Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ

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.

Блок детекторов градуировочный

Рисунок

Внешний вид модуля электронного приведен на рисунке 2.

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

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.

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).