Система радіаційно-технологічного контролю відпрацьованого палива легководних ядерних енергетичних установок

Размещено на http://www.allbest.ru

ОДЕСЬКИЙ ДЕРЖАВНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

Спеціальність 05.14.14 -- Теплові і ядерні енергоустановки

АВТОРЕФЕРАТ

дисертації на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Система радіаційно-технологічного контролю відпрацьованого палива легководних ядерних енергетичних установок

Маслов Олег Вікторович

Одеса - 2001

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в науково-дослідній лабораторії "Атомспецавтоматика" Одеського державного політехнічного університету Міністерства освіти і науки України.

Науковий керівник: доктор технічних наук, головний науковий співробітник, науковий керівник НДЛ "Атомспецавтоматика", Максимов Максим Віталійович, Одеський державний політехнічний університет.

Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор Погосов Олексій Юрійович, Одеський державний політехнічний університет, професор кафедри АЕС відпрацьоване паливо герметичність оболонка

кандидат технічних наук, старший науковий співробітник Недєлін Олег В'ячеславович, Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут", доцент кафедри АЕС.

Провідна установа:

Інститут ядерних досліджень НАН України, м. Київ.

Захист відбудеться "04" жовтня 2001 р. о 1400 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 41.052.04 Одеського державного політехнічного університету за адресою:

65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1, ОДПУ, ауд. 22 корпус 10 (теплотехнічна лабораторія)

З дисертацією можна ознайомитись в бібліотеці Одеського державного політехнічного університету за адресою 65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1.

Автореферат розіслано "31" серпня 2001 р.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради,

кандидат технічних наук, доцент В.П. Кравченко

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми.

Вимоги до безпеки ядерної енергетики України, що виробляє більше 40% електроенергії країни, постійно підвищуються. Особлива увага приділяється заходам безпеки при переміщенні свіжого і відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) на АЕС. Однією з невирішених проблем, що визначає економічність ядерної енергетики, є проблема поводження з ВЯП.

Проекти українських АЕС з ВВЕР-1000, що експлуатуються, передбачали, що ВЯП буде відправлятися на завод РТ-2 для переробки. Але з часу проектування АЕС політичні і економічні умови змінилися. Завод РТ-2 в Росії не побудовано, а Україна приєдналася до договору про нерозповсюдження ядерної зброї. ВЯП українських АЕС з ВВЕР-1000 відправляється на Красноярський комбінат. При цьому вартість відправки ВЯП зростає, що призводить до збільшення вартості паливної складової. Тому в Україні прийнято рішення про будівництво сухих сховищ ВЯП (ССВЯП).

Скорочення часу контролю герметичності оболонки (КГО) тепловиділяючої збірки (ТВЗ) несе в собі пряму економічну вигоду за рахунок зменшення часу простою енергетичного блоку. Це може бути досягнуте шляхом поєднання процесу КГО з іншими технологічними процесами, що проходять паралельно, або проведенням КГО в процесі виймання або перестановок ТВЗ в реакторі. Однак поєднання КГО, що проводиться за штатною технологією, з іншими технологічними процесами проблематичне. При переході на чотирирічну кампанію використання ЯП збільшується імовірність розгерметизації твела, що спричиняє збільшення об'ємів КГО.

Поліпшення технології вимірювання вигоряння необхідне тому, що відвантаження ВЯП для тривалого зберігання в ССВЯП пов'язане з новими процедурами, що раніше не проводилися при поводженні з ЯП. Так, відповідно до вимог НТД потрібне інструментальне підтвердження розрахункових значень вигоряння ЯП. Зараз такі системи на АЕС відсутні.

Таким чином, для енергетики України актуальна задача пошуку і наукового обґрунтування нових методів і технічних засобів для радіаційно-технологічного контролю (РТК) при поводженні з ЯП, що дозволяють скоротити час контролю і підвищити безпеку експлуатації АЕС.

Дослідження з вирішенням такої задачі проводяться НДЛ "Атомспецавтоматика" з 1994 року за безпосередньою участю автора.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Основні наукові дослідження дисертації виконані у відповідності з "Комплексною програмою створення ядерного паливного циклу в Україні на період до 2010 року", затвердженою Постановою Кабінету Міністрів України від 12.04.1995 р. №267 і програмою "Поводження з відпрацьованими ядерним паливом атомних електростанцій", затвердженою наказом Міненерго України від 13.01.2000 р. №07.

Ціль і задачі дослідження.

Метою дисертаційної роботи є вдосконалення методів і технічних засобів РТК ЯП в процесі перевантаження та прийняття рішення щодо режимів експлуатації. Досягнення вказаної мети потребувало пошуку розв'язання таких задач:

1. Аналіз існуючих систем РТК ЯП та їх використання в ядерній енергетиці.

2. Аналіз накопичення продуктів поділу (ПП) в ТВЗ при поділі ЯП.

3. Дослідження процесів формування полів власного випромінювання навколо ТВЗ з урахуванням режимів роботи ЯП.

4. Математичне моделювання полів випромінювання ВЯП.

5. Дослідження закономірностей формування сигналу детектора для проведення РТК ЯП для герметичного і негерметичного твела.

6. Створення експериментальної установки для дослідження методів КГО ТВЗ і вигоряння ЯП.

Створення нових методів і технічних засобів для проведення КГО і визначення вигоряння ЯП.

Об'єктом дослідження є тепловиділяючі збірки легководних реакторів і деякі процеси їх експлуатації.

Предмет дослідження -- вивчення методів, технічних засобів і процедури РТК ТВЗ з ВЯП.

Методи дослідження базуються на системному аналізі складних технічних систем, математичному моделюванні, методології експериментального дослідження на дослідних установках і промисловому обладнанні.

Наукова новизна:

--концепція контролю герметичності оболонки твела і визначення вигоряння палива в процесі його перевантаження;

--математичні моделі полів власного випромінювання ТВЗ, в тому числі з негерметичними твелами;

--вибір ізотопів для забезпечення контролю вигоряння;

--обґрунтування методики та апробація методичних основ проведення КГО і визначення вигоряння в реальному часі.

Практичне значення одержаних результатів.

Методика оцінки стану ТВЗ може бути використана для їх РТК перед завантаженням в ССВЯП.

Результати експериментальної перевірки використання напівпровідникових детекторів на основі CdTe і CdZnTe можуть служити основою при розробці великого класу детекторів іонізуючого випромінювання, що мають унікальні експлуатаційні властивості.

Забезпечення інструментального контролю вигоряння ЯП, що відвантажується у ССВЯП Запорізької АЕС, дозволить забезпечити проектне завантаження 24 ТВЗ до багатомісної корзини зберігання.

Особистий внесок здобувача. Всі наукові результати викладені в дисертації, отримані автором особисто. У роботах, написаних у співавторстві, автору дисертації належить:

--постановка задачі створення технології інструментального контролю вигоряння ЯП в реальному часі;

--концепція КГО твела на основі даних вимірювань полів власного випромінювання ВЯП в процесі перевантаження палива;

--математичні моделі формування полів випромінювання ТВЗ;

--математичні моделі апаратурних -спектрів при проведенні вимірювань полів власного випромінювання ТВЗ;

--методологія вибору ізотопів для забезпечення можливості визначення вигоряння в реальному часі;

--технічні рішення з розробки макетного зразка системи визначення вигоряння ЯП;

--методики проведення вимірювань на промисловому обладнанні Запорізької АЕС.

Зокрема, в [1] -- запропоновано проводити визначення вигоряння в процесі перевантаження ЯП; в [2] -- запропоновано використати CdTe-детектори для створення систем контролю стану ЯП в реальному часі, також запропонована структура ПТК; в [3] -- моделювання апаратурних -спектрів при проведенні вимірювань полів власного випромінювання ТВЗ; в [4] -- запропонована структурна схема експериментальної установки і методологія вимірювань на АЕС, методика проведення вимірювань на промисловому обладнанні, обробка результатів вимірювань; в [5] -- концепція контролю герметичності оболонки твела в процесі перевантаження палива на основі вимірювань власного випромінювання і поєднання з визначенням вигоряння палива, моделювання полів власного -випромінювання ТВЗ; в [6] -- концепція побудови апаратури для забезпечення вимірювань в реальному часі при високих значеннях інтенсивності випромінювання; в [7] -- концепція використання для аналізу результатів вимірювань знань про закономірності, зв'язуючі вигоряння, початкове збагачення і вигоряння з розподілом продуктів поділу в ТВЗ, послідовність обробки результатів вимірювань; в [8] -- концепція технології інструментального контролю вигоряння ЯП в реальному часі; в [9] -- запропонована методологія і критерії для контролю характеристик детекторів в процесі їх виготовлення; в [10] -- технічні рішення з розробки макетного зразка системи визначення вигоряння ЯП; в [11] -- концепція використання багатоелементних детекторів для контролю розподілу продуктів поділу в ТВЗ.

Апробація результатів дисертації.

Основні результати досліджень і окремі розділи дисертаційної роботи доповідалися і обговорювалися на: міжнародній конференції УкрЯТ "Модернізація АЕС з реакторами ВВЕР", Київ, 21-23 вересня 1999 р.; міжнародній науковій конференції "Весна сенсорів в Одесі", Одеса, 15-16 жовтня 1999 р.; другій російській міжнародній конференції "Облік, контроль і фізичний захист ядерних матеріалів", Обнінськ, 22-26 травня 2000 р.; міжнародній конференції УкрЯТ "Поводження з відпрацьованим ядерним паливом", Київ, 19-20 вересня 2000 р.; Ядерному науковому симпозіумі, Ліон, Франція, 15-20 жовтня 2000.

Публікації. За матеріалами дисертаційної роботи опубліковано одинадцять друкованих робіт, з них шість у виданнях, що входять до списку, затвердженого ВАК України.

Структура і обсяг роботи. Дисертація містить вступ, чотири розділи, висновки, 81 рисунок, 12 таблиць, додаток і список використаної літератури -- 129 найменувань. Матеріали роботи викладені на 163 сторінках машинописного тексту.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтовано актуальність теми і сформульовано мету дисертаційного дослідження.

Розділ 1. Сучасні системи радіаційно-технологічного контролю відпрацьованого палива легководних реакторів.

Аналіз об'єкта і предмета дослідження показав, що в експлуатації АЕС намітилося дві тенденції: збільшення вигоряння палива і маневрування потужністю. Аналіз режимів і умов роботи ТВЗ реактора ВВЕР-1000 свідчить про те, що збільшення вигоряння підвищує імовірність порушення її цілісності. Класифікація причин пошкодження оболонок виявила основну причину руйнування оболонки твела, яка полягає в механічному впливі палива, що термічно розширяється, на оболонку.

Аналіз і узагальнення методів оцінки вигоряння опроміненого палива показали, що вигоряння палива може оцінюватися за непрямими характеристиками на основі даних про власне гамма () та нейтронне випромінювання.

Вимірювання власного -випромінювання ТВЗ дозволяє ідентифікувати ПП та оцінити їх активність. Відхилення виміряної активності легкорухливих ПП від табличних значень, що нормуються, або від активності малорухливих ПП на певну величину визначає факт їх відсутності під оболонкою твела, і, отже, дозволяє зробити висновок, що легкорухливі ПП скрізь дефект оболонки під дією перепаду тиску залишили об'єм твела. Це свідчить про наявність дефекту оболонки твела, тобто реєструється факт розгерметизації. Необхідно розробити модель, зв'язуючу поле -випромінювання ТВЗ з активністю ПП.

Розділ 2. Імітаційне моделювання системи радіаційно-технологічного контролю.

Аналіз відомого методу імітаційного моделювання процесів РТК на основі узагальнення опублікованих даних дозволив розробити математичну модель процесів РТК. В моделі, що використовується, в описі накопичення ПП враховуються самочинний розпад, радіаційне захоплення нейтронів і поділ всіх актиноїдів. Накопичення ПП може описувати система рівнянь, в якій l-е рівняння для кількості ядер l-го нукліда має вигляд

(1)

при початкових умовах ,

де -- стала розпаду, -- одногруповий перетин реакції (n,), (n,2n) l-го ізотопу, -- густина потоку нейтронів, -- усереднений за спектром нейтронів незалежний вихід l-го ПП при поділі i-го актиноїду, -- одногруповий перетин реакції (n,f) i-го ізотопу, -- кількість ядер i-го актиноїду, -- імовірність розпаду m-го ізотопу за l-м шляхом розпаду, -- одногруповий перетин реакції (n,), (n,2n), на m-му ядрі з утворенням l-го. Розв'язання рівняння (1) при умові що ЯР працює в базовому режимі, дозволяє отримати дані зв'язуючі активність основних ПП з вигорянням, часом витримки після опромінення у реакторі та збагаченням ізотопом 235U.

Отримані результати представляються у вигляді ідеального лінійчастого спектра -випромінювання ВЯП, тобто у вигляді залежності кількості зареєстрованих -квантів від значення енергії ізотопу. Лінійчастий спектр визначається як сума добутків квантового виходу для кожної -лінії одного з ізотопів ПП на активність вказаного ізотопу в зразку, що досліджується

, (2)

де I(E) -- інтенсивність -випромінювання з енергією E в точці розміщення детектору; kij -- квантовий вихід j-ї -лінії для i-го ізотопу, при цьому номер -лінії для конкретного ізотопу визначає енергію; Ai -- активність i-го ізотопу.

Врахування властивостей детектора та вимірювального каналу приводить до деформації ідеального спектра. У зв'язку з чим проведена оцінка впливу самовбирання та ефективності реєстрації.

Повна скоректована швидкість лічби в піці цілковитого вбирання визначається як Jip=Jiself, де self -- коефіцієнт поправки на самовбирання у зразку.

Виміряна інтенсивність для лінійчастого спектра визначається за

,(3)

де -- повна ефективність детектора при реєстрації j-ї -лінії i-го ізотопу; -- коефіцієнт поправки на самовбирання в зразці при реєстрації j-ї -лінії i-го ізотопу; -- повна ефективність детектора при реєстрації - квантів з енергією ; -- коефіцієнт поправки на самовбирання у зразку при реєстрації -квантів з енергією .

Залежність абсолютного значення параметру від енергії -квантів при вимірюванні власного випромінювання ТВЗ визначається як .

При реєстрації власного -випромінювання ВЯП від ТВЗ спостерігається два конкуруючих процеси -- збільшення частки високоенергетичних -квантів, потрапивших у детектор, і зниження ефективності реєстрації -випромінювання детектором при збільшенні енергії. Спектр -випромінювання ВЯП з урахуванням впливу самовбирання і залежності ефективності реєстрації від енергії випромінювання приведено на рис. 1.

Аналіз отриманих спектрів показує, що самовбирання і ефективність реєстрації значним чином впливають на трансформацію спектра -- істотно зменшується інтенсивність випромінювання, що реєструється і виділяються піки -випромінювання ПП в області енергій 500...1000 кеВ. При збільшенні енергії вище за 1500 кеВ зниження ефективності реєстрації має визначальний вплив.

Викладена методика використана для моделювання залежностей і від вигоряння палива і стану щільності оболонки твелу, для вибору інформативних ізотопів. Для цього результати імітаційного моделювання оброблялися в координатах: вигоряння -- відношення активностей ПП до активності 137Cs, 134Cs, 144Ce та ін. при різних значеннях початкового збагачення та часу витримки. Була виявлена залежність вказаних відношень від вигоряння, збагачення, часу витримки, що дозволяє ідентифікувати стан ЯП. Подальше дослідження було направлено на створення технічних засобів (ТЗ) реєстрації власного -випромінювання ВЯП.

Розділ 3. Система радіаційно-технологічного контролю.

Задача визначення розподілу ізотопів в зразку розглядається в теорії багатокомпонентних радіометричних вимірювань у вигляді співвідношення

, (4)

де ni, i=1,...,K -- результат спостереження в i-му каналі; Aq -- активність q-го ізотопу, -- вихід -квантів на розпад для n-ї лінії q-го ізотопу; -- ефективності реєстрації -квантів n-ї лінії q-го ізотопу; -- пік цілковитого вбирання, нормований на 1; -- параметр положення піку, відповідаючого n-ї лінії q-го ізотопу; -- кількість ліній у спектрі q-го ізотопу; -- флуктуації результату вимірювання; фон з урахуванням комптонівської частини жорстких компонентів випромінювання. Щоб використовувати вираз (4) при оцінці активностей Aq окремих ізотопів, необхідно знати величини . Довідкові дані про нуклід (кількість ліній, їх енергії, виходи - квантів на розпад) відомі з літератури. Величини визначаються шляхом проведення попередніх експериментальних досліджень -спектрометра.

Основу ВС становить спектрометр -випромінювання з напівпровідниковим детектором на основі CdZnTe(CdTe). На базі цих детекторів створено прототип ТЗ, структурна схема якого показана на рис. 2.

Для аналізу можливості застосування виготовленого спектрометра в системі РТК стану ЯП, відпрацювання алгоритмів і програм обробки отриманих спектрів розроблено методику моделювання апаратурних спектрів при вимірюванні власного -випромінювання ВЯП при різних значеннях вигоряння і стану щільності оболонку твел.

Моделювання апаратурних спектрів проводилось з використанням наступних допущень:

1. спектр ізотопів з великою кількістю ліній -квантів представляється у вигляді лінійної комбінації моноенергетичних спектрів з урахуванням квантового виходу в геометрії "вузького пучка";

2. імітується зміна моноенергетичного спектра за рахунок взаємодії з матеріалом технологічного середовища і паливної матриці;

З урахуванням особливостей CdTe детектора для моделювання спектра використовується аналітичне представлення піка цілковитого вбирання (5) в якому другий доданок враховує лівий “хвіст" піка цілковитого вбирання за рахунок більш пізнього збирання заряду дірками.

, (5)

де -- кількість відліків в каналі, відповідному енергії -квантів ; -- амплітуда піку; -- центроїда піку; ; -- дисперсія нормального розподілу; , B , C -- експериментальні параметри, які визначають врахування “дірочної” складової; при і при . Пік вильоту описується нормальним розподілом, зміщеним на величину параметра, що експериментально визначається.

На основі приведеної методології і експериментально визначених характеристик спектрометра було проведено моделювання апаратурних спектрів при різних умовах вимірювань з подальшою обробкою отриманих модельних спектрів.

Для перевірки правильності реалізації було проведено моделювання спектра точкового джерела 137Cs з накладанням випадкових шумів. Як характерну особливість моделі спектра слід відмітити більш виражений пік в області максимальної енергії комптонівських електронів. Крім того, на експериментально отриманому спектрі потрібно відмітити пік в області 210 кеВ та пік в області рентгенівського випромінювання. Пік в області 210 кеВ зумовлений -квантами, які зазнали комптонівського розсіяння в матеріалі, що оточує детектор (-кванти, розсіяні більш ніж на 110-120о, будуть мати майже однакові енергії в діапазоні 200...250 кеВ).

Бачимо, що енергетичний розподіл в області низьких енергій (до 300 кеВ) практично безперервний і не має чітко виражених піків. Піки цілковитого вбирання добре видні в області енергій 500...800 кеВ. Отриманий спектр складний, з великими відмінностями відліків в області середніх і низьких енергій. У той же час можна зробити припущення про можливість оцінки ізотопного складу ТВЗ.

Визначальний вплив на пошук піків справляють такі характеристики, як енергетична роздільна здатність і відношення "пік/комптон". Для врахування впливу цих чинників проводилося моделювання впливу енергетичної роздільної здатності на апаратурний спектр. Результати моделювання представлені на рис. 6. Видно, що отримане значення енергетичної роздільної здатності 6 кеВ виготовленого спектрометра задовольняє вимогам оцінки ізотопного складу ТВЗ. Так само проводилося моделювання впливу відношення "пік/комптон" на апаратурний спектр.

Моделювання апаратурного спектра при вимірюванні власного випромінювання ТВЗ приводилося при різних значеннях витоку ПП з-під оболонки твела на основі результатів, отриманих у розділі 2. На рис. 7 приведені результати моделювання поетапного витоку однакової частки основних легкорухливих ПП з-під оболонки твела. При цьому приймалися гірші значення енергетичної роздільної здатності і відношення "пік/комптон".

Аналіз результатів моделювання показав, що вже при газовій нещільності в приведеному діапазоні енергій спостерігається зниження кількості відліків, а при витоку ізотопів цезію істотно змінюється вигляд спектра. Це значить, що таким способом можна впевнено реєструвати витік біля 10% всіх ізотопів цезію, а спектрометр з детектором на основі CdZnTe(CdTe) задовольняє вимогам ідентифікації ТВЗ, яка містить твели, з негерметичною оболонкою і придатний для визначення вигоряння ЯП з використанням аналізу активності ПП. При цьому установка детектора на штанзі перевантажувальної машини дозволить реєструвати -випромінювання ПП при вийманні ТВЗ з активної зони.

Розділ 4. Експериментальні дослідження експрес-технології РТК на основі ядерно-фізичного методу.

Для експериментального обґрунтування технології РТК ВЯП, що пропонується і перевірки результатів імітаційного моделювання проведені вимірювання -випромінювання ТВЗ на АЕС.

Експериментальна установка являє собою стенд для установки ТВЗ, що контролюються і ТЗ. На стенді закріплено два кронштейни. Один розміщений таким чином, що при повній посадці ТВЗ він знаходиться на третині висоти ТВЗ. Другий закріплений так, що при повній посадці ТВЗ він знаходиться на рівні хвостовика. В кронштейнах передбачено монтажне місце для розміщення детектора із захистом.

Вимірювання проводилися на 200-х ТВЗ на Запорізькій АЕС. Більше 20-ти ТВЗ вимірювалося двічі з інтервалом в 1 рік. Експерименти проводилися в період планового перевантаження палива на блоці, а перевантажувальна машина використовувалася для відпрацювання технології експрес-аналізу. ТВЗ, що досліджується, поміщалась на стенд, який встановлювався в універсальне гніздо басейну перевантаження. У процесі установки ТВЗ в стенд проводилися вимірювання в трьох рівнях розміщення ТВЗ відносно детектора. Вимірювання висоти здійснювалися штатною системою шляховимірювання перевантажувальної машини. При вийманні ТВЗ проводилося вимірювання спектра по всій довжині ТВЗ.

Виміряні -спектри, отримані при різних значеннях вигоряння, збагачення і часу витримки, приведені на рис. 8.

Аналіз виміряних спектрів власного -випромінювання ВЯП дозволив виявити основні закономірності:

для ТВЗ з великою витримкою добре виділяються піки в області 661 кеВ, 604 кеВ, 795 кеВ і 511 кеВ;

при витримці ядерного палива від декількох місяців до декількох років на спектрах (лінія 1) добре виділяються і ідентифікуються піки з енергіями 511 кеВ, 604,7 кеВ (134Cs), 661,6 кеВ (137Cs), 724 кеВ (95Zr), 762 кеВ (підсумування 95Zr і 95Nb), 796,5 кеВ (134Cs), 1167,9 кеВ (134Cs), 1489 кеВ (144Ce);

немає чітких піків для ТВЗ з невеликою витримкою в БВ добре виділяється тільки пік в області 760 кэВ. Цей пік може визначатися підсумуванням - випромінювання ізотопів (95Zr і 95Nb, частково 134Cs).

піки -випромінювання ізотопів 103Ru, 106Ru, 154Eu визначаються не на всіх спектрах;

інтенсивність -випромінювання ТВЗ з невеликою витримкою в БВ істотно перевищує інтенсивність випромінювання від витриманих ТВЗ.

Порівняння експериментально отриманих даних відношення активності 134Cs і 137Cs з результатами імітаційного моделювання (рис. 9.) показує, що має місце не тільки якісний, але і кількісний збіг залежності вказаного відношення від витримки і вигоряння ЯП. Це торкається передусім того часу витримки, при якому здійснюється відвантаження ВЯП на тривале зберігання в ССВЯП. Подібна схожість спостерігається і для залежності вказаного відношення від вигоряння ЯП і початкового збагачення ЯП.

Порівняння експериментальних даних про відношення активності рухливих 134Cs і 137Cs з експериментальними даними про відношення активності малорухливих 95Nb, 95Zr і рухливого 137Cs (95Nb/137Cs, 95Zr/137Cs), отриманими для однієї ТВЗ з витримкою біля півроку (рис.10.), показує, що є практична можливість визначення стану оболонки ТВЗ. Відношення активності 134Cs і 137Cs буде однаковим для герметичної і негерметичної ТВЗ. У випадку герметичної ТВЗ це відношення визначається вигорянням, витримкою, збагаченням (для 0,72 для спектра, що розглядається ). У свою чергу, відношення активності 95Nb, 95Zr і 137Cs буде залежати від стану оболонки, у разі герметичної ТВЗ відношення дорівнюють 12,1 та 4,9 для 95Nb і 95Zr, відповідно, а отримане на основі відношень активності значення вигоряння повинно відповідати отриманому на основі відношення активності 134Cs і 137Cs. При розгерметизації ТВЗ відношення активності малорухливих 95Nb, 95Zr і рухливого 137Cs повинні бути більшими, а отримане значення вигоряння не буде відповідати отриманому на основі відношення активності 134Cs і 137Cs. Крім того, порівняння експериментально отриманого спектра з результатами моделювання апаратурного спектра (рис. 7 і 10) показує, що має місце хороший якісний збіг, що підтверджує і результати аналізу впливу витоку рухливих ПП на вигляд апаратурного спектра (рис. 9). Враховуючи складність процесів, що досліджуються, таке узгодження потрібно вважати свідченням того, що вибір відмінності відношень активності рухливих і малорухливихомих ПП як критерій наявності дефектного твела досить обґрунтований.

У додатку наведені документи, що свідчать впровадження отриманих результатів.

ВИСНОВКИ

Проведене в рамках дисертаційної роботи дослідження систем РТК ЯП дозволило зробити такі висновки:

1. Існуючі системи РТК ЯП не забезпечують виконання необхідного обсягу контролю стану ТВЗ без зниження показників економічності експлуатації АЕС. Запропоновано концепцію побудови системи РТК на основі результатів вимірювань власного випромінювання ВЯП в процесі перевантаження, включаючу:

новий метод КГО твелів, здійснюваний при перевантаженні ТВЗ, заснований на аналізі спектра -випромінювання, що вимірюється при вийманні ТВЗ з АЗ реактора, і порівнянні співвідношення активності рухливих і малорухливих ПП між собою та з очікуваними значеннями;

новий метод визначення вигоряння ВЯП, який здійснюється при перевантаженні ТВЗ і не потребує для його реалізації додаткового часу, заснований на аналізі спектра -випромінювання, що вимірюється при перевантаженні ТВЗ в БВ або АЗ і розрахунку вигоряння на основі відношення активності ізотопів 134Cs і 137Cs. При збільшенні витримки для розрахунку використовується абсолютна активність 137Cs.

2. Удосконалена методика розрахунку ізотопного складу ПП в ВЯП при різних значеннях вигоряння, витримки і початкового збагачення, дозволяє моделювати лінійчасті спектри власного -випромінювання ВЯП. Отримано залежності, які пов'язують активність ПП з вигорянням, збагаченням, витримкою. Показано, що оптимальним для визначення вигоряння є вимірювання відношення активності 134Cs і 137Cs.

3. Дослідження впливу самовбирання -випромінювання в ТВЗ і ефективності реєстрації на лінійчастий спектр власного -випромінювання ТВС при різних значеннях енергії випромінювання, що реєструється, показало, що із збільшенням енергії при реєстрації власного -випромінювання ТВЗ спостерігається два конкуруючих процеси --збільшення частки високоенергетичних -квантів, що попали в чутливий об'єм детектора, за рахунок впливу самовбирання і зменшення кількості зареєстрованих -квантів, за рахунок зниження ефективності реєстрації детектора.

4. Аналіз лінійчастих спектрів -випромінювання ВЯП при різних значеннях вигоряння, початкового збагачення і витримки показав, що є лінії -випромінювання ПП, які дозволяють оцінити вигоряння і ідентифікувати ТВЗ з дефектним твелом.

5. На основі аналізу моделі вимірювань, методів і пристроїв для реєстрації спектрів -випромінювання запропонована структура технічних засобів системи РТК з використанням детекторів на основі CdTe і CdZnTe, проведено опробування макетного зразка системи в реальних промислових умовах на АЕС.

6. Удосконалена модель дозволяє імітувати апаратурні спектри системи, що отримуються технічними засобами РТК. В цій моделі враховані особливості детекторів, що використовуються. Проведено моделювання апаратурних спектрів при проведенні вимірювань -випромінювання ВЯП, отримано збіг модельного спектра з експериментальним. Моделювання апаратурних спектрів при різних значеннях характеристик технічних засобів РТК і різних характеристиках ВЯП, що контролюється, показано, що досягнуті технічні показники обладнання дозволяють надійно визначати вигоряння ЯП і ідентифікувати ТВЗ з дефектним твелом.

7. Розроблено і виготовлено експериментальну установку для дослідження методів КГО ТВЗ і вигоряння ЯП в реальних умовах на АЕС. Проведено дослідження більше ніж 200 реальних ТВЗ з різними значеннями вигоряння, витримки і початкового збагачення, дослідження ТВЗ з дефектними твелами не проводилися в зв'язку з їх відсутністю. Отримані експериментальні результати підтвердили якісну і кількісну розрахункову залежність що використовується для визначення вигоряння. Крім того, отримані експериментальні результати підтвердили якісні залежності, які можуть бути використані для ідентифікації негерметичного твела.

СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ ПРАЦЬ ЗА ТЕМОЮ ДИСЕРТАЦІЇ

1. Создание системы перегрузки ядерного топлива нового поколения/ Максимов М.В., Маслов О.В., Майсян И.Г., Галченков О.Н., Билей Д.В., Пышный В.М., Дацюк Т.А., Ляшенко О.В. // Атомная энергия. -- 1995. -- Т.74, вып.4. -- С.281--283.

2. Билей Д.В., Маслов О.В. Изучение характеристик CdTe-детекторов гамма-излучения// Тp. Одес. политехн. ун-та. -- Одесса, 1998. -- Вып. 1 (5). -- С. 176--183.

3. Билей Д.В., Маслов О.В. Анализ возможности использования CdTe-детекторов для создания систем контроля состояния ядерного топлива на АЭС // Автоматика. Автоматизация. Электротехн. комплексы и системы. -- 1998. -- №1(4) -- С.141--148.

4. Определение глубины выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки / Маслов О.В., Олейник С.Г., Кальнев Л.Л., Савельев С.А // Автоматика. Автоматизация. Электротехн. комплексы и системы. -- 2000. -- №1(6) -- С.141--148.

5. Маслов О. В., Максимов М.В., Олейник С. Г. Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки // Тp. Одес. политехн. ун-та. -- Одесса, 2000. -- Вып. 3 (12). -- С. 50--55.

6. Галченков О.Н., Маслов О.В, Олейник С.Г. Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма-спектрометре // Ядерная и радиационная безопасность -- Киев, 2000. -- Т. 3, вып. 3. -- С.61 -- 63.

7. Маслов О.В., Олейник С.Г. Автоматизированная система контроля распределения продуктов деления в ТВС ВВЭР-1000 при проведении перегрузки ядерного топлива// Вторая рос. междунар. конф. "Учет, контроль и физ. защита ядерн. материалов", Обнинск, 22--26 мая 2000г. --С. 70--88.

8. Автоматизированная система определения глубины выгорания ядерного топлива при проведении ТТО / Маслов О.В., Олейник С.Г., Максимов М.В., Кальнев Л.Л. // Междунар. конф. Укр. ЯО "Модернизация АЭС с реакторами ВВЭР", Киев, 21--23 сент. 1999 г. -- С. 21.

9. The degradation of CdZnTe crystals in an electrical field/ Мокрицкий В.А., Маслов О.В., Бойко В.А., Савельев С.А. // Междунар. научн. конф. "Весна сенсоров в Одессе", г. Одесса, 15--16 октября 1999 г. -- С.19.

10. Маслов О.В., Олейник С.Г. Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ/ Междунар. конф. Укр. ЯО "Обращение с ОЯТ", Киев, 19--20 сент. 2000 г. -- С. 42.

11. Digital system of checking a distribution of fission products in fuel assembly VVER in real time during an overload/ Maslov O., Galchenkov O., Suharev K., Oleynik S. // Book of Abstracts Nuclear Science Symposium, Lyon, France, 15--20 October 2000 -- Р. 293.

АНОТАЦІЇ

Маслов Олег Вікторович. Система радіаційно-технологічного контролю відпрацьованого палива легководних ядерних енергетичних установок. --Рукопис.

Дисертація на здобуття вченого ступеня кандидата технічних наук по спеціальності 05.14.14. --Теплові і ядерні установки. -- Одеський державний політехнічний університет, Одеса, 2001.

Дисертація присвячена розробці системи РТК для виявлення розгерметизованих оболонок твелів і визначення вигоряння ЯП шляхом вимірювань -випромінювання ТВЗ. Проведено аналіз умов експлуатації ТВЗ з великими глибинами вигорянь. Проаналізовано і узагальнено методи оцінки вигоряння ВЯП. Проведено імітаційне моделювання лінійчастого та апаратурного спектрів -випромінювання ТВЗ, що дозволяє описати активність основних продуктів поділу (ПП), з урахуванням ефективності реєстрації і самовбирання, в залежності від початкового збагачення ЯП ізотопом 235U, вигоряння і часу витримки після вивантаження з АЗ. Змодельовані відношення різних ізотопів ПП що знаходяться в ВЯП. На основі спектрометра з CdTe(CdZnTe)-напівпровідниковим детектором створено прототип технічних засобів для вимірювання -випромінювання ВЯП. Проведені вимірювання більше за 200 ТВЗ, визначені експериментальні параметри моделі. Визначені залежності для визначення вигоряння палива та ідентифікації ТВЗ з дефектним твелом.

Ключові слова: ЯП, ТВЗ, ПП, ВЯП, РТК, неруйнуючий контроль ЯП, вигоряння, збагачення, -випромінювання, лінійчастий спектр, ефективність реєстрації, самовбирання, спектрометр, CdTe, CdZnTe.

Maslov Oleg Victorovich. The system of radiation technological control of burnup fuel of light water nuclear power installations. -- Manuscript.

Dissertation on the candidate of engineering science degree on speciality 05.14.14. -- Thermal and nuclear installations. -- Odessa State Polytechnic University, Odessa, 2001.

The dissertation is devoted to development of a system of Radiation Technical Control (RTC) for revealing of depressurized hulls of fuel rods and determining the burnup of Nuclear Fuel (NF) via measurements of -radiation of Fuel Assemblies (FA). The analysis of FA exploitation conditions with large burnup has been carried out.

The methods for estimation of Irradiated Nuclear Fuel (INF) burnup have been analyzed and generalized. The simulation of line and apparatus spectra of -radiation of FA which allows one to describe specific radioactivities of basic fission product (FP) with account of effectiveness of registration and self-absorption depending on the initial enrichment of NF with isotope 235U, burnup, reactor WWER-1000 being in the basic working regime and the time of delay after extracting out of the Reactor Core (RC) has been carried out.

The ratio of different isotopes of FP being in INF has been modeled. On the basis of a spectrometer with CdTe(CdZnTe)-semiconductor detector, a prototype of technical means for measuring INF, has been created. Measurements for more than 200 FA have been carried out and experimentally determined parameters of the model have been defined.

The dependencies for control of fuel burnup and identification of FA with a defect fuel rod have been established.

Key words. NF, FA, FP, INF, RTC, non-destructive control of NF, burnup, enrichment, -radiation, line spectrum, registration efficiency, self-absorption, spectrometer, CdTe, CdZnTe.

Маслов Олег Викторович. Система радиационно-технологического контроля отработавшего топлива легководных ядерных энергетических установок. -- Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.14. -- Тепловые и ядерные установки. -- Одесский государственный политехнический университет, Одесса, 2001.

Проанализированы и обобщены методы определения выгорания ОЯТ. Выгорание топлива может оцениваться по косвенным характеристикам на основании данных измерений нейтронного и -излучения. Измеряя собственное -излучение ТВС можно идентифицировать ПД и оценить их активности. Отклонение измеренной активности легкоподвижной группы ПД от нормируемых табличных значений либо от активности малоподвижных ПД на определенную величину определяет факт их отсутствия под оболочкой твэла и, следовательно, позволяет выявить, что легкоподвижные ПД через дефект оболочки под действием перепада давления покинули твэл. Это свидетельствует о наличии в нем дефекта, т.е. регистрируется факт разгерметизации.

Использовалась модернизированная методика имитационного моделирования процессов РТК на основе обобщения опубликованных данных с учетом накопления ПД, естественного распада, радиационного захвата нейтронов и деление всех актиноидов. Получены результаты для условия, что ЯР работает в базовом режиме, в виде решения, позволяющего связать активности основных ПД с обогащением, выгоранием и временем выдержки. Полученные данные представляются в виде идеального линейчатого спектра -излучения ОЯТ, т.е. в виде зависимости числа зарегистрированных -квантов от значения энергии изотопа. Линейчатый спектр определяется как сумма произведений квантового выхода для каждой -линии одного из изотопов ПД на активность указанного изотопа в исследуемом образце. Спектр учитывает влияние самопоглощения и зависимость эффективности регистрации в пике полного поглощения от энергии излучения. Результаты имитационного моделирования представлены в координатах: выгорание -- отношение активностей изотопов по отношению к 137Cs при различных значения начального обогащения.

Приведено выражение для описания многокомпонентных радиометрических измерений. Основу измерительной системы (ИС) составляет спектрометр -излучения с полупроводниковым детектором на основе теллурида кадмия. Для анализа возможности применения изготовленного спектрометра в системе РТК состояния ЯТ разработана методика моделирования аппаратурных спектров при измерении собственного -излучения ОЯТ при различных глубинах выгорания и степени негерметичности оболочки. Методика основана на положениях: спектр изотопов с большим количеством -квантов представляется в виде линейной комбинации моноэнергетичных спектров в геометрии "узкого пучка"; имитируется изменение, моноэнергетичного спектра за счет взаимодействия с материалом окружающей технологической среды и топливной матрицей. Определено, что при газовой неплотности в приведенном диапазоне энергий наблюдается снижение количества отсчетов, а при утечке изотопов цезия существенно изменяется вид спектра. Анализ результатов моделирования аппаратурных спектров позволяет сделать вывод о том, что изготовленный спектрометр на основе CdZnTe (CdTe) удовлетворяет требованиям идентификации ТВС, содержащей твэлы с негерметичной оболочкой, и пригоден для определения выгорания ЯТ с использованием анализа активности ПД. Для экспериментального обоснования предлагаемой технологии РТК ОЯТ и проверки результатов имитационного моделирования проведены измерения -излучения ТВС на АЭС. Измерения проводились на 200-х ТВС на всех блоках Запорожской АЭС, которые хранятся в бассейне выдержки. Более 20-ти ТВС измерялось дважды с выдержкой один год. Анализ измеренных спектров собственного -излучения ОЯТ позволил выявить основные закономерности.

Ключевые слова: ЯТ, ТВС, ПД, ОЯТ, РТК, неразрушающий контроль ЯТ, выгорание, обогащение, -излучение, линейчатый спектр, эффективность регистрации, самопоглощение, спектрометр, CdTe, CdZnTe.

Размещено на Allbest.ru

...