Федеральный надзор России по ядерной и
радиационной безопасности
(Госатомнадзор
России)
РУКОВОДСТВА ПО
БЕЗОПАСНОСТИ
Утверждено
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
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)
AiEOI - активность
в i-м
нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения и на одно
ядро, Бк/ядро
Е - энергия нейтронов, МэВ
Р - интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2
Р - уровень доверительной вероятности
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 со 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.
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.
2.1. 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.
3.1. 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.
4.1. 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,g).
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.
4.4.
Измерительная оснастка в сборке представляет собой различные капсулы-держатели
и кадмиевые экраны, предназначенные для размещения набора детекторов в
облучательном устройстве.
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.
4.6.
Необходимая информация о подготовке и проведении облучения детекторов должна
быть представлена в протоколе облучения. Она должна включать: сведения о
формировании сборок детекторов согласно пункту 4.4; геометрию размещения сборок в
облучательном устройстве; геометрию размещения устройства на корпусе реактора;
данные о времени облучения и истории мощности реактора за время облучения;
значения аттестованных характеристик детекторов, необходимых для последующей
обработки результатов (могут быть даны ссылки на литературные источники,
содержащие эти данные).
5.1.
Нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) после
облучения представляют собой источники фотонного излучения. Характеристики схем
распада радионуклидов-продуктов реакций активации и деления приведены в
приложении 2.
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 e(Е). В этом
случае экспериментально определяемая величина - скорость счета импульсов в ППП
энергии измеряемых фотонов Sj - связана с активностью
соотношением:
(1)
где e(Еj) - значение эффективности для
энергии Еj, взятое из зависимости e(Е);
hj - 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 eij, измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная
чувствительность задана для энергии фотонов Еj от радионуклида типа «i» и связывает измеряемую активность Ai со скоростью счета Sij в ППП от фотонов с энергией Еj:
. (2)
При использовании этого способа автоматически исключается
погрешность за счет аппроксимации e(Е) и погрешность hj, 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 Aе - 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
Р8.563-96 «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.
5.8.
Детальные результаты измерения активности детекторов регистрируются в рабочих
протоколах. Для последующей обработки результатов должен быть оформлен Сводный
протокол измерения активности детекторов, в котором указаны маркировка
детектора, измеренная активность А,
ее погрешность и значение активности детектора, приведенное на конец его
облучения А0:
, (4)
где tЕ - время выдержки от конца
облучения до начала измерения активности;
l - постоянная распада продукта
реакции активации.
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 AiEOI, приведенная на конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с
оцененной погрешностью для Р, равной
0,95.
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 AiEOI, 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.j, рекомендуется использовать отношение:
, (5)
характеризующее степень отклонения расчета от эксперимента.
(рекомендуемое)
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 в течение
кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может быть изготовлено в
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
Рис. 3. Схема размещения облучательного устройства у корпуса
ВВЭР-1000 со стандартной загрузкой:
1 -
корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга; 4
- вертикальная штанга
(рекомендуемое)
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
|
|
237Nр(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
|
|
58Ni(n,р)58Со
|
70,86
|
2,5
|
413
|
429
|
|
54Fe(n,р)54Mn
|
312,3
|
3,0
|
439
|
440
|
|
46Ti(n,p)46Sc
|
83,79
|
5,0
|
175
|
175
|
|
63Cu(n,a)60Со
|
1925,5
|
6,1
|
20,4
|
20,6
|
|
59Со(n,g)60Со***
|
1925,5
|
-
|
-
|
-
|
|
93Nb(n,g)94Nb***
|
7,30×106
|
-
|
-
|
-
|
|
* Значения выбраны равными границам
энергетических групп нейтронов для формата библиотеки BUGLE-96, вблизи которых находятся рекомендованные
в [2] эффективные сечения.
** Оценки сделаны по расчетному
спектру, полученному по программе DORT с библиотекой BUGLE-96.
*** Реакция на тепловых и эпитепловых
нейтронах.
[1] Х-ray 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, c [3]
|
Энергия фотонов, КэВ
|
Эмиссия фотонов
|
|
137Сs
|
11020 ± 60
|
0,0617 ±
0,0017[237Np(n,f)]
0,0602 ±
0,0006 [238U(n,f)]
|
661,660
|
0,851 ± 0,002
|
|
93mNb
|
5890 ± 50
|
1
|
16,52 - 19,07*
|
0,1104 ± 0,0035
|
|
58Со
|
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
1120,545
|
0,99984 ± 0,000016
0,99987 ± 0,000011
|
|
60Со
|
1925,5 ± 0,5
|
1
|
1173,238
1332,502
|
0,99857 ± 0,00022
0,99983 ± 0,00006
|
|
94Nb
|
(7,3 ± 0,9)×106
|
1
|
702,627
871,099
|
0,9981 ± 0,0005
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
|
6×109
|
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.
|
(рекомендуемое)
П3.7. Исходные
данные
Для проведения вычислений необходимо иметь следующие исходные
данные и характеристики детекторов:
А0i - активность с погрешностью i-го детектора флюенса, измеренная в
соответствии с разделом 5 на момент
окончания облучения;
Nяi - число ядер нуклида-мишени в i-м детекторе с погрешностью qN (паспортные данные);
d - толщина детектора по нуклиду-мишени
для детекторов по реакции (n,g)
для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;
li - постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);
cNp, cU - выходы Cs-137 в продуктах реакции деления на Np-237 и U-238 (приложение 2);
Еэфф.i, sэфф.i - эффективные пороги и сечения;
Т0, Тk, t0 - 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).
П3.2.2.
Активационный
интеграл Q рассчитывают с использованием исходных данных, приведенных в
пункте П3.1, по формуле:
, (П3-1)
где Мр - 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 T1/2 >> t0 и точного вычисления
интегралов в формуле (П3-2)
погрешность поправки qp не превышает 1 - 2 % (Р
= 0,95);
Св - поправка на выгорание, которая
учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции
(n,g).
Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Со
при плотности потока тепловых нейтронов более 1012 нейтр./(см2×c). При плотности потока 1013
нейтр./(см2×c) 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 (g,f).
Поправку Сf можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного
спектра j(Е) и фотонного спектра jg(Е), а также сечений
реакций (n,f) - s(Е) и (g,f) - sgf(Е) 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 si,g, si,n - 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 (n,g). Она приводит значение активационного
интеграла к условиям «тонкого» детектора. Для условий рассматриваемой задачи
существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (n,g). 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 Fe-54).
П3.2.3.
Погрешность
активационных интегралов для Р,
равного 0,95, следует оценивать по формуле:
, (П3-6)
где qA - полная погрешность измерения
активности детектора (берется из Сводного протокола по пункту 5.8);
qN - погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется
из Сводного протокола по пункту 4.6);
qc - погрешность выхода Cs-137 в осколках деления (по приложению 2, табл. П2-2);
qk - погрешность поправок М и С
по формуле (П3-1).
П3.2.4.
По
результатам определения отклика детекторов флюенса составляется Сводный
протокол определения активационных интегралов, в котором должны быть указаны: номера
точек облучения, для которых определены значения активационных интегралов;
активности детекторов, приведенные на одно ядро; реакции активации; значения
активационных интегралов и их погрешности.
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.i - 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 Еэфф.i можно рассчитывать по
формуле:
, (П3-7)
где Qi - активационный интеграл i-й пороговой реакции активации,
определяемый по формуле (П3-1);
sэфф.i - эффективное сечение реакции для
порога Еэфф.i.
При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается
по формуле:
, (П3-8)
где si(Е) - дифференциальное сечение
дозиметрической реакции;
j(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 n, нижняя
граница которой равна Еэфф.i.
Погрешность Fi для доверительной вероятности 0,95
можно оценить по формуле:
, (П3-10)
где dQi -
погрешность активационного интеграла i-й реакции
(из Сводного протокола по пункту П3.2.4);
qs - разброс значений sэфф.i при энергии Еэфф.i для i-й
реакции в спектрах рассматриваемого класса
(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)
tэфф - 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 
- погрешность
флюенса Fi по пункту П3.3.2;
qt - оценка погрешности tэфф.
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
Qiм - активационные интегралы реакций активации, нормированные на
показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:
, (П3-14)
где Qм - активационный интеграл порогового детектора-монитора.
Погрешности нормированных Qiм равны погрешностям соответствующих
Qi (по
пункту П3.2.3), включая Qмм, 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 Рi (по пункту
П3.3.2).
