ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE
TEZE K DISERTAČNÍ PRÁCI
České vysoké učení technické v Praze Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská Katedra jaderných reaktorů
Ing. Antonín Kolros
O linearitě odezvy (neutronových detekčních systémů)
Doktorský studijní program: Aplikace přírodních věd Studijní obor: Jaderné inženýrství
Teze disertace k získání akademického titulu "doktor", ve zkratce "Ph.D."
Praha, únor 2012
Disertační práce byla vypracována v kombinované formě doktorského studia na katedře jaderných reaktorů Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze. Uchazeč:
Ing. Antonín Kolros Katedra jaderných reaktorů Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská České vysoké učení technické v Praze V Holešovičkách 2, Praha 8
Školitel:
Doc. Ing. Jaroslav Zeman, CSc. Katedra jaderných reaktorů Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská České vysoké učení technické v Praze V Holešovičkách 2, Praha 8
Oponenti:
prof. Ing. Jozef Lipka, DrSc. Ústav jadrového a fyzikálneho inžinierstva Fakulta elektrotechniky a informatiky Slovenská technická universita v Bratislave Ilkovičova 3, Bratislava, Slovenská republika prof. Ing. Tomáš Čechák, CSc. Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská České vysoké učení technické v Praze Břehová 7, Praha 1 Ing. Čeněk Svoboda, CSc. Centrum výzkumu Řež Husinec - Řež 130, Řež
Teze byly rozeslány dne: ............................... Obhajoba disertace se koná dne 23. března 2012 v 15:15 hod. před komisí pro obhajobu disertační práce ve studijním oboru Jaderné inženýrství v zasedací místnosti č. L144 Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze, budova TROJA, V Holešovičkách 2, Praha 8. S disertací je možno se seznámit na děkanátě Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze, na oddělení pro vědeckou a výzkumnou činnost, Břehová 7, Praha 1.
prof. Ing. Zdeněk Janout, CSc. předseda komise pro obhajobu disertační práce ve studijním oboru Jaderné inženýrství Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT v Praze Břehová 7, Praha 1
Obsah 1.
SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY ....................................................................................................................... 7
2.
CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE ......................................................................................................................................... 8
3.
METODY ZPRACOVÁNÍ ............................................................................................................................................. 9
4.
VÝSLEDKY .................................................................................................................................................................. 12
5.
ZÁVĚR ......................................................................................................................................................................... 25
SEZNAM V TEZÍCH POUŽITÉ LITERATURY ............................................................................................................. 26 SEZNAM PRACÍ DISERTANTA VZTAHUJÍCÍCH SE K DISERTACI ....................................................................... 28 OHLASY / BEZ OHLASŮ A RECENZÍ ............................................................................................................................ 28
1. SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY Neutronové detekční systémy s plynovými detektory tepelných neutronů (NDS) mají pro svoji citlivost a okamžitou odezvu na změnu hustoty toku neutronů nezastupitelnou úlohu při reaktorových experimentech a řízení jaderných reaktorů. Jedná se o úzce specializovanou technickou aplikaci, která v běžných laboratořích nalézá podstatně menší uplatnění oproti měřícím systémům pro alfa, beta a zejména fotonové záření. Je to dáno užším výběrem možných aplikací i nutností mít pro jejich využití k dispozici vhodný zdroj neutronů o dostatečné emisi, což s sebou přináší ekonomickou a technickou náročnost jeho pořízení a používání. Princip a způsob detekce neutronů je dobře popsán v řadě publikací [1], [2], [3]. Komerčně dostupný je široký sortiment plynových detektorů neutronů v různých provedeních, jejichž vlastnosti a parametry jsou společně s příklady aplikací obsahem katalogů a odborných publikací[4], [5], [6], [7]. Teorie zpracování elektrického signálu z plynových detektorů neutronů je opět velmi dobře propracována, např. v [2], [8], nicméně k dispozici jsou pouze starší způsoby obvodových řešení, které postrádají využití moderní mikroprocesorové techniky, FPGA programovatelných polí a kde není uvažováno digitální zpracování signálu (DSP). Přístrojové vybavení, které by bylo možno bez větší úpravy přímo použít ve spojení s plynovým detektorem neutronů, není běžně dostupné. Pro NDS pracující v pulsním režimu je možno v nabídce nalézt různé samostatné předzesilovače [9], stejně tak pro NDS pracující v proudovém režimu jsou v nabídce i komerčně vyráběné pikoampérmetry [10]. V konečné fázi se však uživatel sám musí vypořádat se způsobem propojení jednotlivých komponent, které vzhledem k použití různorodých speciálních konektorů detektorů neutronů a nutnosti vysokonapěťového napájení nemusí být vždy jednoduché a úspěšné. V praxi proto spíše převládají elektronické systémy realizované na zakázku [11] podle konkrétní aplikace a používaného detektoru neutronů. Základní vlastnosti těchto NDS zhruba deklaruje výrobce, nicméně vzhledem k omezeným možnostem testování si uživatelé ve spolupráci s výrobcem musí znalosti o chování NDS postupně doplňovat na základě zkušeností z provozu nebo speciálního testování [12]. Zcela specifická je oblast NDS používaných v neutronové instrumentaci (NIS) řídících systémů (ŘS) jaderných reaktorů. Detailní informace o vlastnostech používaných NDS jsou omezené ze strany výrobců i uživatelů z důvodu zachování „know-how“, obchodního či vnitropodnikového tajemství, jsou vymezeny pouze interním uživatelům a pro externí uživatele jsou zpravidla k dispozici pouze hrubé katalogové údaje [13], [14]. Na rozdíl od měřících systémů ionizujícího záření používaných v radiační ochraně, dozimetrii či lékařství, kde je kladen důraz mj. na metrologické ověření parametrů, např. podle [15], [16], jsou vlastnosti těchto typů NDS deklarovány v souladu s „jadernou“ legislativou např. [17]. Převládají požadavky na spolehlivost a bezpečnost, ale přitom se vytrácí požadavek na fyzikální věrohodnost naměřené odezvy. Způsobu ověřování vlastností NDS a bližším požadavkům na parametry, jako je linearita odezvy NDS pro měření hustoty toku neutronů, nejistota měření, účinnost diskriminace nežádoucího fotonového záření, kontinuita návaznosti jednotlivých měřících rozsahů, souběh odezvy vícenásobných NDS, přesnost odezvy pro rychlé dynamické změny výkonu reaktoru atd., tak není věnována detailnější ani systematická pozornost. Ověřování těchto vlastností je obsaženo v interních předpisech pro používání NDS u jednotlivých uživatelů, kdy např. v rámci testů fyzikálního spouštení reaktoru je obsaženo testování návaznosti přechodů měřících rozsahů. Informace o podrobném testování některých nových NDS, zejména s cambellovským způsobem zpracování signálu, se objevují v odborných publikacích [13], [18], [19], [20]. Využívá se porovnání testovaného NDS s referenčním, který nejčastěji obsahuje kompenzovanou ionizační komoru (IK). Metody založené na hodnocení NDS na základě reaktivity stanovené z jeho vlastní relativní odezvy při měření výkonu reaktoru, tj. založené na použití reaktimetru [21], nejsou běžné, nevyužívá se ani možností metody dynamické kalibrace regulační tyče “Rod insertion” [22], [23]. Před optimální volbou NDS pro konkrétní aplikaci tak dnes v praxi spíše převládá
7
snaha využít pro měření dostupné NDS a až poté, co dosažené výsledky plně neodpovídají předpokládaným zjišťovat, kde jsou příčiny neúspěchu.
2. CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE Cílem disertační práce bylo:
specifikovat chování různých NDS používaných pro experimenty na výzkumných reaktorech a na základě zjištěných poznatků optimalizovat jejich výběr a nastavení tak, aby jejich odezva byla co nejvěrnějším obrazem sledovaných dějů při provozu reaktoru shrnutí dostupných poznatků a nabytých znalostí o neutronových detekčních systémech s plynovými detektory tepelných neutronů (NDS), které jsou používány pro reaktorové experimenty a řízení jaderných reaktorů využití stávajích a rozvoj nových způsobů pro hlubší a detailnější hodnocení NDS, které by umožňovaly nezávisle posoudit NDS jako celek, bez nutnosti znalosti jeho vnitřní struktury či nastavení parametrů a bez narušení jeho funkce experimentální ověření možností a mezí při využití přímých a nepřímých metod pro nezávislé hodnocení NDS při reaktorových měřeních uplatnění poznatků z aplikace přímých a nepřímých metod při použití ultralineárního NDS i pro dynamická měření kalibračních charakteristik regulačních tyčí, stanovení vzájemné interference regulačních tyčí, analýzu rychlého vnosu reaktivity při pádu regulační tyče, měření reakční doby řídícího systému reaktoru, stanovení průběhu rychlosti regulační tyče při jejím pádu do reaktoru a analýzu záporného zpětnovazebního efektu reaktoru VR-1 porovnání experimentálních poznatků získaných při měřeních realizovaných v letech 2006 – 2011 zejména na školním reaktoru VR-1 (ČVUT v Praze), ale i na výzkumném reaktoru LR-0 (Centrum výzkumu Řež a.s.), výzkumném reaktoru TRIGA Mark-II (TU Wien), 1. a 2. výrobním bloku Elektrárny Temelín (ČEZ a.s.) ověření přenositelnosti vyvinutých experimentálních postupů, které umožňují velmi přesně a v krátké době analyzovat chování jak NDS, tak reaktoru, či ověřit míru narušení teoretických předpokladů, do prostředí jiných reaktorů a možnost rozvoje vzájemné spolupráce reaktorových pracovišť
8
3. METODY ZPRACOVÁNÍ Pro analýzu chování různých typů NDS byly rozvinuty přímé a nepřímé metody hodnocení využívající znalostí o chování jaderného reaktoru pracujícího v izotermálním stavu, tj. bez teplotních zpětných vazeb a jeho možnosti pracovat jako regulovatelný zdroj neutronů s dynamikou regulace hustoty toku neutronů v poměru až 1:100 000. Přímé metody zahrnovaly metodu srovnávací a metodu založenou na hodnocení linearity NDS z odezvy reaktimetru. Nepřímé metody byly založené na stanovení kalibrační křivky regulační tyče dynamickou metodou “Rod Insertion” a na stanovení průběhu reaktivity reaktoru při pádu regulační tyče. Srovnávací metoda nezávislého hodnocení odezvy NDS je založena na současném vzájemném porovnání relativní odezvy dvou nebo více NDS na společný podnět vyvolaný změnou výkonu jaderného reaktoru, který reprezentuje četnost probíhajích štěpení v AZ reaktoru. Detektory neutronů jednotlivých NDS jsou přitom pevně umístěny v okolí, resp. uvnitř aktivní zóny reaktoru. Výchozím předpokladem srovnávací metody je, že hustota toku neutronů v místě umístění jednotlivých detektorů neutronů je přímo úměrná výkonu reaktoru a spektrum neutronů je neměnné. Při změně výkonu reaktoru pak relativní změna hustoty toku a spektra neutronů v místě detektorů je stejná nebo lze odchylku zanedbat. V pozicích jednotlivých detektorů neutronů nesmí docházet k rozdílným změnám relativní odezvy v důsledku změny fyzikálních vlastností prostředí jako je rozptyl, difuze, absorpce mezi detektorem a aktivní zónou reaktoru, které by vedly ke změně v odezvách jednotlivých detektorů vztažených ke stejnému výkonu reaktoru. Detektory neutronů jednotlivých NDS proto vyžadují umístění v reprezentativní poloze vzhledem k AZ reaktoru tzn., že se nesmí nacházet např. v oblasti „stínu“ regulační tyče, která by v průběhu měření měnila svoji polohu. Regulační tyč RT (2 - 9 mm/s) - režim SHOD TYC pro zavedení reaktivity 0 až -2,5beff do 1 s - režim REAKTOR STOP pro zavedení reaktivity -9 beff do 1 s Pneumatický oscilátor„HOPÍK”, (100 - 999 mm/s) PC reaktimetr
Monitor malých proudů
TEMA LCM310 T = 1 ms - 1 s
NDS 1 VN zdroj +1000 V
Elektrometr PC
NDS 2
Keithley 6517A T = 0,1 - 1 s
NDS1, NDS2 - neutronové detekční systémy v impulsním, proudovém nebo Campbellovském pracovním režimu s detektory neutronů D1, D2... Testování reaktimetrů.
KNK56
CC54B
VN zdroj -100 V
D1
D2
Aktivní zóna
Reaktor VR-1
Obr. 1 Blokové schéma původního měřícího uspořádání na reaktoru VR-1 pro stanovení statických a dynamických parametrů a vlastností různých NDS (2006 – 2011).
Srovnávací metoda (Obr. 1) umožňuje zcela nezávisle posoudit chování jak dílčích částí NDS, tak i posoudit chování NDS jako celku včetně kvality prováděných výpočtů (software, stanovení reaktivity, měření rychlosti změny výkonu reaktoru a měření odchylky výkonu reaktoru). Lze stanovit řadu parametrů a charakteristik ve statickém a dynamickém pracovním režimu NDS, 9
např. linearitu odezvy NDS pro měření hustoty toku neutron, nejistotu měření, účinnost diskriminace nežádoucího fotonového záření, zhodnocení nastavení diskriminačních hladin nebo kompenzačního napětí NDS, kontinuitu a návaznost jednotlivých měřících rozsahů (vícerozsahové NDS), kontinuální ocenění chyby měření, souběh odezvy pro vícenásobné NDS (např. PMV1,2,3,4 řídícího systému VR-1), přesnost odezvy NDS jako celku pro rychlé dynamické změny výkonu reaktoru vyvolané pádem regulační tyče nebo rychlým odstavením reaktoru, pulsní změnou výkonu (reaktivity) reaktoru, přechodovou změnou výkonu (reaktivity) reaktoru, oscilační změnou výkonu reaktoru (reaktivity). Srovnávací metoda byla rozvinuta na školním reaktoru VR-1 a její přenositelnost byla ověřena na reaktoru LR-0 (Centrum výzkumu Řež). Srovnávací metoda byla v dlouhodobém horizontu aplikována na velký počet různých NDS. Z kontinuity a opakovatelnosti získaných dat vyplynulo, že NDS pracující v proudovém režimu s kompenzovanou 10B ionizační komorou s přesným a rychlým měřičem proudu lze považovat za referenční. Metoda nezávislého hodnocení linearity odezvy NDS z odezvy reaktimetru je založena na vyhodnocení trendu reaktivity stanoveného z odezvy NDS po definované změně stavu jaderného reaktoru v oblasti výkonů, kde se neprojevují zpětné vazby. Využívá se poznatku, že reaktor lze velmi přesně uvést do nadkritického nebo podkritického stavu s konstantní reaktivitou a to velmi jednoduše zavedením kladné nebo záporné reaktivity, např. posunem regulační tyče nebo absorbátoru z výchozího kritického stavu. Tímto lze vyvolat přesně definovaný nárůst, resp. pokles výkonu „nulového“ reaktoru v širokém rozsahu, což vyvolá i odpovídající změnu hustoty toku neutronů v místě detektoru neutronů NDS. Vyhodnocení trendu reaktivity (Obr. 9) pak spočívá ve stanovení měřícího rozsahu NDS, kdy reaktivita stanovená z jeho odezvy se pohybuje ve zvoleném tolerančním pásmu kolem konstantní hodnoty v závislosti na výkonu reaktoru. Pro testování vlastností ultralineárních NDS s kompenzovanou IK byly použity nepřímé metody. Tyto metody předpokládají aplikaci reaktimetru a dobrou znalost parametrů zpožděných neutronů (Obr. 2). Přenositelnost metod byla testována na reaktoru LR-0 (Centrum výzkumu Řež) a TRIGA MarkII (TU Wien). Dobré výsledky vedly i k hlubšímu propracování těchto metod. Metoda dynamické kalibrace regulační tyče “Rod Insertion” v kombinaci s ultralineárním NDS umožňuje velmi přesně a rychle stanovit integrální, resp. diferenciální kalibrační křivku v 300 - 35 000 bodech na základě stanovení reaktivity jaderného reaktoru v průběhu kontinuálního pohybu regulační tyče při jejím zasouvání z horní do dolní koncové polohy a následném zpětném vysouvání (Obr. 3). Stanovení průběhu reaktivity reaktoru při pádu regulační tyče (Obr. 19) slouží nejenom k posouzení dynamických vlastností NDS, ale i ocenění přesnosti parametrů zpožděných neutronů a ověření předpokladů teorie jednogrupové bodové kinetiky jaderného reaktoru použité pro stanovení reaktivity. Rozvinutí obou metod poté umožnilo i studium vzájemných interferencí regulačních prvků atd.
10
Ovládání pohonu RT
(t0 - start pohybu RT)
Regulační tyč UR-70 s krokovým motorem
Monitor malých proudů LCM310
Cd absorbátor regulační tyče
i(t) Kompenzovaná IK (CC54B, KNK56)
Aktivní zóna
z0
software Reaktimetr r´(t)
v
Stanovení integrální kalibrační křivky
zk Reaktorová nádoba
r(z) Suchý kanál 56 mm Stanovení diferenciální kalibrační křivky
Reaktor VR-1
dr(z)/dz
Obr. 2 Blokové schéma měřícího uspořádání a způsobu stanovení kalibračních křivek při dynamické kalibraci regulačních tyčí v rámci ZKE s AZ C6 reaktoru VR-1
0.4 vysouvání RT
zasouvání RT
0.2
1.00
-0.2 -0.4 -0.6
0.10
-0.8 -1.0
Reaktivita reaktoru [βeff ]
Výkon reaktoru [rel.]
0.0
-1.2
-1.4
0.01
-50
0
50
100
150
200
250
300
Čas t [s] Obr. 3 Průběh relativního výkonu reaktoru a reaktivity reaktoru při dynamické kalibraci RT R2 (AZ C5, reaktor VR-1) zasunováním a následně i jejím zpětným vysunováním do kritického stavu, doba pohybu 114 s, rychlost pohybu 6 mm.s-1 (2.9.2011)
11
4. VÝSLEDKY Přímé hodnocení linearity odezvy NDS srovnávací metodou umožnilo zjistit základní parametry, vlastnosti a provést katalogizaci NDS pracujících v pulsním a proudovém režimu. Mezi hlavní stanovené parametry patřila linearita odezvy, nejistota měření, měřící rozsah, účinnost diskriminace nežádoucích složek signálu atd. Z mnoha opakovaných měření vyplynulo, že linearitu odezvy běžných impulsních i proudových NDS charakterizovanou relativní odchylkou od linearity (Obr. 4) je možno považovat za omezenou v rozsahu dvou až tří dekád naměřených hodnot četností impulse, resp. proudu.
Naměřená četnost m [s-1]
1.0E+7
1.0E+6 odchylka od linearity
1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3 12NH25 + EMK310
kompenzovaná IK CC54B + 6517 (referenční NDS)
1.0E+2 1.0E+2
1.0E+3
1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
1.0E+7
Skutečná četnost n [s-1]
Obr. 4 Závislost naměřené četnosti m na skutečné četnosti n impulsního NDS získané porovnáním s proudovým NDS s kompenzovanou IK
Impulsní NDS lze nejlépe charakterizovat odchylkou od linearity vztaženou tzv. k jednomu bodu, nejlépe v oblasti malých naměřených četností 100 - 500 s-1 (Obr. 5). Bylo opakovaně prokázáno, že odezva impulsních NDS je již od nejmenších četností interakcí neutronů s detektorem nelineární a že měřitelnost odchylky od linearity závisí mj. na dosahované nejistotě měření.
Odchylka od linearity Δ [%]
10%
0% -10% -20% -30% -40% -50% 1.0E+2
12NH25 + EMK310 linearizovaná odezva
1.0E+3
1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
Naměřená četnost m [s-1]
Obr. 5 Porovnání odchylky od linearity nekorigovaného a korigovaného impulsního NDS. Korekční funkce představuje polynom 4. stupně.
12
Srovnávací metoda též prokázala, že odezvu impulsního NDS s rychlým elektronickým systémem, kdy dominantním vlivem narušení linearity odezvy je nakupení impulsů, je možno velmi dobře linearizovat korekční funkcí ve tvaru polynomu 4. stupně. Porovnáním residuí bylo prokázáno, že tento způsob i lépe vystihuje chování impulsního NDS než korekce vycházející z teorie mrtvé doby NDS (Obr. 6). 1.0%
RESΔ [%]
0.5%
0.0%
-0.5% linearizace polynomem 4. stupně model kumulativní mrtvé doby (τ = 2,15 µs) -1.0% 1.0E+2
1.0E+3
1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
Naměřená četnost m [s-1] Obr. 6 Porovnání residuí pro linearizaci odezvy impulsního NDS modelem kumulativní mrtvé doby a linearizací polynomem
Komplexnější hodnocení umožnilo i analyzovat chyby při stanovení mrtvé doby NDS v praxi. Jedná se o opomenutí výchozích předpokladů, nízkou dosaženou nejistotu typu A, neznalost typu mrtvé doby nebo prolínání vlivů komponent s různou velikostí a různým typem mrtvé doby. Srovnávací metoda potvrdila, že při relativní odchylce od linearity odezvy NDS nad 40 % jsou možnosti linearizace impulsních NDS již omezené, neboť se začíná projevovat více vlivů, např. mrtvá doba elektronického systému. Impulsní NDS jsou pak i při vhodné korekci na nelinearitu odezvy jen velmi málo vhodné pro analýzu rychlých dynamických dějů, protože hustota získaných informací o průběhu děje je nízká a nejistota měření vysoká (Obr. 7). 1.1 proudový NDS (RJ1300 + LCM310)
Odezva NDS [rel.]
1.1
impulsní NDS (12NH25 + EMK310)
1.1 1.0 1.0 1.0
1.0 -1.0
-0.5
0.0
0.5
1.0
1.5
2.0
2.5
3.0
Čas t [s] Obr. 7 Porovnání odezvy impulsního a proudového NDS při měření impulsní charakteristiky reaktoru VR-1 (13.1.2010)
Srovnávací metoda umožnila ocenit účinnost diskriminace nežádoucího fotonového záření na odezvu impulsních a proudových NDS. Možnosti diskriminace nejsou neomezené, silně závisí na 13
dávkovém příkonu fotonů a typu použitého detektoru, kdy 3He detektory neutronů jsou nejméně vhodné protože se projevuje vliv nízké energie reakce (Obr. 8). Umožnila i přímo analyzovat vliv různých způsobů vyhlazování signálu a algoritmů odstraňování poruch na rychlost odezvy NDS, kdy dochází ke zpoždění a ztrátě proporcionality zejména při rychlých dynamických změnách vstupního podnětu. Zde má výrazný vliv na odezvu detektoru vlastní kapacita detektoru a kabelu. 1.0E+4
Nnom = 1E8 (1 kWt)
CC54B + 6517A CFUL01 + LCM310 v1.0
1.0E+3
12NH25 + EMK310 12NH25 + EMK310
Odezva NDS [rel.]
1.0E+2
15He685-19 + EMK310
1.0E+1 1.0E+0 N = 2E4 (0,2 Wt)
1.0E-1 1.0E-2 1.0E-3 1.0E-4 3 800
4 000
4 200
4 400
4 600
4 800
5 000
Čas [s]
Obr. 8 Průběh odezvy různých NDS při rychlém odstavení reaktoru VR-1 (2009)
Analýza chování mnoha NDS srovnávací metodou přinesla hluboké poznatky o chování NDS s kompenzovanou 10B-lined ionizační komorou a optimálním způsobu jejího využití. Pro detailnější studium jejich vlastností byla rozvinuta metoda založená na vyhodnocení reaktivity stanovené reaktimetrem z relativní odezvy vlastního NDS. Pro tyto účely byl vyvinut a ověřen reaktimetr [11] jakožto software obsahující matematický způsob zpracování výstupní odezvy NDS pro stanovení reaktivity reaktoru odvozený z fyzikálního modelu, který popisuje chování jaderného reaktoru jednogrupovou rovnicí bodové kinetiky při znalosti střední doby života okamžitých neutronů a jednotlivých skupin zpožděných neutronů a jejich vzájemného zastoupení [21]. Tato metoda současně využívá poznatků o chování jaderného reaktoru malého výkonu.
Obr. 9 Odezva uNDS a reaktimetru v rozsahu výkonu 1.104 -1.107 s-1 při ověřovacím měření na reaktoru LR-0 (Centrum výzkumu Řež, 23.9.2010)
Protože do aktuálně stanovené hodnoty reaktivity se promítá i historie měření, je tato metoda vhodná zejména pro tzv. ultralineární NDS, tj. NDS s malou nejistotou měření typu A menší než 0,3 %, odchylkou od linearity menší než 0,1 % v rozsahu 5 měřících dekád, vhodnou citlivostí, rychlou spojitou odezvou a i jinak dobře charakterizovanými vlastnostmi v širokém rozsahu 14
statických i dynamických podmínek měření. V závislosti na měřícím intervalu a zvolené nejistotě měření pak ultralineární NDS umožňují sledovat relativní výkon reaktoru v rozsahu 3 - 7 výkonových dekád (Obr. 9). Metody hodnocení NDS byly uplatněny i pro hodnocení a diagnostiku neutronové instrumentace (NIS) řídícího systému reaktoru VR-1. Vyvinuté postupy nevyžadují žádný zásah do struktury NIS, tj. neovlivňují jeho funkci ani provoz reaktoru. Dosahovaná relativní nejistota měření typu A σrel = ±10% neutronové instrumentace (NIS) pro měření výkonu reaktoru i dynamická odezva NIS na změny výkonu reaktoru je postačující pro zajištění měřící, regulační a bezpečnostní funkce řídícího systému při provozu reaktoru. Nicméně pro experimentální měření vyžadující přesnou a rychlou odezvu jsou vlastnosti NIS nevyhovující.
15.0% PMV_VYKON (RJ1300, +500V) PMV1 (RJ1300, +500V)
12.5%
Odchylka od linearity Δ [%]
PMV2 (RJ1300, +500V) PMV3 RJ1300 +500V
10.0%
PMV4 RJ1300 +500V CFUL01 TEMA LCM310.01
7.5% 5.0% 2.5% 0.0% -2.5% -5.0% 1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
1.0E+7
1.0E+8
1.0E+9
Výkon reaktoru VR-1 N [s-1] Obr. 10 Porovnání odezvy kanálů PMV řídícího systému reaktoru VR-1, NDS se štěpnou IK CFUL + přístroje TEMA LCM310 v.1 s referenčním proudovým NDS s 10B kompenzovanou IK s elektrometrem Keithley 6517A (květen 2009)
Ukazuje se, že oddělený NDS pro fyzikální měření, jak je realizován např. na Elektrárně Temelín, má své opodstatnění. Výsledky hodnocení NIS reaktoru VR-1 poukázaly na nadhodnocení odezvy impulsního kanálu PMV v důsledku použití napěťového zesilovače pro zpracování signálu ze štěpné ionizační komory (Obr. 10). Nadhodnocena je i odezva proudového kanálu PMV v dolní části měřícího rozsahu, protože není zohledněn klidový proud použitých štěpných ionizačních komor (Obr. 10). Analýza poukázala i na specifikum provozu reaktoru při použití nekompenzovaných štěpných ionizačních komor v NIS, kdy po déletrvajícím provozu reaktoru na zvýšeném výkonu je vhodné z bezpečnostních důvodů neprovozovat reaktor na nižším výkonu, ale přímo ho odstavit (Obr. 11) neboť odezva nekompenzovaného NDS je silně nadhodnocena v důsledku zbytkového fotonového záření štepných produktů v aktivní zone reaktoru.
15
Obr. 11 Porovnání odezvy nekompenzovaného NDS1 a kompenzovaného NDS2 při poklesu výkonu reaktoru VR-1 po vnosu reaktivity -0,7 βeff pádem RT (28.3.2011)
Odchylka od linearity Δ [rel.]
Dílčí analýzy NIS řídících systémů byly realizovány i na výzkumných reaktorech LR-0 (Obr. 12) a TRIGA Mark-II (TU Wien).
0%
impulsní kanál PMV3
-5%
proudový kanál PMV3
-10%
-15% -20% -25%
-30% -35% 1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
1.0E+7
Výkon reaktoru N [s-1]
Obr. 12 Linearita odezvy měřícího kanálu PVM3 reaktoru LR-0 vztažená k výkonu N = 1.104 s-1 s vyznačenou návazností přechodu mezi impulsním a proudovým rozsahem. Jedná se o NIS stejného typu jako NIS reaktoru VR-1 (23.9.2009).
Analýza časového sledu událostí při překročení limitu rychlosti změny výkonu na reaktoru VR-1 pomocí ultralineárního NDS s reaktimetrem přinesla mj. možnost explicitního stanovení reakční doby řídícího system (Obr. 13). Reakční doba řídícího systému VR-1 pro rychlé odstavení reaktoru a dosažení podkritičnosti reaktoru -3 βeff byla stanovena na 2,73 s. Při velmi rychlém nárůstu výkonu reaktoru dochází ke zpoždění v důsledku použitého algoritmu výpočtu. Měření na reaktoru TRIGA Mark-II stejným postupem vedlo k hodnotě reakční doby 2,40 s (Tab. 1). 16
.. Obr. 13 Porovnání rychlosti změny výkonu reaktoru VR-1 stanovené ŘS reaktoru a uNDS inicializační události po dosažení podkritičnosti reaktoru -3 βeff (25.11.2010) Tab. 1 Porovnání reakční doba řídícího systému reaktoru VR-1 a TRIGA Mark-II (TU Wien) při rychlém odstavení reaktoru
VR-1
TRIGA Mark-II
+6 %.s-1
(+39,57 %.s-1)
Havarijní limit pro periodu výkonu reaktoru Tmin
(+17,16 s)
+3 s
Zpoždění začátku pádu první RT od dosažení vhav, resp. Tmin
2,48 s
1,78 s
Reakční doba ŘS pro odstavení reaktoru (ρ = -3 βeff) od překročení vhav, resp. Tmin
2,73 s
2,40 s
Reakční doba ŘS pro dopadnutí všech RT (ρ = -8,721 βeff) od překročení vhav, resp. Tmin
3,02 s
2,60 s
< 0,60 s (0,04 s)
-
Interval mezi rozepnutím bezpečnostního řetězce a začátkem pohybu RT
0,56 s
-
Vlastní doba pádu všech RT
0,54 s
0,82 s
Doba mezi vygenerováním havarijního signálu ŘS a odstavením reaktoru (-3 βeff)
0,85 s
-
Časové zpoždění ŘS pro vygenerování havarijního signálu oproti hodnotě uNDS (vliv algoritmu zpracování signálu)
1,88 s
-
Havarijní limit pro rychlost změny výkonu reaktoru vhav
Vlastní reakční doba ŘS od vygenerování havarijního signálu vhav = 6 %.s-1 po rozepnutí bezpečnostního řetězce (odhad)
Spojení ultralineárního NDS s reaktimetrem založené na teorii jednogrupové bodové kinetiky jaderného reaktoru spolu s definováním reprezentativní polohy detektoru neutronů vzhledem k aktivní zóně reaktoru a použitím závěrů poruchové teorie se ukázalo být velmi progresivním 17
nástrojem pro stanovení a ověření vlastností nejen vlastního ultralineárního NDS, ale i k poznání hlubšího chování jaderného reaktoru malého výkonu. Při postupném zpřesňování pak každá odchylka od předpokládaného průběhu vedla k hledání, zda se jedná o náhodnou poruchu, projev nelinearity uNDS, nepřesnost matematického algoritmu reaktimetru, nepřesnou znalost parametrů zpožděných neutronů charakterizující vlastnosti jaderného reaktoru či narušení předpokladů jednogrupové bodové kinetiky reaktoru, resp. poruchové teorie. Přesná odezva uNDS s reaktimetrem na rychlé dynamické změny výkonu reaktoru vyvolané pohybem malého kadmiového absorbátoru v aktivní zóně reaktoru přispěla v počátku k experimentálnímu zpřesnění podílu zpožděných neutronů reaktoru VR-1 (Obr. 14). V širší spolupráci pracoviště KJR FJFI s ÚJFI FEI STU Bratislava pak byla pro aktivní zónu C5 nově stanovena hodnota 0,007857 βeff ±8 %, která oproti původní hodnotě 0,007 βeff byla ve shodě s výpočtem pomocí kódu MCNP lepší než 1,76 % [25]. 1.12 1.10
Odezva NDS [rel.]
1.08 1.06 1.04 1.02
NDS1, CC54B + 6517A NDS2, RJ1300 + LCM310
1.00
NDS3, RJ1300 + PMV VR-1
0.98
-1.0
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
5.0
6.0
7.0
8.0
9.0
10.0
Čas t [s]
Obr. 14 Relativní odezva proudových NDS1, NDS2, NDS3 na oscilace výkonu reaktoru VR-1 vyvolané pohybem absorbátoru o váze +0.05 βeff (29.10.2009)
3.5E-03
dρ/dz [βeff /mm]
3.0E-03 R2, Dif. (ORIGIN)
2.5E-03
R2 Dif. - teorie
2.0E-03 1.5E-03 1.0E-03 5.0E-04 0.0E+00 0
100
200
300
400
500
600
700
800
Poloha z [mm] Obr. 15 Porovnání tvaru a velikosti integrální kalibrační křivky RT R2 s teoretickým průběhem pro posun Δp = 5 mm, Δq = 55 mm. Křivky se překrývají (17.5.2011)
18
Studium bližších vlastností NDS se stalo i nástrojem pro hlubší poznání chování reaktoru malého výkonu a vedlo k propracování experimentálních metod umožňujících stanovit statické a dynamické parametry reaktoru. Snaha o nalezení mezí v linearitě odezvy uNDS vedla k vývoji a aplikaci nepřímých metod založených na stanovení reaktivity reaktoru při dynamických změnách. Metoda dynamické kalibrace regulační tyče umožnila na základě rovnoměrného zasunutí a zpětného vysunutí regulační tyče (RT) velmi rychlé, přesné a detailní stanovení její integrální a diferenciální kalibrační křivky (Obr. 15). Dosahovaný počet 400 - 34 000 naměřených bodů a malá nejistota měření reaktivity typu A v rozmezí ±(0,0001 - 0,005) βeff umožnila i studium interference RT s jinými prvky aktivní zóny reaktoru (Obr. 16).
Obr. 16 Porovnání diferenciálních kalibračních křivek RT B3 pro konfiguraci AZ 1 a AZ2 (17.5.2011)
0.10
4.0E-4
0.08
2.0E-4
0.06
0.0E+0
0.04
-2.0E-4
0.02
-4.0E-4 Integrální interference
0.00
-6.0E-4
Diferenciální interfence
-0.02
dξCd(z)/dz [βeff/mm]
ξCd(z) [βeff ]
Prokázalo se, že dvě vedlejší RT reaktoru VR-1 vzdálené v základní rozteči 71,5 mm se navzájem ovlivňují. Blízká RT pak ovlivňuje průběh rozložení hustoty toku neutronů v místě sledované RT a vyvolá posun polohy maxima o 14 mm dolů. Rekonfigurace aktivní zóny C6, kdy vedlejší RT E1 o váze 1,563 ±0,006 βeff byla z horní koncové polohy zasunuta do střední polohy v aktivní zóně reaktoru způsobila, že vnos reaktivity po zasunutí RT B3 byl nižší o 0,064 ±0,005 βeff oproti její původní váze 2,192 ±0,004 βeff.
-8.0E-4 0
100
200
300
400
500
600
700
Poloha z [mm]
Obr. 17 Integrální ξCd(z) a diferenciální interference bodového Cd absorbátoru při vložení k RT R2, rychlost posunu R2 3 mm.s-1, 2270 naměřených bodů, AZ C5 reaktor VR-1 (28.4.2011)
19
Přesnost stanovení lokální deprese hustoty toku neutronů se prokázala při ocenění vlivu malého kadmiového absorbátoru na průběh kalibračních křivek RT, kdy bylo možno stanovit i křivky integrální a diferenciální interference (Obr. 17). Při vyjmutí radiálního horizontálního kanálu (HRK) o průměru 250 mm (Obr. 18), naopak došlo k prudkému snížení zpětného rozptylu neutronů, protože vodní náplň HRK vytvářející reflektor AZ byla nahrazena vzduchem. Vyjmutí se tak projevilo v mohutné rozsáhlé depresi hustoty toku neutronů v místě odpovídající poloze HRK. Díky proložení teoretického průběhu podle poruchové teorie lze usuzovat, že na vnějším okraji HRK došlo naopak k mírnému nárůstu hustoty toku neutronů. Váha blízké RT po vyjmutí HRK poklesla o (0,1852 ±0,0021) βeff, původní váha RT byla (0,9988 ±0,0016) βeff. Celkově při experimentech bylo i zjištěno, že měřitelný vliv na váhu RT a průběh kalibračních křivek má změna polohy experimentálního suchého kanálu o průměru 56 mm umístěného v reflektoru, vyjmutí jedné z dvojice kompenzovaných ionizačních komor používaných pro měření, změna polohy detektoru atd., což bylo nutno zohlednit. 3.0E-3 dif. dif., teorie dif., vyjmutý RK
2.5E-3
dif., vyjmutý RK, teorie
dρ/dz [βeff/mm]
2.0E-3
1.5E-3
1.0E-3
5.0E-4
0.0E+0 0
100
200
300
400
500
680
600
Poloha z [mm]
Obr. 18 Porovnání diferenciálních kalibračních křivek RT R1 při osazeném a vyjmutém radiálním kanálu AZ C5 reaktoru VR-1 doplněný o teoretické průběhy (29.9.2011)
Ovlivnění váhy RT se potvrdilo při postupném pádu dvojice blízkých, resp. vzdálených regulačních tyčí do aktivní zóny reaktoru (Obr. 19). Vnos reaktivity druhé RT po pádu první blízké RT je až o (0,077 ±0,011) βeff nižší oproti její váze stanovené samostatně(Tab. 2). Naopak, pokud první padající RT je vzdálená, pak vnos reaktivity druhé RT je až o (0,176 ±0,012) βeff vyšší oproti její váze stanovené samostatně. Tab. 2 Vnos reaktivity do reaktoru v průběhu pádu RT s prodlevou 4 s ve shození 2. RT Pád 1
Pád 2
Pád2 – Pád1
RT
ρvnos [βeff]
RT
ρvnos [βeff]
RT
ΔρRT [βeff]
B3
-2,055 ±0,006
E1
-0,777 ±0,005
E1
-0,045 ±0,009
E1
-0,732 ±0,008
B3
-1,978 ±0,009
B3
-0,077 ±0,011
B3 + E1
-2,787 ±0,007
E1 + B3
-2,755 ±0,008
20
0.5 E1 + B3, 4s pauza B3 + E1, 4s pauza
0.0
E1, Bodová kinetika
Vnos reaktivity [βeff ]
B3, Bodová kinetika E1+B3, Bodová kinetika
-0.5
-1.0
-1.5
-2.0
-2.5
-3.0 -1.0
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
5.0
6.0
7.0
8.0
Čas [s] Obr. 19 Průběh vnesené reaktivity při pádu dvojice blízkých RT B3, E1 s prodlevou mezi pády 4 s, resp. 0 s (20.6.2011)
Dosahovaná přesnost při stanovení reaktivity reaktoru z odezvy uNDS s kompenzovanou ionizační komorou a možnost transportu uNDS umožnila porovnat vliv prostředí různých výzkumných reaktorů a to na základě nejmenší dosahované nejistoty měření typu A při stanovení váhy regulační tyče, resp. klastru. Jelikož váha RT je stanovena po jejím zasunutí do DKP v průběhu dynamické kalibrace, tj. při klesajícím výkonu reaktoru, jedná se o podmínky více vypovídající o prostředí reaktoru než při běžném stanovení nejistoty měření reaktivity kritického reaktoru. Zatímco na reaktorech LR-0 a TRIGA Mark-II jsou dosahovány směrodatné odchylky σρ = ±(1,7 - 2,3).10-4 βeff, na reaktoru VR-1 je nejmenší dosažená σρ = ±1,5.10-3 βeff , tj. zhruba 10x horší. Důvodem může být větší elektromagnetické rušení. Stanovení průběhu rychlosti pádu regulační tyče do aktivní zóny reaktoru je možno považovat za křížovou kontrolu věrohodnosti a dosažené přesnosti neutronových měření pomocí uNDS s reaktimetrem. Měření bylo realizováno na reaktoru VR-1 (Obr. 20) a reaktoru TRIGA Mark-II (Obr. 21). Celková doba pádu RT je 630 ms, resp. 355 ms. Průběh pádu RT u obou reaktorů je obdobný. Počáteční průběh je možno charakterizovat rovnoměrným nárůstem rychlosti až do maxima 2300 mm.s-1, resp. 1880 mm.s-1, což odpovídá volnému pádu bez tlumení. Poté následuje oblast tlumeného pádu RT, kdy působí vodní, resp. mechanický tlumič.
21
Rychlost pádu v [mm.s-1]
2500
volný pád RT
tlumený pád RT
2000
1500
1000
500 HKP = 680 mm (RT vysunuta mimo AZ)
DKP = 0 mm (RT zasunuta do AZ)
0 700
600
500
400
300
200
100
0
Poloha z [mm] Obr. 20 Průběh rychlosti RT B3 při pádu do AZ reaktoru VR-1 (5.9.2011) 2000 1800
Rychlost v [mm.s-1]
1600 1400 1200 1000 800
600 400
tlumený pád
volný pád
200
HKP = 378 mm (473 bodů)
DKP = 0 mm
0 400
350
300
250
200
150
100
50
0
Pozice z [mm] Obr. 21 Průběh rychlosti v RT RG při pádu do AZ reaktoru TRIGA Mark-II, TU Wien (25.10.2011)
Původní dlouholetá a všeobecná představa o reaktoru VR-1 coby reaktoru nulového výkonu, tj. bez zpětných vazeb, vedla i k myšlence stanovení linearity odezvy uNDS na základě odezvy reaktimetru při pomalém zvyšování výkonu reaktoru po vnosu kladné konstantní reaktivity pohybem regulační tyče (Obr. 22). V oblasti nominálního výkonu reaktoru VR-1 (N = 1.108 s-1) byl však objeven měřitelný pokles reaktivity reaktoru. Reaktivita při maximálním výkonu reaktoru (N = 5.108 s-1) poklesla o 0,0243 βeff. Zjištěná zpětnovazební reaktivita ρp (Obr. 23) je lineární funkcí výkonu reaktoru N [s1]:
kde výkon N je odvozen z linearizované odezvy řídícího systému.
22
0.100
1.0E+9
N = 9 113,98
e+0.003211.t
s-1 1.0E+8
0.050
1.0E+7
ρ´ = 0,0377 βeff 0.025
1.0E+6
0.000
1.0E+5
-0.025
1.0E+4
-0.050 0
500
1000
1500
2000
2500
3000
3500
Výkon reaktoru N [s-1]
Reaktivita reaktoru ρ´ [βeff ]
0.075
1.0E+3 4000
Čas t [s]
Obr. 22 Průběh výkonu reaktoru VR-1 a reaktivity reaktoru měřené reaktimetrem po vnosu kladné reaktivity + 0.0377 βeff změnou polohy regulační tyče (13.9.2011)
Zpětnovazební efekt byl analyzován i pomocí metody dynamické kalibrace RT. Přestože zasouvání RT trvá zhruba 80 s, lze pozorovat pokles hustoty toku neutronů v oblasti středu aktivní zóny a menší pokles nad jejím středem. Po zpětném vysunutí RT reaktor není kritický, ale nadkritický. Zjištěná hodnota zpětnovazební reaktivity (-0,0232 ±0,0030) βeff je nepatrně menší oproti metodě kladné periody, což ukazuje, že v dolní části aktivní zóny je vliv záporné zpětné vazby malý. Narušení průběhu diferenciální kalibrační křivky RT při vyšším výkonu je obdobné jako u kalibrační křivky RT získané na reaktoru TRIGA Mark-II (TU Wien) bez nuceného oběhu chladiva při výkonu 5,3 kWt oproti 0,29 kWt. Naměřený rozdíl teploty v palivových článcích činil 3 – 4 °C.
Zpětnovazební reaktivita ρP [βeff ]
0.01
0.00
-0.01
-0.02
ρP = - 8,77 10-05 - 5,2 10-11 . N [ βeff ] -0.03 1.0E+04
1.0E+05
1.0E+06
1.0E+07
1.0E+08
1.0E+09
Výkon reaktoru N [s-1]
Obr. 23 Zpětnovazební efekt reaktoru VR-1 charakterizovaný zpětnovazení reaktivitou (13.9.2011)
23
Rozdíl v průběhu diferenciálních kalibračních křivek lze vysvětlit na základě ohřevu paliva a moderátoru ve středu AZ a ohřevu části AZ nad středem od ohřáté vody stoupající přirozenou konvexí ze středu AZ vzhůru. Toto porovnání napovídá, že záporný zpětnovazební efekt reaktoru VR-1 by mohl být způsoben nárůstem teploty v palivu zejména ve středu aktivní zóny. Nicméně je zde nesoulad v cca 10x vyšších teplotních koeficientech reaktivity stanovených v rámci neutronově fyzikálních charakteristik konfigurace AZ C5 reaktoru VR-1 pomocí kódu MCNP i v podstatně větším projevu zpětnovazebního efektu pro kalibrační křivku RT reaktoru VR-1 než TRIGA Mark-II. Navíc i některé práce poukazují na to, že nominální tepelný výkon reaktoru VR1 je podstatně nižší než dosud udávaný 1 kW, zhruba 20 - 50 W. Pro definitivní závěr je zde celkově nutno dosáhnout menší nejistoty měření, větší opakovatelnosti, potlačit poruchy a doplnit měření o stanovení teploty vody mezi vnitřními trubkami palivových článků ve středu AZ.
5.0E-3
Diff. RG, 0.255-0.54 kW, Withdrawing Diff. curve Theory Diff. RG, 5.32-0.484 kW, Insertion
dρ/dz [βeff ]
4.0E-3
3.0E-3
2.0E-3
1.0E-3
0.0E+0 0
100
200
300
400
z [step]
500
Obr. 24 Porovnání diferenciálních kalibračních křivek RT B3 stanovené při výkonech 5 kWt a 0,5 kWt reaktoru TRIGA Mark-II (TU Wien), Insertion = zasunutí, Withdrawing = zpětné vysunutí (23.10.2011)
24
5. ZÁVĚR Neutronové detekční systémy mají významnou úlohu v oblasti reaktorových experimentů a při řízení jaderných reaktorů. Tato práce je zaměřena na hodnocení kvality a věrohodnosti jejich odezvy a na možnosti optimálního využití jejich vlastností a parametrů. Shrnuje výsledky dlouhodobého sledování vlastností různých typů NDS při experimentech na školním reaktoru VR-1 (ČVUT v Praze). Zahrnuje i poznatky zjištěné při měření a ověřování postupů v prostředí výzkumných reaktorů LR-0 (Centrum výzkumu Řež) a TRIGA Mark-II (TU Wien). Studium bližších vlastností NDS se stalo i nástrojem pro hlubší poznání chování reaktoru malého výkonu, vedlo k propracování experimentálních metod umožňujících stanovit statické a dynamické parametry reaktoru. Protože NDS slouží zejména ke sledování relativního výkonu reaktoru v širokém rozsahu, je linearita odezvy významnou veličinou popisující chování NDS. Vysoká linearita odezvy NDS společně s malou nejistotou typu A je základním předpokladem pro stanovení reaktivity reaktoru. Lze konstatovat, že zjištěné poznatky o NDS a vytvořené postupy jsou nástrojem nejenom pro hodnocení linearity odezvy NDS a diagnostiku jeho chování, ale mohou mít využití při validaci používaných výpočetních kódů (upřesnění teplotních koeficientů reaktivity), mohou přispět pro zpřesnění bezpečnostních analýz reaktoru VR-1 (reakční doba řídícího systému), lze je využít při diagnostice stavu reaktoru (zpětnovazení efekt), diagnostice řídícího systému a jsou i nástrojem pro studium chování reaktoru. Přinesly i možnost posouzení platnosti teoretických předpokladů o chování reaktoru a míry jejich narušení. Jednogrupová bodová kinetika jaderného reaktoru spolu s poruchovou teorií je vhodným fyzikálním modelem popisujícím chování reaktoru VR-1, přesnost tohoto modelu lze odhadnout kombinovanou standardní nejistotou ux = ±(0,1 – 0,15) βeff pro měření reaktivity. Zkušenosti z využití ultralineárního NDS s reaktimetrem naznačují, že dosažená nejmenší standardní nejistota typu A při stanovení reaktivity uA = ±0,00017 βeff nemusí být konečná. Dosažení nižší standardní nejistoty typu B však vyžaduje zohlednit lokální prostorové narušení hustoty toku neutronů a prostorové přerozdělení hustoty toku neutronů v AZ reaktoru při změně poloh prvků v AZ reaktoru a jejím okolí. Bylo by nutno i zohlednit změnu odezvy NDS v důsledku změny hustoty toku a spektra neutronů v aktivním objemu detektoru neutronů.
25
Seznam v tezích použité literatury [1]
Fundamentals of neutron and gamma detectors, www.photonis.com (10.10.2009)
[2]
Knoll, G. F.: Radiation Detection and Measurement. New York, John Wiley & Sons, Inc., 2000
[3]
T. W. Crane and M. P. Baker: Neutron Detectors, www.fas.org/sgp/othergov/doe/ lanl/lib-www/la-pubs/00326408.pdf (15.8.2008)
[4]
Dmitrijev, A., B., Malyšev, E., K.: Nejtronnyje ionizacionnyje kamery dlja reaktornoj techniky, Moskva, ATOMIZDAT, 1975
[5]
Gerndt, J., Průša, P.: Detektory ionizujícího záření, skriptum ČVUT, Praha 2011
[6]
Photonis: Neutron and Gamma Detectors, www.photonis.com, (10.10.2009)
[7]
Detector for nuclear reactors (CEA licence), Schneider Electric SA, SES1296A, Créa Plus - Grenoble, 1996
[8]
Low Level Measurements Handbook, Precision DC Current, Voltage, and Resistance Measurement, 6th edition, Keithley Instruments, Inc., USA, 2004
[9]
Canberrra: Ultra Fast Current Amplifiers Canberra 8720, Canberra, 2003.
[10]
Specification Conditions of Model 2635A/2636A System SourceMeter® Specifications Keithley Instruments, Inc. 28775 Aurora Road Cleveland, Ohio 44139 1-888-KEITHLEY, SPEC-2635A_2636A Rev. C / August 2011, Page 1 of 16, www.keithley.com
[11]
Kolros, A. - Huml, O. - Kříž, M. - Kos, J.: Equipment for Neutron Measurements at VR-1 Sparrow Training Reactor. Applied Radiation and Isotopes. 2010, vol. 68, no. 4-5, p. 570574. ISSN 0969-8043
[12]
Kolros, A.: Měření zařízení BMNIK a LCM310 na reaktoru VR-1 Vrabec, FJFI ČVUT v Praze, Praha, 2010
[13]
Mohindra V., Vartolomei M. A., McDonald A.: Fission chambers for CANDU® SDS neutronic trip applications, 28th Annual Canadian Nuclear Society (CNS) Conference 2007 June 03-06, Saint John, New Brunswick, Canada, ieeexplore.ieee.org/iel5/9892/.../01462539.pdf
[14]
Švehla, J.: Měření výkonu reaktoru VVER 1000 pomocí neutronových detektorů, Diplomová práce, ČVUT, Fakulta elektrotechnická, Katedra elektroenergetiky, Praha, 2009
[15]
IAEA: Calibration of radiation protection monitoring instruments. Vienna, IAEA, 1999
[16]
ČSN EN 60846 (356569). Přístroje radiační ochrany – Měřiče a/nebo monitory (příkonu) prostorového a/nebo směrového dávkového ekvivalentu záření beta, X a gama., Český normalizační institut, 2005
26
[17]
ČSN EN 61226 (35 6643) Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Klasifikace kontrolních a řídicích funkcí, Český normalizační institut, 2011
[18]
Kim, Young-Ki and Tuetken, Jeffrey S.: Linearity improvement on wide-range log signal of neutron measurement system for Hanaro. Taejon : KAREI Korea, 1998. KAERI/GP-128/98 INIS-XA-C—027
[19]
Barbot L., Normand S., Pasdeloup P., Lescop B.: Final Qualification of an Industrial Wide Range Neutron Instrumentation in the OSIRIS MTR Reactor, 978-1-4244-5208-8/09, 2009 IEEE
[20]
Lescop, B., Normand, S., Trama J.-C. at.all: A new system for in-core wide range neutron monitoring, IEEE Nuclear Sciences Symposium Conference–Record Vol. 3 pp 1567-1570, 16-22 Oct 2004, 0-7803-8700-7/04 IEEE, 2004
[21]
Quintero-Leyva B.: Reactivity worth measurement of the control blades of the University of Florida Training Reactor, Ann. Nucl. Energy, Vol. 24, No. 18, pp. 1463-1476, 1997. Bližší význam použitých fyzikálních veličin lze nalézt například v publikaci
[22]
Glumac B., Trkov A., Skraba G.: Dynamic rod worth measurement ("Rod Insertion") Final report, Report no. IAEA-R-7949-F, International Atomic Energy Agency, 1996
[23]
Strube, D.: Dynamical Reactivity Measurements, Association for Radiation Research, Munich, Germany, Munich, 1971
[24]
Lamarsh J. R., Baratta A. J.: Introduction to Nuclear Engineering, 3th edition, Pentice-Hall Inc.Upper Sadle River, New Jersey 07458, 2001, ISBN 0-201-82498-1.
[25]
Michálek, S., Števo, S., Farkas, G., Haščík, J., Slugeň, V., Rataj, J., Kolros, A.: Determination of the effective delayed neutron fraction for training reactor VR-1. Progress in Nuclear Energy. 2010, vol. 52, no. 8, p. 735-742. ISSN 0149-1970
27
Seznam prací disertanta vztahujících se k disertaci Impaktované publikace [P1]
Kolros, A. - Huml, O. - Kříž, M. - Kos, J.: Equipment for Neutron Measurements at VR-1 Sparrow Training Reactor. Applied Radiation and Isotopes. 2010, vol. 68, no. 4-5, p. 570-574. ISSN 0969-8043. Impakt faktor 2010: 0.999
[P2]
Michálek, S. - Števo, S. - Farkas, G. - Haščík, J. - Slugeň, V. - Rataj, J. – Kolros, A.: Determination of the effective delayed neutron fraction for training reactor VR-1. Progress in Nuclear Energy. 2010, vol. 52, no. 8, p. 735-742. ISSN 0149-1970. Impakt faktor 2010: 1.085
Ohlasy / Bez ohlasů a recenzí Citace na [P1] v impaktovaných publikacích: [C1]
Baldova D.; Skoda R.; Kucera J.: Feasibility study of 233Pa and 233U determination in neutron irradiated thorium for future applications in thorium-uranium nuclear fuel cycle, JOURNAL OF RADIOANALYTICAL AND NUCLEAR CHEMISTRY Volume: 288 Issue: 1 Pages: 37-42 DOI: 10.1007/s10967-010-0862-4 Published: APR 2011, Impakt faktor 2010: 0.777
[C2]
Kropik M., Jurickova M.: Calibration of new I&C at VR-1 training reactor Original Research Article Nuclear Engineering and Design, Volume 241, Issue 4, April 2011, Pages 1090-1096, Impakt faktor 2010: 1.028
Přihláška vynálezu: Kolros A., Huml O. : Způsob stanovení průběhu rychlosti pádu regulační tyče jaderného reaktoru, Přihláška vynálezu se žádostí o přidělení patentu č. PV 2012-135 podaná 27.2.2012, přihlašovatel: FJFI ČVUT v Praze Ostatní: [1]
Kolros, A.: Měření zařízení BMNIK a LCM310 na reaktoru VR-1 Vrabec, FJFI ČVUT v Praze, Praha, 2010
[1]
Kolros, A. - Fleischhans, J.: Analýza stavu detektoru PFS IK01 na HVB1 Elektrárny Temelín. [Research Report]. Praha: KJR FJFI ČVUT v Praze, 2010. 11. 32 p.
[1]
Fleischhans, J. - Kolros, A.: Studie možnosti zrušení testu F2 fyzikálního spouštění na elektrárně Temelín. [Research Report]. Praha: ČVUT, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Katedra jaderných reaktorů, 2010. 18. 28 p.
[1]
Vinš, M. - Katovský, K. - Kolros, A.: Training Reactor VR-1 Neutron Spectrum Determination. In Reactor Dosimetry State of the Art 2008. Singapore: World Scientific Publishing, Ltd., 2009, p. 508-515. ISBN 978981-4271-10-3.
[1]
Kolros, A. - Fleischhans, J.: Podklady pro zajištění jakosti pro řešení NIS reaktoru LVR-15 s modulem "310". [Výzkumná zpráva]. Praha: ČVUT, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Katedra jaderných reaktorů, 2009. 11. 8 s.
[1]
Kolros, A. - Fleischhans, J. - Kos, J.: Neutronová instrumentace reaktoru LVR-15 - Návrh řešení s modulem \"310\". [Výzkumná zpráva]. Praha: ČVUT, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Katedra jaderných reaktorů, 2009. 12. 16 s.
[1]
Fleischhans, J. - Kolros, A.: Analýza stavu detektorů PFS IK04 na HVB2 Elektrárny TEMELÍN. [Výzkumná zpráva]. Praha: ČVUT, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Katedra jaderných reaktorů, 2009. 111. 23 s.
[1]
Sklenka, Ľ. - Rataj, J. - Kolros, A.: Zřízení laboratoře pro studium interakcí neutronů s látkou. [Výzkumná zpráva]. Praha: ČVUT, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Katedra jaderných reaktorů, 2009. KJRFRVS-540-2009. 14 s.
28
SUMMARY This work is focused on the quality and reliability assessment of neutron detection systems (NDS´s) used for reactor experiments and measurements. The work summarizes the results of long-term monitoring of different NDS's in experiments at the training VR-1 reactor (CTU in Prague). Direct evaluation of the linearity response of the NDS is based on two methods utilizing the nuclear reactor as a regulated wide range neutron source. However, both methods are independent of a reactor control system running merely as a safety system. The first comparative method is based on a mutual comparison of two or more NDS's in multifarious static and dynamic conditions during the operation of the reactor. The second method is based on the evaluation of the reactivity by a reactimeter from the NDS response. It is derived from knowledge of low power reactor behaviour. This method led to finding of measurable a VR-1 reactor negative feedback. Both methods were applied for the determination of the parameters of a neutron instrumentation of the reactor control system. It allowed to determine the response time of the control system. For evaluation of ultra-linear NDS´s response, was developed an indirect method based on one group point kinetics of nuclear reactor and disturbance theory. The achieved accuracy of rod drop measurement and integral reactivity worth of the control rod by Drive-Insertion method then allowed to, e.g., an analysis of mutual interference of different elements in the reactor core, or the velocity course determination of the control rod during its drop. It appeared that the one group point kinetics and disturbance theory has been the appropriate model describing the reactor VR-1 behaviour in case of conventional NDS´s application. The use of the ultra-linear NDS with the reactimeter offers validation of theoretical assumptions and determination of their disruption extent. Additionally, the developing procedures were tested on the research reactors LR-0 (Research Centre Rez) and TRIGA Mark-II (TU Wien).
29
RESUMÉ Tato práce je zaměřena na hodnocení kvality a věrohodnosti neutronových detekčních systémů používaných pro reaktorové experimenty a měření. Práce shrnuje výsledky dlouhodobého sledování různých neutronových detekčních systémů (NDS) při experimentech na školním reaktoru VR-1 (ČVUT v Praze). Přímé hodnocení linearity odezvy NDS je založeno na dvou experimentálních metodách, které využívají jaderný reaktor jako v širokém rozsahu výkonu regulovatelný zdroj neutronů. Protože reaktor je provozován v ručním režimu tak nejsou získané údaje ovlivněny vlastnostmi řídícího systému reaktoru, kterému však nadále zůstává bezpečnostní funkce. Metoda srovnávací vychází ze vzájemného porovnání odezvy dvou, resp. více NDS v různých statických a dynamických podmínkách provozu reaktoru. Druhá metoda je založena na vyhodnocení reaktivity stanovené reaktimetrem z odezvy vlastního NDS a využívá poznatků o chování jaderného reaktoru malého výkonu. Tato metoda vedla k nalezení měřitelné zpětné vazby reaktoru VR-1. Metody byly i aplikovány pro stanovení parametrů neutronové instrumentace řídícího systému reaktoru. Umožnily stanovit i reakční dobu řídícího systému. Pro hodnocení odezvy ultralineárních NDS byly rozvinuty nepřímé metody založené na jednogrupové bodové kinetice jaderného reaktoru a poruchové teorii. Dosažená přesnost měření integrální kalibrační křivky regulační tyče Dynamickou metodou pak umožnila studium vzájemných interferencí různých prvků v AZ reaktoru nebo stanovení průběhu rychlosti při jejím pádu. Ukázalo se, že jednogrupová bodová kinetika jaderného reaktoru a poruchová teorie je vhodným modelem popisujícím chování reaktoru VR-1 při měření s běžnými NDS. Použití ultralineárního NDS s reaktimetrem pak přineslo možnost posouzení platnosti teoretických předpokladů a míry jejich narušení. Vyvinuté postupy byly ověřovány i na výzkumných reaktorech LR-0 (Centrum výzkumu Řež) a TRIGA Mark-II (TU Wien).
30
