Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ КОНТРОЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ ХРАНИЛИЩ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива на объектах использования атомной энергии и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения (К_эфф) бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Основным экспериментальным методом при исследовании коэффициента размножения К_эфф хранилищ ядерного топлива можно считать импульсный нейтронный метод в разных модификациях (Ю.А.Казанский, Е.С.Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр.104). В случае «α-метода», по измеренной постоянной спада (α, 1/с) потока нейтронов после импульса источника нейтронов и рассчитанным значениям времени генерации мгновенных (Λ, с) и доли запаздывающих (β_эфф) нейтронов, вычисляют реактивность (ρ), которая по определению связана с К_эфф:

ρ/β_эфф=1+α·Λ/β_эфф,

ρ=(1-К_эфф)/К_эфф

Также известен способ контроля безопасности бассейнов выдержки ХОЯТ Ленинградской АЭС. (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РДЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005).

Контроль безопасности осуществляют на основе сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада α^пр.

Расчетные и измеренные значения получают следующим образом.

Расчетным путем определяют области бассейна выдержки с наибольшими размножающими свойствами, для этих областей расчетом определяют К_эфф при постулируемых проектных и запроектных авариях;

Под размножающими свойствами среды понимают свойства, характеризующие способность среды к поддержанию цепной реакции деления ядер, например, эффективная объемная плотность делящихся ядер, или эффективная плотность источников нейтронов деления.

В указанных областях расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой К_эфф≤0.95 в постулируемых аварийных ситуациях; моделируя импульсный эксперимент в данной области БВ, определяют расчетную постоянную спада нейтронного потока α^пр при найденной выше граничной глубине выгорания. При проведении (и моделировании) импульсного эксперимента импульсный источник нейтронов (в эксперименте - импульсный нейтронный генератора, ИНГ) помещают в исследуемой области хранилища. Нейтронный детектор (его расчетную модель) размешают на некотором расстоянии от источника - там, где требуется определить постоянную спада потока нейтронов. В этом месте измеряют поток нейтронов во времени после импульса источника как количество отсчетов детектора нейтронов n_τ(t) в заданном малом интервале времени τ. Математически обработав полученную зависимость потока нейтронов от времени, вычисляют постоянную спада потока нейтронов в выбранной области хранилища, находящегося в заданных условиях; измеряют в эксперименте постоянную спада нейтронного потока в ряде точек исследуемого фрагмента БВ хранилища нейтронным детектором с использованием ИНГ и осуществляют контроль подкритичности на основе сопоставления измеренных значений постоянной спада α с рассчитанным предельным ее значением α^пр (условие безопасности - min|α|>|α^пр|).

Этот способ не предполагает прямой оценки безопасности хранилища по максимальным полученным значениям К_эфф (или минимальной подкритичности 1 - К_эфф) реального БВ, что определено нормативными документами (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005) по обеспечению безопасности. Степень безопасности БВ определяется через постоянную спада нейтронного потока в некоторой области БВ, а не через К_эфф или подкритичность, как заявлено в работе, обсуждавшейся выше.

Постоянного контроля величин, характеризующих безопасность - К_эфф, подкритичности, постоянной спада потока нейтронов - в описанной методике не ведется. А импульсный эксперимент и используемый в методике расчет хранилища не могут быть достаточно частыми из-за сложности их реализации.

Введение постоянного нейтронно-физического контроля - естественное условие повышения безопасности эксплуатации ХОЯТ.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов.

Для достижения указанного результата предложен способ контроля безопасности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, заключающийся в том, что предварительно рассчитывают нейтронно-физические характеристики БВ, выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент, помещая в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов и, определяя поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора n_τ(t), вычисляют по этой зависимости постоянные спада, и осуществляют контроль безопасности на основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада α^пр, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения

К_эффi(t)=1-[1-(К_эфф)_макс]·[N_i0/N_i(t)], где

(К_эфф)_макс - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,

N_i0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,

N_i(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,

при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.

Кроме того, в качестве характеристики размножающих свойств принимают эффективную плотность источников нейтронов деления в данной области.

Кроме того, в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения К_эфф, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) (отн. ед.) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α₀ (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов β_эфф.

Для оценки К_эфф БВ ХОЯТ по результатам импульсного эксперимента настоящий способ использует допущение, что при некоторых условиях, уточняемых в расчете, можно измерить сигнал нейтронного детектора после импульса ИНГ в виде, достаточно близком к получаемому из уравнений «точечной» модели нейтронной кинетики с импульсным источником:

где Q - величина, пропорциональная мощности нейтронного импульса, α - постоянная спада потока мгновенных нейтронов.

Вклад запаздывающих нейтронов и нейтронов внутреннего источника (спонтанное деление и (α,n)-реакция) учитываются как практически постоянный во времени фон.

В рамках точечной модели кинетики имеет место связь постоянной спада потока мгновенных нейтронов с эффективным коэффициентом размножения через параметры времени генерации мгновенных и доли запаздывающих нейтронов:

Импульсный эксперимент с использованием ИНГ должен проводиться в наиболее потенциально опасной области БВ с максимумом размножающих свойств и плотности источников нейтронов деления. Координаты этой области (ячейки) в плоскости БВ X-Y и по высоте ячейки с топливной сборкой находятся из условно-критического расчета на К_эфф. В этом месте, как показывают расчеты, находится и максимум значений постоянной спада α_р(r_i), получаемый при моделировании экспериментов с ИНГ.

Для дополнительной экспериментальной оценки степени достоверности расчетных результатов, уточнения мест расположения ИНГ и детектора нейтронов в ходе импульсного эксперимента и мест расположения детекторов системы постоянного контроля, необходимо измерить распределение потока нейтронов по высоте БВ в предполагаемом месте проведения импульсного эксперимента. При этом получаются данные как об абсолютной величине сигнала детектора (потока нейтронов), так и о форме относительного нейтронного распределения. Измерения могут быть проведены и в предполагаемых местах постоянного контроля потока нейтронов.

Условия проведения импульсного эксперимента - расположение детектора в БВ (r_i), расстояние «детектор-мишень ИНГ», временные параметры измерений по импульсному методу - подбираются с учетом результатов выше перечисленных расчетов и измерений нейтронных распределений и расчетного моделирования импульсного эксперимента. В ходе эксперимента эти условия и параметры уточняются. При этом измеряют количество отсчетов нейтронного детектора, зарегистрированных на последовательных временных интервалах (каналах временного анализатора) после импульса нейтронов ИНГ. Частота импульсов ИНГ ~10 Гц при длительности импульса ~1 мкс и выходе нейтронов ~10⁷…10⁸ нейтр./имп. Ширина каналов анализатора 10 мкс, их количество ~1000. Импульсы ИНГ повторяют (до нескольких десятков тысяч пусков) - для набора приемлемой статистики счета в каналах анализатора: от ~10² отсчетов в конце временного спектра, до ~10⁴ - в его максимуме. По методу наименьших квадратов для соотношения (1) определяют постоянную α_и(r_i) во временной области экспоненциального спада потока нейтронов. Относительная статистическая погрешность постоянной спада в одном эксперименте должна быть, как правило, 1%. Измерения можно провести в нескольких местах БВ для подтверждения максимума постоянной спада в выбранной по расчету области бассейна.

Предлагаемый способ контроля выполнения условия безопасности эксплуатации хранилища основан на консервативном подходе к основной характеристике - К_эфф. Выполнив выше указанные расчеты и импульсный нейтронный эксперимент, можно получить ряд значений: К_эффр; К_эфф(α₀); К_эфф(α_Σ·min[α_и(r_i)/(α_р(r_i]); К_эфф(max{α_и(r_i);α_p(r_i}). При этом расчетные и экспериментальные значения «локальной» постоянной спада α_p(r_i) и α_и(r_i) определяются как размножающими свойствами среды в области БВ, выбранной для исследования, так и пространственно-временными условиями измерений и расчетов (геометрия, время после импульса). Сопоставляемые значения α_p(r_i) и α_и(r_i) следует рассматривать в близких пространственно-временных условиях, а также при относительно наиболее слабой зависимости от времени и координаты (приближение к выполнению условия (1)). Тогда их отношение дает возможность поправки на рассогласование расчетных и экспериментальных результатов для постоянной спада.

Исходя из основного условия обеспечения ядерной безопасности хранилища ОЯТ - К_эфф≤0.95 [4] (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005), проверяется выполнение этого условия для всех полученных расчетно-экспериментальных оценок К_эфф, характеризующих как БВ в целом, так и его область с наибольшими размножающими свойствами. Выбирается максимальная из полученных оценка - (К_эфф)_max. Нарушение условия безопасности для этой оценки требует дополнительного анализа полученных результатов и, как крайнюю меру, изменений в загрузке БВ.

В выбранных по результатам расчетов, измерений и из соображений симметрии местах БВ - с максимальными размножающими свойствами и потоком нейтронов - устанавливают детекторы системы непрерывного измерения нейтронного потока (не менее 4-х делекторов в каждом БВ), соединенные линиями связи с аппаратурой измерительно-вычислительных каналов. При этом, после калибровки, в качестве выходной информации но каждому каналу система дает значения сигналов детекторов N,o и введенное значение (К_эфф)_max. Т.о., используя известную формулу обратного умножения для числа нейтронов в размножающей системе с собственным источником, получают возможность постоянного во времени контроля значения К_эффi но непрерывно измеряемой величине сигнала каждого детектора N_i - в предположении постоянства в данных точках хранилища эффективной интенсивности источника нейтронов:

Организуется создание, хранение и чтение архивных файлов с показаниями каналов системы во времени.

Система контроля включает предупредительно-аварийную сигнализацию по превышению заданных уставок - предельных значений К_эфф и возрастания его текущего значения ΔК_эфф - при изменении сигналов детекторов.

С течением времени по определенному регламенту проводятся расчетно-экспериментальные работы для корректировки - по (К_эфф)_max - показаний измерительных каналов с учетом изменений в свойствах загрузки БВ.

На чертеже показаны распределения потока нейтронов по высоте 4-го БВ ХОЯТ Смоленской АЭС, измеренное как скорость счета нейтронной камеры и рассчитанное по программе STEPAN-ХОЯТ в задаче с источником. В таблице показаны некоторые результаты расчетов и импульсных измерений применительно к тому же БВ. Экспериментальное (α_иi) и расчетное (α_pi) значения константы спада относятся к месту расположения детектора нейтронов на 75 см ниже верхнего уровня топлива в БВ. Относительные погрешности расчетных параметров (β_эфф=0.0063, Λ=0.00032 с) приняты равными 10%.

Таким образом предложение позволяет повысить безопасность ядерноопасного объекта за счет расчетно-экспериментального определения эффективного коэффициента размножения при нескольких методиках оценки его величины и постоянного во времени аппаратурного контроля этой величины.