Nick Connor

As câmaras de fissão são detectores de ionização usados ​​para detectar nêutrons. As câmaras de fissão podem ser usadas como detectores de faixa intermediária para monitorar o fluxo de nêutrons (potência do reator) no nível do fluxo intermediário. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator. O design deste instrumento é escolhido para fornecer sobreposição entre os canais da faixa da fonte e a amplitude total dos instrumentos da faixa de potência.

Em geral, a câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação porque elas não têm “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Muellerem altas doses. Além disso, na região de ionização, um aumento na tensão não causa um aumento substancial no número de pares de íons coletados. O número de pares de íons coletados pelos eletrodos é igual ao número de pares de íons produzidos pela radiação incidente e depende do tipo e energia das partículas ou raios na radiação incidente.

No caso de câmaras de fissão , a câmara é revestida com uma fina camada de urânio-235 altamente enriquecido para detectar nêutrons. Os nêutrons não ionizam diretamente e geralmente precisam ser convertidos em partículas carregadas antes de serem detectadas. Um nêutron térmico causará a fissão de um átomo de urânio-235 , com os dois fragmentos de fissão produzidos com uma alta energia cinéticae causando ionização do gás argônio dentro do detector. Uma vantagem do uso de revestimento de urânio-235 em vez do boro-10 é que os fragmentos de fissão têm uma energia muito maior do que a partícula alfa de uma reação de boro. Além disso, os fragmentos de fissão resultantes da interação dos nêutrons com o revestimento causam uma quantidade significativamente maior de ionização dentro da câmara de fissão do que a radiação gama incidente no detector. Isso resulta nos pulsos de carga gerados por nêutrons sendo significativamente maiores que os pulsos gama. O circuito de discriminação de tamanho de pulso pode então ser usado para bloquear os pulsos gama indesejados. Portanto, as câmaras de fissão são muito sensíveis ao fluxo de nêutrons e isso permite que as câmaras de fissão operem em campos gama mais altos do que uma câmara de íons não compensada com revestimento de boro.

As câmaras de fissão são frequentemente usadas como dispositivos indicadores de corrente e dispositivos de pulso, dependendo do nível do fluxo de nêutrons. No modo de pulso, as câmaras de fissão são especialmente úteis, devido à grande diferença de tamanho de pulso entre nêutrons e raios gama. Quando a potência é alta na faixa intermediária ou na faixa de potência (ou seja, em um nível misto de alto nível e fluxo de nêutrons), as câmaras de fissão podem ser operadas no modo Campbelling (também conhecido como “modo de flutuação” ou “modo de tensão quadrada média”) para fornecer medições confiáveis ​​e precisas relacionadas a nêutrons. A técnica Campbelling elimina a contribuição gama. Por causa do uso duplo da câmara de fissão, é freqüentemente usado em canais de “ampla gama” em sistemas de instrumentação nuclear.

A câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação, porque não possuem “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Mueller em altas taxas de dose.

A câmara de íons compensados é utilizada na faixa intermediária porque a saída de corrente é proporcional ao fluxo de nêutrons relativamente estável e compensa os sinais do fluxo gama. A câmara de íons compensados ​​consiste em dois detectores em um caso. A câmara externa é revestida por dentro com boro-10 , enquanto a câmara interna não é revestida. A câmara revestida é sensível aos raios gama e nêutrons, enquanto a câmara não revestida é sensível apenas aos raios gama. Ao conectar as duas câmaras de maneira adequada, a saída elétrica líquida do detector será a corrente devido apenas aos nêutrons.

Para atingir a quantidade adequada de compensação gama, as tensões entre esses dois conjuntos de eletrodos devem ser balanceadas. As consequências de operar com uma câmara supercompensada ou subcompensada são importantes. Se a voltagem na câmara de compensação for muito alta, o detector será supercompensado e alguma corrente de nêutrons, assim como toda a corrente gama, será bloqueada e a potência indicada será menor que a potência real. Se a tensão de compensação estiver muito baixa, ocorrerá uma subcompensação . Em alta potência, o fluxo gama é relativamente pequeno comparado ao fluxo de nêutrons, e os efeitos da compensação inadequada podem não ser percebidos. É extremamente importante, no entanto, que a câmara seja adequadamente compensada durante a inicialização e desligamento do reator.

Veja também: Departamento de Energia, Instrumentação e Controle dos EUA. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2, de 2 de junho de 1992.

Os detectores de faixa intermediária monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) no nível de fluxo intermediário. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator . Seu alcance é da parte superior da fonte até a faixa de potência (abrange um período de oito décadas). O design deste instrumento é escolhido para fornecer sobreposição entre os canais da faixa da fonte e a amplitude parcial ou total dos instrumentos da faixa de potência . A instrumentação de faixa intermediária geralmente consiste em dois ou quatro canais, cada um com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. Os detectores utilizados são geralmente   revestidos com boro oucâmaras de ionização compensada com gás boro ou câmaras de fissão . Sua precisão geralmente não atinge a precisão da instrumentação da faixa de potência operando em uma faixa muito mais estreita.

A instrumentação da faixa de fonte monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante toda a fase de inicialização do reator e operação de energia. O fluxo de nêutrons é indicado em porcentagem da potência nominal. A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades do SUR são potências de dez por minuto, ou décadas por minuto ( dpm ). A alta taxa de inicialização em qualquer canal pode iniciar uma ação de proteção.

Faixa Intermediária – Segurança do Reator

Como foi escrito, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança, porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator . O disparo do fluxo de nêutrons de faixa intermediária fornece a proteção principal contra um acidente de retirada de barra de banco RCCA não controlado de uma condição subcrítica durante a inicialização. Esta função de disparo fornece proteção redundante ao fluxo de nêutrons da faixa de potência – baixo ponto de ajuste. Ele também fornece proteção redundante à função de disparo da faixa de fonte para eventos de acidente de diluição de boro e ejeção da haste de controle.

Câmaras de ionização compensadas

A câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação, porque não têm “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Mueller em altas taxas de dose.

A câmara de íons compensados é utilizada na faixa intermediária porque a saída de corrente é proporcional ao fluxo de nêutrons relativamente estável e compensa os sinais do fluxo gama. A câmara de íons compensados ​​consiste em dois detectores em um caso. A câmara externa é revestida por dentro com boro-10 , enquanto a câmara interna não é revestida. A câmara revestida é sensível aos raios gama e nêutrons, enquanto a câmara não revestida é sensível apenas aos raios gama. Ao conectar as duas câmaras de maneira adequada, a saída elétrica líquida do detector será a corrente devido apenas aos nêutrons.

Para atingir a quantidade adequada de compensação gama, as tensões entre esses dois conjuntos de eletrodos devem ser balanceadas. As consequências de operar com uma câmara supercompensada ou subcompensada são importantes. Se a voltagem na câmara de compensação for muito alta, o detector será supercompensado e alguma corrente de nêutrons, assim como toda a corrente gama, será bloqueada e a potência indicada será menor que a potência do núcleo real. Se a tensão de compensação estiver muito baixa, ocorrerá uma subcompensação . Em alta potência, o fluxo gama é relativamente pequeno comparado ao fluxo de nêutrons, e os efeitos da compensação inadequada podem não ser percebidos. É extremamente importante, no entanto, que a câmara seja adequadamente compensada durante a inicialização e desligamento do reator.

Veja também: Departamento de Energia, Instrumentação e Controle dos EUA. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2, de 2 de junho de 1992.

Câmara de fissão – detectores de ampla faixa

As câmaras de fissão são detectores de ionização usados ​​para detectar nêutrons. As câmaras de fissão podem ser usadas como detectores de faixa intermediária para monitorar o fluxo de nêutrons (potência do reator) no nível do fluxo intermediário. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator. O design deste instrumento é escolhido para fornecer sobreposição entre os canais da faixa da fonte e a amplitude total dos instrumentos da faixa de potência.

Em geral, a câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação porque elas não têm “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Muellerem altas doses. Além disso, na região de ionização, um aumento na tensão não causa um aumento substancial no número de pares de íons coletados. O número de pares de íons coletados pelos eletrodos é igual ao número de pares de íons produzidos pela radiação incidente e depende do tipo e energia das partículas ou raios na radiação incidente.

No caso de câmaras de fissão , a câmara é revestida com uma fina camada de urânio 235 altamente enriquecido para detectar nêutrons. Os nêutrons não ionizam diretamente e geralmente precisam ser convertidos em partículas carregadas antes de serem detectadas. Um nêutron térmico causará a fissão de um átomo de urânio-235 , com os dois fragmentos de fissão produzidos com uma alta energia cinéticae causando ionização do gás argônio dentro do detector. Uma vantagem do uso de revestimento de urânio-235 em vez do boro-10 é que os fragmentos de fissão têm uma energia muito maior do que a partícula alfa de uma reação de boro. Além disso, os fragmentos de fissão resultantes da interação dos nêutrons com o revestimento causam uma quantidade significativamente maior de ionização dentro da câmara de fissão do que a radiação gama incidente no detector. Isso resulta nos pulsos de carga gerados por nêutrons sendo significativamente maiores que os pulsos gama. O circuito de discriminação de tamanho de pulso pode então ser usado para bloquear os pulsos gama indesejados. Portanto, as câmaras de fissão são muito sensíveis ao fluxo de nêutrons e isso permite que as câmaras de fissão operem em campos gama mais altos do que uma câmara de íons não compensada com revestimento de boro.

As câmaras de fissão são frequentemente usadas como dispositivos indicadores de corrente e dispositivos de pulso, dependendo do nível do fluxo de nêutrons. No modo de pulso, as câmaras de fissão são especialmente úteis, devido à grande diferença de tamanho de pulso entre nêutrons e raios gama. Quando a potência é alta na faixa intermediária ou na faixa de potência (ou seja, em um nível misto de alto nível e fluxo de nêutrons), as câmaras de fissão podem ser operadas no modo Campbelling (também conhecido como “modo de flutuação” ou “modo de tensão quadrada média”) fornecer medições confiáveis ​​e precisas relacionadas a nêutrons. A técnica Campbelling elimina a contribuição gama. Por causa do uso duplo da câmara de fissão, ela é frequentemente usada em canais de “ampla gama” em sistemas de instrumentação nuclear.

Um  contador proporcional , também conhecido como  detector proporcional , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante. A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à  região proporcional . Nesta região, a voltagem é alta o suficiente para fornecer aos elétrons primários aceleração e energia suficientes para que eles possam ionizar átomos adicionais do meio. Esses íons secundários ( amplificação de gás ) formados também são acelerados, causando um efeito conhecido como  avalanches de Townsend , que cria um único pulso elétrico grande. Os contadores proporcionais gasosos geralmente operam em campos elétricos altos da ordem de 10 kV / cm e atingem fatores de amplificação de cerca de 10 ⁵ . Como o fator de amplificação depende fortemente da tensão aplicada, a carga coletada (sinal de saída) também depende da tensão aplicada e os contadores proporcionais exigem tensão constante.

Essa é uma diferença sutil, mas importante, entre as  câmaras de ionização  e os  contadores proporcionais . Uma câmara de ionização produzirá uma corrente proporcional ao número de elétrons coletados a cada segundo. Essa corrente é calculada como média e é usada para conduzir uma leitura de exibição em Bq ou μSv / h. Contadores proporcionais  não funcionam dessa maneira. Em vez disso, eles amplificam cada uma das explosões individuais de ionização para que cada evento ionizante seja detectado separadamente. Eles, portanto, medem o número de eventos ionizantes (é por isso que são chamados contadores). Na instrumentação nuclear, os contadores proporcionais de boro-trifluoreto (BF3) são amplamente utilizados como detectores de faixa de fonte .

 Contador proporcional BF ₃

Como os nêutrons são  partículas eletricamente neutras,  elas estão sujeitas principalmente a  fortes forças nucleares,  mas não a forças elétricas. Portanto, os nêutrons não são  diretamente ionizantes  e geralmente precisam ser  convertidos  em partículas carregadas antes que possam ser detectados. Geralmente, todo tipo de detector de nêutrons deve estar equipado com conversor (para converter a radiação de nêutrons em radiação detectável comum) e um dos detectores de radiação convencionais (detector de cintilação, detector de gases, detector de semicondutores, etc.).

Câmaras de ionização são frequentemente usadas como dispositivo de detecção de partículas carregadas. Por exemplo, se a superfície interna da câmara de ionização for revestida com uma fina camada de boro, a reação (n, alfa) poderá ocorrer. A maioria das reações (n, alfa) dos nêutrons térmicos são reações  10B (n, alfa) 7Li  acompanhadas por emissão gama de 0,48 MeV  .

Além disso, o isótopo boro-10 possui uma alta seção transversal da reação (n, alfa) ao longo de todo  o espectro de energia de nêutrons . A partícula alfa causa ionização dentro da câmara e elétrons ejetados causam ionizações secundárias adicionais.

Outro método para detectar nêutrons usando um contador proporcional é usar o trifluoreto de boro gasoso   (BF ₃ ) em vez do ar na câmara. Os nêutrons recebidos produzem partículas alfa quando reagem com os átomos de boro no gás detector. Qualquer um dos métodos pode ser usado para detectar nêutrons no reator nuclear. Deve-se notar que os  contadores BF ₃ geralmente são operados na região proporcional.

Detectores de faixa de fonte

Os detectores de faixa de fonte monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) nos níveis mais baixos de desligamento e fornecem indicação, alarmes e disparos do reator. A instrumentação de faixa de fonte geralmente consiste em dois ou quatro canais de faixa de fonte, cada um com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. Os detectores utilizados são geralmente contadores proporcionais de alta sensibilidade ao trifluoreto de boro (BF ₃ ) . Em geral, os contadores proporcionais são capazes de identificar partículas e medir energia (espectroscopia). A altura do pulso reflete a energia depositada pela radiação incidente no gás do detector. Como tal, é possível distinguir os pulsos maiores produzidos pelas partículas alfa(produzido por (n, alfa) reações) dos pulsos menores produzidos por partículas beta ou raios gama .

Esses detectores BF ₃ produzem uma saída de taxa de pulso proporcional ao fluxo de nêutrons térmicos visto no detector. Esses canais são normalmente usados ​​em uma faixa de contagem de 0,1 a 10 ⁶ contagens por segundo , mas variam com base no projeto do reator. Esses detectores de excore geralmente estão localizados nos poços dos instrumentos na blindagem primária (blindagem de concreto) adjacente ao vaso do reator.

A instrumentação da faixa de fonte monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante o desligamento do reator e a fase inicial da inicialização . Eles são muito importantes para o monitoramento da subcriticidade durante a recarga de combustível, quando ocorre a multiplicação subcrítica . O fluxo de nêutrons é indicado em contagens por segundo (cps). A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades de SUR são potências de dez por minuto, ou deca des per minute ( dpm ).

Existem dois problemas principais na instrumentação do intervalo de fontes:

• Discriminação . Durante o desligamento do reator e a fase inicial de inicialização, é necessário distinguir o número relativamente pequeno de pulsos produzidos pelos nêutrons do grande número de pulsos produzidos pela radiação gama . Assim, a discriminação gama é de particular interesse durante o desligamento após o núcleo do reator atingir um nível significativo de queima de combustível. Essa condição produz um campo gama alto e um baixo fluxo de nêutrons ao redor do detector. Os contadores proporcionais permitem discriminação, mas devem ser calibrados. O discriminador exclui a passagem de pulsos inferiores a um nível predeterminado. A função do discriminador é excluir pulsos de ruído e gama que são menores em magnitude do que os pulsos de nêutrons (pulsos alfa, respectivamente). Muitas usinas de energia consideraram necessário colocar contadores proporcionais de faixa de fonte na blindagem de chumbo para reduzir a radiação gama nos detectores. Isso aumenta a sensibilidade final baixa do detector e pode prolongar a vida útil do detector.
• Tempo morto . Este instrumento pode indicar uma taxa máxima de contagem de nêutrons de 10 ⁶ cps. Taxas de contagem mais altas são influenciadas pelo fenômeno conhecido como tempo morto. O tempo morto é o período durante o qual o detector está ocupado e não pode aceitar e processar pulsos. Esse fenômeno pode ter sérias conseqüências, uma vez que o tempo morto distorce os resultados com atividades altas ou altas taxas de dose.

Existem algumas usinas que fizeram provisões para mover os detectores da faixa de fonte de suas posições operacionais para uma posição de nível reduzido de fluxo de nêutrons, uma vez que o nível de fluxo aumenta acima da faixa de fonte.

Referência especial: Plano de revisão padrão para a revisão de relatórios de análise de segurança para usinas nucleares: LWR Edition. NUREG-0800, NRC dos EUA.

Os detectores de faixa de fonte monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) nos níveis mais baixos de desligamento e fornecem indicação, alarmes e disparos do reator. A instrumentação de faixa de fonte geralmente consiste em dois ou quatro canais de faixa de fonte, cada um com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. Os detectores utilizados são geralmente contadores proporcionais de alta sensibilidade ao trifluoreto de boro (BF ₃ ) . Em geral, os contadores proporcionais são capazes de identificar partículas e medir energia (espectroscopia). A altura do pulso reflete a energia depositada pela radiação incidente no gás do detector. Como tal, é possível distinguir os pulsos maiores produzidos pelas partículas alfa(produzido por (n, alfa) reações) dos pulsos menores produzidos por partículas beta ou raios gama .

Esses detectores BF ₃ produzem uma saída de taxa de pulso proporcional ao fluxo de nêutrons térmicos visto no detector. Esses canais são normalmente usados ​​em uma faixa de contagem de 0,1 a 10 ⁶ contagens por segundo , mas variam com base no projeto do reator. Esses detectores de excore geralmente estão localizados nos poços dos instrumentos na blindagem primária (blindagem de concreto) adjacente ao vaso do reator.

A instrumentação da faixa de fonte monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante o desligamento do reator e a fase inicial da inicialização . Eles são muito importantes para o monitoramento da subcriticidade durante a recarga de combustível, quando ocorre a multiplicação subcrítica . O fluxo de nêutrons é indicado em contagens por segundo (cps). A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades de SUR são potências de dez por minuto, ou deca des per minute ( dpm ).

Existem dois problemas principais na instrumentação do intervalo de fontes:

• Discriminação . Durante o desligamento do reator e a fase inicial de inicialização, é necessário distinguir o número relativamente pequeno de pulsos produzidos pelos nêutrons do grande número de pulsos produzidos pela radiação gama . Assim, a discriminação gama é de particular interesse durante o desligamento após o núcleo do reator atingir um nível significativo de queima de combustível. Essa condição produz um campo gama alto e um baixo fluxo de nêutrons ao redor do detector. Os contadores proporcionais permitem discriminação, mas devem ser calibrados. O discriminador exclui a passagem de pulsos inferiores a um nível predeterminado. A função do discriminador é excluir pulsos de ruído e gama que são menores em magnitude do que os pulsos de nêutrons (pulsos alfa, respectivamente). Muitas usinas de energia consideraram necessário colocar contadores proporcionais de faixa de fonte na blindagem de chumbo para reduzir a radiação gama nos detectores. Isso aumenta a sensibilidade final baixa do detector e pode prolongar a vida útil do detector.
• Tempo morto . Este instrumento pode indicar uma taxa máxima de contagem de nêutrons de 10 ⁶ cps. Taxas de contagem mais altas são influenciadas por fenômenos conhecidos como tempo morto. O tempo morto é o período durante o qual o detector está ocupado e não pode aceitar e processar pulsos. Esse fenômeno pode ter sérias conseqüências, uma vez que o tempo morto distorce os resultados em atividades altas ou altas taxas de dose.

Existem algumas usinas que fizeram provisões para mover os detectores da faixa de fonte de suas posições operacionais para uma posição de nível reduzido de fluxo de nêutrons, uma vez que o nível de fluxo aumenta acima da faixa de fonte.

Referência Especial: Plano de Revisão Padrão para a Revisão dos Relatórios de Análise de Segurança para Usinas Nucleares: Edição LWR. NUREG-0800, NRC dos EUA.

Faixa de fontes – Segurança do reator

Como foi escrito, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança, porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator . O disparo do fluxo de nêutrons na faixa da fonte fornece a proteção do núcleo para acidentes de reatividade no MODE 2 (partida do reator). Por exemplo, o disparo do fluxo de nêutrons da faixa de fontes garante que a proteção seja fornecida contra um acidente não controlado de retirada de barras de banco RCCA de uma condição subcrítica durante a inicialização. Também fornece proteção para acidentes de diluição de boro e eventos de ejeção da haste de controle.

Durante o reabastecimento, os detectores de faixa de fonte também garantem o monitoramento da subcriticidade do reator. Eles também são equipados com um alarme, que pode servir como um sinal de evacuação de contenção se o fluxo de nêutrons exceder um valor predefinido. Este alarme alerta os operadores e o pessoal da sala de controle para conter uma adição de reatividade positiva ao reator durante as condições de desligamento.

O sistema de instrumentação nuclear incore mede a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas no núcleo do reator. Os objetivos do sistema de instrumentação incore são fornecer informações detalhadas sobre a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas de saída da montagem do combustível em locais selecionados. O sistema de instrumentação incore fornece aquisição de dados e geralmente não executa funções de controle operacional ou de proteção.

O sistema de instrumentação incore inclui:

• Sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons Incore
• Sistema de monitoramento de temperatura Incore

Manual de Sistemas de Tecnologia Westinghouse, Seção 9.2. Sistema de instrumentação Incore. <disponível em: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons da Incore

O sistema de monitoramento de nêutrons incore consiste em detectores com sensibilidade suficiente para permitir a medição das variações localizadas da distribuição do fluxo de nêutrons no núcleo do reator . Deve-se notar que, nos núcleos dos reatores de potência, a distribuição de fluxo e também a distribuição de energia são significativamente influenciadas por muitos fatores. Portanto, a temperatura em um reator operacional varia de ponto a ponto dentro do sistema. Como consequência, há sempre uma vara de combustível e um volume local , que está mais quente do que todo o resto. Para limitar esses locais quentes, os limites de potência máxima devem ser introduzidos. Os limites de pico de potência estão associados a umaebulição e com as condições que podem causar o derretimento de pellets de combustível. O sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons incore fornece informações detalhadas sobre a distribuição de fluxo de nêutrons e, portanto, as margens para esses limites de pico de potência .

O sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons incore geralmente utiliza:

• câmaras de fissão em miniatura
• detectores de nêutrons auto-alimentados

Esses detectores de fluxo móveis, que geralmente são colocados no tubo de instrumentação de um conjunto de combustível , podem monitorar todo o comprimento dos conjuntos de combustível selecionados para fornecer um mapa tridimensional extremamente preciso da distribuição de fluxo de nêutrons . Usando esses dados, a reconstrução do fluxo de nêutrons também pode ser realizada no restante do núcleo do reator. Os dados obtidos no sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons embutidos geralmente são usados ​​(dependendo do projeto de certos reatores) para:

1. Esses dados podem ser usados ​​para determinar a distribuição de energia no núcleo a qualquer momento durante o ciclo de combustível. A distribuição de energia monitorada é usada para verificar se os seguintes fatores de canal quente da distribuição de energia estão em conformidade com os limites das especificações técnicas:
   1. O Fator de Canal Quente de Fluxo de Calor – F _Q (z) , que é definido como: A razão entre a densidade de potência linear local máxima, em que existe uma margem mínima para limitar a temperatura do combustível (durante AOOs) e a densidade de potência linear local média no núcleo.
   2. O fator de canal quente de subida de entalpia nuclear – F _NΔH , que é definido como: A razão da integral de potência linear ao longo da barra de combustível na qual ocorre um desvio mínimo da razão de ebulição de nucleados (durante AOOs) para a potência média da barra de combustível na testemunho.
2. Esses dados podem ser usados ​​para determinar a queima de combustível e os inventários de combustível isotópico no núcleo a qualquer momento durante o ciclo de combustível.
3. Esses dados podem ser usados ​​para calibrar os instrumentos nucleares da faixa de potência excore para diferença de fluxo axial (AFD)
4. Esses dados podem ser usados ​​para verificar se a relação de inclinação da potência do quadrante (QPTR) atende ao limite da especificação técnica.
5. Os dados também fornecerão tendências das condições principais, para que ações corretivas possam ser tomadas antes que uma condição se torne excessiva.

Veja também: Distribuição de energia em PWR

Veja também: Método nodal na difusão de nêutrons

Sistema de monitoramento de temperatura Incore

O sistema de monitoramento de temperatura de nêutrons incore consiste em termopares incore, posicionados em locais pré-selecionados para medir a temperatura de saída do líquido de arrefecimento do conjunto de combustível para uso no monitoramento do compartilhamento de energia radial do núcleo e na distribuição de entalpia do líquido de arrefecimento . Deve-se observar que as temperaturas de saída do refrigerante são mais ou menos influenciadas pela mistura de fluxo lateral e, para alguns projetos de reatores, este sistema tem outro objetivo, como o monitoramento das funções de segurança. Esses dados (temperaturas de saída do líquido de refrigeração) podem ser (dependendo do projeto de certos reatores) utilizados para:

1. Fornecer aos operadores indicações de condições inadequadas de resfriamento do núcleo durante situações de emergência (por exemplo, superaquecimento do núcleo )
2. Forneça informações sobre o aumento de temperatura no conjunto de combustível. Isso pode indicar uma condição grave do núcleo (por exemplo , bloqueio de canal ) e deve ser investigado.
3. Fornecer entradas para os monitores de margem de sub-resfriamento
4. Forneça entradas para plantar aplicativos computacionais de computador que usem temperaturas de saída do núcleo para determinar aumentos de entalpia na montagem de combustível e informações limitadas sobre a distribuição de energia.

Manual de Sistemas Tecnológicos da Westinghouse, Seção 9.2. Sistema de instrumentação Incore. <disponível em: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Detector de nêutrons auto-alimentado

Os detectores de nêutrons auto-alimentados ( SPND ) são detectores de nêutrons que estão sendo amplamente utilizados em reatores para monitorar o fluxo de nêutrons devido à sua adaptabilidade para ambientes severos no núcleo. Os SPNDs podem fazer parte do sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons, que fornece informações detalhadas sobre a distribuição do fluxo de nêutrons e, portanto, as margens desses limites de pico de potência. Esses detectores usam o processo básico de decaimento radioativo de seu material de ativação de nêutrons para produzir um sinal de saída. Como o nome indica, os   SPNDs não precisam de uma fonte de tensão externa para criar um potencial de tensão no detector. Em vez disso, uma corrente é produzida no detector como resultado da ativação de nêutronse posterior decaimento beta do próprio detector. Devido à emissão dessas partículas beta (elétrons), o fio se torna cada vez mais carregado positivamente. O potencial positivo do fio faz com que uma corrente flua no resistor R. A corrente de elétrons do decaimento beta pode ser medida diretamente com um amperímetro.

Existem duas vantagens principais do detector de nêutrons auto-alimentado:

• É necessária muito pouca instrumentação, geralmente apenas um milivoltímetro ou um amperímetro
• O material emissor tem uma vida útil muito maior do que o revestimento de boro ou urânio-235 usado nas câmaras de fissão.

Por outro lado, também existem desvantagens, uma delas está associada ao fato de que as correntes, mesmo em operação com potência máxima, são muito baixas. Portanto, os SPNDs não conseguem fornecer informações sobre a distribuição de fluxo em operação de baixa potência (10% ou menos). A principal desvantagem do detector de nêutrons autoalimentado é que o material do emissor decai com uma meia-vida característica, que determina o tempo de resposta do detector. Dependendo do tempo de resposta, esses detectores são amplamente classificados como:

• Detectores de resposta imediata . Os detectores de resposta rápida como Cobalt e Inconel são usados ​​em aplicações de proteção e regulação de reatores.
• Detectores de resposta atrasada . Os detectores de resposta atrasada, como Vanádio e Ródio, estão sendo amplamente utilizados para o Flux Mapping System (FMS).

O SPND típico é um cabo coaxial que consiste em:

• Emissor . Um eletrodo interno, que é feito de um material que absorve um nêutron e sofre decaimento radioativo emitindo um elétron (decaimento beta). O emissor geralmente é feito de ródio e é usado para produzir elétrons.
• Isolamento. O emissor é cercado por isolamento, que geralmente é feito de óxido de alumínio.
• Colecionador . As paredes metálicas do detector envolvem essas peças e servem como coletor para o. elétrons que são produzidos.- O coletor é conectado ao potencial de aterramento,

Os detectores de nêutrons auto-alimentados geralmente são colocados no tubo de instrumentação de um conjunto de combustível; eles podem monitorar todo o comprimento dos conjuntos de combustível selecionados para fornecer um mapa tridimensional extremamente preciso da distribuição do fluxo de nêutrons . Usando esses dados, a reconstrução do fluxo de nêutrons também pode ser realizada no restante do núcleo do reator.

Os materiais típicos usados ​​para o emissor são cobalto, cádmio, ródio e vanádio. Esses materiais devem ser utilizados porque possuem temperaturas de fusão relativamente altas, seções transversais relativamente altas aos nêutrons térmicos e são compatíveis com o processo de fabricação do SPND.

Referência Especial: William H. Todt, Sr. CARACTERÍSTICAS DE DETETORES DE NEUTRO AUTOMÓVEIS UTILIZADOS EM RATORES DE ENERGIA. Corporação de tecnologia de imagem e detecção. Nova york.

Emissor de ródio – SPND à base de ródio

Um dos possíveis materiais é o ródio como emissor. Um SPND com um emissor de ródio tem uma sensibilidade relativamente alta , alta taxa de queima , perturba a densidade de energia local e tem um sinal ( duas vezes ) atrasado . O detector à base de ródio é o tipo de corrente beta do detector auto-alimentado, que usa a seguinte reação de ativação para produzir uma corrente que pode ser medida.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Como pode ser visto, um nêutron capturado pelo ródio-103 faz com que um átomo de ródio-103 se torne um átomo radioativo de ródio-104 . O ródio-104 decai em paládio-104 mais uma partícula beta ( elétron ). A partícula beta tem energia suficiente para passar pelo isolador e alcançar o coletor. A meia-vida do ródio-104 ativado é de 42,3 segundos, o que atrasa a emissão da partícula carregada. O detector à base de ródio usa essa produção de partículas beta (elétrons) para criar uma corrente proporcional ao número de nêutrons capturados pelo emissor, que também é proporcional à densidade de potência do reator local. Uma parte do fluxo atual do detector é devido a raios gama. Para compensar esse sinal incorreto, uma correção de fundo é realizada através do detector de fundo, que consiste nos mesmos componentes que o detector, exceto que o ródio é removido.

O Rhodium-103 possui uma seção transversal de captura de 133 celeiros para nêutrons térmicos e uma ressonância em 1,25 eV. Essa reação leva à produção de ¹⁰⁴ Rh com T _1/2 = 42 s, que é beta radioativo. Deve-se notar que cerca de 11 celeiros pertencem à reação na qual um isômero ^104m Rh é produzido (com T _1/2 = 4,4 min).

As seguintes características são típicas quando usadas em reatores de potência térmica (por exemplo, PWR).

• A taxa de queima de ródio é de 0,39% ao mês em um fluxo térmico de nêutrons de 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 92% do sinal tem meia-vida de 42 segundos.
• 8% do sinal tem meia-vida de 4,4 minutos.
• A emissão beta tem uma energia de 2,44 MeV.

Emissor de vanádio – SPND à base de vanádio

Um SPND com um emissor de vanádio tem uma sensibilidade relativamente baixa, baixa taxa de queima, com perturbação mínima da densidade de potência local e um sinal atrasado muito longo. O detector à base de vanádio é o tipo de corrente beta do detector auto-alimentado, que usa a seguinte reação de ativação para produzir uma corrente que pode ser medida.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

O vanádio-51 possui uma seção transversal de captura de 4,9 celeiros para nêutrons térmicos sem ressonâncias. Essa reação leva à produção de ⁵² V com T _1/2 = 3,74 min, que é beta radioativo .

As seguintes características são típicas quando usadas em reatores de potência térmica (por exemplo, PWR).

• A taxa de queima de vanádio é de 0,012% por mês em um fluxo térmico de nêutrons de 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 99% do sinal tem meia-vida de 3,8 minutos.
• 1% do sinal é rápido.
• A emissão beta subsequente possui uma energia de 2,6 MeV.

O fluxo de nêutrons é geralmente medido por detectores de nêutrons excore instalados fora do núcleo . Esses detectores pertencem ao chamado sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . O sistema de instrumentação nuclear excore monitora o nível de potência do reator, detectando vazamentos de nêutrons do núcleo do reator. O sistema de instrumentação nuclear excore geralmente consiste em três faixas sobrepostas separadas de instrumentação excore , que monitoram o nível de fluxo de nêutrons gerado no núcleo de algumas contagens por segundo até aproximadamente 10 ¹⁵ nêutrons / cm ²/ s (corresponde a aproximadamente 200% da potência nominal). Como o fluxo de nêutrons cobre uma ampla faixa (cerca de 12 décadas), três faixas de instrumentação são usadas para obter medições precisas do nível de fluxo:

• Detectores de faixa de fonte
• Detectores de faixa intermediária
• Detectores de faixa de potência

Esses detectores de excore geralmente estão localizados nos poços dos instrumentos na blindagem primária (blindagem de concreto) adjacente ao vaso do reator . O sistema fornece sinais de indicação, controle e alarme para operação e proteção do reator. Portanto, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança , porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator durante a inicialização e operação de energia. Este sistema é da maior importância para o sistema de proteção do reator, porque as mudanças no fluxo de nêutrons podem ser quase prontamente reconhecidas apenas por esse sistema.

A função principal do sistema de instrumentação nuclear excore é proteger o núcleo do reator contra sobrecarga, monitorando o fluxo de nêutrons e gerando alarmes apropriados e disparos do reator para desligar o reator quando necessário. Cada faixa de instrumentação (fonte, intermediário e potência) fornece a proteção necessária de disparo do reator de sobrecarga (disparo do reator de alto fluxo de nêutrons) necessária durante a operação nesse intervalo.

Veja também: Detecção de nêutrons

Detectores de faixa de fonte

Os detectores de faixa de fonte monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) nos níveis mais baixos de desligamento e fornecem indicação, alarmes e disparos do reator. A instrumentação de faixa de fonte geralmente consiste em dois ou quatro canais de faixa de fonte, cada um com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. Os detectores utilizados são geralmente contadores proporcionais de boro-trifluoreto de alta sensibilidade (BF ₃ ) . Em geral, os contadores proporcionais são capazes de identificar partículas e medir energia (espectroscopia). A altura do pulso reflete a energia depositada pela radiação incidente no gás do detector. Como tal, é possível distinguir os pulsos maiores produzidos pelas partículas alfa(produzido por (n, alfa) reações) dos pulsos menores produzidos por partículas beta ou raios gama .

Esses detectores BF ₃ produzem uma saída de taxa de pulso proporcional ao fluxo de nêutrons térmicos visto no detector. Esses canais são normalmente usados ​​em uma faixa de contagem de 0,1 a 10 ⁶ contagens por segundo , mas variam com base no projeto do reator. Esses detectores de excore geralmente estão localizados nos poços dos instrumentos na blindagem primária (blindagem de concreto) adjacente ao vaso do reator.

A instrumentação da faixa de fonte monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante o desligamento do reator e a fase inicial da inicialização . Eles são muito importantes para o monitoramento da subcriticidade durante a recarga de combustível, quando ocorre a multiplicação subcrítica . O fluxo de nêutrons é indicado em contagens por segundo (cps). A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades de SUR são potências de dez por minuto, ou deca des per minute ( dpm ).

Existem dois problemas principais na instrumentação do intervalo de fontes:

• Discriminação . Durante o desligamento do reator e a fase inicial de inicialização, é necessário distinguir o número relativamente pequeno de pulsos produzidos pelos nêutrons do grande número de pulsos produzidos pela radiação gama . Assim, a discriminação gama é de particular interesse durante o desligamento após o núcleo do reator atingir um nível significativo de queima de combustível. Essa condição produz um campo gama alto e um baixo fluxo de nêutrons ao redor do detector. Os contadores proporcionais permitem discriminação, mas devem ser calibrados. O discriminador exclui a passagem de pulsos inferiores a um nível predeterminado. A função do discriminador é excluir pulsos de ruído e gama que são menores em magnitude do que os pulsos de nêutrons (pulsos alfa, respectivamente). Muitas usinas de energia consideraram necessário colocar contadores proporcionais de faixa de fonte na blindagem de chumbo para reduzir a radiação gama nos detectores. Isso aumenta a sensibilidade final baixa do detector e pode prolongar a vida útil do detector.
• Tempo morto . Este instrumento pode indicar uma taxa máxima de contagem de nêutrons de 10 ⁶ cps. Taxas de contagem mais altas são influenciadas pelo fenômeno conhecido como tempo morto. O tempo morto é o período durante o qual o detector está ocupado e não pode aceitar e processar pulsos. Esse fenômeno pode ter sérias conseqüências, uma vez que o tempo morto distorce os resultados com atividades altas ou altas taxas de dose.

Existem algumas usinas que fizeram provisões para mover os detectores da faixa de fonte de suas posições operacionais para uma posição de nível reduzido de fluxo de nêutrons, uma vez que o nível de fluxo aumenta acima da faixa de fonte.

Referência especial: Plano de revisão padrão para a revisão de relatórios de análise de segurança para usinas nucleares: LWR Edition. NUREG-0800, NRC dos EUA.

Faixa de fontes – Segurança do reator

Como foi escrito, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança, porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator . O disparo do fluxo de nêutrons na faixa da fonte fornece a proteção do núcleo para acidentes de reatividade no MODE 2 (partida do reator). Por exemplo, o disparo do fluxo de nêutrons da faixa de fontes garante que a proteção seja fornecida contra um acidente não controlado de retirada de barras de banco RCCA de uma condição subcrítica durante a inicialização. Também fornece proteção para acidentes de diluição de boro e eventos de ejeção da haste de controle.

Durante o reabastecimento, os detectores de faixa de fonte também garantem o monitoramento da subcriticidade do reator. Eles também são equipados com um alarme, que pode servir como um sinal de evacuação de contenção se o fluxo de nêutrons exceder um valor predefinido. Este alarme alerta os operadores e o pessoal da sala de controle para conter uma adição de reatividade positiva ao reator durante as condições de desligamento.

Detectores de faixa intermediária

Os detectores de faixa intermediária monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) no nível do fluxo intermediário. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator . Seu alcance é da parte superior da fonte até a faixa de potência (abrange um período de oito décadas). O design deste instrumento é escolhido para fornecer sobreposição entre os canais da faixa da fonte e a amplitude parcial ou total dos instrumentos da faixa de potência . A instrumentação de faixa intermediária geralmente consiste em dois ou quatro canais, cada um com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. Os detectores utilizados são geralmente   revestidos com boro oucâmaras de ionização compensada com gás boro ou câmaras de fissão . Sua precisão geralmente não atinge a precisão da instrumentação da faixa de potência operando em uma faixa muito mais estreita.

A instrumentação da faixa de fonte monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante toda a fase de inicialização do reator e operação de energia. O fluxo de nêutrons é indicado em porcentagem da potência nominal. A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades do SUR são potências de dez por minuto, ou décadas por minuto ( dpm ). A alta taxa de inicialização em qualquer canal pode iniciar uma ação de proteção.

Faixa Intermediária – Segurança do Reator

Como foi escrito, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança, porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator . O disparo do fluxo de nêutrons de faixa intermediária fornece a proteção principal contra um acidente de retirada de barra de banco RCCA descontrolado de uma condição subcrítica durante a inicialização. Esta função de disparo fornece proteção redundante ao fluxo de nêutrons da faixa de potência – baixo ponto de ajuste. Ele também fornece proteção redundante à função de disparo da faixa de fonte para eventos de acidente com diluição de boro e ejeção da haste de controle.

Câmaras de ionização compensadas

A câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação, porque não têm “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Mueller em altas taxas de dose.

A câmara de íons compensados é utilizada na faixa intermediária porque a saída de corrente é proporcional ao fluxo de nêutrons relativamente estável e compensa os sinais do fluxo gama. A câmara de íons compensados ​​consiste em dois detectores em um caso. A câmara externa é revestida por dentro com boro-10 , enquanto a câmara interna não é revestida. A câmara revestida é sensível aos raios gama e nêutrons, enquanto a câmara não revestida é sensível apenas aos raios gama. Ao conectar as duas câmaras de maneira adequada, a saída elétrica líquida do detector será a corrente devido apenas aos nêutrons.

Para atingir a quantidade adequada de compensação gama, as tensões entre esses dois conjuntos de eletrodos devem ser balanceadas. As consequências de operar com uma câmara supercompensada ou subcompensada são importantes. Se a voltagem na câmara de compensação for muito alta, o detector será supercompensado e alguma corrente de nêutrons, assim como toda a corrente gama, será bloqueada e a potência indicada será menor que a potência do núcleo real. Se a tensão de compensação estiver muito baixa, ocorrerá uma subcompensação . Em alta potência, o fluxo gama é relativamente pequeno comparado ao fluxo de nêutrons, e os efeitos da compensação inadequada podem não ser percebidos. É extremamente importante, no entanto, que a câmara seja adequadamente compensada durante a inicialização e desligamento do reator.

Veja também: Departamento de Energia, Instrumentação e Controle dos EUA. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2, de 2 de junho de 1992.

Câmara de fissão – detectores de ampla faixa

As câmaras de fissão são detectores de ionização usados ​​para detectar nêutrons. As câmaras de fissão podem ser usadas como detectores de faixa intermediária para monitorar o fluxo de nêutrons (potência do reator) no nível do fluxo intermediário. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator. O design deste instrumento é escolhido para fornecer sobreposição entre os canais da faixa da fonte e a amplitude total dos instrumentos da faixa de potência.

Em geral, a câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação porque elas não têm “tempo morto”, um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Muellerem altas doses. Além disso, na região de ionização, um aumento na tensão não causa um aumento substancial no número de pares de íons coletados. O número de pares de íons coletados pelos eletrodos é igual ao número de pares de íons produzidos pela radiação incidente e depende do tipo e energia das partículas ou raios na radiação incidente.

No caso de câmaras de fissão , a câmara é revestida com uma fina camada de urânio 235 altamente enriquecido para detectar nêutrons. Os nêutrons não ionizam diretamente e geralmente precisam ser convertidos em partículas carregadas antes de serem detectadas. Um nêutron térmico causará a fissão de um átomo de urânio-235 , com os dois fragmentos de fissão produzidos com uma alta energia cinéticae causando ionização do gás argônio dentro do detector. Uma vantagem do uso de revestimento de urânio-235 em vez do boro-10 é que os fragmentos de fissão têm uma energia muito maior do que a partícula alfa de uma reação de boro. Além disso, os fragmentos de fissão resultantes da interação dos nêutrons com o revestimento causam uma quantidade significativamente maior de ionização dentro da câmara de fissão do que a radiação gama incidente no detector. Isso resulta nos pulsos de carga gerados por nêutrons sendo significativamente maiores que os pulsos gama. O circuito de discriminação de tamanho de pulso pode então ser usado para bloquear os pulsos gama indesejados. Portanto, as câmaras de fissão são muito sensíveis ao fluxo de nêutrons e isso permite que as câmaras de fissão operem em campos gama mais altos do que uma câmara de íons não compensada com revestimento de boro.

As câmaras de fissão são frequentemente usadas como dispositivos indicadores de corrente e dispositivos de pulso, dependendo do nível do fluxo de nêutrons. No modo de pulso, as câmaras de fissão são especialmente úteis, devido à grande diferença de tamanho de pulso entre nêutrons e raios gama. Quando a potência é alta na faixa intermediária ou na faixa de potência (ou seja, em um nível misto de alto nível e fluxo de nêutrons), as câmaras de fissão podem ser operadas no modo Campbelling (também conhecido como “modo de flutuação” ou “modo de tensão quadrada média”) fornecer medições confiáveis ​​e precisas relacionadas a nêutrons. A técnica Campbelling elimina a contribuição gama. Por causa do uso duplo da câmara de fissão, ela é frequentemente usada em canais de “ampla gama” em sistemas de instrumentação nuclear.

Detectores de faixa de potência

Os detectores de faixa de potência são o principal sistema de instrumentação nuclear para operação de energia. Eles monitoram o fluxo de nêutrons (potência do reator) de zero a cerca de 120% da potência nominal total, juntamente com a indicação da distribuição axial e radial dessa potência. Eles também fornecem indicação, alarmes e sinais de disparo do reator. À medida que o nível do fluxo de nêutrons aumenta para a faixa de potência, a compensação gama não é uma grande preocupação, porque os raios gama não contribuem muito para a ionização total (cerca de 0,1% a 100% da potência). Portanto, a instrumentação da faixa de potência geralmente consiste em quatro câmaras de ionização descompensadas , cada uma com seu próprio detector separado, passagem de cabo e circuito eletrônico. A câmara de ionização , também conhecida como câmara de íons, é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de ionização . A tensão não é alta o suficiente para produzir amplificação de gás (ionização secundária). As câmaras de ionização são preferidas para altas taxas de dose de radiação porque não têm “ tempo morto ””, Um fenômeno que afeta a precisão do tubo Geiger-Mueller em altas taxas de dose. O detector consiste em uma única câmara cilíndrica cuja operação é idêntica à da câmara revestida de boro da câmara de íons compensados. Essa câmara descompensada é sensível aos raios gama e nêutrons. No entanto, na faixa de potência de operação, o nível de fluxo de nêutrons é muitas vezes maior que o fluxo gama e, portanto, nenhuma compensação gama é necessária.

Todos os quatro canais são fisicamente e funcionalmente idênticos. Cada canal de faixa de potência emprega um detector superior e inferior de câmara de íons descompensada (detector em tandem), que permite medir a diferença de fluxo axial . Cada canal também monitora um “quadrante” do núcleo. Um detector superior e um detector inferior são montados dentro do mesmo instrumento. As saídas de ambos os detectores (superior e inferior) são combinadas para produzir um sinal de potência total do canal. As oito saídas do detector (quatro detectores superiores e quatro detectores inferiores) são comparadas entre si para fornecer informações de distribuição de energia (AFD e QPTR ) ao operador do reator.

A diferença de fluxo axial é definida como a diferença nos sinais de fluxo normalizados (AFD) entre as metades superior e inferior de um detector de nêutrons excore de duas seções, diminuirá.

AFD é definido como:

AFD ou ΔI = I _superior – I _inferior

onde _topo e _fundo são expressos como uma fração da potência térmica nominal.

QPTR é definido como:

A razão entre a saída calibrada do detector superior e a média das saídas calibradas do detector superior ou a proporção entre a saída calibrada do detector superior e a média das saídas calibradas do detector inferior, o que for maior.

A instrumentação da faixa de potência monitora e indica o nível do fluxo de nêutrons do núcleo do reator e a taxa pela qual o fluxo de nêutrons muda durante uma operação de energia e a carga padrão segue a operação. O fluxo de nêutrons é indicado como porcentagem da potência nominal. A taxa de variação da população de nêutrons é indicada como taxa de inicialização (SUR), que é definida como o número de fatores de dez que a energia muda em um minuto. Portanto, as unidades do SUR são potências de dez por minuto, ou décadas por minuto ( dpm ).

Embora o sistema de instrumentação nuclear forneça resposta imediata às mudanças no fluxo de nêutrons e seja um sistema insubstituível, ele deve ser calibrado . Os canais da faixa de potência são calibrados para indicar a porcentagem de energia térmica nominal por um balanço de calor secundário (calorimétrico). A potência térmica precisa do reator pode ser medida apenas por métodos baseados no balanço de energia do circuito primário ou no balanço de energia do circuito secundário.

Referência especial: Plano de revisão padrão para a revisão de relatórios de análise de segurança para usinas nucleares: LWR Edition. NUREG-0800, NRC dos EUA.

Fluxo de nêutrons e queima de combustível

Em um reator de potência durante um período relativamente curto de tempo (dias ou semanas), a densidade do número atômico dos átomos de combustível permanece relativamente constante. Portanto, neste curto período, também o fluxo médio de nêutrons permanece constante , quando o reator é operado a um nível de potência constante. Por outro lado, as densidades do número atômico de isótopos físseis diminuem durante um período de meses devido à queima de combustível e, portanto, também as seções macroscópicas diminuem. Isso resulta em um aumento lento no fluxo de nêutrons para manter o nível de potência desejado. Portanto, o sistema de instrumentação nuclear excore deve ser calibrado periodicamente.

Faixa de potência – Segurança do reator

Como foi escrito, o sistema de instrumentação nuclear excore é considerado um sistema relacionado à segurança, porque fornece entradas para o sistema de proteção do reator . O disparo do fluxo de nêutrons da faixa de potência fornece a proteção do núcleo para muitos acidentes de excursão de potência no MODO 1 (operação de energia). Exemplos de sinais de ação de proteção fornecidos pela faixa de potência incluem:

• O fluxo de nêutrons da faixa de potência (baixo – ponto de ajuste). Um disparo do reator ocorrerá se o nível de energia exceder o valor predefinido (por exemplo, 25%) em dois dos quatro canais e o disparo não estiver bloqueado.
• O fluxo de nêutrons da faixa de potência (alto – ponto de ajuste). Um disparo do reator ocorrerá se o nível de energia exceder o valor predefinido (por exemplo, 109%) em dois dos quatro canais para proteger o núcleo de uma condição de sobrecarga e para proteger de uma excursão de reatividade positiva que leva ao DNB durante operações de energia. Esta viagem não pode ser bloqueada.
• Taxa de viagens . Se a taxa de variação da potência do reator exceder um valor predefinido na direção positiva ou negativa, ocorrerá um disparo do reator.
  • O disparo de alta taxa positiva garante que a proteção seja fornecida contra aumentos rápidos no fluxo de nêutrons, característicos de uma ruptura do alojamento da haste de acionamento RCCA e da ejeção que acompanha o RCCA.
  • A viagem com taxa negativa alta garante proteção para vários acidentes com queda de haste. Em níveis altos de potência, um acidente de queda múltipla da haste pode causar pico de fluxo local que resultaria em um DNBR local não conservador.

Nos reatores nucleares , a energia térmica produzida pelas fissões nucleares é proporcional ao nível do fluxo de nêutrons. Portanto, do ponto de vista da segurança do reator, é da maior importância medir e controlar o fluxo de nêutrons e a distribuição espacial do fluxo de nêutrons no reator corretamente e com a instrumentação apropriada. Para esse fim, várias instrumentações nucleares são instaladas. Essas medições geralmente são realizadas fora do núcleo do reator, mas também são realizadas de dentro do núcleo. Portanto, instrumentações nucleares são geralmente categorizadas como:

• • Excore Instrumentação Nuclear . O fluxo de nêutrons é geralmente medido por detectores de nêutrons excore instalados fora do núcleo. Esses detectores pertencem ao chamado sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . Como o fluxo de nêutrons cobre uma ampla faixa (cerca de 12 décadas), três faixas de instrumentação são usadas para obter medições precisas do nível de fluxo:
    • Detectores de faixa de fonte
    • Detectores de faixa intermediária
    • Detectores de faixa de potência
  • Incore Instrumentação Nuclear . O sistema de instrumentação nuclear incore mede a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas no núcleo do reator. Os objetivos do sistema de instrumentação incore são fornecer informações detalhadas sobre a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas de saída da montagem do combustível em locais selecionados. O sistema de instrumentação incore inclui:
    • Sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons Incore
    • Sistema de monitoramento de temperatura Incore

Ambos os sistemas são baseados na detecção de nêutrons. O fluxo de nêutrons é geralmente medido por detectores de nêutrons excore instalados fora do núcleo. Esses detectores pertencem ao chamado sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . O fluxo de nêutrons e sua distribuição dentro do núcleo geralmente são medidos por um sistema de incore , que é instalado dentro do reator. Embora o sistema de instrumentação nuclear forneça resposta imediata às mudanças no fluxo de nêutrons e seja um sistema insubstituível, ele deve ser calibrado . A potência térmica precisa do reator pode ser medida apenas por métodos baseados no balanço de energiado circuito primário ou balanço de energia do circuito secundário. Esses métodos fornecem energia precisa do reator, mas esses métodos são insuficientes para os sistemas de segurança. As entradas de sinal para esses cálculos são, por exemplo, a temperatura da perna quente ou a taxa de fluxo através do sistema de água de alimentação e esses sinais mudam muito lentamente com as mudanças na potência de nêutrons. Em outras palavras, a energia térmica medida por métodos calorimétricos é precisa, enquanto a energia nuclear medida por detectores de nêutrons excore é o único sistema capaz de detectar rapidamente uma excursão por reatividade.

Taxa de reação – proporcionalidade entre fluxo de nêutrons e energia térmica

Veja também: Taxa de reação

O conhecimento do  fluxo de nêutrons (o  comprimento total do caminho  de todos os nêutrons em um centímetro cúbico em um segundo) e das  seções transversais macroscópicas  (a probabilidade de ter uma interação  por comprimento do caminho do centímetro ) nos permite calcular a taxa de interações (por exemplo, taxa reações de fissão). Essa taxa de reação  (o número de interações ocorridas nesse centímetro cúbico em um segundo) é então multiplicada por elas:

Onde:

Ф –  fluxo de  nêutrons (nêutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ –  seção microscópica  (cm ² )

N –  densidade numérica atômica  (atoms.cm ^-3 )

A taxa de reação para vários tipos de interações é encontrada no tipo de seção transversal apropriado:

• • • Σ _t  . Ф – taxa de reação total
    • Σ _a  . Ф –   taxa de reação de absorção
    • Σ _c . Ф –   taxa de reação de captura radiativa
    • Σ _f . Ф –   taxa de reação de fissão

Para determinar a  potência térmica , precisamos nos concentrar na taxa de reação da  fissão . Por simplicidade, suponha que o  material fissionável  esteja uniformemente distribuído no reator. Nesse caso, as  seções macroscópicas  são independentes da posição. A multiplicação da  taxa de reação de fissão  por unidade de volume ( RR = Ф. Σ ) pelo  volume total  do núcleo (V) nos dá o  número total de reações que  ocorrem no núcleo do  reator  por unidade de tempo. Mas também sabemos que a quantidade de  energia liberada por uma reação de fissão  é de cerca de  200 MeV / fissão. Agora, é possível determinar a  taxa de liberação de energia  (potência) devido à reação de fissão. É dado pela seguinte equação:

P = RR. E _r  . V = Ф. Σ _f  . E _r  . V = Ф. N _U235  . σ _f ²³⁵  . E _r  . V

Onde:

P – potência do reator (MeV.s ^-1 )

Ф – fluxo de nêutrons (nêutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – seção microscópica (cm ² )

N – densidade numérica atômica (atoms.cm ^-3 )

Er – a energia recuperável média por fissão (MeV / fissão)

V – volume total do núcleo (m ³ )

As câmaras de bolhas são detectores de partículas, baseadas em princípios semelhantes aos das câmaras de nuvens. Na câmara de bolhas, os rastros de partículas subatômicas são revelados como trilhas de bolhas em um líquido aquecido logo abaixo do seu ponto de ebulição, geralmente hidrogênio líquido. As câmaras de bolhas podem ser fisicamente maiores que as câmaras de nuvens e, como são preenchidas com material líquido muito mais denso, revelam os rastros de partículas muito mais energéticas. Uma partícula carregada energética (por exemplo, uma partícula alfa ou beta) interage com o líquido e o líquido entra em uma fase superaquecida e metaestável. Ao redor da trilha de ionização, o líquido vaporiza, formando bolhas microscópicas. A densidade de bolhas ao redor de uma pista é proporcional à perda de energia de uma partícula.

Deve-se enfatizar que as bolhas que nesses dispositivos formam faixas crescem em íons criados pela passagem de partículas ionizantes. Assim, esse processo de ionização deve ser analisado. Cada tipo de partícula interage de maneira diferente , portanto, o conhecimento dessa interação, como partículas diferentes depositam energia na matéria e quanta quantidade de energia deposita, é fundamental para a compreensão do problema. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar diretamente átomos. Partículas alfasão bastante maciços e carregam uma carga dupla positiva; portanto, tendem a percorrer apenas uma curta distância e não penetram muito no tecido, se é que o fazem. No entanto, as partículas alfa depositam sua energia em um volume menor (possivelmente apenas algumas células se entrarem no corpo) e causam mais danos a essas poucas células. Como resultado, as partículas alfa deixam vestígios curtos, mas significativos, na câmara.

As partículas beta (elétrons) são muito menores que as partículas alfa. Eles carregam uma única carga negativa. Eles são mais penetrantes que as partículas alfa. Eles podem percorrer vários metros, mas depositam menos energia em qualquer ponto do caminho do que as partículas alfa. Portanto, as partículas beta deixam traços mais longos, mas menos visíveis, na câmara.

Se um campo magnético for aplicado através da câmara da nuvem, partículas carregadas positiva e negativamente se curvarão em direções opostas, de acordo com a lei de força de Lorentz.

Ionização e informações sobre trilhas

Deve-se enfatizar que gotas que nesses dispositivos formam faixas crescem em íons criados pela passagem de partículas ionizantes. Assim, esse processo de ionização deve ser analisado. Cada tipo de partícula interage de maneira diferente , portanto, o conhecimento dessa interação, como partículas diferentes depositam energia na matéria e quanta quantidade de energia deposita, é fundamental para a compreensão do problema. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar diretamente átomos. Partículas alfasão bastante maciços e carregam uma carga dupla positiva; portanto, tendem a percorrer apenas uma curta distância e não penetram muito no tecido, se é que o fazem. No entanto, as partículas alfa depositam sua energia em um volume menor (possivelmente apenas algumas células se entrarem no corpo) e causam mais danos a essas poucas células. Como resultado, as partículas alfa deixam vestígios curtos, mas significativos, na câmara.

As partículas beta (elétrons) são muito menores que as partículas alfa. Eles carregam uma única carga negativa. Eles são mais penetrantes que as partículas alfa. Eles podem percorrer vários metros, mas depositam menos energia em qualquer ponto do caminho do que as partículas alfa. Portanto, as partículas beta deixam traços mais longos, mas menos visíveis, na câmara.

Se um campo magnético for aplicado através da câmara da nuvem, partículas carregadas positiva e negativamente se curvarão em direções opostas, de acordo com a lei de força de Lorentz.

De acordo com dados experimentais, a ionização específica dN / dx em câmaras de nuvens, definida como o número médio de íons produzidos por unidade de comprimento por uma partícula que passa, é bem descrita para uma primeira aproximação tanto para elétrons quanto para partículas mais massivas pela equação de Bethe .

Poder de parada – Bethe Formula

Uma variável conveniente que descreve as propriedades de ionização do meio circundante é o poder de parada . O poder de parada linear do material é definido como a razão entre a perda de energia diferencial da partícula dentro do material e o comprimento do caminho diferencial correspondente :

, onde T é a energia cinética da partícula carregada, nion é o número de pares de elétrons-íons formados por unidade de comprimento do caminho, e I denota a energia média necessária para ionizar um átomo no meio. Para partículas carregadas, S aumenta à medida que a velocidade das partículas diminui . A expressão clássica que descreve a perda de energia específica é conhecida como fórmula de Bethe. A fórmula não-relativística foi encontrada por Hans Bethe em 1930. A versão relativista (veja abaixo) também foi encontrada por Hans Bethe em 1932.

Nesta expressão, m é a massa restante do elétron, β é igual a v / c, o que expressa a velocidade da partícula em relação à velocidade da luz, γ é o fator de Lorentz da partícula, Q é igual à sua carga, Z é a número atômico do meio en é a densidade de átomos no volume. Para partículas não relativísticas (partículas carregadas pesadas são principalmente não relativísticas), dT / dx depende de 1 / v ² . Isso pode ser explicado pelo maior tempo que a partícula carregada gasta no campo negativo do elétron, quando a velocidade é baixa.

A natureza de uma interação de uma radiação beta com a matéria é diferente da radiação alfa , apesar do fato de que as partículas beta também são partículas carregadas. Em comparação com partículas alfa, as partículas beta têm massa muito menor e atingem principalmente energias relativísticas . Sua massa é igual à massa dos elétrons orbitais com os quais eles estão interagindo e, diferentemente da partícula alfa, uma fração muito maior de sua energia cinética pode ser perdida em uma única interação. Como as partículas beta atingem principalmente as energias relativísticas, a fórmula não- relativística de Bethe  não pode ser usada. Para elétrons de alta energia, uma expressão semelhante também foi derivada por Bethedescrever a perda de energia específica devido à excitação e ionização (as “perdas colisionais”).

Além disso, as partículas beta podem interagir via interação elétron-nuclear (dispersão elástica dos núcleos), o que pode alterar significativamente a direção da partícula beta . Portanto, o caminho deles não é tão direto. As partículas beta seguem um caminho muito em zigue-zague através do material absorvente; esse caminho resultante da partícula é maior que a penetração linear (faixa) no material.

As partículas beta também diferem de outras partículas carregadas pesadas na fração de energia perdida pelo processo radiativo conhecido como bremsstrahlung . Da teoria clássica, quando uma partícula carregada é acelerada ou desacelerada, ela deve irradiar energia e a radiação de desaceleração é conhecida como bremsstrahlung (“radiação de frenagem”) .

As câmaras de nuvem , também conhecidas como câmaras de nuvem Wilson , são detectores de partículas, que foram dispositivos essenciais na pesquisa inicial sobre física nuclear e de partículas. As câmaras de nuvens, um dos instrumentos mais simples para estudar partículas elementares , foram substituídas por detectores mais modernos em pesquisas reais, mas continuam sendo aparelhos pedagógicos muito interessantes.

Câmara de nuvens e descoberta de Positron

Os pósitrons são carregados positivamente (+ 1e), partículas quase sem massa. A sua massa de repouso igual a 9,109 x 10 ^-31 kg ( 510,998 keV / C 2 ) (cerca de 1/1836 de que o protão ).

Como todas as partículas elementares, os elétrons exibem propriedades de partículas e ondas: eles podem colidir com outras partículas e podem ser difratados como a luz. A idéia original para antipartículas veio de uma equação de onda relativística desenvolvida em 1928 pelo cientista inglês PAM Dirac(1902-1984). Ele percebeu que sua versão relativística da equação de onda de Schrödinger para elétrons previa a possibilidade de antielétrons. Estes foram descobertos por Paul Dirac e Carl D. Anderson em 1932 e nomeados pósitrons. Eles estudaram colisões de raios cósmicos através de uma câmara de nuvens – um detector de partículas no qual elétrons em movimento (ou pósitrons) deixam para trás rastros enquanto se movem pelo gás. Os caminhos de pósitrons em uma câmara de nuvem traçam o mesmo caminho helicoidal que um elétron, mas giram na direção oposta em relação à direção do campo magnético, devido ao fato de terem a mesma magnitude da razão carga / massa, mas com carga oposta e, portanto, oposta taxas de carga / massa assinadas. Embora o próprio Dirac não tenha usado o termo antimatéria , seu uso segue naturalmente o suficiente dos antielétrons,antiprótons etc.

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Este artigo é baseado na tradução automática do artigo original em inglês. Para mais informações, consulte o artigo em inglês. Você pode nos ajudar. Se você deseja corrigir a tradução, envie-a para: translations@nuclear-power.com ou preencha o formulário de tradução on-line. Agradecemos sua ajuda, atualizaremos a tradução o mais rápido possível. Obrigado.