Моделі і методи радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки атомних електростанцій з водо-водяними енергетичними реакторами

Размещено на http://www.allbest.ru/

ОДЕСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

Автореферат

дисертації на здобуття наукового ступеня

доктора технічних наук

Моделі і методи радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки атомних електростанцій з водо-водяними енергетичними реакторами

Спеціальність 05.14.14 -- теплові та ядерні енергоустановки

Маслов Олег Вікторович

Одеса -- 2009

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в НДЛ "Атомспецавтоматика" Одеського національного політехнічного університету Міністерства освіти і науки України

Науковий консультант доктор технічних наук, професор Максимов Максим Віталійович, Одеський національний політехнічний університет, науковий керівник НДЛ "Атомспецавтоматика", професор кафедри автоматизації теплоенергетичних процесів

Офіційні опоненти:

доктор фізико-математичних наук, ст.наук.співр.,

Слісенко Василь Іванович,

Інститут ядерних досліджень НАН України, завідуючий відділом, член-кор. НАН України

доктор фізико-математичних наук, ст.наук.співр.,

Літвинський Людвіг Леонідович,

Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування ДНІЦ СКАР Міністерства палива та енергетики України, директор

доктор технічних наук, професор

Носовський Анатолій Володимирович,

ДНТЦ ЯРБ Державного комітету ядерного регулювання України, заступник директора з наукових питань, професор кафедри атомних електростанцій та інженерної теплофізики Національного технічного університету України "КПІ"

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. Енергетична стратегія України передбачає збільшення ролі АЕС у виробництві електроенергії, що визначає необхідність рішення ряду проблем, пов'язаних з можливістю адаптації енергоблоків АЕС до умов роботи в сучасних і перспективних енергосистемах. Визначальною умовою роботи будь-якої енергетичної установки в енергосистемі є відповідність графіків генерації і споживання електричної енергії в часі. Для певного ряду енергетичних установок забезпечити таку відповідність неможливо в силу певних фізико-технологічних причин. Відповідно до проектних характеристик АЕС із ВВЕР орієнтовані на роботу в енергетичних системах у базовому режимі, тобто вироблення електроенергії постійне і не змінюється від потреб енергетичної системи. У випадку росту частки вироблення на АЕС із 25 до 50 % від потреб енергосистеми й скорочення частки установок, що генерують, працюючих у напівпіковому режимі починає спостерігатися невідповідність між виробленням електроенергії установками, що генерують, і її споживанням в енергосистемі. Така невідповідність істотно загострюється, коли частка вироблення енергії на АЕС із ВВЕР у великих енергосистемах перевищує 50 %. Тобто необхідно за допомогою АЕС регулювати графік споживання електроенергії.

Реалізація потенціалу ядерної енергетики на сучасному етапі її ринкового розвитку нерозривно пов'язана зі зміною проектних характеристик експлуатації, переведення АЕС у маневровий режим експлуатації і, як наслідок, з рішенням комплексу протиріч між вимогами економічності, безпеки і термодинамічної ефективності.

Досвід експлуатації ВВЕР, підвищення ефективності використання ядерного палива (ЯП) і збільшення глибини вигоряння до 70 ГВт доб./т дозволяє сформулювати нові вимоги до якості експлуатації ядерного палива на етапі його життєвого циклу на АЕС.

Для підвищення економічності експлуатації АЕС понад проектні показники паралельно з переведенням у маневровий режим роботи енергоблоку повинна розроблятися група спеціальних методів радіаційно-технологічного контролю, у першу чергу фізичних бар'єрів безпеки, які будуть постійно оцінювати стан системи, при зміні навантаження.

Необхідність розробки моделей і методів, що характеризують підвищення економічності експлуатації ядерної енергетичної установки (ЯЕУ) в змінних режимах генерації електричної енергії залежно від непроектної, форсованої деградації фізичних бар'єрів безпеки, і визначає актуальність даної роботи.

Головне науково-технічне протиріччя безпечної експлуатації АЕС при роботі в змінній частині графіка електричного навантаження визначається відсутністю формалізованих параметрів, які пов'язують зміну заданих умов генерації енергії енергоблоком і стан його фізичних бар'єрів безпеки аж до граничного стану руйнування, що регламентоване НТД.

Наукова проблема дисертаційного дослідження складається у визначенні механізму залежності стану бар'єрів безпеки, включаючи їхній граничний стан, від режимів експлуатації.

Для рішення сформульованої проблеми необхідно виробити науково-обгрунтовані умови і вимоги до технічного стану бар'єрів безпеки АЕС, до надійності і ефективності методів та засобів забезпечення їхнього контролю, залежно від режимів експлуатації, з метою забезпечення заданої економічності і термодинамічної ефективності.

Однак зараз недостатньо розроблено єдиний підхід до реалізації на АЕС із ВВЕР комплексу взаємозалежних принципів і методів радіаційно-технологічного контролю і кількісної оцінки стану всіх фізичних бар'єрів безпеки при роботі реакторної установки (РУ) в маневровому режимі при нормальних експлуатаційних умовах.

Таким чином, суть наукової проблеми даного дисертаційного дослідження полягає в розробці науково-обгрунтованих методів і моделей, які визначають механізми залежності стану бар'єрів безпеки, в тому числі їх граничний стан, від режимів експлуатації ЯЕУ, у виборі і обґрунтуванні критеріїв оцінки і методів контролю, у математичному моделюванні стану бар'єрів безпеки, ідентифікації параметрів моделі, створенні на цій базі технічних засобів радіаційно-технологічного контролю і практичному впровадженні результатів дослідження.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Проблема, вирішенню якої присвячена дисертація, випливає із задач, сформульованих відповідно до Енергетичної стратегії України на період до 2030 р., затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 15.03.2006 р. № 145-р, Концепції підвищення безпеки діючих енергоблоків атомних електростанцій, затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 13.12.2005 р. № 515, Програми забезпечення розвитку ядерної енергетики, затвердженої Розпорядженням Кабінету Міністрів України від 29.08.2002 р. №503-р, Стратегічних напрямків поводження з відпрацьованим ядерним паливом АЕС України, затвердженими наказом Мінпаливенерго України від 13.05.2008 р., Закону України "Про пріоритетні напрямки розвитку науки й техніки" у рамках напрямків "4. Новітні технології та ресурсозберігаючі технології в енергетиці, промисловості та агропромисловому комплексі", "5. Нові речовини й матеріали", і прикладних держбюджетних науково-дослідних робіт №370-135 "Вивчення власного випромінення ядерного палива та методів його реєстрації з метою створення систем контролю стану ядерного палива у реальному часі на всіх етапах експлуатації АЕС" (№ ДР 0199U001542), №425-135 "Вивчення розподілу продуктів щеплення ядерного палива в тепловиділяючих збірках легководних реакторів в реальному часі з метою перевірки достовірності програм розрахунку активної зони і завантажень контейнерів сухого сховища відпрацьованого ядерного палива" (№ ДР 0102U002523), №606-135 "Вплив розподілу продуктів поділу у ВВЕР-1000 на стійкість роботи реактора при використанні двох груп органів регулювання" (№ ДР 0105U002183), №635-135 "Автоматизована система моніторингу течій теплоносія на верхньому блоці атомного реактору ВВЕР-1000" (№ ДР 0108U001195), №449-74 "Датчик -випромінювання на основі кадмій-цинк-телур (КЦТ)" (№ ДР 0104U002402).

Мета і завдання дослідження.

Метою роботи є підвищення ефективності експлуатації АЕС з ВВЕР і наукове обґрунтування єдиного комплексу взаємозалежних моделей і методів радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, спрямованих на визначення моменту виникнення їх граничного стану при роботі реакторної установки в маневровому режимі при нормальних експлуатаційних умовах.

Досягнення поставленої мети забезпечується шляхом вирішення виявленого науково-технічного протиріччя, що і визначило перелік завдань дослідження, послідовність яких знайшла відображення в структурі дисертаційної роботи, де у відповідності з завданням:

проведено аналіз і виконано класифікацію методів радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, визначено системні зв'язки режимів функціонування реакторної установки і стан бар'єрів безпеки за даними радіаційно-технологічного контролю (РТК);

формалізовано завдання радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, у тому числі їхньої цілісності, при роботі реакторної установки в маневровому режимі при нормальних експлуатаційних умовах і до граничного стану;

проведено аналіз ефективності використання палива, обрано і обґрунтовано критерії такої оцінки на підставі даних про ядерно-фізичні характеристики ЯП і розподіл продуктів поділу ЯП;

розроблено методи метрологічного забезпечення інструментального визначення вигоряння відпрацьованого ядерного палива на основі моделей процесів поділу ЯП у легководних реакторах;

проведено аналіз і виконано класифікацію томографічних методів радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки;

розроблено методи і моделі реконструктивної алгебраїчної пасивної томографії в яких використовувається декілько енергій -випромінювання для визначення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ;

розроблено критерії оцінки якості томографічної реконструкції розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ за рахунок дисперсійного аналізу різних вибірок активності паливного стрижня тепловидільного елемента в межах всієї ТВЗ і гістограми відхилень активності паливного стрижня твелу у ТВЗ, що дозволило створити гнучкі моделі для визначення цілісності оболонки тепловидільного елемента;

виконано структурний синтез програмно-технічних комплексів (ПТК) контролю стану фізичних бар'єрів безпеки на основі формалізації задач радіаційно-технологічного контролю;

розроблено критерії контролю фізичних бар'єрів безпеки і проведено порівняльний аналіз можливих варіантів реалізації ПТК;

експериментально підтверджено працездатність запропонованих методів і моделей радіаційно-технологічного контролю фізичних бар'єрів безпеки.

Об'єктом дослідження є обладнання, яке утворює та забезпечує функціонування фізичних бар'єрів безпеки ядерної енергетичної установки.

Предметом дослідження є моделі і методи контролю стану фізичних бар'єрів безпеки при експлуатації АЕС із ВВЕР.

Метод дослідження системний аналіз складних технічних систем, моделювання процесу вигоряння ЯП і зміни ядерно-фізичних характеристик ядерного палива при вигорянні, моделювання поля власного випромінювання ЯП і поля іонізуючого випромінювання технологічного обладнання АЕС, методи реконструктивної алгебраїчної пасивної томографії, дозиметрії і селективної радіометрії -випромінювання, експериментальні дослідження на дослідних установках і промисловому обладнанні.

Наукова новизна одержаних результатів:

1. Вперше розроблена модель відновлення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ для ВВЕР методом реконструктивної алгебраїчної томографії на основі використання псевдозворотної матриці Мура-Пенроуза і її сингулярного розкладання.

2. Вперше для відновлення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ для ВВЕР методом реконструктивної алгебраїчної томографії для формування надмірності даних запропоновано використання декількох дискретних енергій в спектрах -випромінювання продуктів поділу, які були отримані шляхом вимірювання спектрів власного випромінювання відпрацьованої ТВЗ (ВТВЗ).

3. Вперше розроблений метод ідентифікації ВТВЗ із ушкодженими тепловиділяючими елементами на основі моделі розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ за рахунок дисперсійного аналізу різних вибірок активності паливного стрижня тепловиділяючого елемента в межах всієї ТВЗ і гістограми відхилень активності паливного стрижня тепловидільного елемента у ТВЗ, що дозволило створити гнучкі моделі для визначення цілісності оболонки тепловиділяючого елемента.

4. Вперше синтезовані структури і моделі програмно-технічних комплексів для рішення формалізованого завдання радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, у тому числі їхньої цілісності, для забезпечення маневрених режимів експлуатації ЯЕУ з ВВЕР.

5. Вперше запропоновано відносний показник для оцінки ефективності експлуатації енергоблоків АЕС з ВВЕР, що представляє собою відношення запасу реактивності поточної паливної кампанії до коефіцієнта використання встановленої потужності, що був отриманий при роботі в даній кампанії.

6. Вперше запропоновано метод метрологічного забезпечення контролю вигоряння ЯП в процесі перевантаження ЯП без зразкового джерела, заснований на моделі процесів поділу ядерного палива в легководяних реакторах.

7. Вперше запропонована модель корекції енергетичної залежності чутливості дозиметра з CdZnTe-детектором шляхом обробки результатів вимірювання спектрів -випромінювання на всьому енергетичному діапазоні.

Практичне значення одержаних результатів.

Розроблені моделі і методи радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, направлені на визначення моменту виникнення граничного стану бар'єрів при роботі реакторної установки в маневровому режимі за нормальних експлуатаційних умов, дозволили створити системи, що відповідають рекомендаціям МАГАТЕ NS-G-2.2, рекомендаціям NRC (Inspection manual PART 9900: Technical Guidance):

оперативного неруйнівного контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів, яка дозволяє визначити характер і ступінь негерметичної оболонки одиничного тепловидільного елементу і демонструє працездатність при великих значеннях часу витримки ВЯП. Імовірність виявлення дефектного тепловидільного елементу складає: 0,95 для мікродефекту, 0,999 для дефекту з контактом ЯП з теплоносієм;

радіаційно-технологічного контролю течії з першого контуру в другий в ПГВ-1000 в реальному часі, шляхом вимірювання наведеної активності теплоносія (ізотоп ¹⁶N) термостабілізованими CdZnTe-детекторами -випромінювання великого об'єму;

радіаційно-технологічного контролю течі ущільнених фланцевих з'єднань верхнього блоку РУ з ВВЕР, шляхом вимірювання спектрів -випромінювання в повітрі вентиляційної системи, обумовлених випромінюванням продуктів активації теплоносія (ізотоп ¹⁶N), і короткоживучими продуктами поділу що попали в повітря скрізь дефекти ущільнень фланцевих з'єднань термостабілізованими CdZnTe-детекторами -випромінювання великого об'єму;

контролю вигоряння відпрацьованого ЯП в реальному часі при проведенні перевантажувальних операцій. Об'єктом контролю є ЯП реакторів ВВЕР з глибиною вигоряння 10...70 ГВтдоб./тU, збагаченням 1,6…5 % і часом витримки в БВ більше 6 місяців. Похибка визначення вигоряння ВЯП з довірчою імовірністю 0,95 дорівнює 10 %;

блок детектування БДМГ-CZT призначений для вимірювання потужності еквівалентної дози -випромінювання в складі апаратури контролю радіаційної безпеки.

Особистий внесок здобувача.

Всі наукові результати, викладені в дисертації, отримані автором самостійно. Авторові належать основні ідеї і розробки, спрямовані на створення моделей і методів радіаційно-технологічного контролю фізичних бар'єрів безпеки. У наукових працях, написаних у співавторстві, дисертантові належать: постановка завдання томографічного дослідження розподілу продуктів поділу по об'єму ТВЗ [12, 25, 29, 33, 37]; підхід до застосування томографії для визначення початкового збагачення ЯП у ТВЗ [2, 30]; підхід до застосування в томографії ТВЗ декількох енергій -випромінювання ВЯП і критерії оцінки якості методів томографії [41, 42]; підхід по створенню метрологічного забезпечення визначення вигоряння ВЯП [1, 11, 26, 28]; математичні моделі формування полів випромінювання [13]; підхід до застосування нових критеріїв ефективності експлуатації АЕС і маневрових режимів роботи АЕС із урахуванням особливостей експлуатації фізичних бар'єрів безпеки [4-8, 10, 23]; модель визначення похибки розрахунку глибини вигоряння [9]; модель дослідження ефективності паливних циклів [22]; концепція підвищення ефективності КГО [35, 40]; підхід до реалізації розподілених вимірювань декількома незалежними каналами "детектор-аналізатор" [3, 17, 18, 21, 24, 31, 36, 38]; математичні моделі апаратурних -спектрів і критерії оцінки якості їхньої обробки, підхід до визначення чисельних характеристик полів іонізуючого випромінювання [16, 19, 20, 27, 32]; обґрунтування вибору CdZnTe як перспективного матеріалу для виготовлення дозиметрів -випромінювання, аналіз основних властивостей кристалів, технологічні методи керування дозиметричними властивостями кристалів [14]; методи цифрової корекції енергетичної залежності чутливості, постановка завдань для синтезу функціональної і електричної схеми дозиметра [15, 34, 39]; результати досліджень і висновки.

Апробація результатів роботи. Основні положення і результати дисертаційного дослідження доповідалися автором й обговорювалися на міжнародних науково-практичних конференціях і семінарах;

- 3-я, 4-я междунар. научно-практич. конф. "Современ. информацион. и электрон. технологии", г. Одесса, 21-24.05.2002 г. и 19-23.05.2003 г.

- 9-я междунар. конф. "Автоматика-2002", г. Донецк, 16-20.09.2002 г.

- Оброблення сигналів і зображень та розпізнавання образів, 6-а Всеукр. междн. конф. "Укробраз-2002", м. Київ, 8-12.10.2002 г.

- VIII Российская научн. конф. "Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях", г. Обнинск, 17-19.09.2002 г.

- 14-й ежегод. конф. ЯО России "Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий", г. Удомля, 30.06-04.07.2003 г.

- VIII Международ. конф. "Безопасность АЭС и подготовка кадров", г. Обнинск, 6.10-8.10.2003 г.

- Міжнародна науково-технічна конф. "Сенсорна електроніка та мікросистемні технології" (СЕМСТ-1), Одеса, 1-5.06.2004 р.

- 2-я, 4-я, 5-я Международ. научно-технич. конф. "Безопасность, эффективность и экономика АЭ", г. Москва, 22-23.04.2001 г., 16-17.06.2004 г., 21- 23.05.2008 г.

- ІІІ науково-технічної конференції "Приладобудування-2004: стан і перспективи", м. Київ, 13-17.09.2004 р.

- 2004, 2008 IEEE Nuclear Science Symposium, Medical Imaging Conference and Room Temperature Semiconductor Detector Workshop, Rome, Italy, Dresden, Germany.

- Щорічні конференції ІЯД НАН України, м. Київ, січень 2006, 2007, 2008 р.р.

- 5-я международ. науч.-технич. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск , 29.05 - 01.06.2007 г.

- 17^th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Yalta, Crimea, Ukraine, September 24-29, 2007.

- 2^nd International Conference on Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy (NPAE-Kyiv2008), Kyiv, Ukraine, June 9-15, 2008.

- 6-я Укр. конф. по учёту и контролю ядерного материала, г. Славутич , 15 - 19.09.2008 г.

Публікації. За темою дисертаційної роботи опублікована 61 наукова робота, в тому числі 23 статті у збірниках наукових праць та періодичних наукових виданнях, рекомендованих ВАК України.

Структура та обсяг дисертації. Дисертаційна робота містить вступ, п'ять розділів, висновок, 103 рисунки, 28 таблиць і список використаних джерел з 308 найменувань, додатки. Матеріали роботи викладені на 360 сторінках основного тексту.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтована актуальність роботи, сформульована мета і визначені основні завдання досліджень, показані наукова новизна і практична цінність роботи.

У першому розділі (Стан рівня ефективності радіаційно-технологічного контролю фізичних бар'єрів безпеки РУ з ВВЕР) виконано огляд методів радіаційно-технологічного контролю на часовому інтервалі життєвого циклу ядерного палива з моменту його прибуття на АЕС до моменту відправки на довготермінове зберігання, проаналізований стан питання за результатами досліджень та впроваджень. Проведено аналіз і систематизацію моделей та методів, що знайшли втілення на ядерних енергоустановках. Розглядаються моделі і методи радіаційно-технологічного контролю, що визначають стан фізичних бар'єрів безпеки РУ в залежності від умов експлуатації енергоблоку.

Встановлені основні чинники, що визначають можливість розширення проектних режимів експлуатації ЯЕУ, це на сам перед дотримання вимог технологічних і радіаційних показників. В розділі систематизовані моделі і методи РТК, що використовуються на об'єктах атомної енергетики. Аналіз систематизованих результатів показує відсутність інструментального контролю стану паливної матриці, відсутність інструментального контролю параметрів безпеки при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом, що оперативний, в режимі реального часу, інструментальний контроль цілісності оболонок тепловидільних елементів носить якісний характер, кількісний контроль характеристик дефектів оболонок твелів не проводиться, інструментальний контроль цілісності першого контуру проводиться не в повному обсязі і не для для всіх режимів експлуатації.

Крім того, при аналізі впроваджених методів РТК деталізовано науково-технічні протиріччя між режимами нормальної експлуатації ядерної енергетичної установки і станом її фізичних бар'єрів безпеки.

По перше, неформалізовані параметри безпеки ядерної енергоустановки, що експлуатується в змінній частині графіка електричного навантаження від стану її захисних бар'єрів.

По друге, механізм залежності стану бар'єрі безпеки враховує тільки граничний стан і не враховує режими експлуатації.

По третє, при зміні, чи розширенні проектних характеристик експлуатації ЯЕУ для підвищення конкурентоспроможності потрібно знаходити оптимум в системних зв'язках між економічністю, безпекою та термодинамічною ефективністю.

Внаслідок проведеного аналізу і виконаної класифікації методів РТК стану фізичних бар'єрів безпеки, визначені системні зв'язки режимів функціонування реакторної установки і стану фізичних бар'єрів безпеки за даними РТК. Крім того, для подальшого дослідження формалізована задача РТК стану фізичних бар'єрів безпеки, в тому числі їх цілісність, при експлуатації реакторної установки в маневровому режимі при нормальних експлуатаційних умовах, включаючи граничний стан.

У другому розділі (Моделювання ефективності експлуатації використання палива на РУ з ВВЕР-1000) проведено аналіз ефективності використання палива, обрані і обґрунтовані критерії такої оцінки на підставі даних про ядерно-фізичні характеристики ЯП, розроблено методи метрологічного забезпечення інструментального визначення вигоряння відпрацьованого ядерного палива на основі моделей процесів поділу ЯП у легководяних реакторах

Для аналізу ефективності керування енерговиділенням у ЯЕУ ВВЕР-1000 запропоновано критерий, який пов'язаний з залежністю між виробленням електричної енергії, тривалістю паливної кампанії і надлишково введеним запасом реактивності на початку кампанії.

Аналіз ефективності експлуатації АЕС базується на традиційному вираженні для визначення коефіцієнту використання встановленої потужності (КВВП).

Для задач оптимізації КВВП, якщо в якості цільової функції прийнято підвищення ефективності експлуатації АЕС, може бути записаний у вигляді суми двох складових, де перший доданок визначає величину КВВП при роботі АЕС на кожному, у тому числі і на проектному, рівні потужності, а другий доданок зміна КВВП за рахунок впливу тривалості ремонту блоку або часу зупинок, і він має від'ємне значення

. (1)

Позначимо ; і ,

в цьому випадку .(2)

З фізичного значення отриманого вираження випливає, що в ідеальному випадку КИУМ_м=1, а КИУМ_р має від'ємне значення і буде зменшувати КИУМ залежно від тривалості ремонтної кампанії або простою блоку.

З вираження для визначення КИУМ_м випливає, що його підвищення можливо тільки за рахунок мінімізації періодів роботи на зниженій потужності і збільшення часу роботи енергоблоку на номінальній потужності за період аналізу.

Як показали аналітичні розрахунки, досліджувана функція практично лінійна, залежить від тривалості паливної кампанії і може бути апроксимована вираженнями для трирічної кампанії: , і для чотирирічної .

Для порівняння аналітичних розрахунків із практично досягнутою ефективністю керування енерговиділенням реакторів ВВЕР-1000 за допомогою запропонованого критерію проаналізовано паливні кампанії з 10-ї по 13-у для кожного енергоблоку. Величини початкового запасу реактивності і КВВП отримані з енергоблоків після 10-й паливної кампанії, коли фізичне профілювання АкЗ стабільно і підтримується паливом підживлення.

Результати розрахунків дозволили розділити енергоблоки на три групи. У першу групу входять блоки № 2 і № 5 ЗАЕС (значення критерію 11,0 і 10,5 відповідно), що працюють протягом 4-х кампаній найбільш ефективно. У другу групу входять енергоблоки № 3 і № 4 ЗАЕС (значення критерію 10,1), ефективність роботи яких була трохи нижче. До третьої групи можна віднести всі інші енергоблоки.

Для подальшого аналізу ефективності доцільно знати значення запасу реактивності, яке може бути отримано розрахунковим шляхом або інструментальним методом вимірювання. Це значення залежить від глибини вигоряння палива. Значення глибини вигоряння, як правило визначається розрахунковим шляхом. При цьому не аналізуються похибки розрахунку цієї величини. Для подальшого аналізу ефективності визначена похибка розрахунку глибини вигоряння в цілому і проведено аналіз її складових. Наступним кроком було дослідження інструментального визначення глибини вигоряння ядерного палива.

Особливість розробленого методу визначення глибини вигоряння ядерного палива полягає в тому, що не має потреби в попередньому знанні початкового збагачення і часу витримки ТВЗ після закінчення кампанії які надаються оператором ЯЕУ.

Метод метрологічного забезпечення контролю вигоряння складається з наступної послідовності операцій по проведенню вимірювань і аналізу отриманих результатів:

визначення часу витримки з використанням відношення вимірюваної інтенсивності -випромінювання ¹³⁷Сs до інтегральної інтенсивності -випромінювання;

попередня оцінка вигоряння контрольованої ТВЗ по ¹³⁷Cs, визначення похибки BU отриманої величини вигоряння;

визначення відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs в момент зупинки реактора з використанням отриманого значення часу витримки;

оцінка початкового збагачення ТВЗ на основі попередньої оцінки вигоряння контрольованої ВПТВЗ і значення відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs в момент зупинки реактора;

визначення вигоряння ВТВЗ через відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs і значення початкового збагачення;

остаточне визначення похибки отриманого значення вигоряння контрольованої ТВЗ BU.

Отримані наступні основні залежності, які використовуються при визначенні глибини вигоряння ВЯП у реальному часі:

залежність відношення вимірюваної інтенсивності -випромінювання ¹³⁷Сs до інтегральної інтенсивності -випромінювання від часу витримки ВЯП (рис. 1);

набір залежностей відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs в момент зупинки реактора від вигоряння для кожного значення початкового збагачення ТВЗ (табл. 1);

залежність інтенсивності -випромінювання ізотопу ¹³⁷Сs в момент зупинки реактора від вигоряння (табл. 1).

Похибка BU визначається по сукупності значень, отриманих при проведенні градуювання, статистичної похибки вимірювань і похибки залежностей отриманих за результатами градуювання (оцінка часу витримки, збагачення і визначення залежності вигоряння від інтенсивності власного -випромінювання ¹³⁷Сs і відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs).

Сумарна похибка визначення відношення інтенсивності ізотопів цезію з врахуванням зменшення похибки за рахунок зменшення впливу похибки ефективності реєстрації становить для більшості вимірів 9,9 %.

Для підвищення точності і вірогідності отриманих результатів необхідно провести статистичний аналіз отриманих відхилень.

Рис. 1 - Залежність відношення вимірюваної інтенсивності -випромінювання ¹³⁷Cs до повної інтенсивності власного -випромінювання ВЯП від часу витримки

Таблиця 1

Співвідношення, що описують залежність вимірюваної інтенсивності -випромінювання ізотопу або відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів від вигоряння

Ізотоп	Співвідношення
137Cs	Imes=(2,09170,167)BU
134Cs/137Cs, збагачення 1,6 %, 2 %	Imes(134Сs)/Imes(137Сs)=(0,06080,0116)BU
134Cs/137Cs, збагачення 3 %, 3,23 %, 3,3 %	Imes(134Сs)/Imes(137Сs)=(0,04790,002)BU
134Cs/137Cs, збагачення 4,23 %, 4,4 %	Imes(134Сs)/Imes(137Сs)=(0,04100,001)BU

Наступним кроком було використання статистичної інтерпретації отриманих результатів Запроновано на підставі аналізу результатів розглядати статистичні оцінки гіпотези, що сукупність експериментальних даних незначно відрізняється від тих, які можуть бути отримані при деякому теоретичному законі проведених випробувань на відповідність параметру ². У такому методі ² як міра відхилення експериментально отриманих значень від очікуваних приймається сума квадратів відхилень від передбачуваної залежності. реакторний ядерний паливо безпека

Якщо отримане значення ² менше нормованого, то можна зтверджувати, що при даному рівні довірчої імовірності прийнята як гіпотеза залежність описує експериментальні дані.

Можна зтверджувати, що з довірчою імовірністю 0,95 глибину вигоряння ТВЗ можна розраховувати з використанням експериментальних даних про відношення інтенсивності -випромінювання ізотопів ¹³⁴Сs, ¹³⁷Сs, при цьому похибка не перевищить 10 %.

Таблиця 2

Результати аналізу методом ²

Збагачення	Умови при яких проводилась перевірка гіпотези	Значення 2
		час декларований	час розраховано	табл. норм. значення
3,3 %	Експериментальна залежність відношення активності. Грубі похибки не відкидались	3,84	4,79	12,3
4,4 %	Експериментальна залежність відношення активності. Грубі похибки не відкидались	20,72	35,23	34,76
Всі точки	Інтенсивність 137Cs Грубі похибки не відкидались	18,74 (похибка 8 %)	97,07 (похибка 8%)	43,19
	Інтенсивність 137Cs Грубі похибки не відкидались	7,68 (похибка 10 %)	19,26 (похибка 10%)	43,19

Аналогічний підхід застосовується для оцінки помилок визначення часу витримки палива. реакторний ядерний паливо безпека

У результаті проведених досліджень запропоновано відносний показник для оцінки ефективності експлуатації енергоблоків АЕС із ВВЕР, що представляє собою відношення запасу реактивності поточної паливної кампанії до коефіцієнту використання встановленої потужності, що був отриманий при роботі в даній кампанії. Крім того, запропоновано метод метрологічного забезпечення контролю вигоряння ЯП без зразкового джерела в процесі перевантаження ЯП, заснований на моделі процесів поділу ядерного палива в легководяних реакторах

У третьому розділі (Розробка методів реконструктивної алгебраїчної томографії для аналізу розподілу продуктів поділу у ТВЗ реактора ВВЕР) проведено аналіз і виконано класифікації томографічних методів РТК стану фізичних бар'єрів безпеки, розроблено методи і моделі немоноенергетичної реконструктивної пасивної томографії для визначення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ і запропоновано критерії оцінки якості такого розподілу.

Під час томографічного дослідження здійснюється n вимірювань інтенсивності -випромінювання для відповідних кутових положень детектора і формується перевизначена система з n рівнянь із m невідомими, котрими є відновлювані m значень активності твелів A_m всередині ТВЗ для обраного ізотопу. При розташуванні детектора в n-ї точці спостереження на відстані R_n від осі ТВЗ (рис.2) вимірювана інтенсивність -випромінювання
і-го ізотопу з енергією E у точці розташування детектора дорівнює

(3)

де A_mi - активність і-го ізотопу для m-го твелу з обліком його реального стану; k_i - вихід -лінії для і-го ізотопу; w_mn - коефіцієнт внеску m-го твелу в інтенсивність випромінювання і-го ізотопу з енергією E, що враховує ефекти ослаблення при поширенні пучка -випромінювання від m-го твелу до n-ї точки спостереження; (E) - ефективність реєстрації детектора для енергії E, m=1, ..., M, де M - загальне число твелів у ТВЗ.

При спектрометричних вимірюваннях -випромінювання для конкретного ізотопу без порушення спільності можна опустити постійні k_i і (E) і записати (3) у спрощеному виді як

(4)

Завданням реконструктивної алгебраїчної томографії є відновлення m значень активності твелів A_m всередині ТВЗ для обраного реперного ізотопу шляхом рішення отриманої системи рівнянь (4). Системи виду (4) погано обумовлені в силу великого числа змінних, великого динамічного діапазону значень величин w_mn і шуму вимірювання, що накладається.

Запропоновано модель відновлення розподілу продуктів поділу. Для формування системи рівнянь (4) розраховувалися виміряні інтенсивності в 360 точках розташування детектора для постійної відстані "вісь ТВЗ детектор" (тобто крок повороту ТВЗ в захваті робочої штанги перевантажувальної машини дорівнює 1 градусу). Для 331 елементу ТВЗ задавалися активності реперних ізотопів: для всіх 312 твелів одиничне, для 19 стрижньових отворів - нульові. Таким чином, формувалася система проекцій поля

, (5)

де W - матриця внесків твелів розмірністю (360x331), A - вектор-стовпець активності твелів, яка реконструюються, розмірністю (331x1), I - вектор-стовпець виміряної інтенсивності розмірності (360x1).

Для імітації шумів, на компоненти вектора які були генеровані, накладався нормальний шум з дисперсією 5-10 % від значення максимальної компоненти вектора I.

Розв'язання перевизначеної системи (5) знаходиться на основі використання псевдозворотної матриці Мура-Пенроуза

A=W^#I 6)

Псевдозворотня матриця W^#, що відповідає (mxn) матриці W однозначно визначається через компоненти розкладання матриці W по сингулярних числах згідно із процедурою SVD-розкладання. Аналіз відновлених томограм показує, що для енергій близьких 800 кеВ з дисперсією відновлення приблизно рівною 0,024 відновлюються лише два зовнішні ряди твелів. Використання лінії -випромінювання ¹³⁴Cs з енергією 1365 кеВ дозволяє відновити повністю всю структуру ТВЗ по твелам, але з істотно більшою дисперсією - 0,245.

Розподіл продуктів поділу може бути використано для контролю цілісності оболонок твелів, оскільки в разі розгерметизації твела розподіл легкорухомих і малорухливих продуктів ділення відрізнятимуться. Збільшення середнього вигоряння ЯП по зоні до 70 ГВтдоб./т призводить до істотних значень локального вигоряння. Встановлено, що витрати часу на відновлення томограми зростають із збільшенням числа обумовленості матриці W (або зі зменшенням енергії реперного ізотопу).

Матриця Х розмірами (mxn) називається псевдозворотною матрицею Мура-Пенроуза для матриці А(mxn), якщо вона задовольняє умовам АХА=А; ХАХ=Х; АХ і ХА симетричні. Така матриця завжди існує і єдина. Для псевдозворотної матриці використається позначення A^#. Псевдозворотна матриця обчислюється по алгоритму сингулярного розкладання. Сингулярним розкладанням дійсної матриці А(mxn) називається всяка її факторизація виду

А=UУV^т, (7)

де U - ортогональна (mxm) матриця, V - ортогональна (n Чn) матриця, У - діагональна (mxn) матриця, у якої сингулярні числа _ij=0 при i?j і _ii=_i?0.

Псевдозворотню матрицю можна обчислити за алгоритмом SVD-розкладання по співвідношенню

А^#=VУ^#U^т. (8)

Псевдозворотня матриця пов'язана з задачею методу найменших квадратів (МНК) тою обставиною, що вектор х найменшої довжини, який мінімізує форму ||Ах-b||, можна визначити як х=А^#b в значенні мінімального відхилу МНК. Отже таке обчислення є регуляризуючою процедурою, досить чутливих до вимірювальних шумів задач. За рахунок застосування для рішення системи проекційних рівнянь псевдозворотної матриці Мура-Пенроуза організується ефективна обчислювальна процедура, а за рахунок застосування алгоритму регуляризації згладжуються шуми вимірювання.

Якщо останнє співвідношення А^#=VУ^#U^т розписати по складовим для i=1,…,n і j=1,…, m, одержимо безпосередню модель обчислення елементів псевдозворотної матриці

. (9)

Для ідентифікації ВТВЗ з пошкодженими твелами і верифікації моделі відновлення, у ході імітаційного моделювання, був проведений ряд досліджень по відновленню активності твелів для різних значень енергії випромінювання ізотопів, числа точок вимірювання n і кількості дискретних значень енергії використовуваних при реконструкції томограм.

Метод відновлення розподілу продуктів поділу в ВТВЗ полягає в наступному:

- задаються кількістю n положень детектора в просторі.

- розраховуються коефіцієнти ослаблення інтенсивності випромінювання для кожного m-го твелу і n-го положення детектора в просторі:

- розраховується псевдозворотня матриця W .

- розраховується відновлене значення активності твелів шляхом рішення рівняння (6).

Для однієї енергії і кількості вимірів n=360 матриця ваг W мала розмірність 360x331, вектор-стовпець активності твелів, які підлягають реконструкції, A - 331x1, а вектор-стовпець обмірюваної інтенсивності I - 360x1. Реконструкція томограми по декількох енергіях аналогічна збільшенню кількості вимірів в N_E раз, де N_E - кількість енергій. Відповідно в N_E раз збільшується число рядків матриці W і вектора-стовпця I. Так для двох енергій і n = 360 матриця W має розмірність 720x331. Для моделювання нерівномірного поля розподілу активності в зоні реактора у вихідних даних поле активності твелів мало нахил. Величина нахилу становила 25 %.

Для дослідження процесу відновлення активності твелів проведено ряд експериментів у які вихідні дані містили дефектний твел. Зменшення активності такого твелу задавалося в межах від 10 до 50 % від номінального значення.

У ході експериментів формувалися системи рівнянь виду (4) для різних енергій, рівня шуму і кількості вимірювань. Потім ці системи розв'язувались методом SVD-розкладання. Попередній аналіз отриманих результатів показав, що відсутні загальноприйняті критерії оцінки якості відновлення. Запропоновано досліджувати відновлені томограми з точок зору відносної дисперсії ^* відхилення активності твелів у межах всієї томограми, відносної дисперсії відхилення активності твелів у межах одного ряду, максимального відхилення активності в межах одного ряду і гістограми відхилення активності твелів. Для розрахунку ^* і за точку відліку були взяті відповідно дисперсія активності твелів вихідної моделі і дисперсія активності твелів у межах відповідного ряду.

Аналіз відновлених томограмам показав, що зі збільшенням кількості вимірів якість відновлених томограмам поліпшується незначно. Для ідентифікації ВТВЗ запропонований метод відновлення активності твелів по декількох значеннях енергій -випромінювання. З обчислювальної точки зору немає особою різниці відновити томограму по 720 вимірюванням детектора або по 360 для двох значень енергії.

Представлено залежності відносної дисперсії ^* від рівня шуму для різної кількості енергій використовуваних при відновленні томограмам (рис. 3). Аналіз показує що, з підвищенням рівня шуму, для однієї енергії, величина ^* здобуває істотний розкид. Використання декількох енергій
-випромінювання для відновлення розподілу дозволяє понизити параметр ^* на 23 порядки! Збільшення числа вимірів n>360 не представляється доцільним.

Результати аналізу відносної дисперсії ^* дозволили зробити висновки про високу точність SVD-методу. Для ідентифікації дефектного твелу були отримані гістограми (рис. 4). На осі абсцис відкладена величина відхилення активності твела від заданого. На осі ординат частка твелів, що доводиться на даний діапазон відхилення. Всі гістограми відповідають рівню шуму 10 %.

Аналіз гістограм показав, що для реконструкції томограмами доцільно використати енергії -випромінювання одного ізотопу, а саме ¹³⁴Cs. На прикладі ¹³⁴Cs було виявлено, що величина відхилення активності відновлених твелів від заданих значень не перевищує 30 %, загальна кількість твелів з відхиленнями активності більше 10 % від заданого значення не перевищує 8…10 штук. Отримані результати дозволили зробити припущення, що у випадку вибору відповідної точки відліку на відновлених томограмах є можливість надійно ідентифікувати дефектні твели.

Метод аналізу і ідентифікації ВТВЗ передбачає побудову залежностей для відносної дисперсії відхилення активності твелів у межах одного ряду і максимального відхилення активності в межах одного ряду . Аналіз результатів (рисунки 5 і 6) показав, що найбільша похибка відновлення спостерігається в центрі томограми. У крайніх рядах, де імовірність появи дефектного твела максимальна, точність відновлення томограмі найвища.

В результаті проведених досліджень розроблено модель відновлення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ ВВЕР методом реконструктивної алгебраїчної томографії, при цьому для відновлення активності твелів одночасно використаються результати спектрометричних вимірювань для різних значень енергії власного -випромінювання ВТВЗ. Також розроблено критерії оцінки якості томографічного відновлення активності твелів і метод ідентифікації ВТВЗ із ушкодженими твелами за рахунок дисперсійного аналізу різних вибірок активності паливного стрижня твела в межах всієї ТВЗ і гістограми відхилень активності паливного стрижня твела у ТВЗ.

В четвертому розділі (Моделі програмно-технічних комплексів радіаційно-технологічного контролю фізичних бар'єрів безпеки) виконано структурний синтез програмно-технічних комплексів контролю стану фізичних бар'єрів безпеки на основі вирішених завдань радіаційно-технологічного контролю.

Як основний принцип побудови ПТК РТК фізичних бар'єрів безпеки обрано вимірювання спектрів власного -випромінювання ВЯП, інших технологічних середовищ. Такий вибір обумовлений істотно більшою інформативністю вимірювання -випромінювання. Також було сформульовано основні вимоги до ПТК РТК у реальному часі і на їхній підставі показано, що з погляду забезпечення надійності і інформативності ПТК РТК повинен складатися з незалежних підсистем, наприклад, система визначення течії верхнього блоку ВВЕР-100 (рис. 7).

Радіаційно-технологічний контроль ВБ ВВЕР-1000 заснований на вимірюванні питомої активності повітря CdZnTe-детекторами, установлюваними у вентиляційних коробах системи охолодження приводів СУЗ. Це дозволяє виявити течію на ранніх стадіях її виникнення. Кожний канал містить у своєму складі декілька детекторів, що дозволяє підвищити надійність роботи і за рахунок сучасних кореляційних методів аналізу підвищити чутливість системи. При цьому реалізується розподілена архітектура побудови системи. При такому компонуванні в максимальному ступені забезпечується виконання всіх перерахованих вимог. Запропонований підхід до синтезу функціональних схем ПТК радіаційно-технологічного контролю дозволив розробити системи контролю течії теплоносія із першого контуру в другий в парогенераторі, систему визначення глибини вигоряння ВЯП в реальному часі в процесі перевантаження, систему оперативного контролю герметичності оболонок твелів у робочій штанзі машини перевантажувальної.

В основі рішення завдань РТК лежить ідентифікація піків в спектрах -випромінювання (СГВ) отриманих за допомогою CdZnTe-детекторів, яка реалізована наступним методом, що складається з трьох етапів: попередня обробка спектра, ідентифікація піків, розрахунок параметрів піків.

Попередня обробка ставить перед собою ціль максимально підкреслити корисну інформацію на СГВ та згладити шум. Для цього пропонується вихідний спектр після лінійної фільтрації переводити в простір Гілберта.

На етапі ідентифікації піків для кожного відліку СГВ в деякому вікні робиться перетворення Фур'є. Компоненти Фур'є утворять вектор F

F = [F₀, F₁, … , F_M-1].

Прирівнюванням компонента F₀ до нуля і нормалізацією інших компонентів за вираженням

(10)

де , (11)

реалізована інваріантність методу до зсувів і масштабів піків СГВ.

Далі перші три компоненти Фур'є подаються на вхід нейронної мережі (НМ). У цьому випадку НМ має два виходи які можна інтерпретувати як імовірність того, що в оброблюваній точці СГВ є пік і імовірність того, що в оброблюваній точці СГВ є присутнім тільки шум (рис. 8).

Для подальшого аналізу за перше наближення місця розташування піка приймається середина областей ідентифікованих НМ як утримуючі піки.

Останній етап полягає в уточненні місця розташування піків і визначенні їхніх параметрів.

Ізотопний склад ВЯП визначає енергії, на яких розташовані спектральні лінії. Для того щоб скористатися цією інформацією при необхідно встановити зв'язок між номером каналу і енергією -випромінювання. Знаючи місце розташування спектральних ліній власного випромінювання ВЯП, проводиться фільтрація хибно виділених піків.

Далі для кожного піка задаються початкові наближення границь x_min і x_max (рис. 9). Шляхом ітераційного процесу збільшення або зменшення координат x_min, x_max досягається область (x_min, x_max) максимального розміру.

Інформація про виділені піки використається для пошуку відповідності конкретним спектральним лініям ізотопів. Множина знайдених у такий спосіб вузлових точок дозволяє побудувати калібровану характеристику для даного спектра. Знаючи калібровану характеристику і межі піків можна легко розрахувати площу піків.

У результаті проведених досліджень синтезовано структури і моделі ПТК для рішення завдань радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки, у тому числі їхньої цілісності, для забезпечення маневрених режимів експлуатації РУ на основі ВВЕР. Крім того розроблено нові алгоритми обробки спектрів -випромінювання з використанням методів теорії обробки інформації, зокрема нейронних мереж

В п'ятому розділі (Дозиметричні моделі і методи контролю стану фізичних бар'єрів безпеки) розроблено критерії контролю фізичних бар'єрів безпеки, проведений порівняльний аналіз можливих варіантів реалізації ПТК, експериментально підтверджено працездатність запропонованих методів і моделей РТК фізичних бар'єрів безпеки.

Статистично достовірний контроль стану таких бар'єрів безпеки, як герметичне огородження і біологічний захист, передбачає проведення контролю на великій площі. Необхідний обсяг контролю може бути забезпечено при вимірюваннях потужності еквівалентної дози -випромінювання (ПЕД).

Контроль ПЕД на АЕС зараз проводиться системами радіаційного контролю (СРК). Однак метрологічні і експлуатаційні показники блоків, що перебувають в експлуатації, не відповідають сучасним вимогам раннього виявлення порушення захисних властивостей бар'єрів безпеки і прогнозування їхнього стану, зокрема, не дозволяють вимірювати ПЕД для енергій менших 50 кеВ. Це є порушенням вимог Державних стандартів.

Істотного прогресу у напрямку поліпшення метрологічних і експлуатаційних характеристик детекторів можна досягнути тільки на основі застосування нових матеріалів, зокрема, широкозоних напівпровідників, таких як CdZnTe. У більшості випадків використання CdZnTe-детекторів є більше кращим у порівнянні із традиційними газорозрядними детекторами і напівпровідниковими кремнієвими детекторами. Наприклад, застосування CdZnTe дозволяє реєструвати -випромінювання меншої енергії близько 10 кеВ, у відмінність від детекторів на основі Sі (вимірювання ПЕД для енергій вище 50…60 кеВ), без застосування якого-небудь додаткового охолодження.

Іншою перевагою CdZnTe-детекторів є істотно вища ефективність реєстрації -випромінювання, обумовлена високим атомним номером. За рахунок цього ефективність реєстрації CdZnTe-детектора з розмірами 5x5x2 мм³на кілька порядків перевищує ефективність реєстрації повітряної іонізаційної камери обсягом 30 см³. З іншої, сторони незначні розміри і висока щільність визначають застосування CdZnTe-детекторів для вимірювання фантомних дозиметричних величин, у той час як повітряні іонізаційні камери, у першу чергу, використаються для визначення базисних дозиметричних величин.

...