РБ 018-01
Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС
Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)
РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ |
|
|
Утверждена постановлением Госатомнадзора России от 17 декабря 2001 г, №14 |
МЕТОДИКА НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ АЭС
РБ-018-01
Введена в действие с 1 марта 2002 г.
Москва 2001
Руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" предназначено для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов водо-водяных энергетических реакторов, и может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.
Настоящее руководство разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
Документ выпускается впервые.
Документ разработан специалистами НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России Бородкиным Г.И., Хренниковым Н.Н., Столбуновым А.Ю., Фединой Л.Е. при участии специалиста ЦМИИ ГНМЦ "ВНИИФТРИ" Григорьева Е.И. и профессора МИФИ Трошина В.С.
Содержание
Список сокращений и основных обозначений Термины и определения* 1. Общие положения 2. Основные принципы организации облучения детекторов флюенса нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР 3. Метод нейтронного контроля и основные объекты метрологического обеспечения нейтронно-активационных измерений на корпусах ВВЭР 4. Требования к нейтронно-активационным средствам измерений 5. Требования к средствам и методике измерения активности детекторов 6. Требования к типовой методике определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля 7. Рекомендации по использованию результатов измерений для проверки обоснований флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР Приложение 1 (рекомендуемое) Порядок установки и снятия облучательного устройства, способы и схемы размещения детекторов за корпусами ВВЭР Приложение 2 (рекомендуемое) Характеристики детекторов флюенса нейтронов Приложение 3 (рекомендуемое) Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля Литература:
|
Список сокращений и основных обозначений
АЭС - атомная электрическая станция
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
МВИ - методика выполнения измерений
ППН - плотность потока нейтронов, нейтр./(см2·с)
ППП - пик полного поглощения
ТВС - тепловыделяющая сборка
Ф - скорость накопления флюенса нейтронов, нейтр./(см2·с)
- активность в i-м нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро
Е - энергия нейтронов, МэВ
F - интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2
Р - уровень доверительной вероятности
Термины и определения*
Детектор-монитор - нейтронно-активационный детектор, облучаемый совместно с другими детекторами или наборами детекторов, результаты измерений которого используются для приведения результатов измерений разных детекторов к одинаковым условиям облучения по пространственной переменной (например, для учета пространственной градиента поля быстрых нейтронов).
Детекторы флюенса нейтронов - нейтронно-активационные детекторы, которые облучаются длительное время (например, в течение кампании работы реактора) и период полураспада продукта реакции которых сравним с временем облучения.
История мощности реактора - фиксируемое во времени изменение полной тепловой мощности реактора относительно номинального значения.
Нейтронный контроль - определение отклика детекторов флюенса нейтронов на основе измерений их активности и последующая расчетно-экспериментальная оценка интегральных по времени характеристик поля нейтронов (флюенса, скорости накопления флюенса).
Отклик детектора - функционально зависимая от характеристик поля нейтронов характеристика облученного детектора (например, число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции под действием нейтронов).
Скорость накопления флюенса быстрых нейтронов Ф - средняя за время накопления флюенса быстрых нейтронов (например, время кампании или облучения) ППН, приведенная к номинальному уровню тепловой мощности реактора.
* - В разделе не приведены термины и определения, имеющие общетехническое значение и определенные в ГОСТах или в других нормативных документах.
1. Общие положения
1.1. Настоящее руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" (далее - РБ) разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
1.2. РБ содержит методику нейтронного контроля, предназначенную для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов реакторов типа ВВЭР.
1.3. РБ определяет порядок и методические условия проведения измерений активности и отклика детекторов флюенса нейтронов, а также методические условия для расчетно-экспериментальной оценки флюенса, скорости накопления флюенса и спектральных характеристик поля нейтронов с использованием нейтронно-активационных детекторов, устанавливаемых на внешней поверхности корпусов ВВЭР действующих АЭС. Контролируемый энергетический диапазон нейтронов определяется его значимостью с точки зрения радиационного повреждения стали корпуса реактора и сравнения с расчетными результатами.
1.4. РБ применимо к действующим реакторам АЭС типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
1.5. РБ может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.
2. Основные принципы организации облучения детекторов флюенса нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР
2.1. Принципы размещения детекторов у корпуса реактора и их облучения
Для размещения детекторов на внешней поверхности корпуса используется специальное облучательное устройство. Его устанавливают в свободном от штатного измерительного оборудования пространстве воздушного зазора. Размеры зазора позволяют разместить устройство с детекторами так, чтобы исключалось их влияние на работу оборудования и систем реактора во время эксплуатации. Поскольку РБ рекомендует проведение разовых измерений (за время одной кампании работы реактора), облучательное устройство не создает помех при проведении регламентных профилактических работ в зазоре, так как должна предусматриваться легкая установка и снятие его во время открытия доступа к зазору.
Рекомендуемые способы, порядок установки и снятия устройства, размещения детекторов на устройстве описаны в приложении 1 (рекомендуемом). Пространственный диапазон размещения детекторов определяется конкретной задачей на конкретном реакторе.
3. Метод нейтронного контроля и основные объекты метрологического обеспечения нейтронно-активационных измерений на корпусах ВВЭР
3.1. Экспериментальный метод, заложенный в основу нейтронного контроля, - метод нейтронно-активационных измерений. Согласно этому методу, нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) облучаются в поле нейтронов. В детекторах происходит реакция активации или деления под действием нейтронов.
После окончания облучения измеряют наведенную активность в детекторе. По результатам измерений определяют отклик детектора - число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции. Значения отклика детекторов являются первичной величиной для сравнения с расчетными данными.
Значения числа реакций или скоростей реакций могут использоваться для расчетно-экспериментальной оценки характеристик поля нейтронов - флюенса и скорости накопления флюенса нейтронов. Методом такой оценки применительно к нейтронному контролю за корпусом ВВЭР может быть метод эффективных пороговых сечений, метод восстановления спектра нейтронов или метод сравнения с расчетными скоростями реакций.
3.2. Особенности нейтронного контроля за корпусами ВВЭР, которые должны учитываться при выборе детекторов и обработке результатов измерений:
▪ облучение детекторов длится, как правило, в течение всей кампании работы реактора (около 300 сут);
▪ активность детекторов измеряют через некоторое время после окончания облучения (примерно через неделю или более);
▪ температура среды во время облучения до 300°С;
▪ значительный гамма-фон во время облучения;
▪ история мощности реактора может иметь сложный непрогнозируемый вид, зависимый от эксплуатационного режима;
▪ с использованием реакторных данных существует возможность расчета многогрупповых спектров нейтронов и гамма-квантов в любой точке корпуса и околокорпусного пространства.
3.3. Применяемые в данном методе нейтронного контроля средства измерений и методики должны быть метрологически обеспечены. В соответствии с особенностями метода нейтронно-активационных измерений выделены три вида объектов метрологического обеспечения:
▪ регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов и облучательное устройство;
▪ специализированная радиометрическая установка на основе гамма-спектрометра с методикой выполнения измерений активности облученных детекторов;
▪ типовая методика определения отклика детекторов и контролируемых характеристик нейтронного поля по измеренной активности детекторов.
В разделах 4, 5 и 6 рассматриваются требования к указанным объектам.
4. Требования к нейтронно-активационным средствам измерений
4.1. Нейтронно-активационные средства измерений, применяемые при нейтронном контроле за корпусами ВВЭР, включают:
▪ регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов с измерительной оснасткой;
▪ облучательное устройство.
4.2. Допускается использование стандартизованных нейтронно-активационных детекторов. Детекторы могут представлять собой диски с предпочтительным диаметром 3 или 10 мм.
Аттестованные характеристики детекторов - число ядер нуклида-мишени, масса (или массовая толщина) детектора; массовая толщина по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n, y). Детекторы должны быть проверены на отсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1-4% (уровень доверительной вероятности Р принят равным 0,95).
Допускается применение нестандартизованных детекторов после аттестации их в установленном порядке.
4.3. Типы детекторов в наборе подбираются согласно требованиям конкретной задачи из реакций активации, перечень которых дан в приложении 2 (рекомендуемом).
Допускается расширение перечня по мере освоения новых реакций, чувствительных к контролируемому диапазону энергии нейтронов от 0,1 до 10 МэВ. Рекомендуется в набор детекторов включать реакции, чувствительные к тепловым нейтронам.
Характеристики, представленные в табл. П2-1 ÷ П2-3, рекомендуется использовать при планировании экспериментов.
Состав сборки, геометрия заполнения, маркировка и другие сведения документируются в протоколе облучения.
4.5. Облучательное устройство предназначено для фиксации сборок при облучении. Рекомендации по облучательному устройству приведены в приложении 1.
5. Требования к средствам и методике измерения активности детекторов
5.2. Активность облученных детекторов следует измерять на специализированной радиометрической установке (далее - установка) на основе гамма-спектрометра, аттестованной в установленном порядке.
Установка должна включать следующие обязательные элементы:
▪ гамма-спектрометр;
▪ контрольный источник;
▪ МВИ.
Дополнительно установка может комплектоваться специализированными эталонными мерами активности для реализации метода замещения, если это предусмотрено МВИ. Все элементы установки должны иметь эксплуатационную документацию и действующие свидетельства на комплектующие источники, представляемые вместе с установкой при ее аттестации.
5.3. Гамма-спектрометр может включать один или несколько измерительных трактов, собранных на основе спектрометрических сцинтилляционных или полупроводниковых детекторов, удовлетворяющих потребностям измерений активности источников согласно пункту 5.1.
Типичная погрешность измерений внешнего гамма-излучения от облученных детекторов должна составлять 3 - 5 % (уровень доверительной вероятности Р принят равным 0,95).
5.4. Контрольный источник гамма-излучения предназначен для проверки сохранности аттестованных характеристик установки. Активность источника должна быть оптимальна по загрузочным характеристикам измерительного тракта. Энергия, используемая для контроля гамма-линий, должна соответствовать середине рабочего энергетического диапазона, а конструкция источника должна быть рассчитана на длительное интенсивное использование. Контрольный источник должен быть аттестован в установленном порядке.
5.5. Методика выполнения измерений активности облученных детекторов может реализовывать следующие три способа.
5.5.1. Первый способ основан на применении гамма-спектрометра, отградуированного по эффективности регистрации фотонов в рабочем диапазоне энергии, характерном для излучения продуктов реакций активации рекомендованной номенклатуры. Эффективность регистрации задана для условий точечного источника, размещенного на фиксированном расстоянии от кристалла детектора, в виде зависимости от энергии фотонов ε(Е). В этом случае экспериментально определяемая величина - скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj - связана с активностью соотношением:
, (1)
где ε(Еj) - значение эффективности для энергии Еj взятое из зависимости ε(Еj);
ηj - абсолютная интенсивность фотонов с энергией Еj для измеряемого радионуклида;
Ср - поправки на неидентичность детектора и точечного источника.
5.5.2. Второй способ основан на использовании дискретной чувствительности εij, измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная чувствительность задана для энергии фотонов Ej от радионуклида типа "i" и связывает измеряемую активность Ai, со скоростью счета Sij в ППП от фотонов с энергией Ej:
, (2)
При использовании этого способа автоматически исключается погрешность за счет аппроксимации ε(Е) и погрешность ηj, присутствующие в первом способе, а также поправка на каскадное суммирование.
5.5.3. Третий способ связан с применением специализированных эталонных мер активности гамма-источников, имитирующих облученные детекторы по типу радионуклида и его конструкции. Измерения выполняют путем сравнения детектора и меры на компараторе - гамма-спектрометре, а в качестве параметра сравнения используют соответствующие скорости счета импульсов Sj, в ППП:
, (3)
где Аe - активность эталонной меры на момент измерения.
5.6. При разработке методики и метрологическом исследовании установки необходимо определить все возможные факторы отличия измеряемого образца от условий градуировки и указать способы определения соответствующих поправок Ср или их конкретные значения. Основными факторами, требующими учета в поправках Ср, являются:
▪ отличие диаметра и толщины измеряемого детектора от градуировочного источника (или эталонной меры и детектора);
▪ каскадное суммирование фотонов;
▪ возможные эффекты от примесных излучений (например, инициированное характеристическое излучение в детекторе из ниобия).
5.7. Методика выполнения измерений активности нейтронно-активационных детекторов на конкретной установке должна соответствовать ГОСТ Р 8.563-96* "ГСИ. Методики выполнения измерений" и содержать:
▪ назначение и область применения;
▪ принцип (способ) измерения;
▪ описание счетных образцов (нейтронно-активационных детекторов);
▪ краткое описание установки;
▪ описание системы регламентированных характеристик установки для реализации методики;
▪ правила подготовки и выполнения измерений, включая контрольные измерения;
▪ способ и алгоритм обработки спектрограммы, перечень поправок и способы их определения,
▪ соотношения для определения суммарной погрешности активности для уровня доверительной вероятности 0,95,
▪ требования к оформлению результата;
▪ требования к квалификации работников.
Допускаются ссылки на стандартизованные методики или прошедшие метрологическую экспертизу частные методики и правила, а также допускается возможность изложения отдельных положений методики в виде приложений.
Метрологическая экспертиза и аттестация МВИ проводятся в установленном порядке.
, (4)
где tв - время выдержки от конца облучения до начала измерения активности;
λ - постоянная распада продукта реакции активации.
6. Требования к типовой методике определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля
6.1. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способ определения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин по результатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭР набором детекторов флюенса.
6.2. Методика предполагает наличие информации об истории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН в месте облучения детектора относительно полной тепловой мощности (истории локальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя на входе в реактор за время облучения.
6.3. Методика предполагает наличие расчетной или полученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации о спектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, в многогрупповом приближении).
6.4. Исходной экспериментальной информацией для последующей обработки и вычислений по данной методике является активность в нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения А0, сведения о которой занесены в Сводный протокол согласно пункту 5.8.
6.5. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля приведена в приложении 3 (рекомендуемом).
6.6. Результатом реализации методики должен быть Сводный протокол, куда заносятся результаты определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля. Обязательной величиной, приведенной в Сводном протоколе, должна быть активность детекторов , приведенная на конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с оцененной погрешностью для Р, равной 0,95.
7. Рекомендации по использованию результатов измерений для проверки обоснований флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР
7.1. Флюенс быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР может быть получен из расчетов переноса нейтронов. Экспериментальные данные, полученные в точках на внешней поверхности корпуса, могут быть использованы для сравнения с расчетными данными, полученными для этих же точек.
7.2. Для проверки обоснований расчетного флюенса в критических точках корпуса рекомендуется использовать экспериментальные данные, полученные на внешней поверхности корпуса, по возможности вблизи критических точек (например, для ВВЭР-440 - напротив азимутального максимума флюенса быстрых нейтронов на уровне сварного шва № 4; для ВВЭР-1000 - напротив высотного и азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).
7.3. В качестве экспериментального результата рекомендуется использовать активности , приведенные на конец облучения и на одно ядро. Следует проводить сравнение как абсолютных значений, так и относительных пространственных распределений активностей детекторов-мониторов.
7.4. При анализе обоснований флюенса или скорости накопления флюенса быстрых нейтронов, соответствующих эффективной пороговой энергии конкретного детектора Еэфф.i: рекомендуется использовать отношение:
, (5)
характеризующее степень отклонения расчета от эксперимента.
Приложение 1
(рекомендуемое)
Порядок установки и снятия облучательного устройства, способы и
схемы размещения детекторов за корпусами ВВЭР
П1.1. Расположение детекторов относительно реактора
Наборы детекторов флюенса нейтронов упаковывают в капсулы или контейнеры, которые прикрепляют к облучательному устройству. Это устройство, например, может содержать две необходимые компоненты - азимутальную и вертикальную штанги. Установку и снятие устройства проводят на остановленном реакторе, обычно во время планово-предупредительного ремонта, связанного с перегрузкой топлива. Облучение детекторов, как правило, длится, а течение кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может быть изготовлено а виде рамы или креста. Азимутальная штанга может представлять жесткую дугу окружности с рекомендуемым обхватом угла в 60°. Вертикальная штанга должна позволять размещать детекторы по всей высоте активной зоны. Количество вертикальных и азимутальных штанг в устройстве устанавливают, исходя из потребностей в решении конкретной задачи на конкретном реакторе. Капсулы и облучательное устройство рекомендуется изготавливать из алюминия или его сплавов (дюралюминия).
Количество наборов детекторов и детекторов-мониторов, а также их расположение относительно реактора выбирают исходя из решения конкретной задачи. Наборы детекторов рекомендуется устанавливать напротив критической точки корпуса и, в частности, в каждом предполагаемом, исходя из расчета, азимутальном максимуме и минимуме, высотном максимуме и на уровне сварного шва. Детекторы-мониторы рекомендуется устанавливать не реже чем через 3° по азимуту и не реже чем через 30 см по высоте.
Каждый набор детекторов флюенса нейтронов рекомендуется заключать в кадмиевый экран толщиной 0,5 мм. Для оценки кадмиевого отношения для детекторов тепловых нейтронов рекомендуется выбрать поле нейтронов с предполагаемым малым градиентом флюенса (например, поле по высоте вблизи центра активной зоны). Как минимум, один набор таких детекторов рекомендуется не помещать в кадмиевый экран, а располагать на расстоянии 10 см от набора, покрытого кадмием.
Каждый набор должен содержать детектор-монитор. Для определения эффекта возмущения нейтронного поля материалом контейнера или окружения детектора детекторы-мониторы можно размещать как внутри контейнера, так и снаружи, а при необходимости также в любых важных точках окружения детектора.
П1.2. Способы и порядок установки и снятия облучательного устройства у корпуса ВВЭР
Рекомендуются два технологических способа установки облучательного устройства у корпуса ВВЭР.
Первый способ условно назван способом верхней установки. В зоне входных патрубков теплоносителя к околокорпусным конструкциям, прилегающим к корпусу, крепят гибкий металлический тросик. Он должен выдерживать груз массой примерно 20 кг в течение длительного (около года) времени. Тросик опускают вниз до днища корпуса. Верхний конец устройства прикрепляют к этому тросику в радиационно безопасной зоне, находящейся в районе днища корпуса. Облучательное устройство подтягивают вверх и подвешивают на заранее определенной высоте. Нижний конец устройства крепят к полу подреакторного пространства (ВВЭР-1000) или к специальным конструкциям в зоне днища корпуса (ВВЭР-440). Прилегание к корпусу обеспечивают специальными распорками. Провисание конструкции от теплового расширения устраняют путем натяжения пружины. Снимают устройство в порядке, обратном установке.
Второй способ условно назван способом нижней установки. Облучательное устройство устанавливают на опорную станину в зоне днища корпуса и поднимают вверх на определенную высоту, например, телескопическим способом.
Выбор способа определяют практическими условиями в конкретный момент времени на конкретном реакторе.
Преимущество первого способа - надежность сохранения вертикальности установки, гарантия прилегания к корпусу и возможность размещения детекторов по всей высоте от днища корпуса до зоны патрубков, включая всю высоту активной зоны и зону опорных конструкций. Кроме того, дозозатраты в первом способе установки значительно ниже, чем во втором. Преимущество второго способа - возможность установки детекторов в любом азимутальном секторе реактора.
Снимать устройство рекомендуется после недельной выдержки после останова реактора.
П1.3. Рекомендации по координатам размещения устройства у корпусов ВВЭР
Рекомендуемые азимутальные координаты размещения устройства с детекторами флюенса нейтронов у внешней поверхности корпусов ВВЭР для первого способа установки приведены на рис.1 - 3. Второй способ установки не имеет ограничений по азимутальному размещению детекторов.
Рис. 1. Схема
размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 со стандартной
загрузкой:
1 - корпус; 2 - ТВС; 3 -
азимутальная штанга; 4 -
вертикальная штанга
Рис. 2. Схема
размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:
1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга; 4 - вертикальная штанга
Приложение 2
(рекомендуемое)
Характеристики
детекторов флюенса нейтронов
Таблица П2-1
Рекомендуемый для нейтронного контроля за корпусами ВВЭР набор детекторов флюенса нейтронов и их оценочные характеристики
Детектор, реакция |
Период полураспада, сут. [1] |
Эффективная энергия *, МэВ |
Эффективное сечение **, мб |
|
ВВЭР-440 |
ВВЭР-1000 |
|||
237Np(n,f)137Cs |
11020 |
0,5 |
1407 |
1398 |
93Nb(n,n')93mNb |
5890 |
1,0 |
214 |
225 |
238U(n,f)137Cs |
11020 |
1,7 |
715 |
736 |
58Nj(n,p)58Co |
70,86 |
2,5 |
413 |
429 |
54Fe(n,p)54Mn |
312,3 |
3,0 |
439 |
440 |
46Ti(n,p)46Sc |
83,79 |
5,0 |
175 |
175 |
63Cu(n,α)60Co |
1925,5 |
6,1 |
20,4 |
20,6 |
59*Co(n,γ)60Co*** |
1925,5 |
- |
- |
- |
93Nb(n,γ)94Nb*** |
7,30·106 |
- |
- |
- |
* Значения выбраны равными границам энергетических групп нейтронов для формата библиотеки BUGLЕ-96, вблизи которых находятся рекомендованные в [2] эффективные сечения.
** Оценки сделаны по расчетному спектру, полученному по программе DORT с библиотекой BUGLЕ-96.
*** Реакция на тепловых и эпитепловых нейтронах.
[1]Х-гау and gamma-ray standards for detector calibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.
[2] Сб. статей: "Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях". -М., ЦНИИатоминформ, 1983, т.2.
Таблица П2-2
Характеристики продуктов реакций детекторов флюенса нейтронов [1]
Продукт реакции |
Период полураспада, сут. |
Выход продукта реакции, X [3] |
Энергия фотонов, КэВ |
Эмиссия фотонов |
137Сs |
11020±60 |
0,0617±0,0017[237Np(n,f)] |
661,660 |
|
|
0,0602±0,0006[238U(n,f)] |
|
0,851±0,002 |
|
93mNb |
5890±50 |
1 |
16,52-19,07* |
0,1104±0,0035 |
58Co |
70,86±0,07 |
1 |
810,775 |
0,9945±0,0001 |
54Mn |
312,3±0,4 |
1 |
834,843 |
0,99976±0,000024 |
46Sc |
83,79±0,04 |
1 |
889,277 |
0,99984±0,000016 |
1120,545 |
0,99987±0,000011 |
|||
60Co |
1925,5±0,5 |
1 |
1173,238 |
0,99857±0,00022 |
1332,502 |
0,99983±0,00006 |
|||
94Nb |
(7,3±0,9)·106 |
1 |
702,627 |
0,9981±0,0005 |
871,099 |
0,9989±0,0005 |
* Приведена суммарная эмиссия всех фотонов данного диапазона энергий.
[3] T. R. England, B. F. Rider, “Evaluation and Compilation of Fission Product Yields”, Report ENDF-349, 1989.
Таблица П2-3
Оцененные* максимальные скорости накопления флюенса нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР. нейтр./(см2·с), и азимутальные углы**, где расположены эти максимумы
Реактор |
Угол максимума, град. |
Е > 0,5 МэВ |
Е > 1 МэВ |
Е > 3 МэВ |
ВВЭР-440 Стандартная зона |
30 |
4·1010 |
1,5·1010 |
2·109 |
ВВЭР-440 Кассеты-экраны |
13 |
1,5·1010 |
5·109 |
7·108 |
ВВЭР-1000*** |
7 |
2·109 |
2·109 |
2·108 |
* Приведены оценочные значения для типовых загрузок, которые могут использоваться для оптимального подбора детекторов.
** Для 30-градусного сектора симметрии (отсчет от оси I).
*** Кроме блока 5 Нововоронежской АЭС.
Приложение 3
(рекомендуемое)
Типовая методика
определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля
П3.1. Исходные данные
Для проведения вычислений необходимо иметь следующие исходные данные и характеристики детекторов:
A0i; - активность с погрешностью i-го детектора флюенса, измеренная в соответствии с разделом 5 на момент окончания облучения;
Nяi - число ядер нуклида-мишени в i-й детекторе с погрешностью ӨN (паспортные данные);
d - толщина детектора по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n,γ) для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;
λi - постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);
- выходы Сs-137 в продуктах реакции деления на Np-237 и U-238 (приложение 2); Еэфф.i, σэфф.i; - эффективные пороги и сечения;
Т0 , Тk , τ0 - календарное время начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;
Р(t) - история мощности реактора за время облучения (зависимость мощности реактора от времени);
f(t) - история локальной мощности за время облучения;
Рном - декларированный номинальный уровень мощности реактора. Сведения о времени облучения и мощности берутся из протокола облучения согласно пункту 4.6.
П3.2. Определение отклика детектора флюенса
П3.2.1. Откликом детектора флюенса является число реакций активации Q, произошедших в детекторе за время облучения, в расчете на одно ядро нуклида-мишени. Общеупотребительное название Q - активационный интеграл реакции активации (детектора).
, (П3-1)
где Mр - поправка на историю мощности реактора и локальной мощности, которая учитывает образование и распад продукта реакции активации при изменении ППН за время облучения в месте облучения детектора;
С - поправки, рекомендации по определению которых приведены ниже;
. (П3-2)
Для условия детектора флюенса при Т1/2 >> τ0 и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки Өр не превышает 1 - 2% (Р = 0,95),
Св - поправка на выгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции (п,у). Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Co при плотности потока тепловых нейтронов более 1012 нейтр./(см2·с). При плотности потока 1013 нейтр./(см2·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка Св составляет от 1,05 до 1,15. Поправку Св можно оценить экспериментально или расчетом (например, способом, изложенным в [3]). Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;
Сf - поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продукта деления в облучаемом детекторе за счет реакции (у,f)- Поправку Сf можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра φ(Е) и фотонного спектра φγ(Е), а также сечений реакций (п,f) - σ(Е) и (у,f) - σγf(E) по формуле:
, (П3-3)
Если спектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповом приближении, то поправку можно рассчитать по формуле:
, (П3-4)
где - групповые сечения i-й реакции деления под действием фотонов и нейтронов соответственно;
Фg, Фn - расчетные групповые плотности потока фотонов и нейтронов соответственно;
Ссэ - поправка на самоэкранирование, относящаяся только к детекторам по реакции (п,у). Она приводит значение активационного интеграла к условиям "тонкого" детектора. Для условий рассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (п,у). Рекомендованные подходы расчета такой поправки даны в [2]. Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованных реакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;
СГ - поправка геометрическая, вводимая для приведения всех измеренных активационных интегралов детекторов одной сборки к условиям облучения в единой точке пространства, в которой размещался основной детектор-монитор. Она учитывает градиент плотности потока нейтронов. Для i-го детектора СГi определяется с помощью отношения показаний монитора вблизи детектора Мi, и основного монитора М0:
, (П3-5)
В качестве показаний детекторов-мониторов следует использовать скорость счета импульсов на радиометрической установке, приведенную на одно ядро. В качестве детекторов-мониторов следует выбрать один из пороговых детекторов флюенса (например, детектор Fе-54).
П3.2.3. Погрешность активационных интегралов для Р, равного 0,95, следует оценивать по формуле:
, (П3-6)
где ӨA - полная погрешность измерения активности детектора (берется из Сводного протокола по пункту 5.8);
ӨN - погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется из Сводного протокола по пункту 4.6);
- погрешность выхода Сs-137 в осколках деления (по приложению 2, табл. П2-2);
- погрешность поправок М и С по формуле (П3-1).
П3.3. Расчетно-экспериментальная оценка контролируемых характеристик поля быстрых нейтронов
П3.3.1. Контролируемыми нейтронными характеристиками по результатам нейтронно-активационных измерений в реакторах ВВЭР являются величины:
Fi - флюенсы нейтронов с энергией больше Еэфф; - эффективных порогов реакций активации из набора облученных детекторов;
Фi, - скорости накопления флюенсов Fi;
Qмi, - нормированные на показание монитора активационные интегралы используемых детекторов.
Дополнительными контролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенса F(Е) и скорости накопления флюенса Ф(Е), определяемые на основе непосредственно измеренных величин и расчетных методов, аттестованных в установленном порядке.
П3.3.2. Флюенс нейтронов с энергией больше Eэфф.i; можно рассчитывать по формуле:
, (П3-7)
где (Qi), - активационный интеграл i-й пороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);
σэфф.i.; - эффективное сечение реакции для порога Еэфф.i;
При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:
(П3-8)
где σi(Е) - дифференциальное сечение дозиметрической реакции;
φ(Е) - дифференциальная плотность потока нейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.
В многогрупповом представлении расчет выглядит так:
, (П3-9)
где n = Еэфф.i, означает, что сумма берется по группам от первой до группы п, нижняя граница которой равна Еэфф.i.
Погрешность Fi, для доверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:
, (П3-10)
где δQi - погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);
Өσ- разброс значений σэфф.i при энергии Еэфф.i. для i-й реакции в спектрах рассматриваемого класства (например, см. Ярына В.П., и др. Методические указания. Государственная система обеспечения единства измерений. Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ 1393-86. ВНИИФТРИ. М.: 1986).
П3.3.3. Расчет скорости накопления флюенса быстрых нейтронов для i-го порогового детектора можно рассчитать по формуле:
, (П3-11)
где - эффективное время облучения, которое определяется по формуле:
. (П3-12)
Погрешность Фi; для доверительной вероятности Р, равной 0,95, можно оценить по формуле:
, (П3-13)
где δFi - погрешность флюенса Fi по пункту П3.3.2;
Өτ - оценка погрешности τэфф.
П3.3.4. Активационные интегралы, нормированные на показания детектора-монитора, являются спектральной характеристикой поля нейтронов.
Активационные интегралы Qi, определенные по пункту П3.2.2, приведены с помощью поправочного коэффициента Сгi к условиям облучения в точке размещения основного детектора-монитора в сборке. Контролируемые характеристики (QiM - активационные интегралы реакций активации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:
, (П3-14)
где QM - активационный интеграл порогового детектора-монитора.
Погрешности нормированных QiM равны погрешностям соответствующих (Qi) (по пункту П3.2.3), включая , равный 1.
П3.3.5. Аппроксимированные значения контролируемых характеристик представляют собой флюенсы нейтронов с энергией, отличающейся от эффективных порогов используемых детекторов. Наиболее характерными для материаловедения корпусов ВВЭР являются флюенсы нейтронов с энергией больше 0,1, 0,5 и 1 МэВ соответственно F0,1, F0,5 и F1. Для определения этих величин используются в качестве исходных данных активационные интегралы Qi, (по пункту П3.2.2) или флюенсы Fi (по пункту П3.3.2).
Литература:
2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97.