Scrigroup - Documente si articole

Username / Parola inexistente      

Home Documente Upload Resurse Alte limbi doc  

AeronauticaComunicatiiElectronica electricitateMerceologieTehnica mecanica


MASURAREA FLUXULUI DE NEUTRONI DIN REACTORUL NUCLEAR

Tehnica mecanica

+ Font mai mare | - Font mai mic




MASURAREA FLUXULUI DE NEUTRONI DIN

REACTORUL NUCLEAR



NOTIUNI GENERALE

Puterea degajata:

(1)

in care:

Ef = energia degajata de fisiune;

Sf = sectiunea macroscopica de fisiune;

= fluxul mediu din reactorul nuclear;

= viteza medie a neutronilor;

n = numarul de neutroni pe unitatea de volum.

- clasificare a detectoarelor de neutroni:

a.      principiul de functionare (principiul fizic);

b.     domeniul de lucru (domeniul de valori ale fluxurilor masurate);

c.      amplasarea lor in reactor (in interiorul sau in afara ZA);

d.     destinatia lor raportata la regimul de lucru al reactorului (pentru prima pornire sau pentru exploatarea curenta);

e.      forma de variatie a semnalului de iesire generat.

cresterea puterii UN s-a obtinut prin marirea corespunzatoare a RN (limitata de dificultati de ordin tehnologic) si prin cresterea densitatii de putere a reactoarelor, odata cu asigurarea unui transfer termic cat mai mare.

se poate determina si localiza cu ajutorul detectoarelor de neutroni plasate exclusiv in exteriorul ZA (“out-of-core detectors” – OCD) impunandu-se realizarea unui numar mare de masurari de flux in interiorul ZA (“in-core detectors” – ICD).

v      cresterea densitatii de putere aparitia unor neuniformitati ale puterii in diverse puncte ale ZA, neuniformitati determinate si de pozitionarea mecanismelor de control a reactivitatii (M.C.R.) sa dispunem de informatii permanente asupra proceselor din toate “compartimentele” ZA numar mare de masurari de flux.

- optimizarea arderii combustibilului nuclear, avandu-se in vedere ca eficienta maxima impune arderea uniforma si cat mai avansata a combustibilului.

v      clasificarea detectoarelor dupa amplasarea lor in raport cu ZA:

- 1 - detectoare pozitionate in afara ZA (OCD)

- 2 - detectoare amplasate in ZA, dar care sunt extrase din ZA

cand puterea RN depaseste un anumit nivel;

- 3 - detectoare pozitionate (fix) in interiorul ZA (ICD).

prezenta ansamblului detectoare-cabluri, impune spatii special proiectate si realizarea trecerilor cablurilor prin peretii vasului reactorului.

ansamblul genereaza efecte de absorbtie a neutronilor termici (prin natura lor, detectoarele sunt absorbante de neutroni).

cercetari care s-au materializat prin dezvoltarea de noi tipuri de detectoare si sisteme de detectie, destinate diverselor tipuri de RN – in ZA se pot identifica urmatoarele conditii de lucru pentru detectoarele de neutroni:

valori ridicate ale fluxurilor de neutroni care - in regimurile nominale de functionare - pot fi de ordinul 10141015 n/cm2/s;

existenta - pe intreaga durata de viata a reactorului - a unor niveluri foarte ridicate de radiatii gama, respectiv 105…108 R/h;

temperaturi ridicate, ale caror valori variaza – in functie de tipul reactorului – in domeniul de +300° C +800°C;

presiuni ridicate (in special la reactoarele presurizate) care pot atinge valori in jur de 250 bar.

existenta mediilor corozive, in care actiunea chimica este accelerata de prezenta radiatiilor;

spatii relativ restranse din cauza retelelor de elemente combustibile a caror “pas” este determinat de calculul neutronic si care, in general, nu permite abateri fara a influenta procesul de fisiune in ansamblu;

acces dificil in ZA, atat din punctul de vedere al spatiilor in care trebuie sa fie montate detectoarele, cat si din punctul de vedere al penetratiilor (trecerilor) pentru cablurile de legatura, ZA fiind etanse;

functionarea indelungata a detectoarelor, fara intreruperi, pe toata durata unei “campanii de operare”.

- In raport cu aceste conditii existente in RN un ansamblu de “cerinte cadru” pe care trebuie sa le indeplineasca detectoarele de neutroni destinate masurarii fluxului de neutroni din RN si, in special, din cele energetice:

sa reziste si sa-si mentina parametrii la fluxuri de neutroni cu valori mari;

sa aiba sensibilitate mare la fluxuri mici;

sa nu fie perturbate de radiatiile gama, facand discriminare intre fluxurile de neutroni si fondul gama;

sa reziste si sa-si conserve parametrii la temperaturi ridicate;

sa reziste la presiuni ridicate;

sa reziste la agentii corozivi si la procesele de coroziune din RN;

sa aiba dimensiuni reduse;

sa nu perturbe reactiile de fisiune din reactor;

sa aiba raspuns rapid - practic instantaneu - la variatiile fluxului de neutroni;

sa aiba o durata lunga de functionare (in conditiile mai sus precizate);

sa necesite un sistem de transmitere si prelucrare a semnalului de masura cat mai simplu, fiabil si insensibil la sursele de zgomot perturbator pe distante mari (zeci de metri).

- folosirea unui anumit tip de detector, cu un anumit sistem de detectie si masura a fluxului de neutroni, sau a unor combinatii ale acestora, este o problema de optiune a colectivelor de proiectanti din domeniu..

PARTICULELE GENERATE PRIN DEZINTEGRAREA NUCLEELOR

Neutronul, o particula a carei existenta a fost pusa in evidenta in 1920 de catre Rutherford si identificata fizic in 1930 de catre Chadwick, are o sarcina electrica nesemnificativa (2 10-22C).


Fig. 1 Dezintegrarea nucleelor atomice si metode de detectie a neutronilor

Neutronul se comporta practic ca un corp lipsit de sarcina, neputand interactiona cu atomul (invelisul electronic), ci numai cu nucleul atomului.

Avand o masa de 1,0086654 u.m., neutronul se incadreaza in grupa particulelor grele, putand sa aiba energii foarte mari, explicabile si prin faptul ca nu este o particula stabila, ea putand exista in mod liber aproximativ 10-3s, dupa care se descompune intr-un proton si un electron.

Neutronul ramane stabil numai in interiorul nucleului datorita fortelor puternice de legatura, de unde poate fi expulzat in diverse moduri.

Interactiunile neutronilor n cu nuclee X au loc dupa relatia:

, este un

nucleu compus in stare excitata, care poate exista un timp foarte scurt (10-20 - 10-12 s).

Energia de excitatie este formata din energia cinetica a neutronului incident si de energia de legatura a nucleului si se elibereaza in diferite moduri, in cadrul unor reactii nucleare care vor fi prezentate in paragrafele urmatoare.

- Procesele implicate de interactia neutronului cu substantele, depind de:

energia neutronului incident ,

natura materialului de interactie.

Detectoarele de neutroni furnizeaza semnale de natura electrica cu ajutorul carora se poate evalua fluxul de neutroni din reactor, precum si evolutia sa in timp.

Aparitia si disparitia neutronilor determina fluctuatii ale fluxului, ceea ce justifica interesul in privinta cunoasterii influentei acestor perturbatii asupra fluctuatiilor semnalelor electrice furnizate de catre detectoare.

Natura statistica a reactiei in lant si a reactiilor nucleare, care se produc in reactor (fisuri, capturi, pierderi - scurgeri etc.) sta la originea asa-numitului “zgomot al reactorului”, care este compus dintr-un zgomot corelat si unul necorelat (numit zgomot alb).

densitatea spectrala a semnalelor electrice furnizate depinde de aceste doua componente, iar importanta lor relativa depinde de un parametru definitoriu pentru oricare detector: eficacitatea detectorului.

Eficacitatea detectorului e) permite specialistului sa evalueze rapid performantele de detectie pentru diversele tipuri de detectoare si se defineste ca fiind raportul dintre numarul de neutroni detectati pe secunda si respectiv numarul de neutroni existenti in zona activa in acelasi interval de timp.

- Expresia sa analitica este:

(3)

in care:

i - curentul electric furnizat de detector, [A];

qn - sarcina electrica generata in detector de fiecare eveniment - neutron, [C];

P - puterea reactorului, [W];

- numarul mediu de neutroni produsi intr-o fisiune.

Densitatea spectrala a curentului i debitat de detector va avea structura:

(4)

in care:

i(w) - densitatea spectrala totala de zgomot;

i(w)c - densitatea spectrala de zgomot datorata zgomotului corelat al RN;

i(w)nc - densitatea spectrala de zgomot datorata zgomotului necorelat (de

colectare) al RN.

(5)

l* - durata medie de viata a unui neutron.

In general, in tehnica reactoarelor, se ia in consideratie numai zgomotul de colectare si se presupune ca repartitia statistica a evenimentelor, la intrarea aparaturii de masura si detectie (deci asupra detectorului), se supune legii Poisson.

DETECTAREA FLUXULUI DE NEUTRONI

2.1 INTERACTIUNEA NEUTRONILOR CU MATERIA

Neutronii nu reactioneaza cu multimea electronilor care inconjoara nucleul, ei reactionand numai cu nucleul atomilor dupa diverse scenarii de reactie si aceasta in functie de natura elementului (caruia ii apartine nucleul) dar si de energia neutronului incident. In cele ce urmeaza vom trece succint in revista diferitele tipuri de interactiuni.

2.1.1 DIFUZIA ELASTICA

nucleul este ciocnit de un neutron rapid, iar fiecare particula implicata isi conserva identitatea, dar isi modifica starea energetica:

In urma ciocnirii, neutronul ramas liber, isi pierde total/partial energia, iar nucleul – acum in stare ionizata – devine un “nucleu de recul”.

Considerand E1 ca fiind energia initiala a neutronului care ciocneste elastic un nucleu de masa A, energia finala E2 a neutronului se determina cu relatia (1.6):

(6)

in care j reprezinta unghiul dintre traiectoriile initiala si finala ale neutronului.

Daca ciocnirea este frontala (neutronul este respins pe aceeasi directie), j p si deci:

(7)

DIFUZIA INELASTICA

Neutronul incident este absorbit de catre nucleul tinta si formeaza un nucleu compus care se dezintegreaza imediat (dupa 10 – 17 secunde), emitand un alt neutron si lasand nucleul rezidual intr-o stare excitata.

Acest nucleu se dezexcita prin emiterea unuia sau a mai multor fotoni g

- In faza imediat urmatoare are loc reactia:

.

cantitatea de energie de miscare si energia totala se conserva, dar nu si energia cinetica; o parte din ea este transformata in energia de excitatie a nucleului rezidual.

ciocnire cu energie “de prag”, deoarece neutronul trebuie sa posede o energie cinetica suficienta pentru a putea excita nucleul cel putin pana la primul nivel energetic.

CAPTURA RADIATIVA

Captura radiativa se materializeaza, asemenea difuziei inelastice, prin formarea unui nucleu compus in urma absorbtiei neutronului incident. La scurt timp acest nucleu se dezexcita emitand un foton:

este reactia cea mai importanta dintre reactiile de absorbtie susceptibile sa conduca la disparitia neutronului.

Este foarte utilizata in radioprotectie, dar oricare captura radiativa este insotita de emisie de fotoni care pot avea energii destul de mari (pot fi destul de “energetici”). Iata doua exemple de capturi radiative:

si

REACTIILE DE CAPTURA DE TIP (n, p) si (n, a

In acest tip de interactiuni nucleul nou compus, format prin absorbtia neutronului incident, emite o particula incarcata cu sarcina electrica.

- Aceste reactii se produc cel mai usor cu nucleele usoare, care opun o bariera coulombiana mai putin intensa emisiei unei particule incarcate.

- Neutronii care provoaca aceste reactii au, in general, energii mari. O exceptie, in acest caz, o reprezinta reactiile (n, a) asupra 10B si asupra 6Li, precum si reactiile (n, p) asupra 14N si asupra 32S provocate de neutronii termici.

- Exemplu de reactie (n, a

- Exemplu de reactie (n, p):

are loc o transmutare de elemente “reactii de transmutare”.

2.1.5 REACTII DE CAPTURA DE TIP (n, 2n)

Dezexcitarea nucleului compus se finalizeaza prin emisia a doi neutroni.

aceste reactii cer ca energia neutronii incidenti sa depaseasca 10 MeV:

1.2.6 REACTII DE FISIUNE PROVOCATE DE NEUTRONI

nucleul tinta se rupe in “particule de fisiune” (PF) generand totodata si neutroni suplimentari.

De ex., prin fisiunea unui nucleu de rezulta doua PF si un numar mediu de 2,4 neutroni:

REACTIILE UTILIZATE PENTRU DETECTAREA NEUTRONILOR

- Dintre reactiile de tip neutron–materie, cele mai utilizate in detect. de neutroni sunt:

reactiile de transmutare (n,a si n, p),

reactiile de fisiune

reactiile de activare.

a.      Reactii de transmutare a borului () si a heliului ():

b.     Reactia de fisiune asupra uraniului (

c.      Reactii de activare asupra unor elemente diverse (datorita activarii elementele devin b-radioactive si emit apoi o particula beta):

,

,


Fig. 2 Scheme principiale de conectare a detectorului la lanturi de masura in:

impulsuri (a), curent mediu (b) si fluctuatii (c).

3 CLASIFICAREA DETECTOARELOR DE NEUTRONI

Deoarece neutronii nu sunt particule purtatoare de sarcina electrica, pentru a detecta prezenta lor, va trebui sa dispunem de trei elemente:

un material convertizor, care sa poata genera particule ionizante incarcate electric;

un material in care aceste particule vor putea sa-si transfere/reduca energia;

un dipozitiv care sa puna in evidenta acest transfer de energie.

3.1 IONIZAREA GAZELOR

3.1.1 PROCESUL DE IONIZARE

detectoarele bazate pe acest fenomen sunt formate din doi electrozi izolati electric unul fata de celalalt si plasati in interiorul unei incinte umplute cu un gaz usor ionizabil (vezi figura 3), numit gaz de umplere.

Pentru a stabili in acest volum un camp electric, electrozii sunt conectati la bornele unor surse de tensiune continua de ordinul 102103V.

Fig. 3 Principiul detectorului bazat pe ionizarea gazelor

Fig. 4 Caracteristica detectoarelor bazate pe ionizarea gazelor

Numarul de ioni colectati la cei doi electrozi depinde de intensitatea campului electric si deci de diferenta de potential aplicata intre electrozi;

In functie de valoarea tensiunii de alimentare aplicata detectorului, curba caracteristica se imparte in mai multe zone,

fiecare zona definind un anumit regim de functionare, care caracterizeaza unui anumit tip de detector.

Zona I (zona de “recombinare”). Tensiunea aplicata genereaza un camp electric de mica intensitate astfel ca particulele generate prin ionizare nu sunt accelerate si unele se recombina inainte de a ajunge la electrozi.

- semnalul de masura variaza cu tensiunea aplicata.

In functie de producatorul detectorului, U1 (50…100V).

Zona II (zona de functionare pentru detectoarele tip “camera de ionizare”).

Intensitatea campului electric accelereaza particulele, marindu-le energi

ele vor parcurge spatiul dintre electrozi intr-un timp mult mai mic, ne mai avand timp sa se recombine, la electrozi vor fi colectati toti ionii generati de particula ionizanta incidenta.

semnalul de masura generat ramane ct, tensiunea de alimentare intre U1 si U2.

in functie de producatorul detectorului, U2 (200…400V).

Zona III – V (zona de functionare in “regim proportional”, respectiv regimul specific pentru functionarea detectoarelor tip “numarator proportional”)

Campul electric, de mare intensitate, induce particulelor produse de particula ionizanta incidenta (deci prin ionizare primara) energii suficient de mari incat acestea – la randul lor – in drumul catre electrozi, vor ioniza alti atomi de gaz (are loc fenomenul de ionizare secundara).

Rezulta un proces de “multiplicare in avalanse” a electronilor creati, in general cu un factor de multiplicare sub 1000; semnalul de masura generat ramane insa proportional cu numarul initial de electroni incidenti.

- In functie de producatorul detectorului, U3 (400…800V).

Zona III – L (zona de “proportionalitate limitata”

Se mentine caracterul de multiplicare in avalanse, dar factorul de multiplicare variaza considerabil, in functie de valoarea tensiunii, incat nu se mai respecta legea proportionalitatii.

- In functie de producatorul detectorului, U4 (750…1000V).

Zona IV (zona de functionare in regim de “contor Geiger – Muller”).

Datorita tensiunii inalte, factorul de multiplicare este foarte mare si ionizarea secundara nu mai are caracter de proportionalitate. Este regimul specific de functionare pentru detectoarele Geiger – Muller.

- In functie de producatorul detectorului, U5 (900…1200V).

Zona de descarcare (zona de distrugere a detectorului).

Detectorul poate genera un semnal de masura chiar in absenta unor particule incidente; tensiunea foarte mare accelereza puternic orice particula pertubatoare si poate determina chiar distrugerea detectorului.

Tabelul nr. 1 Energia consumata

GAZUL IONIZAT

ENERGIA CONSUMATA PENTRU

PRODUCEREA UNEI PERECHI DE IONI

[ eV ]

He (heliu foarte pur)

46

N2

36,3

O2

32,2

Ar

26,4

CO2

34,3

BF3

33,8

Mobilitatea ionilor+ difera in functie de natura gazului, iar in tabelul 2 sunt prezentate valorile mobilitatii m pentru unele gaze utilizate in aceste detectoare.



Tabelul nr. 2 Valori ale mobilitatii

GAZUL

MOBILITATEA (m

( cm2/ V / s)

Heliu

Argon

Aer

Azot

Hidrogen

- Mobilitatea electronilor- este de peste 1000 de ori mai mare decat a ionilor+.

Viteza cu care particulele, produse prin ionizare, se deplaseaza de-a lungul liniilor de camp – viteza de tranzit – depinde de :

mobilitatea particulelor;

intensitatea campului electric;

presiunea gazului de umplere.

Daca se utilizeaza argonul, ca gaz de umplere, prin adaugarea catorva procente de N2 sau de CO2, se obtine o crestere importanta a vitezei de tranzit (efectul lui RAMSAUER). Aceasta proprietate este mult utilizata in detectoarele cu gaz si in cele care functioneaza in impulsuri, urmarindu-se reducerea timpului de colectare a electronilor, ceea ce asigura un proces de numarare cat mai dinamic.

3.1.2 PERTURBAREA COLECTARII SARCINILOR ELECTRICE

efectuarea unei masuratori precise presupune, printre altele, colectarea la electrozii detectorului a tuturor ionilor+ si electronilor- produsi prin ionizare.

exista mai multe fenomene perturbatoare care pot determina disparitia acestora, afectand astfel precizia detectorului.

Fenomenele care pot antrena, in mod considerabil, disparitia ionilor+ si a electronilor- produsi prin ionizare sunt urmatoarele:

recombinarea;

absobtia electronilor;

crearea unor sarcini spatiale.

Recombinarea

- Pentru a evita acest proces perturbator trebuie marita intensitatea campului, deci marita valoarea tensiunii de alimentare a detectorului (a se vedea caracteristica acestui tip de detector).

particulele vor capata viteze mari de tranzit si vor ajunge “la destinatie” inainte de a se putea recombin Valoarea minima a tensiunii care elimina procesul de recombinare, se numeste “tensiune de recombinare”.

Absobtia electronilor

- In gazele foarte pure electronii raman liberi. Daca insa gazul contine gaze electronegative (de exemplu oxigen, vapori de apa, clor etc) electronii au tendinta de a se fixa pe moleculele acestor gaze formand astfel ioni- care au mobilitatea ionilor+, deci de circa o mie de ori mai mica decat viteza electronilor disparuti.

Aparitia unor sarcini spatiale.

- Cand densitatea ionizarii este foarte mare, ionii+ – datorita mobilitatii reduse – se pot acumula intr-o zona a volumului gazos (sarcina spatiala), modificand astfel distributia campului electric intre electrozi si perturband colectarea sarcinilor electrice.

3.1.3 MASURAREA SARCINILOR ELECTRICE COLECTATE

Pe durata deplasarii spre electrozi, sarcina electronului, care se indreapta spre electrodul pozitiv, tinde catre „– e” in timp ce sarcina ionului+ tinde catre 0, astfel ca – la final, in momentul colectarii – pe electrodul pozitiv va ajunge o sarcina care este egala cu –e.

Ca urmare, pentru o particula incidenta ionizanta, care genereaza N perechi de ioni, la electrodul pozitiv se vor acumula – Ne sarcini electrice.

Masurarea sarcinilor acumulate se poate face prin mai multe metode, utilizand diferite circuite electronice de masura (vezi figura 5).

a.    Masurarea in impulsuri

Atunci cand aceste –Ne sarcini ajung la electrodul colector, vor provoca o variatie dU a potentialului colectorului, data de relatia:

in care C reprezinta capacitatea detectorului (capacitatea dintre electrozi).

Daca la bornele detectorului este conectat un circuit de masura (vezi figura 2), avand o impedanta R de intrare, diferenta de potential dU va genera prin R un “semnal/curent de masura” (sarcinile electrice “se scurg” in circuitul de masura).

- Potentialul electrodului colector se va stabiliza dupa o lege exponentiala de forma

e-t / RC , cu atat mai repede cu cat R este mai mica.

Acest mod de masura (schema bloc “a” din figura 5) permite numararea fiecarui eveniment care se produce in detector si, eventual, discriminarea impusurilor datorate neutronilor, in raport cu impulsurile generate de alte radiatii perturbatoare si, in special, de radiatiile gam

un discriminator de impulsuri le poate separa dupa amplitudine, blocand accesul la numarator a impulsurilor care au amplitudinea sub “pragul de discriminare”.

b.    Masurarea fluctuatiilor

cand numarul evenimentelor creste, impulsurile se vor suprapune din ce in ce mai mult si devine posibila asimilarea semnalului cu un zgomot caruia i se vor putea analiza caracteristicile statistice si deci, in particular, varianta s a carei valoare este proportionala cu debitul de fluenta:

in care:

k : constanta de proportionalitate;

N : numarul evenimentelor;

: sarcina medie pentru un eveniment.

Schema bloc a circuitului de masura este prezntata in figura 5 (circuitul b).


c.    Masurarea in curent

Text Box: Fig. A.5   Variante de circuite pentru prelucrarea sarcinilor colectateIn acest caz se masoara curentul debitat de diferenta de potential dU prin impedanta R de intrare a circuitului de masura, conectat la bornele detectorului, (respectiv schema bloc “c” din figura 5), oricare ar fi particulele incidente care le-au generat.

EFECTELE RADIATIILOR GAMA ASUPRA DETECTOARELOR DE

NEUTRONI

In domeniul energiilor de ordinul MeV, efectul fotonilor este de domeniul structurii materiei si se manifesta prin trei fenomene:

efectul fotoelectric,

difuzia Compton,

producerea perechilor de ioni (ionizarea).

Dintre aceste fenomene efectul Compton este este dominant.

- Electronii Compton sunt cei care au o energie in jur de 0,5 MeV si ei vor ioniza gazul, producand perechi de „ioni + electroni” care vor fi colectate asemenea colectarii perechilor generate de catre neutroni.

In RN, in care fondurile gama sunt foarte ridicate, efectul acestor radiatii pot perturba foarte sensibil functionarea detectoarelor de neutroni.

Cele mai utilizate detectoare, bazate pe fenomenul de ionizare, sunt:

Numaratoarele (contoarele) proportionale cu bor ()

Numaratoarele (contoarele) proportionale cu heliu-3 ()

Camerele de ionizare cu heliu-3 ()

Camerele de ionizare cu bor ().

3.2 CONTORUL (NUMARATORUL) PROPORTIONAL

are o sensibilitate ridicata si este utilizat, in special, pentru masurarea fluxului pe durata pornirii reactorului.

numarator cu BF3 (triflorura de bor);

numarator cu depunere de bor;

numarator cu He-3.

3.2.1 CONTORUL PROPORTIONAL CU TRIFLORURA DE BOR (BF3)

Functionarea sa se bazeaza pe reactia de transmutare a borului –10, provocata de un neutron lent si rezulta doua particule ionizante, o particula a si un nucleu de litiu.

De obicei, particula a si nucleul de litiu cumuleaza impreuna o energie totala de 2,31 MeV, care este impartita in raport invers propotional cu masele lor:

1,47 MeV particula a

0,84 MeV nucleul de litiu.

6%

94%

Factorul de multiplicare al ionizarii primare creste parabolic cu tensiunea de alimentare a detectorului, tensiune care poate ajunge pana la 800 V.

La realizarea acestor detectoare se foloseste bor imbogatit 92%.

Contorul proportional cu BF3, unul dintre cele mai sensibile detectoare la neutronii termici, este realizat dupa o geometrie cilindrica (figura 6):

Izolant electrod colector cilindru metalic conector


Fig. 6 Sectiune printr-un contor proportional cu BF3

Electrodul colector central este un fir metalic cu diametrul de ordinul micronilor.

Presiunea gazului de umplere (BF3) este, de obicei, presiunea atmosferei, iar pentru marirea sensibilitatii se utilizeaza BF3 imbogatit cu pana la 96%, ceea ce asigura un randament de conversie de 9 particule in 100cm3 de gaz, la un flux de 1n/cm2/s.

In functie de tipul detectorului si de tensiunea aplicata electrozilor, se poate obtine un factor de multiplicare – pentru ionii primari – cuprins intre 10 si 500.

Sarcina electrica, care se formeaza pentru fiecare interactiune a neutronului, este de ordinul a 10-13C, iar timpul necesar pentru colectarea a minim 90% din sarcinile formate este de 1…510-4 s.

identificarea prezentei neutronului se face prin impulsuri electrice, a caror amplitudine este dependenta de ionizarea initiala (primara) produsa in volumul detectorului.

Detectorul poate realiza o buna discriminare a fluxului de neutroni, in raport cu radiatia gama, datorita amplitudinii impulsurilor (radiatia gama produce o ionizare initiala inferioara particulelor rezultate din interactiunea neutronului cu nucleele de

Limita de utilizare, in campurile de radiatii gama, este in jurul valorii de 100 R/h.

Dintre caracteristicile specifice acestui tip de detector trebuie mentionate:

sensibilitate foarte buna fata de fluxul termic;

discriminare intrinseca si eficienta neutron-gama, bazata pe diferenta de amplitudine a impulsurilor generate;

dimensiuni – in variantele normale – relativ mari (lungimi de ordinul 400mm, diametre de circa 20mm);

tensiuni mari de lucru, palierul de numarare obtinandu-se, in general, la tensiuni de peste 1200V;

constructie foarte fragila;

materialul activ se consuma relativ repede, deci o durata redusa de utilizare;

nu poate functiona la temperaturi si presiuni ridicate.

larga utilizare a contorului cu BF3 in special pentru regimul de pornire a reactorului, cu amplasare in afara zonei active.

CONTORUL PROPORTIONAL CU DEPUNERE DE BOR

- doi cilindri coaxiali, cel exterior avand suprafata interioara acoperita cu bor.

Spatiul dintre cei doi cilindri coaxiali este umplut cu un gaz inert, de obicei amestec gaz carbonic si oxigen.

Performantele sale sunt similare cu performantele contorului cu BF3, dar are si unele deosebiri:

sensibilitate mai mica la fluxul de neutroni, datorita urmatorilor factori:

- a - grosimea redusa a depunerii de bor (cresterea acestei grosimi determina o mai buna interactiune a neutronului cu nucleele de bor dar, in acelasi timp, determina si o diminuare a energiei particulei emise, ceea ce conduce la un nivel mai redus al ionizarii primare);

- b - natura gazului de umplere, care impune diverse energii particulelor incidente pentru formarea unei perechi de ioni;

discriminare mai buna neutron – gama;

rezistenta superioara la radiatiile gama, avand o limita de utilizare in campul de radiatii gama de ordinul 104R/h.

tensiunea electrica, corespunzatoare palierului de numarare, este mult mai mica, adica in gama 600…900V.

Este utilizat la masurarea fluxurilor mici, in conditii de temperatura si presiune acceptabile, specifice procesului de pornire a RN.

3.3 CAMERA DE IONIZARE

ionii colectati la electrozi sunt produsi in mod unic de catre particulele incidente ionizante, iar campul electric este suficient de mare pentru a colecta toti ionii produsi.

- Din aceasta categorie se evidentiaza doua tipuri de detectoare:

camera de ionizare cu bor

camera de ionizare cu fisiune.

3.3.1 CAMERA DE IONIZARE CU TRIFLORURA DE BOR (BF3)

unul dintre cele mai utilizate tipuri de detectoare pentru masurarile de flux din RN.

Functionarea lor se bazeaza pe aceeasi reactie care are loc in numaratoarele cu BF3 si in cele cu depunere de bor.

- dupa comportarea sa la radiatiile gama perturbatoare:

camere de ionizare necompensate la gama,

camere de ionizare compensate la gama .


Fig. 7 Camera de ionizare necompensata

Ca urmare, curentul I are doua componente:

I = In + I (8)

in care:

In = componenta datorata ionizarii produse de neutronii incidenti;

I = componenta datorata ionizarii produse de radiatiile gama incidente.

Semnalul de masura este perturbat considerabil, afectand precizia masurarilor

“camera de ionizare compensata” printr-o prima solutie constructiva, o “compensare electrica” formata din doua camere coaxiale polarizate in sens opus:

- 1 - camera exterioara (formata din electrozii 3 si 5) si umpluta cu un gaz inert, este sensibila numai la radiatiile gama, furnizand un curent I2, datorat exclusiv acestor radiatii;


I2   

Fig. 8 Camera compensata (electric) de ionizare cu BF3

in care:

1 – cilindru de protectie; 4 – incinta umpluta cu gaz inert;

2 – izolatori; 6 – incinta umpluta cu BF3 ;

3,5,7 – electrozi; 8,9 – surse de alimentare tensiune continua.

- 2 - camera interioara (formata din electrozii 5 si 7) si aflata in interiorul primei camere, este umpluta cu BF3 si este sensibila atat la neutronii incidenti cat si la radiatiile gama, furnizand un curent I1 format din cele doua componente, conform relatiei (8).

Deoarece cei doi cilindri nu sunt plasati riguros in acelasi volum este imposibil, teoretic, de a anula complet curentul datorat radiatiei gam

se defineste atat o sensibilitate a camerei pentru neutroni (aproximativ 10-13A/n/cm2/s), cat si o sensibilitate la radiatiile gama (de aproximativ 4*10-13A/R/h).

se defineste un “factor de compensare” care este raportul dintre curentul generat de radiatia gama (cand camera este compensata la gama) si respectiv curentul corespunzator generat de radiatia gama (cand aceeasi camera de ionizare nu este compensata la radiatia gama). In general, calculat procentual, acest factor este mai mare este 1%.

- Realizarea practica este mult mai complexa, implicand probleme tehnologice deosebite, iar aceasta se reflecta intr-un pret de cost mai mare in raport cu alte tipuri.

v      alta solutie de natura tehnologica: consta in executarea carcasei detectorului dintr-un material foarte puternic absorbant de radiatii gam

radiatia gama perturbatoare numai patrunde in “volumul de detectie” al detectorului si deci nu mai produce reactii de ionizare ( avem Ig

- EX: camerele de ionizare utilizate la reactoarele CANDU

ele au electrodul periferic realizat din BORAL, un aliaj puternic absorbant de gam

CAMERA DE IONIZARE CU DEPUNERE DE BOR

v      este construit in forma paralelipipedica sau cilindrica.

v      Grosimea stratului de bor este un parametru critic: sensibilitatea camerei creste cu cantitatea de bor depusa, deoarece se mareste astfel probabilitatea de interactie cu neutronul incident, dar energia particulei emise in urma reactiei - scade simtitor odata cu traversarea stratului depus si astfel este diminuata energia disponibila pentru viitoarea ionizare.

v      grosimea stratului de bor determina intensitatea procesului de ionizare si deci sensibilitatea camerei; cantitatea de bor depusa este de ordinul 10-1 mg/cm2.

v      Gazul inert de umplere poate fi argon, CO2 sau azot; alegerea sa facandu-se in functie de sensibilitatea la radiatiile gama si nu in functie de mobilitatea ionilor.

v      Un alt parametru important: distanta dintre electrozi, in functie de care se asigura o utilizare totala a energiei particulelor in procesul de ionizare.

Sensibilitatea unei astfel de camere este de 1…2.10-14 A/n/cm2/s-1 si respectiv 10-11 A/R/h, iar curentul de masura furnizat se afla in domeniul 10-12…10-3

Camera de ionizare compensata, cu depunere de bor, functioneaza asemanator camerei de ionizare cu BF3 compensata si permite realizarea unei “compensari electrice”.

Gradul de compensare se poate “ajusta” prin modificarea numarului de perechi de ioni pierduti prin recombinare, aceasta se obtine intervenind asupra valorii tensiunii continue negative cu care este alimentat detectorul.

Principalul dezavantaj: necesitatea conservarii in timp a integritatii peliculei de bor depuse pe suportul sau metalic. Calitatea aderentei depinde, evident, de tehnologia procesului de depunere si de calitatea materialelor utilizate, dar si de unii factori externi cum ar fi temperatura si vibratiile mecanice suportate de detector pe durata exploatarii.

ele nu pot fi utilizate in interiorul ZA, unde sunt temperaturi ridicate si unde pot apare vibratii datorita curgerii agentului de racire.

- Pot fi insa eficient utilizate in prezenta fluxurilor gama mari, pe care pot sa le discrimineze eficient.

CAMERA DE FISIUNE

Camera de ionizare cu fisiune – asemanatoare in constructie si in functionare cu camera cu depunere de bor – se caracterizeaza prin faptul ca identificarea neutronului se face in urma fisiunii , iar ionizarea primara a gazului de umplere este produsa, in principal, de catre fragmentele rezultate in urma fisiunii.

Datorita energiilor foarte mari ale fragmentelor de fisiune (in domeniul 60..100MeV) puterea lor de ionizare este foarte mare,

prin constructie si prin campul electric generat de tensiunea de alimentare camerele de fisiune sunt impartite, dupa modul de prelucrare al semnalului de iesire, in doua grupe:

camere cu semnalul de iesire in curent continuu;

camere cu semnalul de iesire in impulsuri de curent.

Pentru fiecare fisiune a unui atom de se genereaza un impuls electric. In prima varianta se prelucreaza media sarcinilor electrice acumulate in unitatea de timp, deci un curent continuu, iar in a doua varianta se masoara impulsul de tensiune generat la bornele unui circuit RC.


Fig. 9 Camera de ionizare cu fisiune

in care:

- 1 - cilindru de protectie; - 4 - electrod interior;

- 2 - electrod exterior; - 5 - izolatii electrice;

- 3 - depuneri de uraniu; - 6 - sursa de alimentare cu tensiune.

In impulsuri este cel mai des folosit, deoarece are avantajul unei bune discriminari a impulsurilor generate in urma fisiunilor produse de neutroni care au o amplitudine mult mai mare decat amplitudinea impulsurilor produse de radiatiile gama sau de catre particulele emise spontan de uraniu.

ramane un singur semnal parazit datorat fisiunilor spontane ale uraniului, care insa sunt foarte rare si au o aparitie constanta in timp, deci permit efectuarea unor corectii.

impune colectarea rapida a sarcinilor formate, ceea ce impune o alegere corespunzatoare a gazului de umplere si a parametrilor sai (in special a presiunii), pe baza unor considerente legate de mobilitatea ionilor.

Sensibilitatea la radiatia gama este, in acest caz, nesemnificativa.

Timpul de colectare a sarcinei generate de fiecare “neutron – eveniment” depinde de:

mobilitatea electronilor in gaz;

raportul dintre campul electric existent intre electrozi si presiunea gazului de umplere;

distanta dintre electrozi.

avantajul unui timp indelungat de utilizare in fluxuri neutronice mari, datorita regenerarii materialului fisionabil.

- Prin interactiunea neutronilor cu si rezulta noi materiale fisionabile din seria Th sau Pu, ceea ce compenseaza consumarea . Ca urmare, printr-o compozitie izotopica corespunzatoare, se poate mentine o sensibilitate indelungata si relativ constanta, pe toata durata de viata a camerei de fisiune.

camerele de fisiune se fac remarcate, in special, prin urmatoarele aspecte:

prezinta cea mai buna discriminare fata de fondul gama;

prezinta o buna discriminare a spectrului energetic al neutronilor, interactionand numai cu neutronii termici capabili sa produca reactii de fisiune;

ofera posibilitatea prelungirii duratei de functionare prin regenerarea materialului fisionabil, pentru care se folosesc, de fapt, neutronii epitermici;

pot fi realizate atat pentru sensibilitati mici cat si pentru sensibilitati mari, sunt utilizate intr-un domeniu larg de variatie a fluxului de neutroni;

pot furniza ca semnal de iesire (semnal de masura), fie un curent continuu (de obicei in cazul fluxurilor mari, unde viteza de aparitie a evenimentelor nucleare, respectiv viteza de formare a ionilor, depaseste viteza de colectare a acestora), fie impulsuri electrice (la fluxuri mici si medii);

prezinta o robustete satisfacatoare, putand sa functioneze in conditiile dure existente in ZA;

pot fi realizate cu dimensiuni mici (distanta dintre electrozi sub 1 mm), deoarece energia mare a fragmentelor de fisiune este capabila sa genereze o sarcina electrica apreciabila chiar intr-un volum mic. Este cazul “camerelor miniaturizate”.

parametrii constructivi sunt mai flexibili (de exemplu, grosimea depunerii de uraniu nu mai este tot atat de critica, asa cum este in cazul utilizarii borului).

Dezavantaje:

prin prezenta lor in ZA perturba distributia fluxului de neutroni termici din regiunea respectiva a reactorului (la celelalte tipuri de detectoare perturbatia este neglijabila).

dificultatea fabricarii materialului fisionabil cu concentratia izotopica ceruta la realizarea unui detector de calitate.

Numeroasele avantaje, expuse mai sus, au determinat dezvoltarea unei largi game de astfel de detectoare cu destinatii diverse:

camere normale (ca dimensiune si functionare);

camere cu durata indelungata de functionare (bazate pe regenerarea materialului de interactiune);

camere miniaturizate cu diametrul de ordinul 3…8 mm si lungimi diferite pentru masuratorile de flux din Z

metode pentru realizarea depunerilor de uraniu: vopsirea, pulverizarea catodica, evaporarea sub vid, electroliza, etc.

- Datorita bunelor rezultatelor obtinute in realizarea camerelor de ionizare, cu bor sau cu fisiune, a experientei obtinute in exploatarea acestor detectoare, precum si datorita realizarii unor cabluri cu izolatie minerala (Al2O3, MnO), cu diametre foarte mici si rezistente la temperaturi inalte, utilizarea lor in masuratorile de flux in ZA ale reactoarelor energetice este tot mai frecventa.




Compensarea: trei cabluri de legatura: doua cabluri pentru cele doua tensiuni de alimentare (avand polaritati opuse fata de “masa electrica” a circuitului de masura) si un al treilea cablu pentru preluarea semnalului de masura furnizat de detector.

cablurile utilizate la detectoarele de flux sunt ecranate si trebuie sa raspunda unor exigente cerinte tehnologice    cresterea considerabila a costurilor.

Utilizarea tot mai larga a detectoarelor cu fisiune a generat doua tendinte:

realizarea unor camere cu dimensiuni foarte mici, pentru a masura cat mai 'local” fluxul de neutroni;

realizarea unor camere cu diametre cat mai mici, dar cu lungimi mari si foarte mari (aproximativ egale cu lungimile ZA) si sectionate in mai multe parti (deci mai multe camere), pentru a putea furniza o informatie directa asupra distributiei fluxului.

SENSIBILITATEA CAMERELOR CU FISIUNE SI CLASIFICAREA LOR

Numarul teoretic de fisiuni pe secunda (N) este dat de relatia:

(9)

in care:

: sectiunea eficace a depunerii fisile (valoarea pentru neutronii termici),

NA : numarul lui Avogadro,

A : masa atomica a depunerii fisile,

m : masa materialului fisil depus,

T : imbogatirea in material fisil,

s : suprafata depunerii,

: fluxul neutronilor termici.

La alegerea unei camere cu fisiune se au in vedere mai multe performante definitorii, dintre care doua sunt prioritare:

sensibilitatea,

viteza de raspuns la variatiile fluxului de neutroni.

Sensibilitatea in impulsuri a camerelor cu fisiune variaza intre 10-4 sarcini/s si 3 sarcini/s pentru 1n.cm-2.s-1 , iar a camerelor in curent intre 3.10-18 A si 2,5. 10-13 A pentru 1n.cm-2.s-1.

Din punct de vedere al vitezei de raspuns aceste detectoare se impart in doua categori:

1. camere cu raspuns rapid;

2. camere cu raspuns lent.

1. Camerele cu raspuns rapid sunt umplute cu un gaz format prin amestecarea argonului cu 4% azot care permite obtinerea unui timp de colectare a ionilor de ordinul a 50 ns si care confera o mare dinamica procesului de numarare ( pana la 2 106 sacini/s),

- ele nu pot functiona la temperaturi mai mari de 4000C.

2. Camerele cu raspuns lent sunt umplute cu argon pur, iar timpul de colectare a sarcinilor este de ordinul a 250 ns.

- Dinamica numararii este redusa, dar pot functiona la temperaturi care ating 6000C.

3.5 DETECTORUL CU HELIU

are structura constructiva similara cu a contoarelor cu BF3 umplut cu .

Datorita sectiunii mari de absorbtie a izotopului pentru neutronii termici si epitermici, acest tip de contor este caracterizat printr-o mare sensibilitate.

lucreaza in regim de impulsuri si este deosebit de util, in special in domeniul subcritic sau in domeniul puterilor mici, adica pentru masurarea fluxului pe durata regimurilor de pornire a reactoarelor nucleare (RN).

Datorita sensibilitatii mari nu poate fi utilizat in prezenta fluxurilor mari (pericol de distrugere!) si deci nu poate fi mentinut in ZA pe durata regimurilor de putere.

Dezavantajele detectorului cu heliu decurg din particularitatile gazului de umplere:

dificultatea obtinerii concentratiei izotopice corespunzatoare in

gazul de umplere are o durata scurta de viata, datorita consumarii elementului de interactie.

3.6 DETECTORUL AUTOALIMENTAT

(CU TRANSFER DIRECT AL SARCINILOR)


Fig. 10 Sectiune printr-un detector autoalimentat.

in care:

- 1 – colector; - 4 – fir pentru transmisia semnalului de masura;

- 2 – izolator; - 5 – fir pentru compensare (la unele variante);

- 3 – emitor; - 6 – cablu de legatura;

Constructiv (figura 10) detectoarele autoalimentate sunt realizate dupa o geometrie “coaxiala”, asemanatoare cablului cu care se conecteaza la aparatura de masura.


Fig. 11 Schema conexiunilor detectorului autoalimentat

“detectoare autoalimentate” (Self Powered Neutron Detectors – SPND). In Franta sunt numite “collectrons”, sau “detectoare Hilborn”, dupa numele celui care le-a utilizat prima data pentru masurarea fluxului de neutroni dintr-un RN ; este vorba de J. M. Hilborn. Principiul functionarii: M. G. Mitelman.

Functionarea acestui detector, prezentat in figurile 10 si 11, se bazeaza pe reactia de tip (n, b) care are loc in masa emiterului.

Neutronii incidenti reactioneaza cu atomii emiterului, facut dintr-un material cu sectiune eficace mare de captura neutronica (Rh, V, Pt) si acesti atomi devin nuclizi b-radioactivi, emitand particule b purtatoare de sarcini negative, conform reactiilor:

Fiecare captura de neutron, la nivelul emiterului, va da nastere unor electroni care vor parcurge spatiul dintre electrozi si vor fi colectati de catre colector.

Daca se inchide circuitul cu un aparat de masura (microampermetru) se va stabili un semnal de masura, in curent continuu, proportional cu numarul particulelor emise.

functioneaza in curent si nu necesita sursa exterioara de tensiune de alimentare.

O combinatie intre principiul de masurare a fluxului prin activare si principiul generarii unui curent electric prin ionizarea gazelor, astfel incat detectorul autoalimentat prezinta avantajele dar si dezavantajele ambelor tipuri de detectoare.

Cei mai importanti parametrii ai acestui tip de detector depind de :

natura materialului care interactioneaza cu neutronul incident (emiterul);

dimensiunile emiterului si grosimea stratului izolator;

izolatia electrica si calitatea etansarii la punctul de conexiune detector – cablu de legatura.

Caracteristicile materialului emiterului influenteza o serie de parametrii importanti ai acestui tip de detector:

sensibilitatea detectorului fata de neutronii termici, care este data de valoarea sectiunii eficace de captura a materialului;

durata de viata a detectorului, determinata de “viteza de consumare” a acestui material;

viteza de raspuns a detectorului la variatiile fluxului incident de neutroni, care este determinata de valoarea constantei de dezintegrare a materialului/nuclizilor b-radioactivi;

discriminarea realizata fata de radiatiile gama incidente (deoarece si ele pot produce dezintegrari);

energia electronilor emisi care determina, in final, dimensiunile radiale ale detectorului;

concentratia izotopica si numarul modalitatilor de interactiune cu neutronii incidenti, care se vor reflecta in structura semnalului electric.

Satisfacerea simultana a acestor parametrii, pentru a asigura valorile cerute de efectuarea unor masuratori optime de flux intr-un RN, este greu de realizat mai ales ca unii dintre acesti parametrii sunt in contradictie.

De exemplu, o sensibilitate mare implica obligatoriu o durata redusa de exploatare si invers deoarece, datorita constantelor mari de timp pentru dezintegrare, materialele care asigura o durata lunga de viata sunt caracterizate printr-o sensibilitate redusa.

- Cele mai bune solutii: detectoarele cu emiterul din Pt sau V care au avantajul unui mecanism simplu de interactie-dezintegrare si au un grad redus de ardere, deci o durata mare de viata dar si o sensibilitate mai mica.

Aceste calitati le fac utilizabile pentru masuratorile de flux in interiorul zonei active (“In-Core-Detectors”) si realizeaza o buna discriminare fata de campul gama, dar au dezavantajul unui raspuns foarte lent, ajungand la saturatie in circa 24 min. (detectorul cu vanadiu).

Dimensiunile geometrice ale detectorului sunt impuse in principal de energia particulei b emise pt. a ajunge la colector, particula trebuie sa strabata materialul de activare al emiterului, din oricare punct unde este generata, precum si intregul strat izolator.

aceasta grosime trebuie corelata cu diametrul emiterului, grosimea izolatorului dar si cu energia electronilor emisi.

tehnologia de fabricatie prevede realizarea detectorului simultan cu cablul de legatura sau imbinarea prin extrudere.

utilizarea acestui tip de detector conduce la reducerea costurilor si la o simplificare a tehnologiei de montaj, deoarece inexistenta campului electric, elimina cele doua cabluri ecranate necesare alimentarii detectorului cu tensiunile continue.

reactoarele CANDU – 600 sunt echipate cu 102 detect. Hil (cu V) ale caror masuratori sunt prelucrate de o rutina specializata pentru cartografierea fluxului.

Valoarea mare a timpului de raspuns le fac total inutilizabile ca detectoare conectate la sistemele de reglare ale RN.

3.7 DETECTORUL CU SCINTILATIE

Acest tip de detector se realizeaza prin cuplarea unui scintilator cu un fotomultiplicator. Daca o particula ionizanta traverseaza o suprafata luminiscenta, numita scintilator, ea isi va pierde o parte importanta din energia sa, excitand moleculele intalnite (particula isi cedeaza o parte din energie substantei luminiscente). Moleculele excitate vor reveni in starea lor stabila prin emisia un numar de fotoni ce sunt receptionati de catre fotomultiplicator.

Fotomultiplicatorul, care este format dintr-un fotocatod, converteste fotonii emisi de scintilator in electroni (electroni primari). Electronii primari reprezinta “semnalul primar” care este amplificat de catre o succesiune de dinode, multiplicandu-se numarul de electroni primari cu o amplificare care poate ajunge pana la 108.

4 ALTE METODE SI PRINCIPII DE DETECTIE A NEUTRONILOR

4.1 activarea unor materiale

principiul activarii unor substante in interiorul ZA si masurarea activitatii acestora, pentru determinarea fluxului de neutroni din reactoarele energetice, a fost una dintre primele metode folosite

diverse variante constructive adaptate tipului si destinatiei reactorului de reactor.

avantaje:

posibilitatea utilizarii unor probe cu foarte mici dimensiuni, ceea ce convine atat din punct de vedere al spatiului ocupat in ZA, cat si din punctul de vedere al unei masuratori cat mai locale/punctuale;

precizie buna in determinarea fluxului integrat;

realizarea unei bune discriminari atat din punctul de vedere al spectrului de energii, cat si din punctul de vedere al naturii particulelor incidente (n-g

efectuarea efectiva a masuratorilor in exteriorul ZA elimina posibilele perturbatii datorate conditiilor dificile din ZA, conditii chiar la nivel de laborator;

vehicularea probelor spre si dinspre ZA se poate realiza prin mai multe solutii relativ comode, permitand totodata si o pozitionare foarte precisa.

dezavantaje:

informatia despre valoarea fluxului masurat se obtine cu o oarecare intarziere, datorita timpului necesar pentru vehicularea probelor si pentru efectuarea masuratorilor, dar si datorita constantelor de dezintegrare ale izotopilor (care pot avea valori considerabile);

sistemul nu poate furniza informatii asupra valorii integrate a fluxului si, din aceasta cauza, metoda nu poate fi utilizata pentru reglarea fluxului;

metoda necesita instalatii de masura complexe, datorita numarului mare de puncte de masura din ZA (respectiv numarul de “probe” folosite) si a necesitatii de masurare simultana a mai multe probe iradiate, inclusiv a imposibilitatii de stocare a probelor pana la o masurare ulterioara.

Probele destinate activarii in ZA pot fi:

fire/sarme din materiale speciale (wolfram,nichel etc);

capsule cu gaz (argon);

debite de gaz cu curgere laminara;

bile, cu diametre de 1,5…4 mm, din materiale speciale (mangan, vanadiu etc).

4.1.1 METODA IRADIERII FIRELOR

utilizarea unor fire/sarme din anumite materiale (wolfram, nichel etc.) care, printr-un mecanism special, sunt introduse radial sau axial in zone/puncte bine precizate ale ZA si unde sunt supuse activarii pe o durata prestabilita de timp.

- firele pot fi introduse direct in reactor, printre elementele combustibile, ceea ce ridica unele probleme de etansare la trecerea prin peretii reactorului, sau se utilizeaza un sistem de canale speciale (tuburi) montate special, odata cu constructia reactorului.

- ex: cu fire de folfram avand un diametru de 0,08 mm iradiate timp de 30 min. la un flux de 1012n/cm2/s1, s-a obtinut o sensibilitate de 0,35 mCi/cm, iar eroarea relativa de masura a fost de

avantaje:

este relativ simplu si comod de exploatat;

are dimensiuni mici;

poate asigura o buna precizie;

poate asigura o functionare continua prin introducerea firului printr-un cap al canalului si scoaterea lui prin celalalt capat al tubului de ghidare.

- dezavantaje:

sensibilitate relativ mica;

nu poate determina valorile locale ale fluxului, sistemul indicand o valoare medie integrata;

masurand activitatea diverselor portiuni ale firului, se poate determina cu o precizie redusa valoarea fluxului pe volume mai restranse, portiuni care sa corespunda unor zone bine delimitate ale Z

4.1.2 METODA IRADIERII GAZELOR

- au avantajul fluiditatii lor si deci a unui sistem mai simplu de vehiculare.

- Se pot utiliza fie capsule de mici dimensiuni umplute cu gaz – introduse in ZA – fie volume de gaz circulate prin spatiul dintre doua tuburi concentrice de diametre foarte mici, care sa asigure o curgere laminara a gazului, fara riscul de amestecare prin curgere turbulenta sau prin difuzie; in aceste conditii jetul de fluid este comparabil cu un fir.

argonul este un excelent monitor al fluxului de neutroni deoarece are un singur izotop 40Ar (99,6%) cu o sectiune de absorbtie fara varf de rezonanta pentru neutronii termici:

Utilizarea argonului prezinta si avantajul unei atmosfere inerte, fata de materialele cu care vine in contact, chiar si in conditiile din reactor.

Avantaje:

circulatia gazelor se realizeaza mult mai simplu;

vehicularea gazelor nu ridica problema frecarilor si deci a uzurii tuburilor de curgere (prezenta in cazul utilizarii firelor);

nu ridica probleme sub aspectul compatibilitatii chimice;

se pot realiza masurari spectrometrice foarte bune si o discriminare foarte buna fata de radiatia gama incidenta;

dezavantaje:

in varianta curgerii laminare a unui volum de gaz, precizia masuratorilor este mai mica;

determinarea valorii locale a fluxului este greu de realizat;

informatia obtinuta se refera exclusiv la valoarea integrata, in timp si spatiu, a fluxului de neutroni.

4.1.3 METODA IRADIERII BILELOR

determinarea cat mai exacta si respectiv punctuala/localizata a fluxului de neutroni se foloseste, din ce in ce mai mult, sistemul bazat pe iradierea unor bile.

- Printr-un sistem tip “posta pneumatica”, un numar de bile cu mici dimensiuni si realizate din materiale selectionate ocupa pozitii fixe, prestabilite constructiv; o pozitionare variabila a bilelor, in interiorul tubului, fiind greu de realizat si respectiv de controlat.

- bilele sunt tinute in ZA – pentru a fi activate – o durata de timp predeterminata.

Avantaje:

influenteaza nesemnificativ fluxul din ZA (factor de perturbare foarte mic);

datorita formei sferice si a dimensiunilor foarte mici ale bilei, metoda se aproprie de idealul detectorului punctiform, necesar pentru determinarea izotropica a fluxului;

echipamentele nu ocupa spatii mari din interiorul ZA;

pozitionarea lor in ZA este mai rapida si mai exacta decat a firelor;

sistemul poate fi adaptat la tehnici automate de analiza si de trasare a hartii de distributie a fluxului;

gradul de acuratete este limitat numai de precizia de pozitionare a bilelor in interiorul Z

dezavantaje:

determinarea fluxului este independenta de axele de masura;

necesita un sistem de depozitare a bilelor, in scopul dezactivarii totale/partiale;

necesita sisteme mecanice destul de complicate, asa cum sunt sistemul de “posta pneumatica” si sistemul destinat ghidarii, distribuirii si circularii bilelor prin RN.

- RN “Seleni” (Italia), firma Westinghouse a pus la punct sistemul “aeroball”, dezvoltat si de alte firme (de ex. ”Siemens”-Germania) figura 12)


Fig. 12 Sectiune prin partea finala a unui canal “Aeroball”

Lungimea coloanei de bile este egala cu lungimea ZA, sau a unei anumite portiuni din zona (in cazul masuratorilor efectuate dupa o anumita directie).

- La iesirea din RN bilele sunt trimise spre o asa numita ”masa de masura”

masurarea simultana a activitatii tuturor bilelor din coloana iradiata, deci determinarea simultana a valorilor fluxului in punctele de pozitionare in Z

eliminarea erorilor de masura care pot aparea prin dezactivarea bilelor pe durata “asteptarii” pentru a fi masurate.

- La ora actuala se cauta asigurarea unui inalt grad de automatizare si a unui numar cat mai mare de puncte de masura (permitand masurarea unui numar cat mai mare de bile) si, de asemenea, conectarea acestui ansamblu cu un sistem de prelucrare numerica a datelor obtinute.

EX: La CNE Obrigheim si Stade din Germania, se folosesc astfel de sisteme utilizand bile din otel cu continut diferit de mangan si cu diametrul de 1.6 mm. Diametrul exterior al tubului de ghidare este de 3,2 mm, iar diametrul interior de 2 mm. Sistemul este format din 30 de canale si este impartit in doua subsisteme cu cate 15 canale, lucrand in paralel (la CNE-Obrigheim) sau din 4 subsisteme (la CNE-Stade). Durata iradierii este de 5 min., realizandu-se masuratori cu o precizie de 2,5% si o sensibilitate de 30 mCi, pentru un flux de 1014 n/cm2/s.

acest sistem cu coloana de bile are avantajele:

prin utilizarea coloanelor cu o lungime egala cu lungimea zonei active se poate determina mai precis, aproape punct cu punct, distributia fluxului ;

se poate determina mult mai precis relatia dintre bila si punctul de iradiere;

printr-o automatizare complexa, dar posibila, se poate determina direct distributia instantanee a fluxului pe toata lungimea ZA si pe mai multe directii;

harta distributiei fluxului de neutroni este mai exacta si mai completa;

sistemul este cuplat cu calculatoare numerice, cu toate avantajele specifice.

dezavantajul de a fi mai complicat si evident mai scump,

o       acest dezavantaj este estompat de numeroasele avantaje majore mentionate.

4.1.4 METODA IRADIERII FOITELOR

in pozitii fixe ale ZA, stabilite prin constructie, se introduc foite de forme rotunde cu grosimi de ordinul 10-2…10-3mm din materiale speciale (de ex. indiu, aur etc) care sunt supuse iradierii pe anumite durate de timp.

Dupa extragerea din RN, prin masurarea gradului de activare, se determina valoarea fluxului in punctele in care au fost pozitionate foitele.

4.2 MODIFICAREA PARAMETRILOR FIZICI AI UNOR MATERIALE
Interactiunile neutronilor cu substantele, in corpuri solide sau gazoase, pot provoca modificari ale retelelor cristaline, formarea de ioni, modificarea concentratiilor unor purtatori de sarcina etc. Toate acestea pot conduce la modificarea unor proprietati fizice macroscopice (electrice) ale substantelor respective.

Gradul de modificare a parametrilor fizici este dependent de numarul evenimentelor neutron-atom substanta si deci direct proportional cu fluxul neutronic incident.

determinarea – prin diverse metode – a acestui grad de modificare poate furniza o indicatie directa asupra valorii fluxului de neutroni.

- principalul dezavantaj: modificarile respectivelor proprietati se pot datora si unor alti factori fizici, cu caracter perturbator, cum ar fi, de exemplu, temperatura din punctul de masura problema eliminarii influentei acestor factori perturbatori, pentru a asigura masurarii o acuratete corespunzatoare.

- alt dezavantaj: de cele mai multe ori modificarile provocate substantei, de catre neutronii incidenti, sunt ireversibile.

Avantaj: se pot obtine discriminari spectrale foarte bune pentru o gama larga de energii ale neutronilor incidenti.

4.2.1 DETECTOARE CU SEMICONDUCTOARE

-baza: variatia conductibilitatii electrice a unei jonctiuni de tip “pn” (sau chiar a unui simplu cristal semiconductor de tip “n” sau “p”), datorita modificarilor concentratiei de goluri sau electroni din reteaua cristalina si/sau a modificarii barierei de potential a jonctiunilor aceste modificari produc variatii ale curentului electric care circula prin jonctiunea alimentata – de obicei – cu polaritate inversa, respectiv produc variatii ale curentului de saturatie al jonctiunii.

Detectorul se prezinta sub forma unui cristal semiconductor intrinsec plasat intre doi electrozi. Daca o particula ionizanta traverseaza detectorul (masa cristalului), acesta se va comporta asemenea unei camere de ionizare. Ciocnirile inelastice ale particulei incidente cu atomii cristalului produc ionizarea mediului respectiv si aparitia de perechi electron (sarcina -) si gol (sarcina +); numarul perechilor generate este proportional cu energia pierduta de particula incidenta in masa cristalului.

Daca cei doi electrozi sunt conectati la o sursa de tensiune continua, campul electric generat va provoca deplasarea sarcinilor negative si pozitive catre electrozi, unde vor fi colectate (proces similar camerelor de ionizare).

Deoarece cristalele semiconductoare si jonctiunile “pn” sunt puternic influentate de temperatura, eliminarea acestui factor perturbator se realizeaza in practica curenta prin mentinerea detectorului la temperaturi foarte scazute, in instalatii speciale criogenice cu azot lichid.

4.3 TEHNICA MICROUNDELOR

Modul de propagare a microundelor, prin medii ionizate de catre un flux de neutroni, pot da indicatii foarte exacte asupra valorii fluxului incident (care a provocat ionizarea mediului).

Aceasta metoda, initiata in S.U. (J.K.Green in 1963), a fost reluata si dezvoltata tot in S.U., fiind adusa in stadiul actual de utilizare industriala, odata cu progresele realizate in tehnica microundelor,.

- Metoda consta in pozitionarea, in ZA, a unui ghid cilindric de unda (diametru de 30…40mm), avand la capat o capsula din cuart umpluta cu un amestec de gaze (de exemplu neon+cripton), gazul din capsula are proprietatea de a reflecta unda generata in mod diferit, in functie de starea sa de ionizare. Se cupleaza un generator de microunde (frecventa de 5,96…6,3 GHz), de putere mica (ordinul mW) la ghidul de unda. Prezenta fluxului de neutroni (sau a radiatiei gama) produce ionizarea gazului din capsula de cuart, ceea ce va determina modificarea fenomenului de reflexie, respectiv modificarea constantei de faza si a constantei de atenuare.

Intre valorile fluxului, nivelul ionizarii si modificarile parametrilor exista interdependente bine precizate.

“instrument excelent” (afirmatia specialistilor!) in procesul de reglare si masura a fluxului din RN, datorita urmatoarelor avantaje:

raspuns instantaneu la variatiile puterii RN;

este utilizata intr-o gama larga de variatie a fluxului de neutroni, respectiv intr-un domeniu de putere electrica (a UN) cuprins intre kW si 102 MW;

poate masura niveluri de radiatii gama ce pot depasi 1010R/h;

se poate utiliza si in tehnica dozimetriei conventionale;

permite o foarte buna discriminare dintre neutron si gama;

realizeaza o buna discriminare energetica intre neutronii termici si rapizi;

semnalul de masura (informatia) este putin perturbat de alti factori si poate fi transmis usor la distante mari.

- Exista insa un si impediment major: metoda utilizeaza o aparatura electronica complexa si foarte sensibila, care necesita o perioda lunga de verificari si calibrari.

4.4 DETECTAREA NEUTRONILOR PRIN EFECTELE LOR TERMICE

In procesul de interactiune a netronilor cu diverse substante/materiale, dar si in procesele secundare ce urmeaza acestuia, se genereaza o cantitate mare de energie care determina efecte termice importante, atat in materialul care interactioneaza cu neutronii, cat si in mediul inconjurator.

- Dependenta stricta dintre cantitatea de caldura degajata, numarul si felul evenimentelor nucleare care au avut loc, poate constitui un mijloc de detectare a neutronilor si deci de masura a fluxului de neutroni.

- dispozitivele au la baza principiul conversiei caldurii intr-un semnal electric, pot avea un domeniu larg de utilizare, dar cu unele limitari care sunt, de altfel, caracteristice si altor tipuri/sisteme de detectie:

termopilele;

termometrele de neutroni (sau de gama).

4.4.1 DETECTORUL DE NEUTRONI TIP “TERMOPILA”

Termopila – detector bazat pe efectul termoelectric – este alcatuita dintr-o inseriere de jonctiuni metalice intercalate cu straturi dintr-o substanta care, prin interactiunea cu neutronii, dezvolta o mare cantitate de caldura. Incalzirea acestor “jonctiuni metalice” genereaza aparitia unei diferente de potential care va reprezenta “semnalul de masura”.



Cele mai utilizate termopile sunt realizate din jonctiuni crom–alumel (care genereaza un semnal de 40 mV/oC) sau crom–constantan (cu 50 mV/oC) si bor, cu o sensibilitate de 110-14V/n/cm2 la un flux de 1011n/cm2/s, cu o buna liniaritate pana la fluxuri de 31012n/cm2/s si cu un timp de raspuns in jur de 10s (prohibit de mare pentru sistemele de reglare!).

- avantaje:

conversie directa a marimii masurate din caldura in semnal electric (semnalul de masura furnizat);

raspuns relativ rapid – pentru functia de cartografiere a fluxului – la variatiile de putere ale reactorului;

o buna discriminare a masurarii fata de radiatia gam

- Dezavantaje:

furnizarea unui semnal perturbabil de catre temperatura ambianta din

reactor (care insa se poate compensa prin metode electronice);

durata de viata relativ mica.

4.4.2 “TERMOMETRUL” DE NEUTRONI

Termometrul de neutroni functioneaza pe principiul masurarii temperaturii dezvoltate, de reactia de fisiune, intr-un volum de uraniu sau alt material fisionabil. Pentru masurarea temperaturii, in masa materialului detector se implanteaza un termocuplu, iar pentru masurarea temperaturii ambiante (“de referinta”) se monteaza un alt termocuplu, identic cu primul, care este insa implantat intr-un material nefisionabil, sau direct in teaca termometrica (vezi figura 13).

In practica sunt realizate mai multe tipuri de temometre cu neutroni, in diferite solutii constructive, adaptate unor scopuri precise.


Fig. 13 Sectiune printr-un “termometru” de neutroni

Comparativ cu termopilele, termometrele de neutroni, prezinta urmatoarele avantaje:

prin existenta termocuplului de referinta se elimina influenta temperaturii ambiante, semnalul de masura obtinut este proportional cu caldura degajata numai de produsele de fisiune, fiind deci proportional cu numarul de neutroni (adica cu fluxul);

pot fi utilizate la temperaturi ridicate si in prezenta fondurilor gama mai mari;

problema consumarii materialului fisionabil (generatorul de caldura pentru jonctiunea calda) se poate minimiza prin alegerea unui material corespunzator aplicatiei concrete, sau prin utilizarea unor amestecuri regenerative care ii maresc durata de functionare.

- dezavantaje: inertia termica la reducerea puterii RN;

- utilizarea unor materiale foarte bune izolatoare termice, pentru a micsora pierderile de caldura (perturbatoare)

4.4.3 TERMOMETRUL PENTRU RADIATII GAMA

este derivat dintr-un “calorimetru gama” utilizat mai multi ani in experimentele efectuate in reactoarele experimentale din Frant


Fig. 14 Sectiune prin termometrul pentru radiatii gama

- un cilindru din otel, care este introdus direct in agentul primar de racire, iar radiatiile gama incidente isi vor transfera propria energie masei metalice a termometrului care se va incalzi, cresterea temperaturii fiind evidentiata de un termocuplu montat in respectiva masa metalica.

Pe axa sa este fixat un termocuplu diferential constituit din doua jonctiuni crom-aluminiu conectate in opozitie. La dreapta jonctiunii calde se gaseste un volum circular numit “camera” umplut cu argon.

Jonctiunea rece se gaseste la baza detectorului. Mai multe cabluri pentru termocuple pot traversa centrul detectorului astfel incat sa se poata monta mai multe termometre gamma pe inaltimea corespunzatoare elementelor combustibile din Z

Diferenta de tensiune la bornele termocuplului este proportionala cu diferenta de temperatura la bornele termocuplului si este data de relatia:

in care:

KS = coeficientul lui Seebeck (inventatorul termocuplului);

Dq = marime care defineste campul de temperaturi asociate schimburilor de

caldura care se instaleaza in corpul detectorului.

Daca P0 = energia de incalzire (energia acumulata in corpul detectorului) avem:

Dq = K1 P0,

in care K1 este o constanta care defineste schimburile de caldura si care depinde de conductia din corpul detectorului, de radiatia termica in volumul camerei sale, de rezistentele termice de contact etc.

- dar P0 este proportionala cu “puterea nucleara locala”, adica cu puterea termica volumica P(r,z), este data de relatia:

P0 = K2 P(r,z) ,    [W/cm3]

in care K2 este o constanta care depinde de iradierea combustibilului.

Rezulta deci:

DV = Ks K1 K2 P(r,z)

valoarea V masurata este proportionala/liniara cu puterea volumica.

Energia totala de incalzire, masurata de catre detector, este egala cu energia de incalzire asociata unor radiatii “g diferite” emise de produsele de fisiune si insumata cu energia de incalzire datorata neutronilor prompti (emisi direct in cursul fisiunilor), a celor emisi de produsele de fisiune precum si a neutronilor emisi prin activarea structurilor si a agentului de racire

Rezultatele experimentarii acestui tip de detector etalon arata ca, in conditii normale de exploatare, el permite masurarea liniara a puterii termice locale degajate in zona activa a reactorului, ca sensibilitatea sa este de 0,2 Wcm-1 plecand de la 2 Wcm-1 si ca durata sa de viata poate fi estimata la 4 ani.

Termometrul gama permite evaluarea distributiei locale de putere, chiar in absenta fluxurilor mari de neutroni, adica in timpul opririi reactiei de fisiune, cand singura putere care se produce este cea reziduala.

Caracteristicile principale ale termometrului gamma reprezentat sunt:

KS = 40 10-6 V/ C ,

K1 = 26,7 C/Wg-1

K2 = 8,4 10-3 Wg-1/Wcm-1,

- constanta de timp a termocuplului sursa calda este de 16 secunde, iar cea a sursei reci este de 2 s.

- pentru RN care echipeaza UN de 900 MWe puterea liniara medie este de 170 Wcm-1, Dq masurata de termometrul gamma studiat este egala cu:

C ,

ceea ce corespunde unei tensiuni termoelectromotoare de 1,52 mV.

Desi are o constanta mare de timp, aproximativ 60s, este totusi detectorul care permite masurarea nivelului de radiatii gama, dintr-un reactor nuclear, pentru un domeniu larg al fluxului de neutroni (10-2…1011n/cm2/s).

Observatii:

In detectoarele autoalimentate, fiecarui “eveniment-neutron” ii corespunde o singura sarcina electrica, dar semnalul electric generat nu poate evidentia – cu aparatura uzuala – fiecare “eveniment-neutron” in parte, ci numai un semnal mediu integrat pentru toti neutronii incidenti, respectiv pentru toate evenimentele care au loc in volumul respectiv intr-un anumit interval de timp. In practica acest mod de functionare se numeste “regim de curent continuu”.

Acelasi mod de obtinere a informatiei este caracteristic si detectoarelor bazate pe principiul masurarii temperaturii sau pe principiul modificarilor propietatilor unor materiale; este vorba de acele cazuri unde, prin natura procesului, nu se pot identifica evenimentele-neutron ci numai media lor.

Dispozitivele de detectie bazate pe fenomenul de ionizare pot genera o sarcina electrica mare pentru fiecare eveniment-neutron produs, in functie de energia si puterea de ionizare a particulei emise, precum si de valoarea campului electric aplicat care determina volumul ionizarilor secundare.

Pentru aceste detectoare exista mai multe moduri de preluare si de prelucrare a semnalului electric (de masura), cu avantaje si dezavantaje specifice, iar in functie de acestea rezulta domeniul practic de utilizare.

Trebuie remarcat faptul ca, in principiu, toate detectoarele bazate pe fenomenul de ionizare se pot adapta unor diverse modalitati de tratare a semnalului.

5 CALIBRAREA SI EXPLOATAREA

DETECTOARELOR DE NEUTRONI

DOMENII DE UTILIZARE A DETECTOARELOR DE NEUTRONI

RN sunt instalatii tehnologice ai caror parametrii caracteristici se caracterizeaza prin foarte largi domenii de variatie, necesitand totodata o stricta si permanenta urmarire - pe tot domeniul de variatie - pentru a asigura:

controlul reactorului din starea 'oprit' pana la 'puterea nominala';

securitatea reactorului si a intregii UN, la oricare nivel de putere;

exploatarea optima a UN in ansamblul sau.

- Principalul parametrul tehnologic al RN este puterea sa termica, cu o variatie de-a lungul a zece ordine de marime (100…109 W).

acest parametru este urmarit prin controlul fluxului de neutroni, al carui domeniu de variatie este mai larg

functionarea RN este impartita in trei domenii, ale caror delimitari depind de conceptia de proiectare a fiecarui tip de reactor pentru fiecare din aceste domenii au fost dezvoltate sisteme corespunzatoare de masura si control.

Cele trei domenii

- 1 - domeniul de putere zero (pana la puteri de ordinul W);

- 2 - domeniul de putere medie (cuprins intre puteri de 103…106 W);

- 3 - domeniul de putere (peste 106 W).

fiecarui domeniu ii sunt specifice anumite limite ale fluxului de neutroni si respectiv anumite performante cerute aparaturii aferente reactorului respectiv, dintre care :

masurarea si reglarea fluxului de neutroni pentru realizarea si mentinerea nivelului dorit de putere;

masurarea fluxului si a vitezei sale de variatie pentru asigurarea securitatii reactorului;

masurarea fluxului si a distributiei de flux in scopul exploatarii sale optime.

Pentru reactoarele energetice, masurarea fluxului de neutroni si a vitezei sale de variatie, este necesara pe toate domeniile de functionare in scopul asigurarii securitatii instalatiilor.

determinarea distributiei fluxului in ZA este necesara numai in domeniul de putere.

In practica, reglarea fluxului de neutroni se realizeaza permanent, pe toate cele trei domenii de putere, fiind exclusa iesirea RN de sub control chiar in regim subcritic, cand nu sunt actionate toate mecanismele de securitate.

5.1.1 DOMENIUL DE PUTERE ZERO

stare operationala in care reactoarele energetice functioneaza perioade relativ scurte si la intervale mari de timp, corespunzator primei porniri, pornirilor dupa schimbarea combustibilului (filierele PWR, BWR), pornirile dupa reviziile programate (CANDU), sau dupa opririle accidentale fortuite pentru remedierea unor defectiuni.

- este, in general, un domeniu 'dinamic' pe care reactorul il tranziteaza pentru atingerea parametrilor nominali.

detectoarele destinate acestor masurari trebuie sa aiba o mare sensibilitate, fapt care le face vulnerabile in cazul expunerii la fluxurile ridicate, coresp. PNOM,

sunt, in mod obisnuit, mobile iar pe masura cresterii fluxului de neutroni ele sunt extrase din Z Cel mai des sunt utilizate detectoare bazate pe fenomenul de ionizare, cu functionare in impulsuri si cu o buna discriminare fata de fondul gam - - In acest domeniu, detectoarele - fixe sau mobile - pot functiona pozitionate in interiorul sau in exteriorul Z

- La limita superioara a domeniului de putere zero se pot utiliza camerele cu ionizare introduse, de obicei, in interiorul ZA dar prevazute cu un sistem de actionare care sa permita extragerea detectoarelor cand fluxul depaseste valoarea maxima de functionare pentru care ele au fost construite (este cazul “camerelor mobile”).

masurarea fluxului de neutroni are urmatoarele obiective specifice:

asigurarea controlului static si dinamic al fluxului pentru respectarea legii de evolutie a puterii impusa de conditiile concrete de exploatare;

asigurarea securitatii RN, in special la depasirea vitezei de variatie a puterii.

- Aceste doua obiective sunt indeplinite de acelasi tip de detectoare fie cu functiuni duble, fie cu destinatie individualizata.

5.1.2 DOMENIUL DE PUTERE MEDIE

prezinta, in general, caracteristicile domeniului de putere zero, fiind un regim dinamic si mai putin static.

RN poate functiona static la puteri medii in cazul unor avarii care nu necesita oprirea reactorului (cum ar fi defectarea unei pompe de circulatie) sau cand UN functioneaza – prin proiect – urmarind curba de sarcina a sistemului in care debiteaza unitate

in functie de conceptia proiectantilor poate avea o dinamica mai mare sau mai mica si, ca urmare, detectoarele utilizate trebuie sa acopere o gama mai mare de variatie a fluxului de neutroni pe care il masoara, urmarindu-se aceleasi obiective ca in domeniul de putere zero.

In partea inferioara a acestui domeniu se mai pot utiliza inca detectoarele cu impulsuri folosite in domeniul de putere zero cele mai utilizate sunt camerele de fisiune cu dimensiuni medii si miniaturizate, cu sensibilitate mai mica care, eventual, pot fi trecute sa functioneze in regim de curent mediu.

- Camerele de ionizare sunt, in general, detectoarele cele mai utilizate in gama puterilor medii, asigurand tranzitarea spre domeniul de putere.

In domeniul de putere medie pot fi utilizate - atat pentru functia de reglare, cat si pentru functia de securitate - detectoare autoalimentate cu raspuns rapid (Co, Pt), sau cu raspuns lent, dar cu sisteme electronice care permit compensarea dinamica a raspunsului si respectiv obtinerea unui raspuns rapid (Utilizare inca limitata).

- Optiunea pentru un anumit tip de detector, in acest domeniu, este dictata – in principal – de conceptia si performantele sistemelor de control si de securitate, precum si de caracteristicile functionale ale detectorului; este vorba de viteza de raspuns a sistemului, dar si de sensibilitatea si fluxul maxim in care poate functiona corect detectorul ales.

5.1.3 DOMENIUL DE PUTERE

corespunde regimului nominal de functionare, caracterizat prin conditiile cele mai dure impuse detectorului    In mod obisnuit este un regim static, cu variatii relativ mici ale fluxului de neutroni.

masuratorile de flux trebuie sa furnizeze datele de intrare necesare functionarii a trei sisteme independente:

sistemul de reglare a puterii reactorului;

sistemele de securitate al reactorului;

sistemul de monitorizare si cartografiere a distributiei fluxului pe intreaga Z

- Pentru functiile de reglare si de securitate se pot utiliza numai detectoarele si sistemele de detectie cu raspuns rapid si anume:

camerele de fisiune miniaturizate, lucrand in regim de curent continuu sau in regim fluctuant;

detectoarele autoalimentate cu raspuns rapid (Co, Pt).

Masurarile de flux destinate sistemului de monitorizare si cartografiere a distributiei fluxului de neutroni, se pot efectua cu detectoare sau alte sisteme de detectie cu raspuns lent, asa cum s-a prezentat anterior.

5.2 ETALONAREA APARATURII PENTRU

MASURAREA FLUXULUI DE NEUTRONI

- obiectiv: corelarea marimii semnalului de masura furnizat de detectorul de neutroni - plasat in ZA sau in exteriorul acesteia - cu valoarea reala a fluxului de neutroni existent in RN. Prin diverse metode se determina valoarea fluxului de neutroni in punctul in care va fi amplasat detectorul de neutroni, etalonandu-se in mod corespunzator scala aparatului indicator al sistemului de masura aferent detectorului respectiv.

Practic sunt utilizate doua metode de etalonare:

masurarea valorii absolute a fluxului de neutroni;

calibrarea cu ajutorul sursei de neutroni.

proces care se efectueaza, de obicei, in faza de punere in functiune a reactorului.

proiectantul prevede si sisteme de testare periodica a fiecarui circuit de masura a fluxului de neutroni. -------CANDU----------PWR---------

Echivalenta celor doi parametrii urmariti (marimea procentuala a reducerii si respectiv viteza de variatie a acestei reduceri) indica indubitabil starea normala de functionare a sistemului de masura testat; constatarea unei discordante va impune depanarea imediata a circuitului de masura in cauza.


Fig. 15 Pozitionarea detectoarelor OCD la reactoarele PWR-EDF

5.2.1. MASURAREA VALORII ABSOLUTE A FLUXULUI DE NEUTRONI

Masurarea absoluta a fluxului se bazeaza pe metoda activarii, folosindu-se in special pentru iradiere fire si/sau foite, realizate din metale cu bune proprietati de activare, respectiv aur, iridiu, argint si cupru.

fragmentele sunt introduse in detectoare de b sau g care masoara radioactivitatea fiecarui fragment. Se obtin astfel informatii privind variatia spatiala a fluxului (axiala si radiala), dar nu se poate realiza o determinare absoluta a fluxului (). Pentru realizarea unor determinari absolute se efectueaza doua iradieri de foite.

  1. In prima faza se iradiaza foita introdusa direct in canalul de masura si apoi se masoara activitatea acestei foite (
  2. in a doua faza se iradiaza o foita identica, amplasata in aceeasi pozitie, dar introdusa intr-o capsula ecranatoare (din cadmiu). Apoi se masoara activitatea acestei foite (). Deoarece sectiunea eficace a cadmiului este mai mare de 0,6 eV, materialul capsulei retine neutronii cu energii sub 0,3 eV. In aceste conditii foita se afla sub incidenta neutronilor epitermici, respectiv cu energii mai mari de 0,3 eV, care produc reactii de fisiune.
  3. Diferenta celor doua activitati () permite determinarea fluxului absolut al neutronilor termici, cu energii mai mari decat energia cadmiului, respectiv a neutronilor care produc fisiuni.

- Eroarea realizata in acest proces de masura depinde, in mod direct, de eroarea cu care sunt cunoscute sectiunile efective.

- Deoarece aceste sectiuni sunt determinate de regula cu erori de 8…10%, se poate afirma ca aceleasi erori se vor regasi si in determinarea experimentala a puterii locale.

Calibrarea aparaturii de masura a fluxului prin masurarea valorii absolute a fluxului se poate efectua numai cand zona activa este 'proaspata', la inceputul punerii in functiune, cand fluxul are valori reduse.

5.2.2 CALIBRAREA CU AJUTORUL SURSEI DE NEUTRONI

Baza: pe efectul unei surse de neutroni introduse in ZA Daca intr-un reactor critic se introduce o sursa care emite S neutroni/secunda (in spatiul limitrof), starea reactorului va fi descrisa de clasicul sistem de ecuatii:

    (10)

(11)

(12)

Considerand existenta unui singur grup de neutroni intarziati si avand in vedere ca reactorul este critic , sistemul anterior de relatii devine:

(13)

(14)

Diferentiind ecuatia (14) se obtine:

(15)

si respectiv

(16)

Notand (viteza de variatie a numarului de neutroni),

se obtine ecuatia:

(17)

care admite o solutie de forma:

Deoarece pentru constanta (definitorie pentru regimul stationar) rezulta valoarea

solutia ecuatiei (17) va avea forma:

(18)

Deci viteza de variatie a numarului de neutroni are doua componente:

un prim termen exponential care descreste cu timpul;

un alt termen proportional cu S.

Dupa un interval de timp de aproximativ 10s, prima componenta devine nesemnificativa si relatia (18) poate fi asimilata formei:

astfel incat, solutia ecuatiei (15) are forma:

(19)

Daca vom considera toate cele 6 grupe de neutroni intarziati, in locul numitorului reprezentat de suma , va trebui sa se introduca suma:

iar solutia (19) va capata forma:

(20)

Relatia (1.19) ne da posibilitatea calcularii numarului de neutroni la un moment dat 't', in raport cu numarul de neutroni , existent in reactor la momentul t = 0.

Pentru ca aceasta relatie sa fie efectiv utila trebuie sa cunoastem , deci sa fundamentam un mod de calcul a acestei ' marimi de referinta '.

- In acest scop se impune masurarea timpului de dublare a puterii, adica a numarului de neutroni, reprezentat de timpul D necesar dublarii numarului de neutroni din reactor, respectiv de la “” la “”, cele doua stari fiind:

pentru t=0: marimea de referinta)

pentru t=D:

Relatia (20) va furniza relatia (experimentala) de calcul pentru

(21)

- In fundamentarea rezultatelor trebuie avut in vedere faptul ca marimile si din relatia (1) se cunosc cu un mare grad de imprecizie.

Plecand de la definirea parametrilor fizici ai unui reactor nuclear, viteza medie a neutronilor rezulta din relatia:

(22)

in care : durata medie de viata a unui neutron;

: constanta de dezintegrare.

Avand in vedere dubla posibilitate de a exprima probabilitatea de absorbtie a unui neutron (numar total de neutroni absorbiti/numar total de neutroni produsi) vom avea egalitatile:

in care:    = sectiunea macroscopica de absorbtie;

= sectiunea macroscopica de fisiune;

= sectiunea macroscopica de scapari;

= sectiunea macroscopica totala.

vom avea deci:    si

Ca urmare:   

, ( 23)

ceea ce va conduce la expresia finala a puterii termice a reactorului

(24)

Singura marime inca necunoscuta este care insa - pentru un reactor dat - se poate determina cu ajutorul metodei sursei pulsate sau a metodelor de zgomot, caracteristice fizicii RN.

Sintetizand cele expuse mai sus, aceasta metoda de etalonare are doua aspecte principale:

pentru diverse niveluri cunoscute ale sursei S se calculeaza , etalonandu-se corespunzator aparatura de masura;

in exploatare, diverselor indicatii de putere li se vor asocia fluxuri rezultate prin extrapolarea nivelelor S (proces 'bijectiv', avandu-se in vedere proportionalitatea dintre si S).

Efectuarea masuratorilor de putere, la diverse niveluri S, implica un regim dinamic al RN a carui aparatura de masura se etaloneaza.

INTERCALIBRAREA APARATURII NUCLEARE SI TEMICE

Este o metoda aplicabila numai in domeniul de putere, cand aparatura destinata masuratorilor termice devine operationala cu o buna precizie (puteri peste Wt).

Aparatura nucleara este etalonata pentru puteri nucleare corespunzatoare nivelelor de puteri termice determinate - in urma masuratorilor termice - pe baza relatiei:

(25)

in care

Q : debitul agentului de racire;

: diferenta de temperatura (dintre iesire si respectiv intrare) a agentului de

racire.

Pentru obtinerea unor bune precizii reactorul trebuie sa functioneze in domeniul de putere sau in domeniul de medie putere.

In practica obisnuita aceasta metoda este utilizata ca metoda de verificare a corectitudinii etalonarii prin metoda activarii foitelor de aur in Z








Politica de confidentialitate

DISTRIBUIE DOCUMENTUL

Comentarii


Vizualizari: 1637
Importanta: rank

Comenteaza documentul:

Te rugam sa te autentifici sau sa iti faci cont pentru a putea comenta

Creaza cont nou

Termeni si conditii de utilizare | Contact
© SCRIGROUP 2020 . All rights reserved

Distribuie URL

Adauga cod HTML in site