Reactor Control Systen Based on Counting and Campbelling Techniques

دسته بندی: انرژی
ویرایش:  
نویسندگان: DuBridge R.A.  
سری:  
 
ناشر:  
سال نشر:  
تعداد صفحات: 193 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 7 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 41,000

شرکت جنرال الکتریک، سن خوزه، کالیفرنیا، ژوئیه 1965. —193 p. گزارش نهایی پیشرفت GEAP-4900 هدف پروژه تعیین امکان سنجی پوشش کامل محدوده شار نوترون راکتور از 1x1e3 تا 5x1e13 nv در هسته با استفاده از محفظه های یونی درون هسته ای یا خارج از هسته بود.
این گزارش شرح می دهد. پیش بینی های تحلیلی و نتایج تجربی یک برنامه توسعه ابزار هسته ای
که توسط جنرال الکتریک برای تعیین امکان سنجی
این رویکرد انجام شده است. این برنامه با توسعه یک سیستم کنترل راکتور تمام برد
که دارای اتاقک های یونی درون هسته ای یا خارج از هسته است، مرتبط بوده است و هدف از برنامه
با توسعه برآورده شده است. یک سیستم ابزار دقیق تمام برد متشکل از
دو زیرسیستم الکترونیکی. تکنیک‌های شمارش برای شارهای نوترون با برد منبع و متوسط ​​پایین‌تر، و تکنیک‌های Campbell - یا ولتاژ مربع متوسط ​​- برای شارهای محدوده متوسط ​​و توان استفاده می‌شوند.
از نظر تاریخی، راکتورهای قدرت از آشکارسازهای نوترونی خارج از هسته برای پوشش منبع و محدوده میانی در طول راه اندازی نیروگاه استفاده می کردند. در راکتورهای قدرت کنونی، یک منبع نوترونی درون هسته‌ای که حدود nv 3x1e4 تولید می‌کند توسط حلقه آب اطراف هسته ضعیف می‌شود، به طوری که شار فرودی در آشکارساز تقریباً 0.5 تا 3.0 nv است. نیروگاه‌های بزرگ‌تر، به‌ویژه آن‌هایی که دارای جداسازی بخار داخلی هستند، حلقه‌های آب و منبع نوترونی بسیار بزرگ‌تری را فراهم می‌کنند
تضعیف‌های شاید 1e-9 پیش‌بینی شده است. علاوه بر این، علاقه قابل توجهی به شار درون هسته ای بر خلاف شار خارج از هسته وجود دارد و در نتیجه، توسعه آشکارسازهای درون هسته ای مناسب برای شارهای منبع و محدوده میانی ضروری شده است.
برنامه توسعه مشکلات مرتبط با
آشکارگر شمارش درون هسته ای، آشکارساز کمپبلینگ درون هسته ای، خطوط انتقال درون هسته ای و همچنین مشکلات منحصر به فرد
یک دو کاناله و کامل را بررسی کرده است. -سیستم ابزار دقیق برد علاوه بر این، تلاش برای اطمینان از یک سیستم سازگار برای برنامه های درون هسته ای یا خارج از هسته
گسترش یافته است. به این ترتیب، انعطاف‌پذیری سخت‌افزار توسعه‌یافته برای طیف گسترده‌ای از برنامه‌ها تضمین شده است. محتوا
مقدمه
کلی
آمار شمارش
نظریه ابزار دقیق سیستم راکتور کمپبل
آشکارسازها
کابل
زیر سیستم الکترونیکی کانال شمارش
Campbell زیرسیستم الکترونیکی کانال
عملکرد سیستم توسعه
واریانس نرخ شمارش سنج لگاریتمی بر اساس مقیاس دو
مرجع

General Electric Company, San Jose, California, July 1965. —193 p. GEAP-4900 Final Progress Report The objective of Project was to determine the feasibility of covering the complete reactor neutron flux range from 1x1e3 to 5x1e13 nv in-core by using in-core or out-of-core ion chambers.
This report describes the analytical predictions and the experimental results of a nuclear
instrumentation development program undertaken by General Electric to determine the feasibility
of this approach. The program has been concerned with the development of a full-range reactor
control system incorporating either in-core or out-of-core ion chambers, and the purpose of the
program has been satisfied by the development of a full-range instrumentation system consisting
of two electronics subsystems. Counting techniques are utilized for source and lower intermediate
range neutron fluxes, and Campbell - or mean-square voltage - techniques are utilized for intermediate and power range fluxes.
Historically, power reactors have used out-of-core neutron detectors for source and intermediate range coverage during a plant start-up. In present power reactors, an in-core neutron source producing about 3x1e4 nv is attenuated by the water annulus surrounding the core, so that the incident flux at the detector is approximately 0.5 to 3.0 nv. Larger power plants, especially those with internal steam separation, provide for much larger water annuli and neutron source
attenuations of perhaps 1e-9 have been projected. Additionally, there is considerable interest in the in-core flux as opposed to the out-of-core flux, and consequently, it has become necessary to develop suitable in-core detectors for the source and intermediate range fluxes.
The development program has investigated the problems associated with the in-core counting
detector, the in-core Campbelling detector, the in-core transmission lines, as well as those unique
problems of a two-channel, full-range instrumentation system. In addition, the effort has been
expanded to ensure a compatible system for either in-core or out-of-core applications. In this
manner, flexibility of the developed hardware for a wide range of applications has been assured. Contents
Introduction
General
Counting Statistics
Theory of Campbell System of Reactor Instrumentation
Detectors
Cable
Counting Channel Electronic Subsystem
Campbell Channel Electronic Subsystem
Developmental System Performance
Variance of Logarithmic Count-Rate Meter Driven by a Scale-of-Two
Reference