Спосіб контролю глибини вигорання, заснований на пасивній нейтронній радіометрії

Реферат: Спосіб контролю глибини вигорання ядерного палива (ЯП) відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ВТВЗ) ядерних реакторів, в якому за відомою сукупністю нуклідів - джерел нейтронів кожної ВТВЗ, що використовується при контролі вигорання, і відомими довідковими даними про питомий сумарний вихід нейтронів кожного нукліда, що розглядається при контролі вигорання, визначають сумарний вихід нейтронів кожної ВТВЗ на момент її вимірювання з урахуванням можливого накопичення дочірніх нуклідів за рахунок розпаду материнських нуклідів. UA 72892 U (54) СПОСІБ КОНТРОЛЮ ГЛИБИНИ ВИГОРАННЯ, ЗАСНОВАНИЙ НА ПАСИВНІЙ НЕЙТРОННІЙ РАДІОМЕТРІЇ UA 72892 U UA 72892 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель належить до способів неруйнуючого контролю глибини вигорання відпрацьованого ядерного палива ядерних реакторів, заснованих на пасивній нейтронній радіометрії. Необхідність контролю глибини вигорання (далі - вигорання), як параметра ядерної безпеки, що використовується при завантаженні відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ВТВЗ) атомних реакторів на зберігання у сховищах відпрацьованого ядерного палива (СВЯП), та доцільність використання при цьому пасивної нейтронної радіометрії широко розглянуті і обґрунтовані у ряді науково-технічних робіт (наприклад [1, 2, 3, 4]). Відомі способи, які використані у розроблених на цьому принципі методах контролю вигорання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) [1, 3]. Ці способи включають вимірювання технічними засобами швидкості рахунку нейтронів (ШРН), що є інформаційною характеристикою густини потоку нейтронів від вимірюваної ВТВЗ у місці розташування детектора вимірювального пристрою, та побудові калібрувальних кривих, що є залежністю ШРН від вигорання, та їх довірчих областей. У разі попадання чи не попадання значення зміряного ШРН у довірчу область ШРН калібрувальної кривої, яка відповідає теоретично розрахованому вигоранню контрольованої ВТВЗ, приймається рішення про позитивність або негативність результату контролю вигорання. Калібрувальні криві будуються як апроксимація масиву значень ШРН, отриманих від раніше виміряних ВТВЗ з однаковим для всіх збагаченням за ураном-235 і перерахованих на один і той же час витримки ВТВЗ (проміжок часу між моментом вивантаження ВТВЗ з активної зони реактора та моментом набуття (вимірювання) значень відповідних ШРН), та теоретично розрахованих відповідних значень вигорання. Недоліком цих способів є припущення, що переважний внесок в загальний вихід нейтронів дає нуклід кюрій-244 та перерахунок ШРН на однакове для всіх ВТВЗ, включаючи і контрольовану, час витримки здійснюється за законом радіоактивного розпаду (далі - розпаду) тільки цього нукліда. Ця обставина обмежує область застосування побудованих за цими способами методик діапазонами часу витримки і вигорання, при яких дійсно переважний внесок у сумарний вихід нейтронів дає тільки нуклід кюрій-244. Найбільш близьким до запропонованого способу є прийнятий за прототип спосіб контролю вигорання, реалізований при завантаженні ВТВЗ в СВЯП на ЗАЕС [5]. Цей спосіб заснований на вимірюванні ШРН, побудові калібрувальної кривої та її довірчої області і порівнянні даних (отриманих при вимірюванні контрольованої ВТВЗ) з побудованою довірчою областю. Калібрувальна крива будується як апроксимуюча функція статистичного ансамблю вимірюваних технічними засобами значень ШРН, отриманих від ВТВЗ (що раніше пройшли контроль) з однаковим збагаченням за ураном-235, та значенням вигорання, що їм відповідають, теоретично розрахованих для кожної ВТВЗ (на основі обліку і аналізу всіх режимів і умов її роботи в реакторі). Аналітична (або графічна) залежність ШРН від вигорання, і відповідно, контроль вигорання можуть бути коректні тільки за умови однакових для всіх ВТВЗ (включаючи і контрольовану) часу витримки. Оскільки час витримки для різних ВТВЗ у загальному випадку не є однаковий, то усі отримані значення ШРН перераховуються на час, відповідний часу на момент вивантаження з активної зони реактора кожної ВТВЗ. Враховуючи пропорційність загальної емісії нейтронів числу ядер джерела іонізуючого випромінювання (ДІВ) та значень ШРН загальної емісії нейтронів, перерахунок ШРН здійснюється за законом розпаду ДІВ. За способом прототипу (як і аналогів) передбачається, що переважний внесок у загальну емісію нейтронів дає нуклід кюрій-244 і перерахунок ШРН здійснюється за законом розпаду тільки цього нукліда. Межі довірчої області визначають виходячи з заданої довірчої вірогідності (відповідно до [6] вірогідність повинна дорівнювати 0,95). Критерієм позитивного результату контролю ВТВЗ вважається знаходження отриманого від контрольованої ВТВЗ значення ШРН в межах відповідного їй довірчого інтервалу - ділянки довірчої області, яка відповідає теоретично розрахованому значенню вигорання контрольованої ВТВЗ. Таким чином, спосіб, використаний у методиці прототипу (як і аналогів), заснований на зіставленні виміряних значень ШРН, перерахованих на один і той же час витримки, та вигорання при обліку тільки одного джерела нейтронів - кюрію-244. Такі методики дають прийнятні результати тільки при діапазонах значень витримки ВЯП від 3 до 30 років і вигорань більше 15 Мвт-діб/кгU [1]. Дійсно, при таких діапазонах значень вигорання та витримки переважний внесок в сумарний вихід нейтронів (більше 95 %) дає тільки один нуклід - кюрій-244, тому вибір нуклідів, вихід нейтронів, яких враховується в алгоритмі розрахунків для контролю вигорання, можна обмежити тільки цим нуклідом При значеннях вигорання та витримки, що виходять за межі цих діапазонів, наприклад, для ВТВЗ ЧАЕС, такі методики непридатні. У загальному випадку при контролі вигорання крім кюрію-244 необхідно враховувати ще й інші нукліди - випромінювачі нейтронів, а перерахунок ШРН необхідно здійснювати по всіх нуклідах, що враховуються, з використанням даних про їх масовий склад в кожній ВТВЗ і питомий вихід нейтронів від кожного нукліда. Масовий склад 1 UA 72892 U 5 10 15 20 25 30 нуклідів, що використовуються для побудови калібрувальної кривої ВТВЗ, визначається розрахунком - аналогічно вигоранню, а дані з питомих виходів нейтронів є довідковими (див., наприклад [7]). В основу корисної моделі поставлено задачу створити спосіб контролю вигорання з урахуванням сукупності нуклідів - джерел нейтронів, що входять у склад задіяних ВТВЗ. Поставлена задача вирішується тим, що за відомим складом нуклідів кожної задіяної при контролі вигорання ВТВЗ та за відомими довідковими даними про питомий сумарний вихід нейтронів кожного нукліда - джерела нейтронів, що розглядається при контролі вигорання, визначається сумарний вихід нейтронів кожної ВТВЗ на момент її вимірювання за формулою перерахунку. При цьому враховується можливе накопичення дочірніх нуклідів, які утворились за рахунок розпаду материнських нуклідів (див. нижче). За масивами значень виміряних ШРН та відповідних їм, приведених на момент вимірювання, значень сумарних виходів нейтронів будується апроксимуюча крива, яка визначає функціональну залежність ШРН від сумарного виходу нейтронів. Сумарні виходи нейтронів групи ВТВЗ, ядерне паливо яких має однакове з контрольованою ВТВЗ збагачення за ураном-235 (з числа всіх задіяних ВТВЗ) перераховуються за описаним вище методом на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ. За отриманою функціональною залежністю ШРН від сумарних виходів нейтронів визначаються значення ШРН, що відповідають перерахованим на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ значенням сумарного виходу нейтронів. За масивами теоретично розрахованих значень вигорання ядерного палива кожній з групи ВТВЗ і відповідних їм ШРН, приведених на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ, будується апроксимуюча функція - калібрувальна крива і її довірча область. Запропонований спосіб усуває обмеження області його застосування, а розроблені на його основі методики дозволяють здійснювати контроль вигорання практично при будь-яких, в реальних межах, значеннях вигорання і витримки ВЯП. Всі апроксимуючі криві будуються за відомими методами, наприклад, за методом найменших квадратів. Формула перерахунку сумарного виходу нейтронів будується на основі формули, що визначає зміну радіоактивних ядер за часом з урахуванням можливого накопичення дочірніх нуклідів (за рахунок розпаду материнських нуклідів) і має вигляд:     ,  M j exp  сум ( j) ( ti  t)  exp  j ( t i  t) Ei ( t)   Eij ( ti ) exp  j ( ti  t)  v j (i)mi(i) ( ti ) M( j)  j   сум ( j) j        де Ei ( t) - сумарний вихід нейтронів і-й ВТВЗ на момент t ( i - умовний порядковий номер ВТВЗ); Eij (ti ) - вихід нейтронів 7-го нукліда в i-й ВТВЗ на момент t i ( j - умовний порядковий номер 35 нукліда, ti - час витримки і-й ВТВЗ);  j - сума постійних всіх видів розпаду 7-го нукліда;  ( j) - постійна розпаду материнського нукліда, в результаті якого утворюється j-й нуклід;  сум ( j) - сума постійних всіх видів розпаду материнського нукліда, що породжує j-й нуклід; mi(i) (t i ) - масовий вміст материнського нукліда, що породжує j-й нуклід, на момент t i ; 40 v j - питомий сумарний вихід нейтроні в j-го нукліда; M j - атомна вага j-го нукліда в атомних одиницях маси; M( j) - атомна вага материнського нукліда, що породжує j-й нуклід, в атомних одиницях маси. 45 50 Підсумовування ведеться по сукупності нуклідів, що використовуються при контролі вигорання і-й ВТВЗ, а за відсутності накопичення j-го нукліда за рахунок розпаду інших нуклідів відповідна mi( j) прирівнюється до нуля. Розроблена на основі пропонованого способу методика контролю вигорання апробована в СВЯП ЧАЕС і показала добрі результати - розбіжність між теоретично визначеними значеннями вигорання та оцінкою вигорання, яка одержана за допомогою калібрувальної кривої, не перевищує 10 % [8]. Джерела інформації: 1. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. - М.: Энергоатомиздат, 1989. 185 с. 2 UA 72892 U 5 10 15 20 2. Аникин А.Ю., Курындин А.В., Курындина Л.А., Строганов А.А. Мировой опыт использования подходов, учитывающих выгорание ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности обращения с РАО. Ядерная и радиационная безопасность, № 3, 2009, с. 38-43. 3. Результаты опытно-промышленной эксплуатации метода учета глубины выгорания отработавшего ядерного топлива, при эксплуатации СХОЯТ ЗАЭС. 00.ОБ YY ОТ.01.1. Отчет ЗАЭС, 2004 г. 4. Андрушечко С.А, Васильев Б.Ю., Украинцев В.Ф., Голощапов С.И. Разработка и внедрение прибора для измерения глубины выгорания отработавших рабочих кассет реакторов ВВЭР - 440 ФАМОС - III. Доклад с VIII Международной конференции "Безопасность АЕС и подготовка кадров" - Обнинск, 6-8 октября 2003г. (Известия вузов. Ядерная энергетика. № 2, 2004). 5. Кучмагра А.А., Молчанов О.С, Одинокий Г.И. и др. Учет глубины выгорания отработавшего ядерного топлива при эксплуатации сухого хранилища на Запорожской АЭС. Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, Чорнобиль, 2008 р. - Вип. 10. - С. 2031. 6. Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов. (ПБЯ-06-00-88), 1988. 7. Райлли Д., Энсслин Н., Смит X., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. - Пер. с англ. ВНИИА - М.: "Бином", 2000.-703 с. 8. Отчет по договору "Разработка и испытания прототипа установки для контроля глубины выгорания ОТВС РБМК - 1000 в ХОЯТ - 1". - Отчет ИПБ АЭС НАН Украины, 2010, 73 с. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 25 30 35 40 Спосіб контролю глибини вигорання ядерного палива (ЯП) відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ВТВЗ) ядерних реакторів, що включає вимірювання технічними засобами швидкості рахунку нейтронів (ШРН), що є інформативною характеристикою густини нейтронного потоку в місці розташування детектора нейтронів вимірювальної системи, що реалізує пропонований спосіб, побудову по масивах отриманих при раніше проведених вимірюваннях ВТВЗ значеннях ШРН і відповідних їм теоретично розрахованих значеннях вигорання калібрувальної кривої, що є залежністю ШРН від вигорання, і її довірчої області і оцінку відповідності реального значення вигорання контрольованої ВТВЗ теоретично розрахованому значенню, критерієм якого є попадання зміряного значення ШРН в довірчу область калібрувальної кривої у точці, відповідній теоретично розрахованому значенню вигорання контрольованої ВТВЗ, який відрізняється тим, що за відомою сукупністю нуклідів - джерел нейтронів кожної ВТВЗ, що використовується при контролі вигорання, і відомими довідковими даними про питомий сумарний вихід нейтронів кожного нукліда, що розглядається при контролі вигорання, визначають сумарний вихід нейтронів кожної ВТВЗ на момент її вимірювання з урахуванням можливого накопичення дочірніх нуклідів за рахунок розпаду материнських нуклідів, наприклад, за формулою:      M j exp  сум ( j) ( ti  t)  exp  j ( t i  t)  Ei ( t)   Eij ( ti ) exp  j ( ti  t)  v j (i)mi(i) ( ti ) , M( j)  j   сум ( j)  j    де Ei ( t) - сумарний вихід нейтронів і-й ВТВЗ на момент t ( i - умовний порядковий номер ВТВЗ);   Eij (ti ) - вихід нейтронів 7-го нукліда в i-й ВТВЗ на момент ti ( j - умовний порядковий номер нукліда, ti - час витримки і-й ВТВЗ);  j - сума постійних всіх видів розпаду 7-го нукліда; 45  ( j) - постійна розпаду материнського нукліда, в результаті якого утворюється j-й нуклід;  сум ( j) - сума постійних всіх видів розпаду материнського нукліда, що породжує j-й нуклід; mi(i) (t i ) - масовий вміст материнського нукліда, що породжує j-й нуклід, на момент ti ; v j - питомий сумарний вихід нейтроні в j-го нукліда; M j - атомна вага j-го нукліда в атомних одиницях маси; 50 M( j) - атомна вага материнського нукліда, що породжує j-й нуклід, в атомних одиницях маси, підсумовування ведеться по всіх нуклідах, що використовуються при контролі вигорання i-ї ВТВЗ, а за відсутності накопичення j-го нукліда за рахунок розпаду інших нуклідів відповідна mi( j) прирівнюється до нуля; 3 UA 72892 U 5 10 по масивах значень зміряних ШРН і відповідних їм приведених на момент вимірювання значень сумарних виходів нейтронів будують апроксимуючу криву, що визначає функціональну залежність ШРН від сумарних виходів нейтронів, далі, сумарні виходи нейтронів групи ВТВЗ, ядерне паливо яких має однакове з контрольованою ВТВЗ збагачення по урану-235, перераховують по описаному вище методу на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ; по отриманій функціональній залежності ШРН від сумарних виходів нейтронів визначають значення ШРН, відповідні перерахованим на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ значенням сумарного виходу нейтронів, і по масивах теоретично розрахованих значень вигорання ядерного палива кожній з цієї групи ВТВЗ і відповідних їм ШРН, приведених на момент вимірювання контрольованої ВТВЗ, будують калібрувальну криву і її довірчу область. Комп’ютерна верстка А. Крижанівський Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 4