Моделі і методи радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки атомних електростанцій з водо-водяними енергетичними реакторами
Визначення системних зв'язків режимів функціонування реакторної установки і стану бар'єрів безпеки за даними радіаційно-технологічного контролю. Аналіз ефективності використання палива. Характеристика, специфіка розподілу продуктів поділу ядерного палива.
| Рубрика | Производство и технологии |
| Вид | автореферат |
| Язык | украинский |
| Дата добавления | 26.08.2015 |
| Размер файла | 106,9 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Традиційне використання напівпровідникових детекторів для вимірювання потужності дози передбачає їхнє включення в режимі іонізаційної камери, при цьому потужність дози пропорційна силі струму. Включення CdZnTe-детектора в струмовому режимі висуває високі вимоги до якості вихідного матеріалу, характеристикам контактів й обробці поверхні кристала для зниження власних "шумів". Включення CdZnTe-детектора в режимі роботи імпульсної пропорційної іонізаційної камери, коли потужність дози визначається по швидкості рахунку і амплітуді одиничних імпульсів, що виникають при реєстрації -випромінювання, дозволяє істотно підвищити чутливість детектора, розширити динамічний діапазон значень потужності дози, яка реєструється від фонових значень, до значень обумовлених аварійними режимами роботи реакторної установки. Включення детектора в імпульсному режимі дозволяє підвищити чутливість більш ніж в 105 разів за інших рівних умов і характеристик кристалів.
Застосування імпульсного режиму включення детектора дозволяє практично реалізувати компенсацію енергетичної залежності чутливості детектора (ЕЗЧ).
Використання CdZnTe для вимірювання потужності дози обмежується тим, що чутливість детектора в діапазоні енергій -випромінювання, обумовленому експлуатацією ЯЕУ, змінюється більш ніж в 10 разів. Зниження обумовленої цим похибки забезпечує цифрова корекція вихідного сигналу. Корекція здійснюється шляхом зміни частоти імпульсів на виході блоку детектування залежно від енергії зареєстрованого випромінювання E:
, (11)
де nout -- частота імпульсів на виході блоку детектування, ninp -- частота імпульсів на виході предпідсілювача детектора, K(x) -- коефіцієнт зміни частоти імпульсів на виході блоку детектування, x -- номер каналу, що відповідає енергії E.
Чисельне значення коефіцієнта зміни частоти імпульсів на виході блоку детектування визначається на підставі аналітичної залежності відношення чутливості детектора до вимірюваного -випромінювання S(E, x) і чутливості до -випромінювання з енергією, на якій проводилося градуювання детектора S(Ek, x)
, (12)
де xmin - номер каналу, що відповідає рівню шуму, (E) - задана відносна залежність чутливості детектора від енергії.
Для практичної реалізації корекції вихідного сигналу блоку детектування пропонується використовувати кусочно-лінійну інтерполяцію аналітичної залежності заданої відносної залежність чутливості детектора від енергії:
Таким чином, завдання корекції ЕЗЧ полягають у визначенні значення K(x) для певного енергетичного діапазону зареєстрованих фотонів Ej.
При створенні алгоритму цифрової корекції енергетичної залежності чутливості використалися відомі літературні дані про коефіцієнт K(x):
|
?x, кеВ |
4080 |
80170 |
170350 |
350450 |
4501100 |
11001500 |
|
|
K(x) |
0,015625 |
0,039 |
0,625 |
3,875 |
4,5 |
22 |
При цьому відносна залежність чутливості детектора від енергії дорівнює:
|
E, кеВ |
59 |
122 |
166 |
279 |
392 |
662 |
835 |
1250 |
|
|
(E) |
1,03 |
1,00 |
1,05 |
0,99 |
1,04 |
1,02 |
0,93 |
1,00 |
На підставі представлених закономірностей розроблено блок детектування БДМГ-CZT із цифровим коректуванням ЕЗЧ. Розроблений блок детектування по габаритах і вихідних сигналах сполучимо з існуючими блоками. При цьому похибка, обумовлена ЕЗЧ, становить 7 %. Експериментально визначена максимальна потужність дози, при якій є практична можливість реалізувати зазначений алгоритм корекції з додатковою похибкою 10 % склала 1 Зв/годину.
Структурна схема блоку БДМГ-CZT наведена на рис.10. Структурно БДМГ-CZT складається із двох блоків:
- блоку детектора (БД), призначеного для реєстрації імпульсів потоку -випромінювання і перетворення їх в імпульси напруги, що включає детектор, на основі напівпровідникового кристала CdZnTe;
- блоку обробки сигналу (БОС), призначеного для перетворення імпульсів напруги, видаваних БД, в імпульси напруги постійної амплітуди, постійної тривалості і із частотою проходження, пропорційної потужності дози випромінювання.
Блок детектування БДМГ-CZT функціонує в такий спосіб. На БДМГ-CZT подається зовнішня напруга +400 В яка пройшовши через високоомний резистор, створює напругу зсуву на детекторі. При взаємодії -випромінювання з матеріалом детектора на його виході з'являються імпульси негативної полярності з амплітудою сигналу, пропорційної поглиненої в кристалі енергії. Сигнал, що знімається із кристала детектора, надходить на попередній зарядочутливий підсилювач. Далі сигнал підсилюється в основному підсилювачі до напруг, достатніх для роботи АЦП і нормалізатора імпульсів. Однокристальна мікро-ЕОМ (мікроконтроллер) і АЦП утворюють аналізатор спектра з наступною обробкою, для визначення коефіцієнта зміни частоти імпульсів на виході блоку детектування, по описаному алгоритму. Також на ОЕОМ надходять нормалізовані імпульси для визначення швидкості рахунку. ОЕОМ, у свою чергу, управляючи лічильником зі змінним коефіцієнтом розподілу, коректує ЕЗЧ CdZnTe-дозиметра. З виходу лічильника скоректовані імпульси стандартної амплітуди, що відповідає рівням логічного "0" і "1" використовуваної елементної бази, надходять на вузол інтерфейсу. Вузол інтерфейсу перетворить зазначені імпульси по тривалості і амплітуді, необхідної для роботи каналу АКРБ.
Важливою проблемою є забезпечення необхідної сировинної бази для виготовлення детекторів. У зв'язку із цим було проведено дослідження основних властивостей кристалів CdZnTe, застосовуваних для виготовлення детекторів, що впливають на метрологічні характеристики дозиметра і технологічних методів керування дозиметричними властивостями кристалів, які дозволили зробити наступний висновок:
- вихідні кристали є неоднорідними, нестабільними і мають низькі робочі напруги, що приводить до значного розширення всіх ліній спектра;
- термопольова обробка (ТПО) дозволяє в 2…3 рази підняти робочі напруги кристалів і в 5…8 разів зменшити шуми;
- ТПО стабілізує основні характеристики кристалів;
- кристали, що пройшли ТПО, придатні до використання в якості детекторних у дозиметрах -випромінювання. Вони дозволяють одержати розподілення по енергіях 10...20 %, чого досить для цілей детектування з енергетичною корекцією.
У результаті розробки моделі корекції енергетичної залежності чутливості CdZnTe-дозиметра за рахунок обробки даних спектрометричних вимірів -випромінювання на всьому енергетичному діапазоні можна вважати вирішеним останнє завдання дисертаційного дослідження.
Таким чином, всі вирішені завдання дослідження ліквідували науково-технічне протиріччя і вирішили проблему дисертаційної роботи. Це дасть можливість забезпечити безпечну роботу АЕС у змінній частині графіка електричного навантаження за рахунок визначених механізмів і залежностей формальних параметрів умов генерації енергії від стану фізичних бар'єрів безпеки ЯЕУ.
ВИСНОВКИ
Дисертаційна робота містить раніше не захищені наукові положення і отримані автором нові науково-обгрунтовані результати в області розробки моделей і методів РТК бар'єрів безпеки при експлуатації РУ з ВВЕР, які вирішують важливу науково-технічну проблему переведення АЕС у маневровий режим роботи. У роботі вирішена проблема пошуку механізму залежності стану фізичних бар'єрів безпеки, включаючи їхній граничний стан, від режимів експлуатації РУ.
Отримані наукові і практичні результати дозволяють зробити наступні висновки:
1. Один з відповідальних заходів у рамках життєвого циклу експлуатації АЕС на сучасному етапі розвитку атомної енергетики нерозривно пов'язано зі зміною проектних характеристик експлуатації з метою пошуку оптимального співвідношення в комплексі протиріч між вимогами економічності, безпеки і термодинамічної ефективності.
2. Існуючі моделі і методи РТК фізичних бар'єрів безпеки дозволяють визначити стан бар'єрів безпеки тільки якісно, як того потребують чинні НТД, але не в повному обсязі встановлюються кількісні характеристики їх стану залежно від режимів генерації електричної енергії ЯЕУ.
3. Вперше для визначення механізму залежності стану бар'єрів безпеки 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.
4. Вперше для формалізації параметрів, які визначають залежність зміни умов генерації енергії від стану бар'єрів безпеки реакторної установки, 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 гамма-випромінювання продуктів поділу, які були отримані шляхом вимірювання спектрів власного випромінювання ВТВЗ.
5. Вперше з метою підвищення ефективності експлуатації АЕС з ВВЕР і обґрунтування єдиного комплексу зв'язаних моделей і методів радіаційно-технологічного контролю стану бар'єрів безпеки, спрямованих на визначення моменту виникнення граничного стану при нормальних експлуатаційних умовах, розроблено метод ідентифікації ВТВЗ з ушкодженими твелами, визначення кількості ушкоджених твелів і класифікації типу дефекту.
Метод заснований на моделі розподілення продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ за рахунок дисперсійного аналізу різних вибірок активності паливного стрижня твела в межах всієї ТВЗ, і гістограм відхилень активності паливного стрижня тепловидільного елемента у ТВЗ, що дозволило створити гнучкі моделі для визначення цілісності оболонки твела.
6. Вперше для гарантії забезпечення заданих властивостей ядерної і радіаційної безпеки АЕС із ВВЕР для маневрових режимів експлуатації і роботі в режимах глибокого вигоряння синтезовано структури і моделі програмно-технічних комплексів, що дозволяють формалізувати радіаційно-технологічний контроль стану бар'єрів безпеки, у тому числі їх цілісності.
7. Вперше запропоновано відносний показник для оцінки ефективності експлуатації АЕС з ВВЕР, що представляє собою відношення запасу реактивності поточної кампанії до коефіцієнта використання встановленої потужності, який було отримано при роботі в даній кампанії.
8. Вперше з метою створення вимірювальної системи для визначення глибини вигоряння ЯП запропоновано метод метрологічного забезпечення контролю вигоряння ЯП без зразкового джерела, що ґрунтується на моделях процесів поділу ЯП в легководяних реакторах.
9. Вперше з метою забезпечення вимірювання потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання у розширеному енергетичному діапазоні запропоновано модель корекції енергетичної залежності чутливості дозиметра з CdZnTe-детектором шляхом обробки результатів вимірювання спектрів гамма-випромінювання на всьому енергетичному діапазоні.
10. Розроблені програмно-технічні комплекси радіаційно-технологічного контролю, в основу яких покладено моделі і методи контролю стану фізичних бар'єрів безпеки при експлуатації АЕС, експериментально підтвердили свою працездатність, являють собою відкриті системи, що знижує ризик невідповідності експлуатаційних режимів РУ із ВВЭР і стану фізичних бар'єрів безпеки.
CПИСОК ОПУБЛИКОВАННИХ ПРАЦЬ ЗА ТЕМОЮ ДИСЕРТАЦІЇ
`1. Олейник С.Г. Методика определения выгорания отработавшего ядерного топлива в процессе перегрузки / С.Г. Олейник, М.В. Максимов, О.В. Маслов // Атомная энергия. - 2002. - Т. 92, Вып. 4 - С. 268 - 272.
2. Маслов О.В. Обоснование возможности оценки начального обогащения свежего ядерного топлива в реальном масштабе времени/ О.В. Маслов, М.В. Максимов, В.А. Болтенков, Д.В. Билей // Ядерная и радиационная безопасность - 2002. - Т. 5, Вып. 2. - С.48 - 55.
3. Маслов О.В. Технические средства и методическое обеспечение контроля состояния ядерного топлива в реальном времени / О.В. Маслов, Неделин О.В., Кальнев Л.Л., Билей Д.В., Максимов М.В. // Енергетика: економіка, технологія, екологія. - 2002. - №4. - С. 26 - 32.
4. Максимов М.В. Анализ эффективности эксплуатации АЭС / М.В. Максимов, Н.А. Фридман, О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2001. - Вып. 4 (16). - С. 42-45.
5. Максимов М.В. Оценка эффективности работы АЭС с реакторами ВВЭР-1000 / М.В. Максимов, Н.А. Фридман, О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2002. - Вып. 1 (17). - С. 70-75.
6. Максимов М.В. Определение критерия эффективности эксплуатации АЭС с ВВЭР в переменной части графика электрической нагрузки / М.В. Максимов, Н.А. Фридман, О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2001. - Вып. 2 (14). - С. 86-89.
7. Маслов О.В. Теплотехническая надежность активной зоны ВВЭР-1000 при маневре мощностью/ О.В. Маслов, О.В. Неделин // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2004. - Вып. 2 (22) - С. 44 - 48.
8. Неделин О.В. Влияние температуры топлива на накопление изотопов плутония в топливе реакторов типа ВВЭР / О.В. Неделин, В.В. Гальченко, О.В. Маслов // Тр. Одес. политехн. ун-та. - 2002. - Вып. 2 (18) - С. 58 - 61.
9. Максимов М.В. Оценка погрешности глубины выгорания топлива модели реактора ВВЭР-1000 / М.В. Максимов, Т.С. Писклова, О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2005. - Вып. 1 (23) - С. 34 - 39.
10. Максимов М.В. Анализ эффективности управления энерговыделением водоводяных энергетических реакторов / М.В. Максимов, Т.С. Писклова, О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2005. - Вып. 2 (24) - С. 86 - 89.
11. Олейник С.Г. Метрологическое обеспечение определения выгорания, времени выдержки и обогащения облученного ядерного топлива при проведении измерений в реальном времени / С.Г. Олейник, С.В. Сергеев, О.В. Маслов, М.В. Максимов // Ядерные измерительно-информационные технологии. - 2004. - №.3 (11) - С. 72 - 79.
12. Олейник С.Г. Пассивная компьютерная -томография ядерного топлива / С.Г. Олейник, В.А. Болтенков, О.В. Маслов // Атомная энергия. - 2005. - Т.98, Вып.3 - С.227-229.
13. Болтенков В.А. Моделирование полей собственного -излучения тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000 с учетом эффектов поглощения / В.А. Болтенков, М.В. Максимов, О.В. Маслов, О.В. Неделин // Енергетика: економіка, технологія, екологія. - 2002. - №2. - С. 35 - 41.
14. Мокрицкий В.А.Обработка монокристаллов CdZnTe для применения в датчиках -излучения / В.А. Мокрицкий, С.В. Ленков, О.В. Маслов, С.А. Савельев // Технология и конструирование в электронной аппаратуре. - 2001. - №3 - С.9-10.
15. Маслов О.В. Блок детектирования -излучения на основе CdZnTe для систем радиационного контроля / О.В. Маслов, В.А. Мокрицкий, Ю.Е. Николаенко, М.В. Максимов // Технология и конструирование в электронной аппаратуре. - 2005. - №3 (57) - С.15-18
16. Маслов О.В. Моделирование аппаратурных спектров CdZnTe-детекторов / О.В. Маслов, В.С. Синицин, Л.Л. Кальнев // Вісник Черкаського державного технологічного ун-ту. - 2005. - №3 - С.175-178.
17. Болтенков В.А. Интеллектуальные информационные технологии в системах диагностики оборудования и топлива АЭС / В.А. Болтенков, Т.О. Молина, О.В. Маслов, О.В. Первушина, А.С. Стецюра // Вісник НТУУ "КПІ". Серія Приладобудування. - 2004. - Вип. 27. - С. 111-115.
18. Болтенков В.А. Интеллектуальные информационные технологии в системах диагностики оборудования и топлива АЭС / В.А. Болтенков, Т.О. Молина, О.В. Маслов, О.В. Первушина, А.С. Стецюра // Искусственный интеллект. - 2004. - №3. - С. 274--279.
19. Максимов М.В. Методика повышения качества идентификации энергетических спектров -излучения / М.В. Максимов, В.О. Давыдов, О.В. Маслов, Т.О. Молина // Холодильная техника и технология - 2005. - №.2 - С.82 - 85.
20. Максимов М.В. Усовершенствованный алгоритм идентификации пиков спектра -излучения / М.В. Максимов, В.О. Давыдов, О.В. Маслов, Т.О. Молина // Автоматизація виробничих процесів - 2005. - №1. - С. 84-89
21. Болтенков В.А. Тенденции, проблемы и перспективы развития систем мониторинга протечек верхнего блока РУ АЭС / В.А. Болтенков, В.И. Верпета, О.В. Маслов, М.В. Максимов // Автоматика. Автоматизация. Электротехн. комплексы и системы. - 1999. - № 1(4) - С.64 - 70.
22. Дубковский В.А. Исследование использования МОХ ? топлива в реакторах типа ВВЭР / В.А Дубковский, О.В. Маслов, В.В Юдов // Тp. Одес. политехн. ун-та. - Одесса, 2008. - Вып. 1 (29) - С. 99 - 103.
23. Максимов М.В. Метод оценки эффективности алгоритма маневра мощность энергоблока с реактором типа ВВЭР / М.В. Максимов, С.Н. Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баскаков // Ядерная энергетика. Известия Высших учебных заведений» - 2008. - №4 - С.128-139
24. Болтенков В.А. Интеллектуальные информационные технологии в системах диагностики оборудования и топлива АЭС / В.А. Болтенков, Т.О. Молина, О.В. Маслов, О.В. Первушина, А.С. Стецюра // Зб. наук. праць ІІІ наук.-техніч. конф. "Приладобудування-2004: стан і перспективи". - Київ, НТУУ "КПІ" - 2004. - С. 216 - 217
25. Олейник С.Г. Аппаратура и методика контроля распределения ПД в технологии обращения с ОЯТ / С.Г. Олейник, О.В. Маслов, М.В. Максимов // Тез. докладов VIII Рос. науч. конф. "Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях" - г. Обнинск, 17-19 сент. 2002 г. - С. 319 - 321.
26. Маслов О.В. Система радиационно-технологического контроля отработавшего топлива реактора ВВЭР / О.В. Маслов, М.В. Максимов, С.Г. Олейник, Л.Л. Кальнев. // Тр. 2-й междунар. науч.-технич. конф. "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" - г. Москва, 22-23 марта, 2001 г. - С. 308.
27. Фридман Н.А. Критерий выбора рабочей ветви алгоритма оценивания глубины выгорания отработавшего ядерного топлива по спектру его собственного -излучения/ Н.А. Фридман, М.В Максимов, О.В. Маслов // 9-я междунар. конф. по управлению "Автоматика 2002" - г. Донецк, 16--20 сент., 2002 г. - Т.1 - С. 63 - 65.
28. Маслов О.В. Технические средства и методическое обеспечение определения выгорания отработавшего ядерного топлива в процессе перегрузки // Тр. 5-й междунар. науч.-технич. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" - г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. - Режим доступу до матеріалів http://www.gidropress.podolsk.ru/publications/ conferences/mntk2007/disc/documents/f32.pdf
29. Маслов О.В. Информационная технология оценки состояния отработавшего ядерного топлива на АЭС / О.В. Маслов, М.В. Максимов, Н.А. Фридман // 3-я междунар. науч.-технич. конф. "Современные информационные и электронные технологии" - г. Одесса, 21-24.2002 г. - С. 89.
30. Олейник С.Г. Контроль выгорания и начального обогащения ядерного топлива в реальном времени - технические средства и методическое обеспечение / С.Г. Олейник, О.В. Маслов, М.В. Максимов// Сб. тез. VIII Международ. конф. "Безопасность АЭС и подготовка кадров" - г. Обнинск, 6.10-8.10.2003 г. - С. 244 - 256.
31. Маслов О.В. Диагностика состояния ядерного топлива в реальном времени - технические средства и методическое обеспечение / О.В. Маслов, В.А. Болтенков, М.В. Максимов, С.Г. Олейник // Сб. материалов 14-й ежегод. конф. Ядерного Общества России "Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий" - г.Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г. - С. 244 - 256.
32. Maslov O.V. Application of New Information Technologies in the Control of the Nuclear Materials / O.V. Maslov, V.A. Boltenkov, S.G. Oleynik, M.V. Maksimov // Book of Abstracts // 2004 IEEE Nuclear Science Symposium, MIC-SNPS and RTSD Conference - Rome, 16-22 Oct. 2004. - Р. 256.
33. Болтенков В.А. Пассивная -эмиссионная томография тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000 / В.А. Болтенков, М.В. Максимов, О.В. Маслов// 4-я междунар. науч.-практич. конф. "Современные информационные и электронные технологии" - г. Одесса, 19-23 мая 2003 г. - С. 349.
34. Maslov O.V. CdZnTe Dose Rate Probe for Radiation Monitoring System / O.V. Maslov, V.A. Mokritsky, E.U. Nikolaenko, M.V. Maksimov // Book of Abstracts // 2004 IEEE Nuclear Science Symposium, MIC-SNPS and RTSD Conference - Rome, 16-22 Oct. 2004. - Р. 89.
35. Олейник С.Г. Применение методов пассивной томографии для выявления качественной и количественной оценки дефектов оболочек ТВЭЛов ВВЭР в реальном времени в процессе перегрузки / С.Г. Олейник, О.В. Маслов, В.А. Болтенков, М.В. Максимов // Тр. 4-й Междунар. науч.-технич. конф. "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" - г. Москва, 16 - 17 июня 2004 г. - С. 320 - 322.
36. Болтенков В.О. Принципи побудови системи діагностичних систем для АЕС на основі нових інформаційних технологій / В.О. Болтенков, М.В. Максимов, О.В. Маслов // Оброблення сигналів і зображень та розпізнавання образів, Матеріали 6-ї Всеукр. Междн. Конф. "Укробраз" - м. Київ, 8-12 жовт. 2002 р. - С. 207 - 210.
37. Maslov O.V. Determining of distribution burnup on fuel assemblies at the refueling by emission tomography / O.V. Maslov, M.V. Maksimov // Proceeding of the seveneeth Symposium of AER // 17th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety - Yalta, Ukraine, 23-29 Sept. 2007. - Р. 949 -954.
38. Диагностика протечек теплоносителя на верхнем блоке ВВЭР-1000: проблема и пути решения / В.А. Болтенков, В.И. Верпета, О.В. Маслов, М.В. Максимов, А.Н. Калашников // Атомна енергетика та промисловість України. - 1999. - №2(2). - с. 30-32.
39. Maslov O.V. CdZnTe dose rate probe / O.V. Maslov, L.L. Kalnev // Book of Abstracts 2nd International Conference on Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy (NPAE-Kyiv2008) - Kyiv, 9 -15 June 2008 - Р. 89
40. Гнидко А.Л. Разработка эффективной системы КГО ОТВС с большим временем выдержки при отправке ОЯТ в ХОЯТ / А.Л. Гнидко, А.В. Королев, О.В. Маслов // Материалы 6-й Укр. конф. по учёту и контролю ядерного материала - г. Славутич, 15 - 19 сент. 2008 г., - С.74-76
41. Маслов О.В. Применение методов томографии для определения распределения глубины выгорания по объему ТВС / О.В. Маслов, В.О. Давыдов, M.В. Maксимов // Материалы 6-й Междунар. науч.-технич. конф. "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" (МНТК-2008), - г. Москва, 21- 23 мая 2008 г.
42. Maslov O.V. Multiple Energies Passive Computer -Tomography of Nuclear Fuel / O.V. Maslov, M.V. Maksimov, V.O. Davydov // 2008 IEEE Nuclear Science Symposium, MIC and 16th RTSD Workshop - Dresden, 19-25 Oct. 2008 - R12-86.
43. Маслов О.В. Технические средства и методическое обеспечение определения выгорания отработавшего ядерного топлива, распределения продуктов деления по сечению ТВС в процессе перегрузки / О.В. Маслов // Тp. Одес. политехн. ун-та. -- 2007. -- вып. 2 (28). -- С.65--71.
АНОТАЦІЯ
Маслов О.В. Моделі і методи радіаційно-технологічного контролю стану фізичних бар'єрів безпеки АЕС з ВВЕР. - Рукопис.
Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора технічних наук за спеціальністю 05.14.14 - теплові і ядерні енергоустановки. - Одеський національний політехнічний університет, Одеса, 2009.
Дослідження присвячене розробці методів і моделей, що визначають механізми залежності стану бар'єрів безпеки від режимів експлуатації ЯЕУ, обґрунтуванню критеріїв оцінки і методів контролю, математичному моделюванню стану бар'єрів безпеки, ідентифікації параметрів моделі, створенню засобів радіаційно-технологічного контролю.
Запропонована модель відновлення розподілу продуктів поділу ЯП по об'єму ТВЗ методом реконструктивної алгебраїчної томографії на основі сингулярного розкладання псевдозворотної матриці Мура-Пенроуза. Надмірність даних при відновленні активності твелів забезпечується спектрометричними вимірюваннями -випромінювання ВТВЗ. Розроблено метод ідентифікації ВТВЗ із ушкодженими твелами. Запропоновано відносний показник для оцінки ефективності експлуатації енергоблоків АЕС з ВВЕР. Синтезовано ПТК для вирішення формалізованої задачі радіаційно-технологічного контролю стану бар'єрів безпеки. Запропоновано метод метрологічного забезпечення контролю вигоряння ЯП без зразкового джерела, який базується на моделі процесів поділу ЯП у легководних реакторах. Запропоновано модель корекції енергетичної залежності чутливості CdZnTe-дозиметра. Основні результати роботи знайшли практичне застосування при проектуванні і реалізації систем радіаційно-технологічного контролю для АЕС України.
Ключові слова: пасивна реконструктивна алгебраїчна томографія, фізичні бар'єри безпеки ЯЕУ, відпрацюване ядерне паливо, неруйнуючий контроль ЯП, ВВЕР, вигоряння ядерного палива, CdZnTe напівпровідникові детектори, спектрометр гамма-випромінювання, продукти поділу ЯП, метрологічне забезпечення.
Маслов О.В. Модели и методы радиационно-технологического контроля состояния физических барьеров безопасности АЭС с ВВЭР. -- Рукопись.
Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.14 -- тепловые и ядерные энергоустановки. -- Одесский национальный политехнический университет, Одесса, 2009.
Диссертация посвящена разработке научно-обоснованных методов и моделей, определяющих механизмы зависимости состояния барьеров безопасности, включая их предельное состояние, от режимов эксплуатации ЯЭУ, выбору и обоснованию критериев оценки и методов контроля, а так же математическому моделированию состояния барьеров безопасности, идентификации параметров модели и созданию на этой базе технических средств радиационно-технологического контроля и практическом внедрении результатов исследования.
Предложена модель восстановления распределения продуктов деления ЯТ по объему ТВС для ВВЭР методом реконструктивной алгебраической томографии на основе использования псевдообратной матрицы Мура-Пенроуза и ее сингулярного разложения. Описанные ранее алгоритмы алгебраической томографии являются итерационными и поэтому обладают рядом недостатков. Главным недостатком итерационных алгоритмов является их непригодность для решения задачи томографии в случае большого числа обусловленности матрицы коэффициентов ослабления излучения от топливных стержней для всех точек размещения детекторов. Это свидетельствует о некорректности задачи и требует применения регуляризирующей процедуры. Примененный алгоритм на основе использования псевдообратной матрицы Мура-Пенроуза и ее сингулярного разложения является регуляризирующей процедурой. Для формирования избыточности данных использованы линии спектров -излучения продуктов деления, которые были получены с помощью спектрометрических измерений собственного -излучения ОТВС, что позволило уменьшить количество детекторов. Разработан метод идентификации ОТВС с поврежденными твэлами за счет дисперсионного анализа различных выборок активности топливного стержня твэла в пределах всей ТВС и гистограммы отклонений активностей топливного стержня твэла в ТВС, что позволило создать гибкие модели для определения целостности оболочки твэла.
Предложен относительный показатель для оценки эффективности эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР, представляющий собой отношение запаса реактивности текущей топливной кампании к коэффициенту использования установленной мощности, который был получен при работе в данной кампании
Синтезированы структуры и модели ПТК для решения формализованной задачи радиационно-технологического контроля состояния физических барьеров безопасности. В качестве основного принципа построения ПТК РТК физических барьеров безопасности выбрано измерение спектров собственного гамма-излучения ОЯТ, других технологических сред. Такой выбор обусловлен существенно большей информативностью измерений гамма-излучения. Также были сформулированы основные требования к ПТК РТК в реальном времени и на их основании показано, что с точки зрения обеспечения надежности и информативности ПТК РТК должен состоять из независимых подсистем.
Предложен метод метрологического обеспечения контроля выгорания ЯТ без образцового источника, основанный на модели процессов деления ЯТ в легководных реакторах. Особенность разработанного метода состоит в том, что не требуется предварительного знания начального обогащения твэлов и времени выдержки ТВС после окончания кампании.
Предложена модель коррекции энергетической зависимости чувствительности CdZnTe-детектора путем обработки результатов спектрометрических измерений -излучения на всем энергетическом диапазоне. Коррекция осуществляется путем изменения частоты импульсов на выходе детектора в зависимости от энергии зарегистрированного излучения. Численное значение коэффициента изменения скорости счета определяется на основании аналитической зависимости отношения чувствительности детектора к регистрируемому -излучению и чувствительности к -излучению с энергией, на которой проводилась градуировка детектора.
Основные результаты работы нашли практическое применение при проектировании и реализации систем радиационно-технологического контроля для АЭС Украины.
Ключевые слова: пассивная реконструктивная алгебраическая томография, физические барьеры безопасности ЯЭУ, отработавшее ядерное топливо, неразрушающий контроль ЯТ, ВВЭР, выгорание ядерного топлива, CdZnTe полупроводниковые детекторы, спектрометр гамма-излучения, продукты деления, метрологическое обеспечение.
Maslov O.V. Models and methods of the safety physical barrier state radiation-technological monitoring at NPP with WWER reactors. - Manuscript.
Thesis for a degree of Doctor of Technical Science. Specialty 05.14.14 - Thermal and nuclear power installations. - Odessa National Polytechnic University, Odessa, 2009.
The dissertation is devoted to development of methods and models defining the mechanisms through which the state of safety barriers depends on a NPP operation mode, substantiation of estimation criteria and monitoring methods, mathematical modeling of a safety barrier state, identification of model parameters, creation of the radiation-technological inspection tools.
A fuel assemblies (FA) volume fission product distribution restoration model using the reconstructive algebraic tomography method, on the basis of a pseudoinverse Moore-Penrose matrix singular decomposition has been proposed. When restoring activity of fuel rods, data redundancy is secured by the irradiated FA gamma radiation spectrometer measurements. A method of identification of an irradiated FA with damaged fuel rods has been developed. An operation efficiency estimation relative criterion for nuclear power units with WWER reactors has been offered. Programming-technical complexes for the safety barrier state radiation-technological monitoring formalized problem solving have been synthesized. A method of nuclear fuel burnup monitoring metrological support, without a standard source, based on a LWR nuclear fuel fission model, has been offered. A CdZnTe-dosimeter sensitivity power dependence correction model has been proposed. The dissertation basic results were practiced at designing and implementation of the radiation-technological monitoring systems at the NPPs of Ukraine.
Key words: passive reconstructive algebraic tomography, safety barriers, irradiated nuclear fuel, nondestructive assay of nuclear fuel, WWER (water cooled, water moderated reactor), burnup of nuclear fuel, CdZnTe semiconductor detector, gamma-ray spectrometer, fission products, metrological maintenance.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Основні технічні характеристики котла ТП-230. Об’єми продуктів згорання палива. Характеристика продуктів згорання у газоходах парогенератора. Ентальпія об’єму повітря та продуктів згорання. Розрахунок теплового балансу парогенератора та витрати палива.
курсовая работа [366,4 K], добавлен 18.04.2013Вибір матеріалів, розрахунок вибору заготовки. Використання технологічного оснащення та методи контролю. Розрахунок спеціального пристрою для механічної обробки шпинделя. Проектування дільниці механічного цеху, охорона праці. Оцінка ефективності рішень.
дипломная работа [641,9 K], добавлен 23.06.2009Метрологічне забезпечення точності технологічного процесу. Методи технічного контролю якості деталей. Операційний контроль на всіх стадіях виробництва. Правила вибору технологічного оснащення. Перевірка відхилень від круглості циліндричних поверхонь.
реферат [686,8 K], добавлен 24.07.2011Короткий опис технологічного процесу ректифікації, його головні етапи. Обґрунтування методів вимірювання і вимірювальних комплектів для контролю основних параметрів технологічного процесу ректифікації. Опис схеми автоматичного контролю та сигналізації.
курсовая работа [50,2 K], добавлен 06.04.2015Характеристика асортименту, основної та додаткової сировини, яка використовується при виробництві даного продукту. Організація, схема і методи технохімічного, мікробіологічного та санітарного контролю процесу. Заходи безпеки функціонування технології.
курсовая работа [799,8 K], добавлен 08.11.2010Розробка режимів обтиснень і калібровки валків для прокатки на рейкобалковому стані круглої заготовки. Визначення температурно-швидкісних, енергосилових параметрів, продуктивності стану. Розрахунок міцності та деформації технологічного устаткування.
дипломная работа [891,7 K], добавлен 07.06.2014Застосування ультразвуку для періодичного експлуатаційного неруйнівного контролю стану металу елементів ядерного реактора ВВЭР-1000. Використовування дифракції ультразвукових хвиль для пошуку дефектів. Корпус та система кріплення датчиків дефектоскопа.
курсовая работа [934,8 K], добавлен 23.08.2014Розгляд основних характеристик біоетанолу та методів його отримання. Гідратація етилену, спиртове зброджування, гідроліз целюлозовмісної сировини, застосування первапорації. Перспективи використання, напрямки виробництва біоетанолу як палива в Україні.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 10.04.2013Типи та характеристики технологічного обладнання. Опис схеми технологічного процесу. Параметри контролю, регулювання, керування, сигналізації та блокування. Техніко-економічне обґрунтування автоматизації. Розрахунок регулюючого органу та надійності.
дипломная работа [897,0 K], добавлен 23.08.2013Технічні вимоги до фанери загального призначення. Аналіз використання деревинних та клейових напівфабрикатів. Параметри установки ступінчатого тиску. Діаграма пресування фанери. Розрахунок втрат сировини в процентах на етапах технологічного процесу.
дипломная работа [198,5 K], добавлен 13.05.2014Характерні риси та типове використання мартенситностаріючих сталей. Використання в ядерній діяльності. Машини для завантаження та вивантаження ракетного палива - використання, запобіжні заходи. Реакційні посудини, реактори та змішувачі. Види реакторів.
контрольная работа [649,9 K], добавлен 05.04.2016Мартенівське виробництво сталі. Видалення з металу домішок. Розрахунок горіння палива в мартенівській печі. Визначення основних розмірів робочого простору печі. Тепловий баланс печі. Витрата палива по періодах плавки та визначення їх тривалості.
курсовая работа [491,6 K], добавлен 30.04.2014Опис основних елементів та структурна схема системи автоматичного контролю температури середовища. Розрахунок вихідного сигналу ПВП та графік його статичної характеристики в діапазоні зміни технологічного параметра. Установка для градуювання ПВП або САК.
курсовая работа [219,1 K], добавлен 13.12.2013Характеристика технологічного об’єкту деасфальтизації гудрону бензином (процес добен) як об’єкту контролю. Підбір технічних засобів вимірювання, їх характеристики. Проектування функціональної схеми. Метрологічний аналіз інформаційно-вимірювальних каналів.
курсовая работа [2,4 M], добавлен 23.09.2014Обґрунтування вибору асортименту продукції молочного комбінату. Нормативні характеристики і технологічні схеми виробництва молочних продуктів заданого асортименту. Підбір технологічного обладнання. Організація технохімічного та мікробіологічного контролю.
курсовая работа [87,8 K], добавлен 15.12.2015Загальна характеристика секційних печей. Обґрунтування вибору методу математичного моделювання. Розрахунок горіння палива, теплообміну у робочому просторі, нагріву металлу. Алгоритм розрахунку теплового балансу і визначення витрати палива по зонах печі.
дипломная работа [1,1 M], добавлен 20.05.2015Описання технологічного процесу обробки кишок. Розрахунок кількості сировини та готової продукції. Підбір та розрахунок технологічного обладнання для кишкового цеху. Організація контролю виробництва та вимоги до якості сировини і готової продукції.
курсовая работа [47,9 K], добавлен 17.06.2011Характеристика стану, сортамент, технологія прокатки. Характеристика обладнання дрібносортного стану 250–5. Тензометричні рольгангові ваги. Розробка технологічного процесу отримання круглої сталі. Приклад розрахунку калібровки круглої сталі 30 мм.
курсовая работа [423,0 K], добавлен 24.03.2014Загальні відомості про паливо. Класифікація і властивості палива. Переробка нафти фізичним (пряма перегонка або дистиляція) та хімічними (крекінг, риформінг) способами. Переробка твердого та газоподібного палива. Основні методи переробки газів.
реферат [857,3 K], добавлен 08.11.2010Опис технологічного процесу товстолистового цеху. Монтаж, ремонт та експлуатація рольгангу за ножицями поперечного різу. Капітальний ремонт та технічне обслуговування електроустаткування, склад операцій. Заходи з техніки безпеки та протипожежної безпеки.
реферат [34,1 K], добавлен 24.11.2010
