Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива



Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива
Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива

 


Владельцы патента RU 2634124:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива, к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки. Способ контроля подкритичности отработавшего ядерного топлива заключается в создании расчетной модели хранилища и определении фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение. Для центра tизм выделенного интервала выполняют расчетное моделирование. Определяют расстояние r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0. По минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α0. Подкритичность контролируют по количественному значению реактивности ρ. Изобретение позволяет повысить ядерную безопасность бассейнов выдержки путем повышения достоверности контроля подкритичности за счет прямого измерения асимптотического значения декремента затухания и определения количественного значения величины реактивности. 6 з.п. ф-лы, 8 ил.

 

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива, а точнее к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электрических станций (АЭС) с реакторами большой мощности канальными (РБМК), представляющих собой достаточно протяженную однородную размножающую систему.

Известен способ измерения реактивности, включающий возбуждение размножающей системы импульсным источником нейтронов и измерение скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности мгновенных нейтронов в размножающей системе (Simmons В., King J. Nicl. Sci. Engng., 3, 595 (1958); Стумбур Э.А., Николайшвили Ш.С., Колосов Б.И., Кочубей Н.П., Матвеенко И.П., Невиница А.И. Границы применимости α-метода для измерений реактивности в уран-водных системах // В сб. «Теоретические и экспериментальные проблемы нестационарного переноса нейтронов». - М.: Атомиздат, 1972, С. 275-281). Математически обработав полученную зависимость нейтронного потока от времени, определяют декремент затухания нейтронного потока α0. Измерения проводят в критическом состоянии для определения и в исследуемом подкритическом состоянии для определения α0. После чего значение реактивности ρ находят из соотношения:

где βэфф - эффективная доля запаздывающих нейтронов.

Подкритичность системы выражается через величину реактивности, которую, в отличие от классического определения реактивности (ρ=(Kэфф-1)/Kэфф), для подкритических систем удобно записать в форме:

Соотношение (2) устанавливает однозначную связь между реактивностью ρ и значением эффективного коэффициента размножения нейтронов Kэфф.

Недостатком известного способа является малый диапазон измеряемых подкритичностей и необходимость проведения измерений в критическом состоянии. Хранилище отработавшего ядерного топлива недопустимо переводить из глубоко подкритического состояния, соответствующего нормальному режиму хранения топлива, в критическое состояние (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05).

Другим недостатком способа является то, что способ предназначен для определения подкритичности размножающих систем, поведение которых во время проведения импульсных измерений можно описать с помощью точечного приближения, когда во всем объеме системы устанавливается асимптотическое распределение потока нейтронов, интенсивность которого спадает по экспоненциальному закону с декрементом затухания α0. Однако хранилище отработавшего ядерного топлива РБМК является большой глубоко подкритической слабосвязанной системой, в которой за время проведения измерений асимптотическое распределение плотности потока нейтронов устанавливаться не успевает.

Известен также способ определения реактивности, включающий возбуждение размножающей системы импульсным источником нейтронов и измерение скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности потока нейтронов, не требующий проведения измерений в критическом состоянии за счет ввода расчетных поправок (Стумбур Э.А., Николайшвили Ш.С., Колосов Б.И., Кочубей Н.П., Матвеенко И.П., Невиница А.И. Границы применимости α-метода для измерений реактивности в уран-водных системах // В сб. «Теоретические и экспериментальные проблемы нестационарного переноса нейтронов». - М.: Атомиздат, 1972, С. 275-281). В известном способе реактивность определяется из соотношения:

где Λ и βэфф - время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов соответственно. Λ и βэфф вычисляются как дробно-линейные функционалы решения условно-критической задачи и уравнения для определения декремента затухания нейтронного потока.

Известный способ частично устраняет недостатки вышеописанного аналога и обеспечивает широкий диапазон измеряемых подкритичностей, в то же время не требуется проводить измерения в критическом состоянии. Однако применение описанного способа для определения подкритичности ХОЯТ затруднительно, так как здесь измерения проводятся, когда в размножающей системе не установилось асимптотическое распределение нейтронного потока.

В качестве прототипа выбран известный способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива Ленинградской атомной станции (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РД ЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005), который предполагает нахождение высотной зависимости декремента затухания α(z) от положения детектора по высоте тепловыделяющей сборки путем проведения серии измерений при перемещении измерительного устройства, включающего жестко сцепленные между собой импульсный источник нейтронов и детектор. Способ контроля подкритичности ХОЯТ, использованный в «Методике…», заключается в том, что предварительно создают расчетную модель хранилища, определяют фрагмент хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. По максимуму собственных функций указанных уравнений определяют координаты x, y плана хранилища и в указанных координатах размещают измерительное устройство. Проводят импульсный эксперимент, выполняя измерения декремента затухания нейтронного потока в нескольких точках по высоте z путем измерения в каждой точке скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности потока мгновенных нейтронов. Получают высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), после чего осуществляют контроль подкритичности хранилища. Способ основывается на том, что зависимость измеренного декремента затухания от места размещения измерительного устройства по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) имеет характерный вид, отличающий эту зависимость для свежих и слабо выгоревших ТВС. Серия измерений декремента затухания при перемещении измерительного устройства по высоте выгоревших ТВС позволяет выявить четкий минимум зависимости α(z). Координата минимума совпадает с максимумом собственной функции уравнения для определения асимптотического декремента затухания. Поэтому минимальное значение - наиболее близко к асимптотическому декременту затухания нейтронного потока α0.

Способ контроля подкритичности основан на том, что, с одной стороны, сопоставляют расчетную αрасч(z) и измеренную αэксп(z) высотные зависимости декремента затухания, а с другой, - сопоставляют измеренную зависимость αэксп(z) с рассчитанной предельной зависимостью декремента затухания αпред(z).

Предельная высотная зависимость декремента затухания αпред(z) соответствует граничной глубине выгорания топлива, которая подбирается на основе предварительных расчетов так, чтобы ни в одном из постулируемых аварийных состояний коэффициент размножения Kэфф не превысил значения 0,95 (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05) с учетом погрешности расчета.

В первом случае проверяют согласованность расчета и эксперимента, а также адекватность расчетной модели хранилища, что позволяет оценить размножающие свойства системы, рассчитав значения Kэфф при имитации постулируемых аварийных ситуаций с использованием апробированной расчетной модели. Во втором случае проверяют, будет ли система находиться в подкритическом состоянии при постулируемых в ТОБ (техническое обоснование безопасности) ХОЯТ авариях (критерий αэксп(z)>αпред(z)), подтверждая тем самым правильность сделанных на основе расчетного анализа выводов о подкритичности хранилища.

В соответствии с методикой измеренную αэксп(z), расчетную αрасч(z) и предельную αпред(z) зависимости декремента затухания получают следующим образом:

1) проводится расчет размножающих свойств хранилища 1 (фиг. 1) и на основе анализа полученных данных выделяется фрагмент 2 с наибольшими размножающими свойствами. Для определения местоположения искомого фрагмента совместно анализируются решения условно-критического уравнения и сопряженного с ним уравнения, а также решение уравнения для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. Для трех указанных уравнений максимумы собственных функций практически совпадают;

2) измерительное устройство 5 (фиг. 2), предназначенное для определения подкритичности импульсным методом (α-метод) (Установка контроля подкритичности ХОЯТ УИП 006, Свидетельство об утверждении типа средств измерений RU.C.38.002.A №42530) и включающее импульсный источник нейтронов 6 и детектор 7, устанавливаемые внутри пустого пенала 8, размещают в центре выделенного фрагмента 2 (фиг. 1) ХОЯТ (термин «центр» используется здесь исключительно как означающий физическое (расчетное) значение положения устройства) и проводят 7-11 измерений при различном высотном положении измерительного устройства, получая экспериментальную высотную зависимость αэксп(z) (поз. 9, фиг. 3);

3) для получения расчетной высотной зависимости αрасч(z) (поз. 10, фиг. 3) полностью имитируется весь ход измерений с помощью «прямого» численного моделирования на основе решения нестационарного уравнения диффузии для потока нейтронов;

4) для указанного фрагмента расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой Kэфф достигает предельного значения 0,95 в постулируемых аварийных ситуациях. Далее определяют предельную зависимость декремента затухания αпред(z) (поз. 11. фиг. 3), которая получается на основе расчетов с имитацией условий экспериментов при уменьшенном выгорания топлива в отработавшей тепловыделяющей сборке 4 фрагмента 2 до минимального граничного значения.

Такой подход, в отличие от аналога, обеспечивает контроль подкритичности в условиях, когда в системе еще не установилось асимптотическое распределение плотности потока нейтронов. Однако при неустановившемся асимптотическом распределении плотности потока нейтронов для ХОЯТ РБМК затруднительно получить достоверную экспериментальную оценку подкритичности в единицах реактивности и соответственно затруднительно получить оценку эффективного коэффициента размножения нейтронов (2), как того требуют правила ядерной безопасности (ПБЯ) (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05). Дело в том, что в прототипе не учитывается особенность распространения импульса нейтронов в достаточно протяженной размножающей среде, какой является хранилище. В такой среде при неустановившемся распределении нейтронов измеряемый декремент затухания зависит от расстояния между источником и детектором. Качественно этот эффект иллюстрирует формула для затухания нейтронного импульса в бесконечной среде (Морс Ф.М., Фешбах Г. Методы теоретической физики. Том II. М., Изд-во иностранной литературы, 1960.):

где α(r,t) можно интерпретировать как декремент затухания нейтронного потока:

Здесь α0 - асимптотический декремент затухания нейтронного потока от импульса источника, имеющего одинаковую интенсивность во всех точках пространства; D - коэффициент диффузии; v - скорость нейтронов; r - расстояние от детектора до точечного импульсного источника нейтронов. Соотношения (4)-(5) являются решением нестационарного моноэнергетического уравнения диффузии в однородной бесконечной среде с точечным импульсным источником. Оно показывает, что при малых расстояниях между детектором и источником декремент затухания нейтронного потока будет завышенным, а при удалении от начала координат (места генерации первоначального импульса нейтронов) эффективный декремент затухания занижается относительно своего асимптотического значения α0.

Задачей предлагаемого технического решения является разработка способа контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива, позволяющего на основе прямого измерения асимптотического значения декремента затухания повысить достоверность контроля подкритичности путем определения количественного значения величины реактивности, обеспечивая тем самым повышение ядерной безопасности хранения отработавших тепловыделяющих сборок.

Поставленная задача решается следующим образом.

В соответствии со способом контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива, заключающимся в том, что предварительно создают расчетную модель хранилища, определяют фрагмент хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока, по максимуму собственных функций указанных уравнений определяют координаты x, y плана хранилища и проводят импульсный эксперимент, размещая измерительное устройство, включающее жестко соединенные импульсный источник нейтронов и детектор, в указанных координатах и выполняя серию измерений декремента затухания нейтронного потока в нескольких точках по высоте z путем измерения в каждой точке скорости счета детектора, регистрирующего N(t) - спад плотности потока мгновенных нейтронов, получают высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), после чего осуществляют контроль подкритичности хранилища,

согласно заявляемому техническому решению

перед проведением серии измерений выполняют, по меньшей мере, одно измерение спада плотности потока мгновенных нейтронов и строят кривую N(t), на которой выделяют временной интервал, где спад плотности потока мгновенных нейтронов аппроксимируют экспонентой. Для центра tизм выделенного временного интервала выполняют расчетное моделирование, на основе которого определяют расстояние r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0. В измерительном устройстве источник и детектор размещают друг от друга на указанном расстоянии и при сохранении значения r0 постоянным выполняют измерения декремента затухания нейтронного потока в каждой точке по высоте z. После получения высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока α(z) по минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α0, а контроль подкритичности хранилища выполняют по количественному значению реактивности ρ с помощью формулы

ρ=α0Λ-βэфф,

где Λ - время генерации мгновенных нейтронов и βэфф - эффективную долю запаздывающих нейтронов определяют расчетным путем.

В частном случае, связанном с контролем подкритичности ХОЯТ, после определения количественного значения реактивности дополнительно выполняют количественную оценку запаса подкритичности, для чего используют формулу , где - расчетная оценка асимптотического декремента затухания нейтронного потока, рассчитанная для граничной глубины выгорания топлива, Λпред и - время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов, соответствующие граничной глубине выгорания топлива.

В частном случае, связанном с созданием расчетной модели хранилища, в способе в качестве характеристик хранилища используют величину начального обогащения, энерговыработки, профиля выгорания топлива по высоте ОТВС, местоположение ОТВС в хранилище, а также данные из библиотеки малогрупповых констант.

В частном случае, связанном с определением фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численное решение условно-критического уравнения и сопряженного с ним уравнения, а также уравнения для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ©, позволяющей определять собственные функции указанных уравнений.

В другом частном случае, связанном с определением расстояния r0 между детектором и импульсным источником, в заявляемом способе указанное расстояние определяют из соотношения , где tизм - центр временного интервала, на котором осуществляют детектирование сигнала, а С - константа, определяемая свойствами среды ХОЯТ, ее численное значение определяется на основе расчетного моделирования.

В частном случае, в способе расчетное моделирование выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ©.

В другом частном случае, связанном с определением количественного значения реактивности, расчет времени генерации мгновенных нейтронов Λ и эффективной доли запаздывающих нейтронов βэфф выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ©.

Предлагаемый способ за счет наличия отличительных признаков в совокупности с известными позволяет выполнять точную экспериментальную оценку подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива путем определения количественного значения величины реактивности, что значительно повышает точность и достоверность контроля, обеспечивая тем самым повышение безопасности хранения ОТВС. Определение количественного значения реактивности, по которому осуществляют контроль подкритичности, выполняется на основе экспериментального определения асимптотического значения декремента затухания α0. При этом при использовании способа найдена возможность измерять асимптотический декремент затухания даже тогда, когда в объеме размножающей системы еще не установилось асимптотическое распределение нейтронов.

Преимущества настоящего технического решения поясняются описанием примера его осуществления со ссылкой на чертежи, в числе которых:

Фиг. 1 (известный уровень техники) иллюстрирует пример выделения фрагмента с наибольшими размножающими свойствами и выбора места для размещения измерительного устройства;

Фиг. 2 (известный уровень техники) иллюстрирует размещение измерительного устройства в выбранном фрагменте ХОЯТ РБМК;

Фиг. 3 (известный уровень техники) иллюстрирует графический пример сопоставления экспериментальной, расчетной и предельной высотной зависимостей декремента затухания нейтронного потока α(z), полученных в результате измерения в нескольких точках по высоте ОТВС;

Фиг. 4 иллюстрирует графический пример определения на экспериментальной кривой спада плотности потока мгновенных нейтронов временного интервала, где спад нейтронного потока аппроксимируют экспонентой (линейной зависимостью в логарифмическом масштабе);

Фиг. 5 иллюстрирует графический пример расчетного моделирования (при различном расстоянии между источником и детектором) для выбора расстояния r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания нейтронного потока α0;

Фиг. 6 иллюстрирует результат расчетного моделирования спада плотности потока мгновенных нейтронов при различном расстоянии между источником и детектором, при этом высотное положение детектора соответствует минимуму высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока;

Фиг. 7 иллюстрирует аппроксимационную зависимость, позволяющую через момент времени, соответствующий центру временного интервала tизм, на котором осуществляют детектирование сигнала, определить расстояние r0 между детектором и импульсным источником;

Фиг. 8 иллюстрирует пример работоспособности настоящего технического решения на примере серии импульсных экспериментов, выполненных на Ленинградской атомной станции.

На фиг. 1-8 позициями обозначены:

1 - картограмма относительного распределения размножающих свойств, рассчитанная для одного из бассейнов ХОЯТ;

2 - фрагмент БВ ХОЯТ с наибольшими размножающими свойствами;

3 - ячейки с отработавшими тепловыделяющими сборками;

4 - отработавшая тепловыделяющая сборка в пенале;

5 - измерительное устройство;

6 - импульсный источник нейтронов;

7 - детектор;

8 - пенал для размещения источника 6 и детектора 7;

9 - экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αэксп(z);

10 - расчетная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αрасч(z);

11 - предельная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αпред(z);

12 - верхняя граница активной части ОТВС;

13 - кривая N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени;

14 - временной интервал проведения измерений спада плотности нейтронов;

15 - прямая аппроксимации спада плотности потока нейтронов в логарифмическом масштабе;

16 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором меньшего, чем r0;

17 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором равного r0;

18 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором большего, чем r0;

19 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α0;

20 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором меньшем, чем r0;

21 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором равном r0;

22 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором большем, чем r0;

23 - аппроксимационная зависимость, позволяющая определить расстояние r0 между детектором и импульсным источником;

24 - серия измерений декремента затухания нейтронного потока и полученная на их основе экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αэксп(z);

25 - расчетная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αрасч(z);

26 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α0;

27 - предельная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока αпред(z);

28 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α0, соответствующего предельной глубине выгорания топлива.

Техническая реализация заявляемого способа заключается в выполнении следующих операций.

Предварительно, перед проведением импульсного эксперимента, который был выполнен в ХОЯТ Ленинградской атомной станции, создавали расчетную модель хранилища. Для построения модели в качестве исходных данных для расчета использовали величину начального обогащения, энерговыработки, профиля выгорания топлива по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, ее местоположение в хранилище, а также данные из библиотеки малогрупповых констант. В качестве последних использовали коэффициенты диффузии, сечения поглощения, рассеяния, деления, среднее число нейтронов, возникающих в одном акте деления, доли запаздывающих нейтронов, постоянные распада ядер-предшественников запаздывающих нейтронов, среднегрупповые скорости нейтронов.

Далее определяли фрагмент хранилища 2 с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. Расчет выполняли с помощью программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ©, позволяющей определять собственные функции указанных уравнений.

Для проведения импульсного эксперимента по максимуму собственных функций указанных уравнений определяли координаты х, y в плане хранилища с целью определения фрагмента и места расположения измерительного устройства в фрагменте. Измерительное устройство 5 размещали так, чтобы координаты размещения устройства в плане совпадали с максимумом собственных функций. При размещении устройства в данных координатах измеренный декремент затухания будет минимален и равен асимптотическому декременту затухания плотности потока нейтронов практически сразу после инжекции в исследуемую среду импульса быстрых нейтронов, что обеспечивает измерение указанного декремента за время спада плотности потока нейтронов еще до установления в хранилище асимптотического распределения плотности потока нейтронов.

Перед проведением основной серии измерений выполняли одно измерение спада плотности потока мгновенных нейтронов и строили кривую N(t) 13 (фиг. 4), характеризующую спад плотности потока нейтронов во времени. На данной кривой выделяли временной интервал 14, где спад плотности потока мгновенных нейтронов аппроксимировали линейной зависимостью 15 в логарифмическом масштабе. В реальных условиях ХОЯТ РБМК детектирование спада нейтронного потока проводили на интервале 0,64…1,28 мс.

Для определения расстояния между источником 6 и детектором 7, позволяющим экспериментально определить асимптотический декремент затухания в ХОЯТ РБМК, перед проведением импульсного эксперимента выполнялось его расчетное моделирование при различных расстояниях между источником и детектором (под расстоянием между импульсным источником и детектором имеется в виду расстояние между их физическими центрами).

Расстояние r0 определяли как , где tизм - центр временного интервала, на котором осуществляли детектирование сигнала. Константа С определяется свойствами среды; ее физический смысл можно раскрыть с помощью одногруппового приближения, в котором решение уравнения диффузии для распространения потока нейтронов от точечного нейтронного импульса можно получить в аналитическом виде (Морс Ф. М., Фешбах Г. Методы теоретической физики. Том II. М., Изд-во иностранной литературы, 1960), используя для этого соотношение (5). Из соотношения (5) следует, что асимптотическое значение декремента затухания нейтронного потока можно наблюдать до момента установления асимптотического распределения нейтронного потока, если выполняется условие , где . Для ХОЯТ РБМК константа С определяется с помощью расчетного моделирования.

На фиг. 7 приведена аппроксимационная зависимость для ХОЯТ Ленинградской атомной станции, полученная с помощью расчетного моделирования, ее вид представлен поз. 23. Данная зависимость позволяет на момент времени tизм, определить расстояние r0 между детектором и импульсным источником. Для подтверждения того, что найденное значение r0 является расстоянием, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0, было выполнено моделирование эксперимента при различном расстоянии между источником и детектором, в том числе при условии их размещения на расстоянии друг от друга, отличном от r0. Результаты расчетного моделирования импульсного эксперимента представлены на фиг. 5 и 6. На фиг. 5 видно, что кривая 16, характеризующая высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), которая была получена при r<r0, размещена выше значения асимптотического декремента затухания 19. У кривой 18, характеризующей высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z) при r>r0, минимальное значение высотной зависимости меньше, чем значение асимптотического декремента затухания 19. Для высотного положения детектора, соответствующего минимуму высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока, на фиг. 6 представлены результаты расчетного моделирования спада нейтронного потока при различном расстоянии между источником и детектором. Зависимости 20, 21 и 22 получены при расстоянии между детектором и источником меньшим, равным и большим r0, соответственно. Наклон указанных зависимостей определяет значения декремента затухания нейтронного потока.

Работоспособность способа была оценена экспериментальной апробацией в ХОЯТ Ленинградской атомной станции. Особенность предлагаемого способа заключается в том, что для проведения серии измерений использовано измерительное устройство, у которого расстояние r0 между источником и детектором определено с помощью аппроксимационной зависимости 23, исходя из условий детектирования спада нейтронного потока в ХОЯТ на интервале 0,64…1,28 мс.

Во фрагменте хранилища 2 с максимальными размножающими свойствами была проведена серия импульсных измерений и получена экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока 24 (фиг. 8). Было проведено расчетное моделирование этой серий измерений с помощь прямого решения нестационарного уравнения диффузии для потока нейтронов и получена расчетная зависимость декремента затухания 25. Зависимости 24 и 25 совпали в пределах погрешности измерения, что подтвердило адекватность расчетной модели хранилища. Далее было проведено расчетное моделирование этой серий измерений при выгорании ТВС, уменьшенном до граничной глубины, и получена предельная высотная зависимость декремента затухания 27. На основании графического представления было сделано качественное заключение, что ХОЯТ Ленинградской атомной станции на момент проведения измерений находилось в подкритическом состоянии.

На фиг. 8 приведено графическое представление результатов, полученных при расчете (кривая 25) и при измерениях (кривая 24), которые в пределах погрешности измерений согласуются между собой. При этом в отличие от прототипа (фиг. 3), где расчетная кривая 10 и экспериментальная кривая 9 также согласуются между собой, при использовании предлагаемого способа минимальное значение α(z) совпадает со значением α0 (фиг. 8, поз. 26), в то время как в примере, иллюстрирующем прототип, существенно отличается от α0. (фиг. 5, поз. 16 и 19). Таким образом, определение расстояния между источником и детектором через соотношение позволяет экспериментально оценить асимптотическое значение декремента затухания нейтронного потока α0 (поз. 26), что в свою очередь дает возможность воспользоваться формулой

ρ=α0Λ-βэфф

и получить, в отличие от прототипа, не качественную, а количественную оценку запаса подкритичности в единицах реактивности

Это дает возможность, используя соотношения (2), определить разницу между предельным значением коэффициента размножения и значением коэффициента размножения в исследуемом состоянии . Здесь - расчетная оценка асимптотического декремента затухания нейтронного потока, рассчитанная для граничной глубины выгорания топлива (поз. 28); Λпред и - время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов, соответствующие граничной глубине выгорания топлива (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РД ЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005).

В отличие от прототипа, где после проведения измерений проверка условий безопасного хранения производится на уровне качественной оценки путем сравнения измеренного значения декремента затухания нейтронного потока в фрагменте с вычисленной предельной зависимостью декремента, в заявляемом способе предлагается выполнять контроль подкритичности на основании количественной оценки подкритичности в единицах реактивности и получать соответствующую оценку эффективного коэффициента размножения нейтронов, как того требуют правила ядерной безопасности. Для этого проводят прямое измерение асимптотического значения декремента затухания. Таким образом, предложенный способ обладает более высокой степенью информативности, выражающейся в количественном значении контролируемой величины реактивности, и, в отличие от способа, принятого за прототип, позволяет существенно повысить достоверность экспериментальной оценки подкритичности и с более высокой точностью выполнить контроль подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива.

1. Способ контроля подкритичности хранилища отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), заключающийся в том, что предварительно создают расчетную модель хранилища, определяют фрагмент хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока, по максимуму собственных функций указанных уравнений определяют координаты x, y плана хранилища и проводят импульсный эксперимент, размещая измерительное устройство, включающее жестко соединенные импульсный источник нейтронов и детектор, в указанных координатах и выполняя серию измерений декремента затухания нейтронного потока в нескольких точках по высоте z путем измерения в каждой точке скорости счета детектора, регистрирующего N(t) - спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени, получают высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), после чего осуществляют контроль подкритичности хранилища, отличающийся тем, что перед проведением серии измерений проводят по меньшей мере одно измерение спада плотности потока мгновенных нейтронов и строят кривую N(t), на которой выделяют временной интервал, где спад плотности потока мгновенных нейтронов аппроксимируют экспонентой, для центра tизм выделенного интервала выполняют расчетное моделирование, на основе которого определяют расстояние r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0, в измерительном устройстве источник и детектор размещают друг от друга на указанном расстоянии и при сохранении значения r0 постоянным выполняют измерения декремента затухания нейтронного потока в каждой точке по высоте z, после получения высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока α(z) по минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α0, а контроль подкритичности хранилища выполняют по количественному значению реактивности ρ с помощью формулы

ρ=α0Λ-βэфф,

где Λ - время генерации мгновенных нейтронов и βэфф - эффективную долю запаздывающих нейтронов определяют расчетным путем.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после определения количественного значения реактивности дополнительно выполняют количественную оценку запаса подкритичности , где - расчетная оценка асимптотического декремента затухания нейтронного потока, рассчитанная для граничной глубины выгорания топлива, Λпред и - время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов, соответствующие граничной глубине выгорания топлива.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для создания расчетной модели в качестве характеристик хранилища используют величину начального обогащения, энерговыработки, профиля выгорания топлива по высоте отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), местоположение ОТВС в хранилище, а также данные из библиотеки малогрупповых констант.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что численное решение условно-критического уравнения и сопряженного с ним уравнения, а также численное решение уравнения для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока выполняют с использованием программы САПФИР_95&RС_ХОЯТ©, позволяющей определять собственные функции указанных уравнений.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что расстояние r0 между детектором и импульсным источником определяют из соотношения , где tизм - центр временного интервала, на котором осуществляют детектирование сигнала, а С - константа, определяемая свойствами среды ХОЯТ, численное значение которой определяется на основе расчетного моделирования.

6. Способ по п. 1 или 5, отличающийся тем, что расчетное моделирование выполняют с использованием программы САПФИР_95&RС_ХОЯТ©.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что время генерации мгновенных нейтронов Λ и эффективную долю запаздывающих нейтронов βэфф вычисляют с использованием программы САПФИР_95&RС_ХОЯТ©.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу контроля графитовой кладки реактора РБМК. В заявленном способе осуществляют обследование выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнивают ее с предельно-допустимым значением и принимают решения о продолжении эксплуатации реактора.

Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора.

Изобретение относится к герметизации трещины в стенке бассейна атомной электростанции, а именно способу герметизации шва и мобильному роботу, оснащенному размотчиком клейкой ленты, который содержит головку, прижимающую клейкую ленту к стенке.

Изобретение относится к внутриреакторным средствам контроля параметров ядерного реактора. Автономная встроенная внутризонная измерительная сборка в канале для контроля уровней температуры и излучения вокруг сборки ядерного топлива передает выходные сигналы беспроводным способом на удаленный пункт.

Изобретение относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа.

Изобретение относится к области методов и средств обеспечения радиационной, химической и взрывопожарной безопасности подводных лодок. Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников опасности в герметичных обитаемых объектах заключается в том, что предварительно выполняют описание объекта контроля.

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы.

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ измерения концентрации гелия в твэле включает подачу твэла в установку на позицию измерения. Проводят локальный импульсный нагрев участка оболочки твэла, измерение временных температурных зависимостей и определяют концентрации гелия в твэле. Перед подачей контролируемого твэла в установку измеряют температуру воздуха в установке, после размещения твэла на позицию измерения измеряют температуру оболочки твэла, измеряют временные температурные зависимости стандартных образцов, измерения проводят при всех сочетаниях допускаемых нижних и верхних значений температуры воздуха в установке и температуры оболочки твэла. Из совокупности результатов измерений со стандартными образцами и контролируемым твэлом определяют концентрацию гелия по соответствующей формуле. Изобретение позволяет повысить качество изготовления твэлов за счет возможности реализовать сплошной контроль содержания гелия в твэлах. 1 ил.
Наверх