Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ШУМОВОГО КОНТРОЛЯ ПАРАМЕТРОВ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ХРАНИЛИЩ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Согласно правилам безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива (НП-061-05) основным параметром ядерной безопасности ХОЯТ является эффективный коэффициент размножения нейтронов (К_эфф). Эффективный коэффициент размножения нейтронов при хранении ЯТ не должен превышать 0.95 как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Известные способы контроля параметров ядерной безопасности ХОЯТ основаны на измерении потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора после ввода нейтронного импульса от генератора нейтронов [Ю.А. Казанский, Е.С. Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр. 104; Сомов И.Е., Николаев С.А., Чернов В.А. и др. Установка контроля подкритичности заданных областей БВ ХОЯТ. VII Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» ОАО «Концерн Росэнергоатом», 2010, с. 129].

Согласно известному способу [Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РДЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005], включающему измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, в представляющую интерес область БВ ХОЯТ вводят нейтронный импульс от генератора нейтронов и измеренную постоянную спада α потока нейтронов после нейтронного импульса сравнивают с расчетной постоянной спада, вычисленной при К_эфф=0.95 и при использованном в эксперименте размещении источника и детектора нейтронов. Рассматриваемая область удовлетворяет требованиям ядерной безопасности, если измеренная постоянная спада превышает указанную расчетную по модулю.

Также известен способ [RU 2488181 C1, 20.07.2013], включающий измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, когда в исследуемую область БВ ХОЯТ вводят нейтронный импульс от генератора нейтронов и по измеренной постоянной спада α потока нейтронов после нейтронного импульса, используя предварительно рассчитанные параметры нейтронной кинетики, - время генерации мгновенных нейтронов Λ и долю запаздывающих нейтронов β_эфф, - вычисляют реактивность по формуле Росси:

Затем вычисляют контролируемую величину - эффективный коэффициент размножения нейтронов, по определению связанный с реактивностью:

Рассматриваемая область удовлетворяет требованиям ядерной безопасности, если эффективный коэффициент размножения не превышает 0.95.

Недостатки известных способов контроля состоят в следующем.

- Невозможность постоянного непрерывного контроля параметров ядерной безопасности.

- Необходимость специальной организации экспериментов для определения измеряемых величин.

- Сложность организации экспериментов с импульсным источником нейтронов.

- Малый ресурс импульсного нейтронного генератора.

- Использование в процедуре контроля расчетных величин, адекватность которых исследуемой среде требует специального обоснования и подтверждения.

- Использование в качестве характеристики размножающих свойств бассейна выдержки эффективной плотности источников нейтронов деления, которая является ненаблюдаемой величиной и определяется расчетным способом, который может давать большую погрешность.

Задачей изобретения является исключение указанных недостатков.

Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС.

Заявленный технический результат достигается тем, что в способе контроля параметров ядерной безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, включающем измерение потока нейтронов во времени как числа отсчетов детектора, поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора n(t), временной ряд отсчетов детектора моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка

следующим из уравнения кинетики в интегро-дифференциальной форме [Юферов А.Г. О численном решении интегральных уравнений точечной нейтронной динамики ядерного реактора. Препринт ФЭИ-2977. 2003. - 36 с.]:

где - реактивность в Λ-шкале,

ρ - абсолютная реактивность,

Λ - время генерации мгновенных нейтронов,

t - время,

h(t) - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов,

Q - независимый стационарный источник,

реактивность r бассейна выдержки определяют по соотношению

,

где коэффициент авторегрессии c₁ определяют по соотношению

где (n₀,n₁, … n_m) - отсчеты детектора, взятые с шагом Т.

Контроль безопасности осуществляют путем постоянного отображения на мониторе текущей величины эффективного коэффициента размножения

и сопоставления ее с максимальным допустимым значением.

По сравнению с известным способом [RU 2488181 C1, 20.07.2013] здесь присутствует только один расчетный параметр - время генерации Λ.

В частных случаях реализации способа предлагается следующее:

- осуществлять непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора;

- осуществлять непрерывный мониторинг реактивности путем определения реактивности для каждого очередного отсчета детектора в процессе перемещения детектора в объеме БВ ХОЯТ по заданной траектории;

- определять коэффициент авторегрессии c₁ для каждого очередного отсчета детектора n_m+1 по рекуррентным соотношениям

- измерять шум стационарного потока нейтронов минимум двумя пространственно разнесенными детекторами;

- измерять шум стационарного потока нейтронов в предварительно определенных расчетом областях БВ с максимальными размножающими свойствами;

- определять локальные значения реактивности для отдельных областей БВ ХОЯТ по отсчетам детекторов, размещенных в указанных областях;

- определять реактивность БВ ХОЯТ как среднее локальных значений реактивности;

- определять реактивность БВ ХОЯТ по суммарному сигналу детекторов;

- размещать детекторы в объеме БВ ХОЯТ согласно математическим критериям равномерной распределенности пространственных точек.