"РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС"

Утверждена

постановлением Госатомнадзора России

от 17 декабря 2001 г. N 14

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ

МЕТОДИКА

НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ КОРПУСОВ

ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ АЭС

РБ-018-01

ВВЕДЕНА В ДЕЙСТВИЕ

с 1 марта 2002 г.

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.

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./(см·с)

- активность в i-м нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро

E - энергия нейтронов, МэВ

F - интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2

P - уровень доверительной вероятности.

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ <*>

--------------------------------

<*> В разделе не приведены термины и определения, имеющие общетехническое значение и определенные в ГОСТах или в других нормативных документах.

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. 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 °C;

- 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,). Детекторы должны быть проверены на отсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1 - 4% (уровень доверительной вероятности P 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. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДСТВАМ И МЕТОДИКЕ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ДЕТЕКТОРОВ

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 P 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). В этом случае экспериментально определяемая величина - скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj - связана с активностью соотношением:

где (Ej) - значение эффективности для энергии Ej, взятое из зависимости (E);

- абсолютная интенсивность фотонов с энергией Ej для измеряемого радионуклида;

Cp - поправки на неидентичность детектора и точечного источника.

5.5.2. Второй способ основан на использовании дискретной чувствительности , 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.

При использовании этого способа автоматически исключается погрешность за счет аппроксимации (E) и погрешность , 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:

где Ae - 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 Cp, или их конкретные значения. Основными факторами, требующими учета в поправках Cp, 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 A, ее погрешность и значение активности детектора, приведенное на конец его облучения Ao:

где tв, - время выдержки от конца облучения до начала измерения активности;

- постоянная распада продукта реакции активации.

6. ТРЕБОВАНИЯ К ТИПОВОЙ МЕТОДИКЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТКЛИКА ДЕТЕКТОРОВ И ОПЕНКИ 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 Ao, 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 P, 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 N 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 Eэфф.i, рекомендуется использовать отношение:

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 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 (не приводится)

Рис. 2. Схема размещения облучательного

устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:

1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга;

4 - вертикальная штанга (не приводится)

Рис. 3. Схема размещения

облучательного устройства у корпуса ВВЭР-1000:

1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга;

4 - вертикальная штанга (не приводится)

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

58Ni(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,)60Co

1925,5

6,1

20,4

20,6

59Co(n,)60Co <***>

1925,5

-

-

-

93Nb(n,)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-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, % [3]

Энергия фотонов, КэВ

Эмиссия фотонов

137Cs

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

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

1120,545

0,99984 +/- 0,000016

0,99987 +/- 0,000011

60Co

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.

E > 0,5 МэВ

E > 1 МэВ

E > 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.

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-м детекторе с погрешностью (паспортные данные);

d - толщина детектора по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n,) для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;

- постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);

, - выходы Cs-137 в продуктах реакции деления на Np-237 и U-238 (приложение 2);

Eэфф.i, - эффективные пороги и сечения;

T0, Tk, - календарное время начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;

P(t) - история мощности реактора за время облучения (зависимость мощности реактора от времени);

f(t) - история локальной мощности за время облучения;

Pном - 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:

где Mp - 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;

C - поправки, рекомендации по определению которых приведены ниже;

Для условия детектора флюенса при и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки не превышает 1 - 2% (P = 0,95);

Cв - поправка на выгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции (n,). Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Co при плотности потока тепловых нейтронов более 10 нейтр./(см2·с). При плотности потока 1013 нейтр./(см2·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка Cв составляет от 1,05 до 1,15. Поправку Cв можно оценить экспериментально или расчетом (например, способом, изложенным в [3]). Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;

Cf - поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продукта деления в облучаемом детекторе за счет реакции (,f). Поправку Cf можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра и фотонного спектра , а также сечений реакций (n,f) - и (,f) - по формуле:

Если спектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповом приближении, то поправку можно рассчитать по формуле:

где , - групповые сечения i-й реакции деления под действием фотонов и нейтронов соответственно;

Фg, Фn - расчетные групповые плотности потока фотонов и нейтронов соответственно;

Cсэ - поправка на самоэкранирование, относящаяся только к детекторам по реакции (n,). Она приводит значение активационного интеграла к условиям "тонкого" детектора. Для условий рассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (n,). Рекомендованные подходы расчета такой поправки даны в [2]. Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованных реакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;

CГ - 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 CГi определяется с помощью отношения показаний монитора вблизи детектора Mi и основного монитора M0:

CГi = M0 / Mi. (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 P, равного 0,95, следует оценивать по формуле:

где - полная погрешность измерения активности детектора (берется из Сводного протокола по пункту 5.8);

- погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется из Сводного протокола по пункту 4.6);

- погрешность выхода Cs-137 в осколках деления (по приложению 2 табл. П2-2);

- погрешность поправок M и C 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 Eэфф.i - эффективных порогов реакций активации из набора облученных детекторов;

Фi - скорости накопления флюенсов Fi,

- нормированные на показание монитора активационные интегралы используемых детекторов.

Дополнительными контролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенса F(E) и скорости накопления флюенса Ф(E), 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:

где Qi - активационный интеграл i-й пороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);

- эффективное сечение реакции для порога Eэфф.i.

При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:

где - дифференциальное сечение дозиметрической реакции;

- дифференциальная плотность потока нейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.

В многогрупповом представлении расчет выглядит так:

где n = Eэфф.i означает, что сумма берется по группам от первой до группы n, нижняя граница которой равна Eэфф.i.

Погрешность Fi для доверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:

где - погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);

- разброс значений при энергии Eэфф.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:

где - эффективное время облучения, которое определяется по формуле:

Погрешность Фi, для доверительной вероятности P, равной 0,95, можно оценить по формуле:

где - погрешность флюенса Fi по пункту П3.3.2;

- оценка погрешности .

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 CГi к условиям облучения в точке размещения основного детектора-монитора в сборке. Контролируемые характеристики активационные интегралы реакций активации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:

где QM - активационный интеграл порогового детектора-монитора.

Погрешности нормированных 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).