Nükleer reaktörlerde nötron ölçümlerinin bilgisayarda değerlendirilmesi ve reaktivitenin sayısal olarak hesaplanması

Abstract

ÖZET Nükleer reaktörlerin kontrol ve kumanda sistemlerinde yer alan reak ti metreler de, nötron dedektörlerinden elde edilen nötron sayımlarının elektronik olarak işlenmesi sonucu reaktivite değerleri elde edilmektedir. Bu reakti metrelerin ayrıca kullanıldıkları reaktörlere alt büyüklüklere, örneğin j inci grup gecikmiş nötron gruplarının X. bozunma sabitleri ve fi. gecikmiş nötron oranlarına bağlı olarak kalibre edilmeleri gerekmektedir. Son yıllarda bu tür bir analog reaktivite hesapl ayıcı sı yerine nötron dedektöründen alınan işaretlerin doğrudan mi kroişl emellerde işlenerek reakti vi tenin nümerik hesap sonucu elde edilmesine dayanan çeşitli yöntemlerin kullanıldığı da görülmektedir. Bu çalışmada, reak ti vi tenin nümerik olarak elde edilmesi amacıyla `Zamana Bağlı Nötron Transport Denklemine` dayalı belirli bir hesap yönteminin geliştirilmesine çalışılmış ve gerekli istatistik met odlardan faydalanıl mı ştır. Bu amaç için, TR-i reaktörü kontrol sisteminin yenilenmesi için öngörülmüş olan bir data toplama ünitesi ve bunu kontrol eden bir bilgisayar sisteminden yararlanılmıştır. Elde edilen nümerik reaktivite değerleri, TR-2 reaktörünün analog reakti metresi yi e ölçülenlerle, aynı zamanda `Inhour Denklemi` ile hesaplananlarla karşılaştırılarak sonuçların uyumlu oldukları izlenmiştir.

ABSTRACT Until recent times, reactivity values has been obtained by processing electronically the neutron dedector signals in reactivity meters included in reactor control systems. These reactivity meters have to be calibrated with the spesific parameters of the reactor such as /. j th group delayed neutrons decay constants and (i. J th group delayed neutrons ratio. Nowadays, various methods based on processing neutron dedector signals by directly using microprocessors and determining the reactivity by numerical calculations are used İn reactor control systems Instead of the analog reactivity meters. In this work, a calculation based on `The Time Dependent Neutron Transport Equation` is developed to obtain* numerical reactivity. The data acquisition system controlled by a computer which has been developed for TR-1 reactor control systems is utilized for this purpose. Thus obtained reactivity values are compared with analog reactivity meter values as well as the values calculated from the `Inhour Equation` and are seen to be consistent.