Способ шумового контроля параметров ядерной безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива



 


Владельцы патента RU 2609897:

федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) (RU)

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС). Способ контроля параметров ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС заключается в том, что поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора, временной ряд моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка, коэффициенты которого связаны с реактивностью согласно уравнению кинетики и оцениваются по отсчетам детектора. Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности БВ ХОЯТ АЭС. 9 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Согласно правилам безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива (НП-061-05) основным параметром ядерной безопасности ХОЯТ является эффективный коэффициент размножения нейтронов (Кэфф). Эффективный коэффициент размножения нейтронов при хранении ЯТ не должен превышать 0.95 как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Известные способы контроля параметров ядерной безопасности ХОЯТ основаны на измерении потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора после ввода нейтронного импульса от генератора нейтронов [Ю.А. Казанский, Е.С. Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр. 104; Сомов И.Е., Николаев С.А., Чернов В.А. и др. Установка контроля подкритичности заданных областей БВ ХОЯТ. VII Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» ОАО «Концерн Росэнергоатом», 2010, с. 129].

Согласно известному способу [Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РДЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005], включающему измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, в представляющую интерес область БВ ХОЯТ вводят нейтронный импульс от генератора нейтронов и измеренную постоянную спада α потока нейтронов после нейтронного импульса сравнивают с расчетной постоянной спада, вычисленной при Кэфф=0.95 и при использованном в эксперименте размещении источника и детектора нейтронов. Рассматриваемая область удовлетворяет требованиям ядерной безопасности, если измеренная постоянная спада превышает указанную расчетную по модулю.

Также известен способ [RU 2488181 C1, 20.07.2013], включающий измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, когда в исследуемую область БВ ХОЯТ вводят нейтронный импульс от генератора нейтронов и по измеренной постоянной спада α потока нейтронов после нейтронного импульса, используя предварительно рассчитанные параметры нейтронной кинетики, - время генерации мгновенных нейтронов Λ и долю запаздывающих нейтронов βэфф, - вычисляют реактивность по формуле Росси:

Затем вычисляют контролируемую величину - эффективный коэффициент размножения нейтронов, по определению связанный с реактивностью:

Рассматриваемая область удовлетворяет требованиям ядерной безопасности, если эффективный коэффициент размножения не превышает 0.95.

Недостатки известных способов контроля состоят в следующем.

- Невозможность постоянного непрерывного контроля параметров ядерной безопасности.

- Необходимость специальной организации экспериментов для определения измеряемых величин.

- Сложность организации экспериментов с импульсным источником нейтронов.

- Малый ресурс импульсного нейтронного генератора.

- Использование в процедуре контроля расчетных величин, адекватность которых исследуемой среде требует специального обоснования и подтверждения.

- Использование в качестве характеристики размножающих свойств бассейна выдержки эффективной плотности источников нейтронов деления, которая является ненаблюдаемой величиной и определяется расчетным способом, который может давать большую погрешность.

Задачей изобретения является исключение указанных недостатков.

Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС.

Заявленный технический результат достигается тем, что в способе контроля параметров ядерной безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, включающем измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора n(t), временной ряд отсчетов детектора моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка

следующим из уравнения кинетики в интегро-дифференциальной форме [Юферов А.Г. О численном решении интегральных уравнений точечной нейтронной динамики ядерного реактора. Препринт ФЭИ-2977. 2003. - 36 с.]:

где - реактивность в Λ-шкале,

ρ - абсолютная реактивность,

Λ - время генерации мгновенных нейтронов,

t - время,

h(t) - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов,

Q - независимый стационарный источник,

реактивность r бассейна выдержки определяют по соотношению

,

где коэффициент авторегрессии c1 определяют по соотношению

где (n0,n1, … nm) - отсчеты детектора, взятые с шагом Т.

Контроль безопасности осуществляют путем постоянного отображения на мониторе текущей величины эффективного коэффициента размножения

и сопоставления ее с максимальным допустимым значением.

По сравнению с известным способом [RU 2488181 C1, 20.07.2013] здесь присутствует только один расчетный параметр - время генерации Λ.

В частных случаях реализации способа предлагается следующее:

- осуществлять непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора;

- осуществлять непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора в процессе перемещения детектора в объеме БВ ХОЯТ по заданной траектории;

- определять коэффициент авторегрессии c1 для каждого очередного отсчета детектора nm+1 по рекуррентным соотношениям

- измерять шум стационарного потока нейтронов минимум двумя пространственно разнесенными детекторами;

- измерять шум стационарного потока нейтронов в предварительно определенных расчетом областях БВ с максимальными размножающими свойствами;

- определять локальные значения реактивности для отдельных областей БВ ХОЯТ по отсчетам детекторов, размещенных в указанных областях;

- определять реактивность БВ ХОЯТ как среднее локальных значений реактивности;

- определять реактивность БВ ХОЯТ по суммарному сигналу детекторов;

- размещать детекторы в объеме БВ ХОЯТ согласно математическим критериям равномерной распределенности пространственных точек.

1. Способ контроля параметров ядерной безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, включающий измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, отличающийся тем, что поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора n(t), временной ряд отсчетов детектора моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка

nk=c1nk-1+c0,

следующим из уравнения кинетики в интегральной форме

где r=ρ/Λ - реактивность в Λ-шкале,

ρ - абсолютная реактивность,

Λ - время генерации мгновенных нейтронов,

t - время,

h(t) - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов,

Q - независимый стационарный источник,

реактивность r бассейна выдержки определяют по соотношению

r=(с1-1)/Тс1,

где коэффициент авторегрессии c1 определяют по соотношению

где (n0, n1, … nm) - отсчеты детектора, взятые с шагом Т, контроль безопасности осуществляют путем постоянного отображения на мониторе текущей величины эффективного коэффициента размножения

Кэфф=1/(1-rΛ)

и сопоставления ее с максимальным допустимым значением.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что осуществляют непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что осуществляют непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора в процессе перемещения детектора в объеме БВ ХОЯТ по заданной траектории.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что определяют коэффициент авторегрессии c1 для каждого очередного отсчета детектора nm+1 по рекуррентным соотношениям

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что измеряют шум стационарного потока нейтронов минимум двумя пространственно разнесенными детекторами.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что измеряют шум стационарного потока нейтронов в предварительно определенных расчетом областях БВ с максимальными размножающими свойствами.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что определяют локальные значения реактивности для отдельных областей БВ ХОЯТ по отсчетам детекторов, размещенных в указанных областях.

8. Способ по пп. 1, 7, отличающийся тем, что определяют реактивность БВ ХОЯТ как среднее локальных значений реактивности.

9. Способ по пп. 1, 5, отличающийся тем, что определяют реактивность БВ ХОЯТ по суммарному сигналу детекторов.

10. Способ по пп. 1, 5, отличающийся тем, что размещают детекторы в объеме БВ ХОЯТ согласно математическим критериям равномерной распределенности пространственных точек.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области подземного строительства и предназначено для создания природно-техногенных мультибарьеров, располагаемых в толщах осадочных, метаморфических и изверженных горных пород на глубинах до 700…1000 м, в основном, в вертикальных выработках.

Изобретение относится к средствам эксплуатации атомных электростанций. Инструмент предназначен для дистанционного визуального поиска, извлечения посторонних предметов, технологического мусора и твердых радиоактивных материалов из внутренних полостей топливных каналов реактора и контуров теплоносителя.

Изобретение относится к атомной промышленности, к отбору высокорадиоактивных продуктов из транспортных трубопроводов. Отбор пробы осуществляют на участке транспортного трубопровода, находящемся в корпусе переключателя трасс.

Изобретение относится к экологии и может найти применение при дезактивации токсических территорий. Для дезактивации почв, загрязненных радиоактивными нуклидами, сеют сорбирующую культуру вязеля пестрого, скашивают надземную биомассу и покрывают ее слоем цеолитсодержащей глины аланит.
Предлагаемое изобретение относится к способу рекультивации сельскохозяйственных земель, загрязненных радионуклидами цезия-137. Заявленный способ включает скашивание и удаление с загрязненного участка растительности, после чего поверхность поля рыхлят на глубину 3-5 см, заливают водно-глинистой суспензией в количестве 250-300 м3/га при концентрации 15-20%, а после высыхания почвы проводят повторное рыхление на глубину 5-7 см и затем вспашку плугом с предплужником на глубину не менее 2-3-кратной величины пахотного слоя.

Изобретение относится к средствам дезактивации почв, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ дезактивации территории включает засыпку ее чистым грунтом, причем чистый грунт добывается непосредственно на дезактивируемой территории эрлифтами.

Заявленное изобретение относится к устройству для удаления осадка МОХ-топлива с катода электролизера и может быть использовано в радиохимическом производстве при получении смешанного оксидного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива), пригодного для снаряжения им тепловыделяющих элементов для ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах АЭС.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к средствам для реабилитации окружающей среды при ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями.

Изобретение относится к радиохимическим производствам, может использоваться, в частности, при дезактивации и очистке от отложений внутренних поверхностей трубопроводов, служащих для передачи растворов высокого уровня активности, расположенных под защитным перекрытием и недоступных для обслуживания и ремонта без их дезактивации при эксплуатации.
Изобретение относится к области очистки почвы от радионуклидов в частности стронция, и может найти применение при очистке сельскохозяйственных угодий преимущественно гумидной зоны, загрязненных при выпадении радиоактивных осадков.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ).

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ.

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов.
Наверх