Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ
Номер в ГРСИ РФ: | 51249-12 |
---|---|
Производитель / заявитель: | ЗАО НПО "КВАНТ", г.Обнинск |
![КтоПоверит](https://all-pribors.ru/images/logo-full-kp-site.png)
Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ (далее ╞ установка) предназначена для измерения выгорания и изотопного состава (масса изотопов урана и плутония) ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 реакторов типа АДЭ.
Информация по Госреестру
Основные данные | |
---|---|
Номер по Госреестру | 51249-12 |
Наименование | Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов |
Модель | ДАВ-90 МКС-01 ДАВ |
Год регистрации | 2012 |
Страна-производитель | Россия |
Информация о сертификате | |
Срок действия сертификата | .. |
Номер сертификата | 48176 |
Тип сертификата (C - серия/E - партия) | E |
Дата протокола | Приказ 775 п. 12 от 21.09.2012 |
Производитель / Заявитель
ЗАО НПО "КВАНТ", г.Обнинск
Россия
Поверка
Методика поверки / информация о поверке | МП 51249-12 |
Межповерочный интервал / Периодичность поверки | 2 года |
Актуальность информации | 30.06.2024 |
Поверители
Скачать
51249-12: Описание типа СИ | Скачать | 324.7 КБ | |
Свидетельство об утверждении типа СИ | Открыть | ... |
Описание типа
Назначение
Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ (далее - установка) предназначена для измерения выгорания и изотопного состава (масса изотопов урана и плутония) ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 реакторов типа АДЭ.
Описание
Функционально установка состоит из нескольких блоков.
Блок установки детекторов градуировочный вместе с размещенными на нем блоками детектирования гамма-излучения образуют градуировочный блок детекторов. Блок установки детекторов рабочий вместе с размещенными на нем блоками детектирования нейтронного излучения образуют блок детекторов рабочий. Блок детектирования нейтронного излучения в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации нейтронного излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения спектрометрический. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения дозиметрический.
В каналах регистрации нейтронного излучения используются импульсные камеры деления типа КНК-15-1 с компенсацией фона гамма-излучения. В верхней части блока детектирования нейтронного излучения (БДН) размещена свинцовая защита для уменьшения дозовой нагрузки от гамма-излучения на предусилитель. БДН в свинцовой защите работает при мощности поглощенной дозы гамма-излучения до 102 Гр/ч.
В каналах регистрации гамма-излучения спектрометрических используются CdZnTe-детекторы. Блоки детектирования гамма-излучения спектрометрические (БДС) размещены в свинцовой защите для уменьшения дозовой нагрузки от гамма-излучения на детектор и предусилитель. На уровне эффективного центра CdZnTe-детектора находится отверстие диаметром 6 мм, направленное на твэл ДАВ-90. Блок детектирования гамма-излучения в свинцовом коллиматоре работает при мощности поглощенной дозы гамма-излучения до 102 Гр/ч.
В каналах регистрации гамма-излучения дозиметрических используются блоки детектирования дозиметрические (БДД) на основе алмазного детектора типа ПДПС для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения. На уровне эффективного центра детектора в защите находится конический коллиматор, обеспечивающий «просмотр» всего твэла ДАВ-90 и защиту от фонового гамма-излучения.
Комплект монтажных частей предназначен для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения для проведения измерений с отдельными твэлами ДАВ-90 и кюбелями, содержащими твэлы ДАВ-90. В состав комплекта монтажных частей входят блок установки детекторов градуировочный и блок установки детекторов рабочий.
Измерения выгорания ядерного топлива в отдельных твэлах ДАВ-90 включают в себя:
- градуировку каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических установки МКС-01 ДАВ с использованием градуировочных твэлов ДАВ-90;
- измерения мощности дозы гамма-излучения от контролируемых твэлов ДАВ-90;
- вычисление выгорания ядерного топлива в контролируемых твэлах;
- вычисление среднего выгорания ядерного топлива по всем твэлам, входящим в состав данного кюбеля.
Градуировка каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических выполняется для получения градуировочных коэффициентов - коэффициентов пропорциональности между
Лист № 2
всего листов 6 мощностью поглощенной дозы гамма-излучения и активностью основных дозообразующих нуклидов в твэле ДАВ-90.
Измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения от отдельных твэлов ДАВ-90 производится при размещении твэлов ДАВ-90 между блоками регистрации гамма-излучения дозиметрическими в фиксированной геометрии.
Вычисления выгорания ядерного топлива в контролируемых твэлах ДАВ-90 производятся на основе мощности поглощенной дозы гамма-излучения, градуировочных коэффициентов и расчетных констант.
Измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в кюбелях, включают в себя:
- градуировку каналов регистрации нейтронного излучения установки МКС-01 ДАВ с использованием градуировочного кюбеля;
- измерения скорости счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения от контролируемых кюбелей с твэлами ДАВ-90;
- вычисление выгорания ядерного топлива в контролируемых кюбелях.
Градуировка каналов регистрации нейтронного излучения выполняется для получения градуировочных коэффициентов - коэффициентов пропорциональности между скоростью счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения и потоком нейтронов их кюбеля с твэлами ДАВ-90.
В качестве градуировочного используется кюбель с твэлами ДАВ-90, выгорание которого получено на основе результатов измерений выгорания всех твэлов ДАВ-90, входящих в состав данного кюбеля.
Среднее значение выгорания ядерного топлива в кюбеле с твэлами ДАВ-90 определяется, как среднее арифметическое значений выгорания для каждого из твэлов ДАВ-90 в данном кюбеле.
Измерения скорости счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения от твэлов ДАВ-90 в кюбелях производятся при размещении кюбелей между блоками детектирования нейтронного излучения в фиксированной геометрии.
Вычисления среднего выгорания ядерного топлива в контролируемых кюбелях с твэ-лами ДАВ-90 производятся на основе измеренной скорости счета каналов регистрации нейтронного излучения, градуировочных коэффициентов и расчетных констант.
Внешний вид блока детекторов градуировочного - на рисунке 1.
![](/images/ot/12//51249-12-1.jpg)
Блок детекторов градуировочный
Рисунок
Внешний вид модуля электронного приведен на рисунке 2.
![](/images/ot/12//51249-12-2.jpg)
Шкаф для размещения электронных блоков
Блок вторичной аппаратуры
Замок шкафа, защитная наклейка
Блок детекторов рабочий
Пломба на корпусе персонального компьютера
Блок управления и обработки данных
Замок на лицевой панели персонального компьютера
Рисунок 2
Программное обеспечение
Программное обеспечение (ПО) FLAME-DAV состоит из следующих функциональных блоков:
- Flame-dav.exe - основного исполняемого модуля;
- AsTract.dll - модуля управления блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения, аналого-цифровыми преобразователями АЦП-1к-В8 и счетчиками-интенсиметрами СЧМ-32;
- DirectUse.dll - модуля для обеспечения интерфейса с пользователем и связи с модулем AsTract и другими блоками установки;
- done.mdb - базы данных.
ПО FLAME-DAV обеспечивает функционирование установки: градуировку, проверку и поверку каналов регистрации нейтронного и гамма-излучения установки; измерения скорости счета импульсов каналами регистрации нейтронного излучения, мощности дозы и энергетических спектров гамма-излучения; вычисление выгорания и количества ЯМ в отдельных твэлах ДАВ-90 и среднего выгорания твэлов ДАВ-90 в кюбелях; связь с базой данных системы учета и контроля ЯМ.
ПО FLAME-DAV не требует применения специальных средств защиты от преднамеренных и непреднамеренных изменений.
Идентификационные данные ПО приведены в таблице 1.
Таблица 1
Наименование ПО |
Идентификационное наименование ПО |
Номер версии (идентификационный номер) ПО |
Цифровой идентиф икатор ПО (контрольная сумма исполняемого кода) |
Алгоритм вычисления цифрового идентиф икато-ра ПО |
FLAME-DAV |
flame-dav |
1.0.0.0 |
241F9D2C1F9C46 B66C55CFFC712 3B52C3BB9BDB2 |
SHA-1 |
Технические характеристики
Диапазон определения выгорания, %.............................................................. от 5 до 85.
Пределы допускаемой относительной погрешности измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в емкости хранения (при доверительной вероятности Р=0.95), %
Пределы допускаемой относительной погрешности измерения выгорания ядерного топлива в отдельных твэлах ДАВ-90 (при доверительной вероятности Р=0.95), %
Пределы допускаемой относительной погрешности определения изотопного состава в отдельных твэлах ДАВ-90 (при доверительной вероятности Р=0.95), %
Время измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в емкости хранения твэлов, мин, не более
Время измерения выгорания и изотопного состава в отдельных твэлах ДАВ-90, мин, не
более
Напряжение питания от сети переменного тока частотой (50+3) Гц, В
Габаритные размеры (длина х ширина х высота), мм, не более: блока детекторов градуировочного ...................................................... 1277 х 829 х 420;
блока детекторов рабочего ............................................................... 1200 х 1100 х 7000;
электронного модуля..............................................................................560 х 800 х 2031;
Масса, кг, не более: блока детекторов градуировочного
блока детекторов рабочего
электронного модуля
Средняя наработка на отказ, ч, не менее
Канал регистрации нейтронного излучения Диапазон определения выгорания, %.............................................................. от 5 до 85.
Диапазон чувствительности к нейтронам источника типа ИБН в водородосодержащем замедлителе вспомогательного устройства ВУ-1, имп./нейтр............................(0,2-1,0)10-4.
Пределы допускаемой относительной погрешности чувствительности к нейтронам источника типа ИБН в водородосодержащем замедлителе вспомогательного устройства ВУ-1, %.....±10.
Мощность поглощенной дозы сопутствующего гамма-излучения, Гр/ч, не более..102. Канал регистрации гамма-излучения спектрометрический
Диапазон определения выгорания, %.............................................................. от 5 до 85.
Энергетический диапазон регистрируемого гамма-излучения, МэВ.... от 0,05 до 1,0.
Абсолютное энергетическое разрешение:
при энергии гамма-излучения E=60 кэВ, кэВ, не более
при энергии гамма-излучения E=662 кэВ, кэВ, не более
Максимальная входная статистическая загрузка, имп./с
Диапазон чувствительности к гамма-излучению источника 137Cs типа ОСГИ в жесткой геометрии вспомогательного устройства ВУ-4, имп./Бк...................................(0,2^ 1,0)10-5.
Пределы допускаемой относительной погрешности чувствительности к гамма-излучению, %
Канал регистрации гамма-излучения дозиметрический
Диапазон определения выгорания, %.............................................................. от 5 до 85.
Диапазон энергий регистрируемого гамма-излучения, МэВ ................... от 0,08 до 25.
Диапазон измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения, Гр/с... от 2-10-4 до 0,2. Пределы допускаемой относительной погрешности измерений мощности поглощенной
дозы гамма-излучения (с доверительной вероятностью 0.95), %.........................................±5.
Рабочие условия эксплуатации: рабочая среда .................................................................................................вода, воздух;
температура воздуха, °С.................................................................................от 18 до 40;
температура воды, °С................................................................................................до 50;
относительная влажность воздуха, %...................................................................... до 80;
режим работы............................................................................................ периодический.
Знак утверждения типаЗнак утверждения типа наносится на титульный лист руководства НПОК035.00.00.000РЭ типографским способом. |
по эксплуатации |
Комплектность | |
Установка в составе: | |
- блок детектирования нейтронного излучения |
2 шт. |
- блок детектирования гамма-излучения: | |
спектрометрический |
2 шт. |
дозиметрический |
2 шт. |
- модуль электронный |
1 компл. |
в составе: | |
блок вторичной аппаратуры (БВА) |
1 компл. |
блок управления и обработки данных (БУ) |
1 компл. |
- комплект монтажных частей (механическая часть) |
1 компл. |
в составе: | |
блок установки детекторов градуировочный |
1 шт. |
блок установки детекторов рабочий |
1 шт. |
- вспомогательные устройства ВУ-1 и ВУ-4 для проверки | |
и поверки каналов регистрации нейтронного и гамма-излучения |
1 компл. |
- комплект ЗИП |
1 компл. |
Руководство по эксплуатации НПОК035.00.00.000 РЭ |
1 шт. |
Методика поверки |
1 шт. |
Методика выполнения измерений МВ-10.2011 |
1 шт. |
Поверка
осуществляется по документу МП 51249-12 «Инструкция. Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ. Методика поверки», утвержденному руководителем ГЦИ СИ ФГУП «ВНИИФТРИ».
Основные средства поверки:
Дозиметр клинический на основе алмазного детектора для радиотерапевтических установок ДКДа-01-«ИФТП» (Рег. № 25006-03). Пределы допускаемой относительной погрешности измерений мощности поглощенной дозы гамма излучения ± 4 % при доверительной вероятности 0,95.
Источник быстрых нейтронов типа ИБН (ТУ 95 1075-83 или ТУ 95 504-83) с потоком нейтронов не менее 5-105 нейтр./с, пределы допускаемой относительной погрешности потока нейтронов ±5% при доверительной вероятности 0.95 (аттестованный в установленном порядке).
Источник гамма-излучения 241Am типа ОСГИ (ТУ 7018-001-08627537-06) с активностью не менее 105 Бк, пределы допускаемой относительной погрешности активности ± 3 % при доверительной вероятности 0,95 (аттестованный в установленном порядке).
Сведения о методах измерений
«Методика измерений выгорания и изотопного состава ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 с помощью установки МКС-01 ДАВ. МВ-10.2011». Свидетельство об аттестации № 43090.2Г522 от 24.04.2012г.
Нормативные документы
ГОСТ 12.2.007.0-75. ССБТ. Изделия электротехнические. Общие требования безопасности.
ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.
НП-061-05. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии.
НП-001-97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97).
РД-50-691-89. Поглощенные дозы фотонного (1-50 МэВ) и электронного (5-50 МэВ) излучений в лучевой терапии. Методы определения.
НРБ-99. Нормы радиационной безопасности.
ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности.
ПТЭ. Правила технической эксплуатации электроустановок потребителей.
ПТБ. Правила техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей.
Рекомендации к применению
Осуществление производственного контроля за соблюдением установленных законодательством Российской Федерации требований промышленной безопасности к эксплуатации опасного производственного объекта; выполнение государственных учетных операций; осуществление мероприятий государственного контроля (надзора).
Смотрите также
![Default ALL-Pribors Device Photo](https://all-pribors.ru/pics/medium/default-device.png)
![Default ALL-Pribors Device Photo](https://all-pribors.ru/pics/medium/default-device.png)
![Default ALL-Pribors Device Photo](https://all-pribors.ru/pics/medium/default-device.png)