Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ, 51249-12

Назначение

Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ (далее - установка) предназначена для измерения выгорания и изотопного состава (масса изотопов урана и плутония) ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 реакторов типа АДЭ.

Описание

Функционально установка состоит из нескольких блоков.

Блок установки детекторов градуировочный вместе с размещенными на нем блоками детектирования гамма-излучения образуют градуировочный блок детекторов. Блок установки детекторов рабочий вместе с размещенными на нем блоками детектирования нейтронного излучения образуют блок детекторов рабочий. Блок детектирования нейтронного излучения в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации нейтронного излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения спектрометрический. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения дозиметрический.

В каналах регистрации нейтронного излучения используются импульсные камеры деления типа КНК-15-1 с компенсацией фона гамма-излучения. В верхней части блока детектирования нейтронного излучения (БДН) размещена свинцовая защита для уменьшения дозовой нагрузки от гамма-излучения на предусилитель. БДН в свинцовой защите работает при мощности поглощенной дозы гамма-излучения до 10 Гр/ч.

В каналах регистрации гамма-излучения спектрометрических используются CdZnTe-детекторы. Блоки детектирования гамма-излучения спектрометрические (БДС) размещены в свинцовой защите для уменьшения дозовой нагрузки от гамма-излучения на детектор и предусилитель. На уровне эффективного центра CdZnTe-детектора находится отверстие диаметром 6 мм, направленное на твэл ДАВ-90. Блок детектирования гамма-излучения в свинцовом коллиматоре работает при мощности поглощенной дозы гамма-излучения до 102 Гр/ч.

В каналах регистрации гамма-излучения дозиметрических используются блоки детектирования дозиметрические (БДД) на основе алмазного детектора типа ПДПС для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения. На уровне эффективного центра детектора в защите находится конический коллиматор, обеспечивающий «просмотр» всего твэла ДАВ-90 и защиту от фонового гамма-излучения.

Комплект монтажных частей предназначен для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения для проведения измерений с отдельными твэлами ДАВ-90 и кюбелями, содержащими твэлы ДАВ-90. В состав комплекта монтажных частей входят блок установки детекторов градуировочный и блок установки детекторов рабочий.

Измерения выгорания ядерного топлива в отдельных твэлах ДАВ-90 включают в себя:

-    градуировку каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических установки МКС-01 ДАВ с использованием градуировочных твэлов ДАВ-90;

-    измерения мощности дозы гамма-излучения от контролируемых твэлов ДАВ-90;

-    вычисление выгорания ядерного топлива в контролируемых твэлах;

-    вычисление среднего выгорания ядерного топлива по всем твэлам, входящим в состав данного кюбеля.

Градуировка каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических выполняется для получения градуировочных коэффициентов - коэффициентов пропорциональности между

мощностью поглощенной дозы гамма-излучения и активностью основных дозообразующих нуклидов в твэле ДАВ-90.

Измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения от отдельных твэлов ДАВ-90 производится при размещении твэлов ДАВ-90 между блоками регистрации гамма-излучения дозиметрическими в фиксированной геометрии.

Вычисления выгорания ядерного топлива в контролируемых твэлах ДАВ-90 производятся на основе мощности поглощенной дозы гамма-излучения, градуировочных коэффициентов и расчетных констант.

Измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в кюбелях, включают в себя:

-    градуировку каналов регистрации нейтронного излучения установки МКС-01 ДАВ с использованием градуировочного кюбеля;

-    измерения скорости счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения от контролируемых кюбелей с твэлами ДАВ-90;

-    вычисление выгорания ядерного топлива в контролируемых кюбелях.

Градуировка каналов регистрации нейтронного излучения выполняется для получения градуировочных коэффициентов - коэффициентов пропорциональности между скоростью счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения и потоком нейтронов их кюбеля с твэлами ДАВ-90.

В качестве градуировочного используется кюбель с твэлами ДАВ-90, выгорание которого получено на основе результатов измерений выгорания всех твэлов ДАВ-90, входящих в состав данного кюбеля.

Среднее значение выгорания ядерного топлива в кюбеле с твэлами ДАВ-90 определяется, как среднее арифметическое значений выгорания для каждого из твэлов ДАВ-90 в данном кюбеле.

Измерения скорости счета импульсов каналов регистрации нейтронного излучения от твэлов ДАВ-90 в кюбелях производятся при размещении кюбелей между блоками детектирования нейтронного излучения в фиксированной геометрии.

Вычисления среднего выгорания ядерного топлива в контролируемых кюбелях с твэ-лами ДАВ-90 производятся на основе измеренной скорости счета каналов регистрации нейтронного излучения, градуировочных коэффициентов и расчетных констант.

Внешний вид блока детекторов градуировочного - на рисунке 1.

Блок детекторов градуировочный

Шкаф для размещения электронных блоков Блок вторичной аппаратуры

Замок шкафа, защитная наклейка Блок детекторов рабочий

Пломба на корпусе персонального компьютера

Блок управления и обработки данных

Замок на лицевой панели персонального компьютера

Рисунок 2

Программное обеспечение

Программное обеспечение (ПО) FLAME-DAV состоит из следующих функциональных блоков:

-    Flame-dav.exe - основного исполняемого модуля;

-    AsTract.dll - модуля управления блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения, аналого-цифровыми преобразователями АЦП-1к-В8 и счетчиками-интенсиметрами СЧМ-32;

-    DirectUse.dll - модуля для обеспечения интерфейса с пользователем и связи с модулем AsTract и другими блоками установки;

-    done.mdb - базы данных.

ПО FLAME-DAV обеспечивает функционирование установки: градуировку, проверку и поверку каналов регистрации нейтронного и гамма-излучения установки; измерения скорости счета импульсов каналами регистрации нейтронного излучения, мощности дозы и энергетических спектров гамма-излучения; вычисление выгорания и количества ЯМ в отдельных твэлах ДАВ-90 и среднего выгорания твэлов ДАВ-90 в кюбелях; связь с базой данных системы учета и контроля ЯМ.

ПО FLAME-DAV не требует применения специальных средств защиты от преднамеренных и непреднамеренных изменений.

Идентификационные данные ПО приведены в таблице 1.

Таблица 1

Технические характеристики

Диапазон определения выгорания, %..............................................................от 5 до 85.

Пределы допускаемой относительной погрешности измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в емкости хранения (при доверительной

вероятности Р=0.95), %...........................................................................................................±25.

Пределы допускаемой относительной погрешности измерения выгорания ядерного топлива в отдельных твэлах ДАВ-90 (при доверительной вероятности Р=0.95), %............±10.

Пределы допускаемой относительной погрешности определения изотопного состава в

отдельных твэлах ДАВ-90 (при доверительной вероятности Р=0.95), %...........................±15.

Время измерения среднего выгорания ядерного топлива в твэлах ДАВ-90, размещенных в емкости хранения твэлов, мин, не более......................................................................30.

Время измерения выгорания и изотопного состава в отдельных твэлах ДАВ-90, мин, не

более..............................................................................................................................................1.

Напряжение питания от сети переменного тока частотой (50±3) Гц, В................ 220.

Габаритные размеры (длина х ширина х высота), мм, не более:

блока детекторов градуировочного......................................................1277 х 829 х 420;

блока детекторов рабочего...............................................................1200 х 1100 х 7000;

электронного модуля..............................................................................560 х 800 х 2031;

Масса, кг, не более:

блока детекторов градуировочного............................................................................150;

блока детекторов рабочего.........................................................................................500;

электронного модуля....................................................................................................100.

Средняя наработка на отказ, ч, не менее..................................................................5000.

Канал регистрации нейтронного излучения

Диапазон определения выгорания, %..............................................................от 5 до 85.

Диапазон чувствительности к нейтронам источника типа ИБН в водородосодержащем

замедлителе вспомогательного устройства ВУ-1, имп./нейтр............................(0,2^1,0)10-4.

Пределы допускаемой относительной погрешности чувствительности к нейтронам источника типа ИБН в водородосодержащем замедлителе вспомогательного устройства ВУ-1, %.....±10.

Мощность поглощенной дозы сопутствующего гамма-излучения, Гр/ч, не более..10 . Канал регистрации гамма-излучения спектрометрический

Диапазон определения выгорания, %..............................................................от 5 до 85.

Энергетический диапазон регистрируемого гамма-излучения, МэВ.... от 0,05 до 1,0. Абсолютное энергетическое разрешение:

при энергии гамма-излучения E=60 кэВ, кэВ, не более.............................................15;

при энергии гамма-излучения E=662 кэВ, кэВ, не более...........................................20.

Максимальная входная статистическая загрузка, имп./с..........................................104.

137

Диапазон чувствительности к гамма-излучению источника Cs типа ОСГИ в жесткой

геометрии вспомогательного устройства ВУ-4, имп./Бк...................................(0,2^1,0)10-5.

Пределы допускаемой относительной погрешности чувствительности к

гамма-излучению, %................................................................................................................±10.

Канал регистрации гамма-излучения дозиметрический

Диапазон определения выгорания, %..............................................................от 5 до 85.

Диапазон энергий регистрируемого гамма-излучения, МэВ...................от 0,08 до 25.

Диапазон измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения, Гр/с... от 2-10-4 до 0,2. Пределы допускаемой относительной погрешности измерений мощности поглощенной

дозы гамма-излучения (с доверительной вероятностью 0.95), %.........................................±5.

Рабочие условия эксплуатации:

рабочая среда.................................................................................................вода, воздух;

температура воздуха, °С.................................................................................от 18 до 40;

температура воды, °С................................................................................................до 50;

относительная влажность воздуха, %......................................................................до 80;

режим работы............................................................................................периодический.

Знак утверждения типа

Знак утверждения типа наносится на титульный лист руководства по эксплуатации НПОК035.00.00.000РЭ типографским способом.

Комплектность

Установка в составе:

-    блок детектирования нейтронного излучения

2 шт.

2 шт.

2 шт.

1 компл.

1 компл. 1 компл. 1 компл.

1 шт.

1 шт.

1 компл. 1 компл. 1 шт.

1 шт.

1 шт.

-    блок детектирования гамма-излучения:

спектрометрический дозиметрический

-    модуль электронный в составе:

блок вторичной аппаратуры (БВА) блок управления и обработки данных (БУ)

-    комплект монтажных частей (механическая часть) в составе:

блок установки детекторов градуировочный блок установки детекторов рабочий

-    вспомогательные устройства ВУ-1 и ВУ-4 для проверки и поверки каналов регистрации нейтронного и гамма-излучения

- комплект ЗИП

Руководство по эксплуатации НПОК035.00.00.000 РЭ Методика поверки

Методика выполнения измерений МВ-10.2011 Поверка

осуществляется по документу МП 51249-12 «Инструкция. Установка измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ. Методика поверки», утвержденному руководителем ГЦИ СИ ФГУП «ВНИИФТРИ».

Основные средства поверки:

Дозиметр клинический на основе алмазного детектора для радиотерапевтических установок ДКДа-01-«ИФТП» (Рег. № 25006-03). Пределы допускаемой относительной погрешности измерений мощности поглощенной дозы гамма излучения ± 4 % при доверительной вероятности 0,95.

Источник быстрых нейтронов типа ИБН (ТУ 95 1075-83 или ТУ 95 504-83) с потоком нейтронов не менее 5-105 нейтр./с, пределы допускаемой относительной погрешности потока нейтронов ±5% при доверительной вероятности 0.95 (аттестованный в установленном порядке).

Источник гамма-излучения 241Am типа ОСГИ (ТУ 7018-001-08627537-06) с активностью не менее 105 Бк, пределы допускаемой относительной погрешности активности ± 3 % при доверительной вероятности 0,95 (аттестованный в установленном порядке).

Сведения о методах измерений

«Методика измерений выгорания и изотопного состава ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 с помощью установки МКС-01 ДАВ. МВ-10.2011». Свидетельство об аттестации № 43090.2Г522 от 24.04.2012г.

Нормативные документы, устанавливающие требования к установке измерения выгорания ядерного топлива отработавших твэлов ДАВ-90 МКС-01 ДАВ

ГОСТ 12.2.007.0-75. ССБТ. Изделия электротехнические. Общие требования безопасности.

ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.

НП-061-05. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии.

НП-001-97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-

88/97).

РД-50-691-89. Поглощенные дозы фотонного (1-50 МэВ) и электронного (5-50 МэВ) излучений в лучевой терапии. Методы определения.

НРБ-99. Нормы радиационной безопасности.

ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. ПТЭ. Правила технической эксплуатации электроустановок потребителей.

ПТБ. Правила техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей.

Рекомендации к применению

Осуществление производственного контроля за соблюдением установленных законодательством Российской Федерации требований промышленной безопасности к эксплуатации опасного производственного объекта; выполнение государственных учетных операций; осуществление мероприятий государственного контроля (надзора).