РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС
Актуально на 31.10.2026.
Как цитировать: "РБ-018-01. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС". РБ-018-01. https://bukva.ai/docs/rukovodstvo-rb-018-01
(утв. постановлением Госатомнадзора России от 17.12.2001 № 14)
(вместе с «Порядком установки и снятия облучательного устройства, способами и схемами размещения детекторов за корпусами ВВЭР», «Типовой методикой определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля»)
Примечание
Начало действия документа - 01.03.2002.
Утверждена постановлением Госатомнадзора России от 17 декабря 2001 г. № 14
МЕТОДИКА НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ АЭС
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 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)
Ф — скорость накопления флюенса нейтронов, нейтр./(см2·с)
A_{EOI}^{i} — активность в i-м нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро
F — интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2
P — уровень доверительной вероятности.
<*> 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.
1.1. 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, \gamma ). 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 \div 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:
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 \epsilon (E). В этом случае экспериментально определяемая величина — скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj — связана с активностью соотношением:
A = \frac{S_{j}}{\epsilon(E_{j})\eta_{j}} \prod_{p} C_{p},(1)
где \epsilon (Ej) — значение эффективности для энергии Ej, взятое из зависимости \epsilon (E);
\eta_{j} — 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 \epsilon_{i,j} , 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:
A_{i} = \frac{S_{ij}}{\epsilon_{ij}} \prod_{p} C_{p}.(2)
При использовании этого способа автоматически исключается погрешность за счет аппроксимации \epsilon (E) и погрешность \eta_{j} , 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:
A = \frac{S_{j}}{S_{je}} A_{e} \prod_{p} C_{p},(3)
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 A0:
A_{0} = Ae^{\lambda t_{\text{в}}},(4)
где tв, — время выдержки от конца облучения до начала измерения активности;
\lambda — постоянная распада продукта реакции активации.
6. ТРЕБОВАНИЯ К ТИПОВОЙ МЕТОДИКЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТКЛИКА ДЕТЕКТОРОВ И ОЦЕНКИ ХАРАКТЕРИСТИК НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ
6.1. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способ определения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин по результатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭР набором детекторов флюенса.
6.2. Методика предполагает наличие информации об истории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН в месте облучения детектора относительно полной тепловой мощности (истории локальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя на входе в реактор за время облучения.
6.3. Методика предполагает наличие расчетной или полученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации о спектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, в многогрупповом приближении).
6.4. Исходной экспериментальной информацией для последующей обработки и вычислений по данной методике является активность в нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения A0, 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 A_{EOI}^{i} , 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 № 4; для ВВЭР-1000 — напротив высотного и азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).
7.3. В качестве экспериментального результата рекомендуется использовать активности A_{EOI}^{i} , 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:
C_{\text{Р }/\text{Э}}^{i} = (\frac{A_{EOI}^{\text{расч}}}{A_{EOI}^{\text{эксп}}})_{i},(5)
характеризующее степень отклонения расчета от эксперимента.
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)
ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕТЕКТОРОВ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ
Рекомендуемый для нейтронного контроля за корпусами ВВЭР набор детекторов флюенса нейтронов и их оценочные характеристики
<*> 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] X-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.
Характеристики продуктов реакций детекторов флюенса нейтронов [1]
Выход продукта реакции, \chi [3]
0,0617 \pm 0,0017 [237Np(n,f)] 0,0602 \pm 0,0006 [238U(n,f)]
0,99984 \pm 0,000016 0,99987 \pm 0,000011
0,99857 \pm 0,00022 0,99983 \pm 0,00006
0,9981 \pm 0,0005 0,9989 \pm 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.
Оцененные <*> максимальные скорости накопления флюенса нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР, нейтр./(см2·с), и азимутальные углы <**>, где расположены эти максимумы
--------------------------------
<*> 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.
ТИПОВАЯ МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТКЛИКА ДЕТЕКТОРОВ И ОЦЕНКИ ХАРАКТЕРИСТИК НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ
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 \theta_{N} (паспортные данные);
d — толщина детектора по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (n, \gamma ) для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;
\lambda_{i} — постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);
\chi_{Np} , \chi_{U} — выходы Cs-137 в продуктах реакции деления на Np-237 и U-238 (приложение 2);
Eэфф.i, \sigma_{\text{эфф}.i} — эффективные пороги и сечения;
T0, Tk, \tau_{0} — 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:
Q = \frac{A_{0}}{N_{\text{я}}\lambda\chi} M_{p}C_{\text{В}}C_{f}C_{\text{СЭ}}\text{С}_{\text{Г}},(\text{П}3 - 1)
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;
M_{p} = \frac{\int_{T_{0}}^{T_{k}} f(t)P(t)dt}{\int_{T_{0}}^{T_{k}} f(t)P(t)e^{- \lambda(T_{k} - t)}dt} .(\text{П}3 - 2)
Для условия детектора флюенса при T_{½} \gg \tau_{0} и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки \theta_{p} не превышает 1 — 2% (P = 0,95);
Cв — поправка на выгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции (n, \gamma ). 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 ( \gamma ,f). Поправку Cf можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра \varphi(E) и фотонного спектра \varphi_{\gamma}(E) , а также сечений реакций (n,f) — \sigma(E) и ( \gamma ,f) — \sigma_{\gamma f}(E) по формуле:
C_{f} = 1 - \frac{E \int_{0}^{\gamma max} \sigma_{\gamma f}(E)\varphi_{\gamma}(E)dE}{E \int_{T_{0}}^{nmax} \sigma(E)\varphi(E)dE} .(\text{П}3 - 3)
Если спектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповом приближении, то поправку можно рассчитать по формуле:
C_{f} = 1 - \frac{\sum_{g} \sigma_{i,g}\text{Ф}_{g}}{\sum_{n} \sigma_{i,n}\text{Ф}_{n}} ,(\text{П}3 - 4)
где \sigma_{i,g} , \sigma_{i,n} — 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, \gamma ). Она приводит значение активационного интеграла к условиям «тонкого» детектора. Для условий рассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (n, \gamma ). 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:
\text{С}_{\text{г}i} = \frac{M_{0}}{M_{i}} .(\text{П}3 - 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:
\delta_{Q} \sqrt[=]{\theta_{A}^{2} + \theta_{N}^{2} + \theta_{\chi}^{2} + \sum_{k} \theta_{k}^{2}} ,(\text{П}3 - 6)
где \theta_{A} — полная погрешность измерения активности детектора (берется из Сводного протокола по пункту 5.8);
\theta_{N} — погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется из Сводного протокола по пункту 4.6);
\theta_{\chi} — погрешность выхода Cs-137 в осколках деления (по приложению 2, табл. П2-2);
\theta_{k} — 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,
Q_{i}^{M} — 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:
F_{i} = \frac{Q_{i}}{\sigma_{\text{эфф}.i}} ,(\text{П}3 - 7)
где Qi — активационный интеграл i-й пороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);
\sigma_{\text{эфф}.i} — эффективное сечение реакции для порога Eэфф.i.
При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:
\sigma_{\text{эфф}.i} = \frac{\int_{0} \sigma_{i}(E)\varphi(E)\partial E}{E \int_{\text{эфф}.i} \varphi(E)\partial E} ,(\text{П}3 - 8)
где \sigma_{i}(E) — дифференциальное сечение дозиметрической реакции;
\varphi(E) — дифференциальная плотность потока нейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.
В многогрупповом представлении расчет выглядит так:
\sigma_{\text{эфф}.i} = \frac{\sum_{n} \sigma_{i,n}\text{Ф}_{n}}{n \sum_{= E_{\text{эфф}.}} {}_{i}\text{Ф}_{n}} ,(\text{П}3 - 9)
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:
\delta_{i} = \sqrt{\delta_{Qi}^{2} + \theta_{\sigma}^{2}} ,(\text{П}3 - 10)
где \delta_{Qi} — погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);
\theta_{\sigma} — разброс значений \sigma_{\text{эфф}.i} 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:
\text{Ф}_{i} = \frac{F_{i}}{\tau_{\text{эфф}}} ,(\text{П}3 - 11)
где \tau_{\text{эфф}} — эффективное время облучения, которое определяется по формуле:
\tau_{\text{эфф}} = \frac{\int_{T_{0}}^{T_{k}} P(t)dt}{P_{\text{норм}}} .(\text{П}3 - 12)
Погрешность Фi, для доверительной вероятности P, равной 0,95, можно оценить по формуле:
\delta_{\text{Ф}_{i}} = \sqrt{\delta_{Fi}^{2} + \theta_{\tau}^{2}} ,(\text{П}3 - 13)
где \delta_{Fi} — погрешность флюенса Fi по пункту П3.3.2;
\theta_{\tau} — оценка погрешности \tau_{\text{эфф}} .
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 Q_{i}^{M} — активационные интегралы реакций активации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:
Q_{i}^{M} = \frac{Q_{i}}{Q_{M}} ,(\text{П}3 - 14)
где QM — активационный интеграл порогового детектора-монитора.
Погрешности нормированных Q_{i}^{M} равны погрешностям соответствующих Qi (по пункту П3.2.3), включая Q_{i}^{M} , 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).