на своем пути взаимодействовать с большим количеством атомов газа, т е «выбить» много электронов, величина этого заряда во много раз больше заряда детектируемой частицы. Таким же ионизирующим действием обладают и кванты электромагнитного гамма-излучения.

Рис 5 1 Образование тока в детекторе под действием заряженных частиц и гамма- квантов


Рис 5 2 Зависимость среднего значения заряда (qlq0) в импульсе, образующемся на электродах детектора при попадании в его объем заряженной частицы, от относительного напряжения на электродах детектора (UlUo):
А — рабочая точка ионизационной камеры, £ — рабочая точка пропорционального счетчика
Прохождение через газ заряда может быть обнаружено по значению тока или по импульсам тока или напряжения в электрической цепи, связанной с электродами.
На рис. 5.2 показана зависимость среднего значения заряда в импульсе, образующемся на электродах детектора при попадании в его объем заряженной частицы (q/qo), от относительного напряжения на электродах детектора U/Uq. Приведенная зависимость позволяет выбрать требуемый режим электрического поля детектора, который является одной из его основных характеристик и, как правило, отражается в наименовании детектора.
Область I на рис. 5.2 характеризуется низкой разностью потенциалов между пластинами, при которой время движения электронов и ионов к электродам велико и они полностью или частично успевают воссоединиться, образуя нейтральные атомы и молекулы, не доходя до электродов (происходит рекомбинация). В области II напряжение таково, что все образованные ионы достигают электродов. Детекторы, работающие в этой области, называются ионизационными камерами.
Этот режим работы характерен тем, что значение среднего заряда, образующегося в детекторе при попадании в его объем нейтрона, в широком диапазоне не зависит от напряжения на электродах детектора. Рабочая точка такого детектора, как правило, выбирается в средней части области II (точка А на рис. 5 2). В областях III и IV первичные ионы, образованные непосредственно регистрируемой частицей, получают ускорение в электрическом поле, которого достаточно для образования вторичных ионов. Тем самым происходит увеличение в объеме детектора носителей заряда. Детекторы, работающие в этой области, называются пропорциональными счетчиками, поскольку число вторичных ионов, а следовательно, и заряд, собираемый на электродах детектора, пропорциональны ионизирующей способности первичной частицы, т. е. числу первичных ионов, которые она может образовать.
Область IV называют иногда областью ограниченной пропорциональности. Рабочая точка пропорционального счетчика, как правило, выбирается в средней части области III (точка В на рис. 5 2).
Детекторы, работающие в области V, называются счетчиками Гейгера Напряженность поля в этой области достаточна для развития лавинной ионизации, поэтому выходной импульс тока имеет большую амплитуду, которая не зависит от числа первичных ионов. С помощью счетчика Гейгера можно регистрировать единичные частицы, под действием которых в объеме детектора первоначально образуется хотя бы одна пара ионов.
Нейтроны не имеют заряда, а следовательно, не могут быть непосредственно обнаружены -по ионизирующему действию Однако нейтроны могут проникать в ядра веществ, образуя при этом новое ядро, которое, как правило, склонно к распаду на части, обладающие зарядом и высокой энергией, а следовательно, хорошей ионизирующей способностью Используя это свойство нейтронов, их обнаруживают по ионизирующей способности этих вторичных заряженных частиц хорошо развитыми методами детектирования. Для этой цели в объем детектора нейтронов вводится специальное вещество—радиатор при взаимодействии с которым нейтроны образуют вторичные заряженные частицы. Детектор нейтронов, таким образом, состоит из следующих частей: радиатора заряженных частиц, ионизируемой среды и электродов, создающих в ионизируемой среде электрическое поле постоянного тока.
Обычно в качестве радиатора применяют материалы, содержащие изотоп бора 10В, который при поглощении нейтрона распадается на ядро изотопа лития 7Li и а-частицу:
(5.2)
или изотоп 235U, который при поглощении нейтрона распадается на два осколка деления, также являющихся ионизирующими частицами. За последние годы в качестве радиатора чаще используют «невыгорающие смеси» из двух или трех изотопов, в которых выгорание одной из компонент смеси в результате взаимодействия с нейтроном компенсируется образованием другого изотопа, способного взаимодействовать с нейтронами. Так, например, для компенсации выгорания 235U можно использовать реакцию.

При образовании в ионизируемой среде свободных электронов и ионов электроны, обладающие меньшей массой, быстро достигают положительного электрода детектора и определяют формирование фронта сигнала детектора. Время собирания электронов тэ составляет 0,1 — 0,2 мкс Последующий приход на отрицательный электрод ионов незначительно увеличивает амплитуду импульса тока, формируя в основном вершину импульса. Время собирания последних, или длительность импульса детектора, равно примерно нескольким миллисекундам.

Рис 5 3 Зависимость тока через детектор от времени при попадании в его объем заряженной частицы
1— дифференцирование импульса без уменьшения амплитуды при Тд1, 2 — дифференцирование импульса с  уменьшением амплитуды Тд2<Тд1
---- -—ток детектора, —------- сигнал после дифференциатора
На рис. 5.3 показан процесс формирования импульса тока, протекающего через детектор. Электрический сигнал на выходе детектора при увеличении плотности нейтронного потока начинается с образования импульсов тока от каждого взаимодействия нейтрона с радиатором детектора, частота которых увеличивается пропорционально увеличению плотности нейтронного потока. При достижении плотности потока 108—109 [нейтр/(м2-с)] из-за наложения импульсов от отдельных попадающих в объем детектора нейтронов детектор переходит в токовый режим, в котором значение тока через детектор пропорционально значению падающего потока. При дальнейшем увеличении потока нейтронов ток начинает расти медленнее, чем поток. Это связано с тем, что при большой объемной ПЛОТНОСТИ зарядов в детекторе начинается их интенсивная рекомбинация, в результате чего многие заряды перестают доходить до электродов. Значение верхнего предела потока, при котором ток детектора с заданной степенью точности может считаться пропорциональным потоку, называется потоком насыщения детектора и обозначается фмакс.
Таким образом, детектор нейтронов для регистрации низких плотностей нейтронного потока используется в импульсном режиме, в котором информацией о плотности нейтронного потока служит средняя частота следования импульсов. Для регистрации высоких плотностей нейтронного потока детектор нейтронов используется в токовом режиме, где информацией о плотности нейтронного потока служит средняя величина тока детектора. Применяемые в СУЗ пропорциональные счетчики используются только в импульсном режиме работы, а ионизационные камеры могут работать как в импульсном, так и в токовом режиме.
Если для целей регистрации импульсным методом использовать всю длительность импульса с детектора, то в идеальном случае при регулярном сигнале, т. е. когда импульсы с детектора следует один за другим через равные промежутки времени и длительность каждого импульса равна тИмп, максимальная частота импульсов, которая может быть зарегистрирована, определяется как
(5.3)
Поскольку импульсы с детектора не регулярны, а случайно распределены во времени, из-за возможного наложения одного импульса на другой максимальная частота импульсов, регистрируемая в действительности, будет ниже, чемв1000 имп/с.
Для расширения диапазона измерения частоты следования импульсов используют только фронт сигнала детектора, определяемый временем собирания электронной составляющей (тэ), а вершину импульса «срезают» путем дифференцирования (см. рис. 5 3, кривая 1). При этом величина амплитуды импульса практически не уменьшается, а получающаяся при этом длительность импульса Ти1 составляет примерно 2тэ~0,4 мкс, что позволяет получить
(5.4)
На АЭС импульсные каналы контроля обычно работают до уровня скорости счета 104—105 имп/с. Возможное расширение диапазона работы импульсных каналов связано с дифференцированием сигнала детектора с меньшей постоянной времени Тд (см. рис. 5.3, кривая 2), что позволяет уменьшить длительность импульсов до Ти2 и увеличить диапазон регистрируемых частот до 106 имп/с Однако это приводит к уменьшению амплитуды сигнала, т. е. к худшей помехоустойчивости. Учитывая, что работа импульсных каналов происходит на АЭС в условиях мощных электромагнитных возмущений от силовой электрической аппаратуры, практического распространения такой метод расширения диапазона работы детектора в импульсном режиме не получил. Главной характеристикой детектора является его чувствительность к потоку нейтронов, т. е коэффициент пропорциональности между величиной выходного сигнала и плотностью потока нейтронов Ф, падающего на него. Для детекторов, работающих в импульсном режиме, выходным сигналом является число импульсов тока или напряжения f на электродах детектора в единицу времени
(5.5)
где F3ф— эффективная площадь детектора.
Для детекторов, работающих в токовом режиме, выходным сигналом является ток
(5 6)
где I — среднее число ионизированных атомов в детекторе при одном акте взаимодействия нейтрона с радиатором; ет — доля нейтронов, поглощаемых радиатором.
Для тонкого твердого радиатора, применяемого в камерах деления, распространенных в СУЗ, когда пробег продуктов реакции много больше толщины радиатора, и для газовых радиаторов
Для радиаторов из 10В е=0,24-10~2r из 235U 8=0,74-10"4.
Формулы (5.5) и (5.6) позволяют получить следующую связь между т]и и т]т детектора, который может работать в импульсном и токовом режимах:
(5.7)
где q=le — средний заряд в импульсе, получающийся при одном акте взаимодействия нейтрона с радиатором.
Практически достаточно точно можно определить экспериментально и эта величина обычно приводится в паспорте детектора. Выражение (5.7) позволяет вычислить величину пи, которая в справочных данных, как правило, не дается. Во всех последующих выражениях используются значения, причем индекс «т» опускается, а к обозначению добавляется индекс той компоненты реакторного излучения, для которой он определен. В паспорте детектора также указывается чувствительность к другим составляющим реакторного излучения. Так, для ионизационных камер, работающих в токовом режиме, в паспорте указывается чувствительность к гамма-излучению, показывающая приращение тока камеры на единицу потока гамма-излучения. В местах размещения детекторов нейтронного потока значения потоков гамма-излучения таковы, что сигнал детекторов, обусловленный гамма-излучением, может быть сравним с сигналом от нейтронного потока. В гл. 3 указывалось, что гамма-излучение медленно спадает при снижении мощности реактора, поэтому в остановленном реакторе оно только в 102—103 раз меньше, чем в работающем, в то время как нейтронный поток уменьшается в 109—1010 раз.
Таким образом, погрешности, вносимые сигналом от гамма-излучения, особенно велики при низких значениях нейтронного потока. Для уменьшения этой погрешности применяют камеры с компенсацией тока от гамма- излучения. Принцип компенсации тока камеры от гамма-излучения поясняется рис. 5.4. Детектор для этой цели делается двухкамерным. Одна камера имеет радиатор и чувствительна к нейтронам и гамма-излучению, а вторая не имеет радиатора и чувствительна только к гамма-излучению. Соответственно ток первой камеры равен сумме токов от нейтронов и гамма-излучения, а ток второй — только току от гамма-излучения. Поскольку камеры расположены рядом, предполагается, что через их объемы проходит один и тот же поток гамма-излучения. Компенсация тока от гамма-излучения осуществляется вычитанием токовых сигналов обеих камер в общей электрической цепи, как показано на рис. 5.4. Коэффициентом компенсации к называется отношение чувствительности компенсированной ионизационной камеры к гамма-излучению  к чувствительности этой же камеры к гамма-излучению при отсутствии компенсации :
(5.8)
Практически достижимым значением для коэффициента компенсации тока от гамма-излучения в детекторе является =0,01. Некоторое различие в величине токов от гамма-излучения, обусловленное конструктивными особенностями камер, устраняется регулировкой напряжения питания камеры.

Рис. 5 5. Схемы включения детекторов:
а — пропорционального счетчика; б — ионизационной камеры. Рис. 5 6. Эквивалентная электрическая схема детектора

Схема ионизационной камеры с компенсацией тока от гамма-излучения
Рис. 5.4. Схема ионизационной камеры с компенсацией тока от гамма-излучения:
1 — камера с радиатором, чувствительная к нейтронам и гамма-излучению, 2 — камера, чувствительная только к гамма-излучению

Счетчик нейтронов представляет собой металлический цилиндр с торцовыми изоляторами, между которыми натянута тонкая металлическая нить. Счетчики заполняются газообразным радиатором, наиболее употребителен трехфтористый бор (BF3). При попадании нейтрона в счетчик происходит ядерная реакция [см. (5.2)], в результате которой образуются а-частицы, создающие ионизацию.
Следует отметить, что пропорциональные счетчики обладают большей чувствительностью к нейтронному потоку. Они используются при контроле реактора в диапазоне источника, в основном при проведении перегрузочных работ. Это обусловливается их малым временем наработки на отказ, составляющим сотни часов. Ионизационные камеры, менее чувствительные к нейтронному потоку, но более надежные, используются для контроля, управления и защиты реактора при больших нейтронных потоках, соответствующих периодному и энергетическому диапазонам работы реактора.
Электрические схемы включения счетчика и ионизационной камеры показаны на рис. 5.5. Эквивалентная электрическая схема детекторов обоих типов одинакова (см. рис. 5.6) и представляет собой параллельное соединение резистора и емкости. Значение емкости для счетчика равно двум-трем десяткам пикофарад, а для ионизационной камеры — двум-трем сотням пикофарад.

Таблица 5.1. Характеристики отечественных ионизационных камер
Характеристики отечественных ионизационных камер
Динамическое сопротивление детекторов (Rp) определяется отношением ДС/д/Л/д в окрестности рабочей точки на характеристике детектора (см. рис. 5 2). Это значение получают следующим образом. Детектор помещают в нейтронный поток и затем изменяют напряжение относительно выбранной рабочей точки на ±50 В, регистрируя при этом ток в крайних точках. Если, например, для детектора рабочее напряжение равно 400 В, то при измерении динамического сопротивления следует измерить ток  при напряжении 350 В, а затем h при 450 В и вычислить
(5 9)
Для наименования отечественных ионизационных камер приняты двух- и трехбуквенные обозначения. Первая буква К — сокращение слова камера; вторая буква Н обозначает регистрируемое камерой излучение. Для нейтронных камер с твердым радиатором ионизирующих частиц в наименование введена третья буква — Т. У нейтронных камер, скомпенсированных к влиянию гамма-излучения, также введена третья буква К. Примеры обозначений. КН — камера нейтронная с газовым радиатором; КНТ — камера нейтронная с твердым радиатором; КНК — камера нейтронная с газовым или твердым радиатором, скомпенсированная к гамма-излучению.
Технические данные выпускаемых отечественных ионизационных камер приведены в табл. 5.1.
В табл. 5.2 приведены характеристики пропорциональных счетчиков нейтронов
Таблица 5 2. Характеристики пропорциональных счетчиков

Примечание При указанных значениях гамма-излучения снижение чувствительности допустимо до 25 %.
По различным причинам обычна невозможно расположить детекторы в активной зоне реактора. Поэтому детекторы размещают вне активной зоны — в отражателе или в биологической защите. В этом случае детекторы измеряют нейтроны, «утекающие» из активной зоны. Соответствие между потоком утекающих нейтронов и средней плотностью нейтронов в активной зоне устанавливается калибровкой вторичного прибора детектора в энергетическом диапазоне по расчету мощности другими способами (см гл. 12). В процессе эксплуатаций калибровку вторичных приборов периодически повторяют.
Как правило, детекторы нейтронного потока р условиях промышленной эксплуатации входят в состав подвесок, которые включают также линию связи от детектора до места ее подключения к линиям связи вторичной аппаратуры. Подвеска внутри вакуумируется или весь объем подвески заполняются инертным газом. Это обусловлено тем, что детектор размещается вблизи ядерного реактора в необслуживаемой зоне, где необходимо обеспечивать требуемую изоляцию линий связи в очень жестких условиях температурного режима и часто в агрессивной среде.
В отдельных случаях подвески выполняются с принудительным охлаждением для обеспечения требуемой для детектора температуры.
Перед установкой на штатное место подвеска проверяется по трем параметрам: сопротивлению изоляции линий связи в подвеске, величине емкости между токоведущими жилами линии связи и целостности детектора.
Проверка сопротивления изоляции проводится тераомметром или мегаомметром на напряжение, соответствующее напряжению питания детектора. Сопротивление изоляции проверяется между выводами подвески и между каждым выводом и корпусом подвески. Для часто применяемых детекторов с тремя выводами существует так называемый метод шести измерений, обеспечивающий измерение сопротивления изоляции между всеми выводами из подвески (три измерения) и каждым выводом и корпусом (еще три измерения).          Измерение емкости подвески осуществляется измерителем емкости с пределом измерения от 100 до 100000 пФ и проводится по методике, аналогичной измерению сопротивления изоляции. По результатам измерений составляется таблица с данными по сопротивлению изоляции и значениям емкостей. В процессе эксплуатации исправность подвески периодически контролируют по этим данным.
Проверка целостности детектора в подвеске проводится с помощью, нейтронного источника соответствующей мощности и временной линии связи подвески со вторичной аппаратурой. Для проведения испытаний подвеску, которая проверена по сопротивлению изоляции и емкости, подключают по временной связи ко вторичной аппаратуре. Затем устанавливают по измерительным приборам вторичной аппаратуры «нулевые» показания и подносят к детектору, размещенному в подвеске, источник нейтронов. При этом наблюдают увеличение сигнала па приборам вторичной аппаратуры. По величине полученного с подвески сигнала, известной мощности источника нейтронов и измеренному расстоянию между детектором и источником ориентировочно оценивают величину чувствительности детектора в подвеске. В дальнейшем, перемещая источник нейтронов от детектора, снимают зависимость уменьшения сигнала детектора от расстояния до источника. Сигнал детектора должен уменьшаться обратно пропорционально квадрату расстояния до источника.
После проведения этих измерений подвеска устанавливается на штатное место, затем к подвеска подключаются внешние линии связи и она снова проверяется на работоспособность либо от источника нейтронов, опускаемого непосредственно в реактор, либо от реактора при его физическом пуске. При испытаниях подвески в условиях физического пуска показания выходных приборов измерительного канала с подвеской сравниваются с показаниями приборов аппаратуры, специально предназначенной только для однократного использования при пуске. Это испытание является окончательным перед вводом подвески в работу в составе измерительного канала.

Следует отметить, что детекторы, работающие в импульсном режиме, как правило, выполняются в подвесках, которые перемещаются электродвигателем, управляемым с пульта. Это связано с тем, что такие детекторы при увеличении уровня мощности попадают в настолько большие нейтронные потоки, что детектор может отказать. Поэтому после прохождения рабочего диапазона эти детекторы убирают с помощью привода в защищенную зону, где поток нейтронов мал.



 
« Автоматическое регулирование температуры пара промперегрева котлоагрегата ТГМП-344А   Анализ причин повреждений экранных труб котлов ТП-87 »
электрические сети