СПОСОБ КОНТРОЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ ХРАНИЛИЩ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС
METHOD OF MONITORING SAFETY OF SPENT FUEL POOLS OF NUCLEAR POWER PLANT

эфф
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) бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).
эфф
эфф
эфф
Основным экспериментальным методом при исследовании коэффициента размножения К 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) нейтронов, вычисляют реактивность (ρ), которая по определению связана с К:
эфф
эфф
ρ/β=1+α·Λ/β,
эфф
эфф
ρ=(1-К)/К
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).
пр
Контроль безопасности осуществляют на основе сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада α.
Расчетные и измеренные значения получают следующим образом.
эфф
Расчетным путем определяют области бассейна выдержки с наибольшими размножающими свойствами, для этих областей расчетом определяют К 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.
эфф
τ
пр
пр
пр
В указанных областях расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой К≤0.95 в постулируемых аварийных ситуациях; моделируя импульсный эксперимент в данной области БВ, определяют расчетную постоянную спада нейтронного потока α 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(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 (условие безопасности - min|α|>|α|).
эфф
эфф
эфф
Этот способ не предполагает прямой оценки безопасности хранилища по максимальным полученным значениям К (или минимальной подкритичности 1 - К) 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 или подкритичность, как заявлено в работе, обсуждавшейся выше.
эфф
Постоянного контроля величин, характеризующих безопасность - К, 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.
τ
пр
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(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, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения
эффi
эфф
макс
i0
i
К(t)=1-[1-(К)]·[N/N(t)], где
эфф
макс
(К) - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,
i0
N - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,
i
N(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.
эфф
0
эфф
Кроме того, в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения К, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) (отн. ед.) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов β.
эфф
Для оценки К 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:
<mrow><mi>F</mi><mrow><mo>(</mo><mi>t</mi><mo>)</mo></mrow><mo>=</mo><mi>Q</mi><msup><mi>e</mi><mrow><mi>α</mi><mi>t</mi></mrow></msup><mo>,</mo><mtext> </mtext><mi>α</mi><mo><</mo><mn>0,</mn><mtext>                            </mtext><mrow><mo>(</mo><mn>1</mn><mo>)</mo></mrow></mrow>
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:
<mrow><msub><mtext>К</mtext><mrow><mi>э</mi><mi>ф</mi><mi>ф</mi></mrow></msub><mo>=</mo><mtext>1/(1-</mtext><msub><mi>β</mi><mrow><mtext>эфф</mtext></mrow></msub><mtext>-</mtext><mi>Λ</mi><mo>⋅</mo><mi>α</mi><mtext>)                        (2)</mtext></mrow>
эфф
р
i
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. В этом месте, как показывают расчеты, находится и максимум значений постоянной спада α(r), 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.
i
и
i
7
8
2
4
Условия проведения импульсного эксперимента - расположение детектора в БВ (r), 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 ~10…10 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 ~10 отсчетов в конце временного спектра, до ~10 - в его максимуме. По методу наименьших квадратов для соотношения (1) определяют постоянную α(r) 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.
эфф
эффр
эфф
0
эфф
Σ
и
i
р
i
эфф
и
i
p
i
p
i
и
i
p
i
и
i
Предлагаемый способ контроля выполнения условия безопасности эксплуатации хранилища основан на консервативном подходе к основной характеристике - К. Выполнив выше указанные расчеты и импульсный нейтронный эксперимент, можно получить ряд значений: К; К(α); К(α·min[α(r)/(α(r]); К(max{α(r);α(r}). При этом расчетные и экспериментальные значения «локальной» постоянной спада α(r) и α(r) 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(r) и α(r) 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.
эфф
эфф
эфф
max
Исходя из основного условия обеспечения ядерной безопасности хранилища ОЯТ - К≤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, характеризующих как БВ в целом, так и его область с наибольшими размножающими свойствами. Выбирается максимальная из полученных оценка - (К). Нарушение условия безопасности для этой оценки требует дополнительного анализа полученных результатов и, как крайнюю меру, изменений в загрузке БВ.
эфф
max
эффi
i
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). Т.о., используя известную формулу обратного умножения для числа нейтронов в размножающей системе с собственным источником, получают возможность постоянного во времени контроля значения К но непрерывно измеряемой величине сигнала каждого детектора N - в предположении постоянства в данных точках хранилища эффективной интенсивности источника нейтронов:
<mrow><msub><mtext>К</mtext><mrow><mtext>эффi</mtext></mrow></msub><mrow><mo>(</mo><mi>t</mi><mo>)</mo></mrow><mo>=</mo><mn>1</mn><mo>−</mo><mrow><mo>[</mo><mrow><mn>1</mn><mo>−</mo><msub><mrow><mrow><mo>(</mo><mrow><msub><mtext>К</mtext><mrow><mtext>эфф</mtext></mrow></msub></mrow><mo>)</mo></mrow></mrow><mrow><mi>max</mi></mrow></msub></mrow><mo>]</mo></mrow><mo>⋅</mo><mrow><mo>[</mo><mrow><mrow><mrow><msub><mi>N</mi><mrow><mi>i</mi><mn>0</mn></mrow></msub></mrow><mo>/</mo><mrow><msub><mi>N</mi><mi>i</mi></msub><mrow><mo>(</mo><mi>t</mi><mo>)</mo></mrow></mrow></mrow></mrow><mo>]</mo></mrow><mo>.</mo><mtext> </mtext><mtext> </mtext><mtext> </mtext><mtext> </mtext><mtext> </mtext><mtext> </mtext><mrow><mo>(</mo><mn>3</mn><mo>)</mo></mrow></mrow>
Организуется создание, хранение и чтение архивных файлов с показаниями каналов системы во времени.
эфф
эфф
Система контроля включает предупредительно-аварийную сигнализацию по превышению заданных уставок - предельных значений К и возрастания его текущего значения ΔК - при изменении сигналов детекторов.
эфф
max
С течением времени по определенному регламенту проводятся расчетно-экспериментальные работы для корректировки - по (К) - показаний измерительных каналов с учетом изменений в свойствах загрузки БВ.
иi
pi
эфф
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) и расчетное (α) значения константы спада относятся к месту расположения детектора нейтронов на 75 см ниже верхнего уровня топлива в БВ. Относительные погрешности расчетных параметров (β=0.0063, Λ=0.00032 с) приняты равными 10%.
Таблица
Параметр
α, 1/с
К<sub>эфф</sub>
α<sub>0</sub>
α<sub>Σ</sub>
α<sub>pi</sub>
α<sub>иi</sub>
К<sub>эффр</sub>
К<sub>эфф</sub>(α<sub>0</sub>)
К<sub>эфф</sub>(α<sub>Σ</sub>)
К<sub>эфф</sub>(α<sub>pi</sub>)
К<sub>эфф</sub>(α<sub>иi</sub>)
4421
4550
5235
4813±80
0.3970
0.415
0.408
0.375
0.395±0.034
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.