RU2488181C1 - Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс - Google Patents
Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс Download PDFInfo
- Publication number
- RU2488181C1 RU2488181C1 RU2012116889/07A RU2012116889A RU2488181C1 RU 2488181 C1 RU2488181 C1 RU 2488181C1 RU 2012116889/07 A RU2012116889/07 A RU 2012116889/07A RU 2012116889 A RU2012116889 A RU 2012116889A RU 2488181 C1 RU2488181 C1 RU 2488181C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- eff
- calculated
- safety
- detector
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области хранения ядерного топлива и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС. Технический результат - повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов. Способ контроля безопасности бассейнов выдержки заключается в том, что расчетным путем выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент. Для этого помещают в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов, определяют поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют постоянные спада. На основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с ее рассчитанным предельным значением αпр осуществляют контроль безопасности. При этом за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения, а в качестве характеристики размножающих свойств берут эффективную плотность источников нейтронов в данной области. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к области хранения ядерного топлива на объектах использования атомной энергии и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения (Кэфф) бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).
Основным экспериментальным методом при исследовании коэффициента размножения Кэфф хранилищ ядерного топлива можно считать импульсный нейтронный метод в разных модификациях (Ю.А.Казанский, Е.С.Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр.104). В случае «α-метода», по измеренной постоянной спада (α, 1/с) потока нейтронов после импульса источника нейтронов и рассчитанным значениям времени генерации мгновенных (Λ, с) и доли запаздывающих (βэфф) нейтронов, вычисляют реактивность (ρ), которая по определению связана с Кэфф:
ρ/βэфф=1+α·Λ/βэфф,
ρ=(1-Кэфф)/Кэфф
Также известен способ контроля безопасности бассейнов выдержки ХОЯТ Ленинградской АЭС. (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РДЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005).
Контроль безопасности осуществляют на основе сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр.
Расчетные и измеренные значения получают следующим образом.
Расчетным путем определяют области бассейна выдержки с наибольшими размножающими свойствами, для этих областей расчетом определяют Кэфф при постулируемых проектных и запроектных авариях;
Под размножающими свойствами среды понимают свойства, характеризующие способность среды к поддержанию цепной реакции деления ядер, например, эффективная объемная плотность делящихся ядер, или эффективная плотность источников нейтронов деления.
В указанных областях расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой Кэфф≤0.95 в постулируемых аварийных ситуациях; моделируя импульсный эксперимент в данной области БВ, определяют расчетную постоянную спада нейтронного потока αпр при найденной выше граничной глубине выгорания. При проведении (и моделировании) импульсного эксперимента импульсный источник нейтронов (в эксперименте - импульсный нейтронный генератора, ИНГ) помещают в исследуемой области хранилища. Нейтронный детектор (его расчетную модель) размешают на некотором расстоянии от источника - там, где требуется определить постоянную спада потока нейтронов. В этом месте измеряют поток нейтронов во времени после импульса источника как количество отсчетов детектора нейтронов nτ(t) в заданном малом интервале времени τ. Математически обработав полученную зависимость потока нейтронов от времени, вычисляют постоянную спада потока нейтронов в выбранной области хранилища, находящегося в заданных условиях; измеряют в эксперименте постоянную спада нейтронного потока в ряде точек исследуемого фрагмента БВ хранилища нейтронным детектором с использованием ИНГ и осуществляют контроль подкритичности на основе сопоставления измеренных значений постоянной спада α с рассчитанным предельным ее значением αпр (условие безопасности - min|α|>|αпр|).
Этот способ не предполагает прямой оценки безопасности хранилища по максимальным полученным значениям Кэфф (или минимальной подкритичности 1 - Кэфф) реального БВ, что определено нормативными документами (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005) по обеспечению безопасности. Степень безопасности БВ определяется через постоянную спада нейтронного потока в некоторой области БВ, а не через Кэфф или подкритичность, как заявлено в работе, обсуждавшейся выше.
Постоянного контроля величин, характеризующих безопасность - Кэфф, подкритичности, постоянной спада потока нейтронов - в описанной методике не ведется. А импульсный эксперимент и используемый в методике расчет хранилища не могут быть достаточно частыми из-за сложности их реализации.
Введение постоянного нейтронно-физического контроля - естественное условие повышения безопасности эксплуатации ХОЯТ.
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов.
Для достижения указанного результата предложен способ контроля безопасности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, заключающийся в том, что предварительно рассчитывают нейтронно-физические характеристики БВ, выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент, помещая в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов и, определяя поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют по этой зависимости постоянные спада, и осуществляют контроль безопасности на основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения
Кэффi(t)=1-[1-(Кэфф)макс]·[Ni0/Ni(t)], где
(Кэфф)макс - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,
Ni0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,
Ni(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,
при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.
Кроме того, в качестве характеристики размножающих свойств принимают эффективную плотность источников нейтронов деления в данной области.
Кроме того, в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения Кэфф, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) (отн. ед.) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α0 (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов βэфф.
Для оценки Кэфф БВ ХОЯТ по результатам импульсного эксперимента настоящий способ использует допущение, что при некоторых условиях, уточняемых в расчете, можно измерить сигнал нейтронного детектора после импульса ИНГ в виде, достаточно близком к получаемому из уравнений «точечной» модели нейтронной кинетики с импульсным источником:
где Q - величина, пропорциональная мощности нейтронного импульса, α - постоянная спада потока мгновенных нейтронов.
Вклад запаздывающих нейтронов и нейтронов внутреннего источника (спонтанное деление и (α,n)-реакция) учитываются как практически постоянный во времени фон.
В рамках точечной модели кинетики имеет место связь постоянной спада потока мгновенных нейтронов с эффективным коэффициентом размножения через параметры времени генерации мгновенных и доли запаздывающих нейтронов:
Импульсный эксперимент с использованием ИНГ должен проводиться в наиболее потенциально опасной области БВ с максимумом размножающих свойств и плотности источников нейтронов деления. Координаты этой области (ячейки) в плоскости БВ X-Y и по высоте ячейки с топливной сборкой находятся из условно-критического расчета на Кэфф. В этом месте, как показывают расчеты, находится и максимум значений постоянной спада αр(ri), получаемый при моделировании экспериментов с ИНГ.
Для дополнительной экспериментальной оценки степени достоверности расчетных результатов, уточнения мест расположения ИНГ и детектора нейтронов в ходе импульсного эксперимента и мест расположения детекторов системы постоянного контроля, необходимо измерить распределение потока нейтронов по высоте БВ в предполагаемом месте проведения импульсного эксперимента. При этом получаются данные как об абсолютной величине сигнала детектора (потока нейтронов), так и о форме относительного нейтронного распределения. Измерения могут быть проведены и в предполагаемых местах постоянного контроля потока нейтронов.
Условия проведения импульсного эксперимента - расположение детектора в БВ (ri), расстояние «детектор-мишень ИНГ», временные параметры измерений по импульсному методу - подбираются с учетом результатов выше перечисленных расчетов и измерений нейтронных распределений и расчетного моделирования импульсного эксперимента. В ходе эксперимента эти условия и параметры уточняются. При этом измеряют количество отсчетов нейтронного детектора, зарегистрированных на последовательных временных интервалах (каналах временного анализатора) после импульса нейтронов ИНГ. Частота импульсов ИНГ ~10 Гц при длительности импульса ~1 мкс и выходе нейтронов ~107…108 нейтр./имп. Ширина каналов анализатора 10 мкс, их количество ~1000. Импульсы ИНГ повторяют (до нескольких десятков тысяч пусков) - для набора приемлемой статистики счета в каналах анализатора: от ~102 отсчетов в конце временного спектра, до ~104 - в его максимуме. По методу наименьших квадратов для соотношения (1) определяют постоянную αи(ri) во временной области экспоненциального спада потока нейтронов. Относительная статистическая погрешность постоянной спада в одном эксперименте должна быть, как правило, 1%. Измерения можно провести в нескольких местах БВ для подтверждения максимума постоянной спада в выбранной по расчету области бассейна.
Предлагаемый способ контроля выполнения условия безопасности эксплуатации хранилища основан на консервативном подходе к основной характеристике - Кэфф. Выполнив выше указанные расчеты и импульсный нейтронный эксперимент, можно получить ряд значений: Кэффр; Кэфф(α0); Кэфф(αΣ·min[αи(ri)/(αр(ri]); Кэфф(max{αи(ri);αp(ri}). При этом расчетные и экспериментальные значения «локальной» постоянной спада αp(ri) и αи(ri) определяются как размножающими свойствами среды в области БВ, выбранной для исследования, так и пространственно-временными условиями измерений и расчетов (геометрия, время после импульса). Сопоставляемые значения αp(ri) и αи(ri) следует рассматривать в близких пространственно-временных условиях, а также при относительно наиболее слабой зависимости от времени и координаты (приближение к выполнению условия (1)). Тогда их отношение дает возможность поправки на рассогласование расчетных и экспериментальных результатов для постоянной спада.
Исходя из основного условия обеспечения ядерной безопасности хранилища ОЯТ - Кэфф≤0.95 [4] (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005), проверяется выполнение этого условия для всех полученных расчетно-экспериментальных оценок Кэфф, характеризующих как БВ в целом, так и его область с наибольшими размножающими свойствами. Выбирается максимальная из полученных оценка - (Кэфф)max. Нарушение условия безопасности для этой оценки требует дополнительного анализа полученных результатов и, как крайнюю меру, изменений в загрузке БВ.
В выбранных по результатам расчетов, измерений и из соображений симметрии местах БВ - с максимальными размножающими свойствами и потоком нейтронов - устанавливают детекторы системы непрерывного измерения нейтронного потока (не менее 4-х делекторов в каждом БВ), соединенные линиями связи с аппаратурой измерительно-вычислительных каналов. При этом, после калибровки, в качестве выходной информации но каждому каналу система дает значения сигналов детекторов N,o и введенное значение (Кэфф)max. Т.о., используя известную формулу обратного умножения для числа нейтронов в размножающей системе с собственным источником, получают возможность постоянного во времени контроля значения Кэффi но непрерывно измеряемой величине сигнала каждого детектора Ni - в предположении постоянства в данных точках хранилища эффективной интенсивности источника нейтронов:
Организуется создание, хранение и чтение архивных файлов с показаниями каналов системы во времени.
Система контроля включает предупредительно-аварийную сигнализацию по превышению заданных уставок - предельных значений Кэфф и возрастания его текущего значения ΔКэфф - при изменении сигналов детекторов.
С течением времени по определенному регламенту проводятся расчетно-экспериментальные работы для корректировки - по (Кэфф)max - показаний измерительных каналов с учетом изменений в свойствах загрузки БВ.
На чертеже показаны распределения потока нейтронов по высоте 4-го БВ ХОЯТ Смоленской АЭС, измеренное как скорость счета нейтронной камеры и рассчитанное по программе STEPAN-ХОЯТ в задаче с источником. В таблице показаны некоторые результаты расчетов и импульсных измерений применительно к тому же БВ. Экспериментальное (αиi) и расчетное (αpi) значения константы спада относятся к месту расположения детектора нейтронов на 75 см ниже верхнего уровня топлива в БВ. Относительные погрешности расчетных параметров (βэфф=0.0063, Λ=0.00032 с) приняты равными 10%.
Таблица | ||||||||
Параметр | ||||||||
α, 1/с | Кэфф | |||||||
α0 | αΣ | αpi | αиi | Кэффр | Кэфф(α0) | Кэфф(αΣ) | Кэфф(αpi) | Кэфф(αиi) |
4421 | 4550 | 5235 | 4813±80 | 0.3970 | 0.415 | 0.408 | 0.375 | 0.395±0.034 |
Таким образом предложение позволяет повысить безопасность ядерноопасного объекта за счет расчетно-экспериментального определения эффективного коэффициента размножения при нескольких методиках оценки его величины и постоянного во времени аппаратурного контроля этой величины.
Claims (3)
1. Способ контроля безопасности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, заключающийся в том, что предварительно рассчитывают нейтронно-физические характеристики БВ, выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят реальный и модельный импульсный эксперимент, помещая в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов и, определяя поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют по этой зависимости постоянные спада, и осуществляют контроль безопасности на основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения
Кэффi(t)=1-[1-(Кэфф)max]·[Ni0/Ni(t)], где
(Кэфф)max - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,
Ni0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,
Ni(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,
при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.
Кэффi(t)=1-[1-(Кэфф)max]·[Ni0/Ni(t)], где
(Кэфф)max - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,
Ni0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,
Ni(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,
при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве характеристики размножающих свойств принимают эффективную плотность источников нейтронов деления в данной области.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения Кэфф, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α0 (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов βэфф.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2012116889/07A RU2488181C1 (ru) | 2012-04-27 | 2012-04-27 | Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2012116889/07A RU2488181C1 (ru) | 2012-04-27 | 2012-04-27 | Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2488181C1 true RU2488181C1 (ru) | 2013-07-20 |
Family
ID=48791282
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2012116889/07A RU2488181C1 (ru) | 2012-04-27 | 2012-04-27 | Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2488181C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2609897C1 (ru) * | 2015-09-22 | 2017-02-07 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Способ шумового контроля параметров ядерной безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива |
RU2634124C1 (ru) * | 2016-06-08 | 2017-10-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2001123457A (ru) * | 2001-08-23 | 2003-04-20 | Александр Валентинович Зинин | Способ обращения с отработавшим ядерным топливом при его выдержке, хранении, перемещении, разделке, переработке или захоронении |
RU99237U1 (ru) * | 2010-04-20 | 2010-11-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Установка измерения выгорания ядерного топлива |
US20110026661A1 (en) * | 2009-07-31 | 2011-02-03 | Ham Young S | Detecting pin diversion from pressurized water reactors spent fuel assemblies |
US20110216869A1 (en) * | 2007-12-20 | 2011-09-08 | Cooney Barry F | Method of improving the spent nuclear fuel burnup credit |
-
2012
- 2012-04-27 RU RU2012116889/07A patent/RU2488181C1/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2001123457A (ru) * | 2001-08-23 | 2003-04-20 | Александр Валентинович Зинин | Способ обращения с отработавшим ядерным топливом при его выдержке, хранении, перемещении, разделке, переработке или захоронении |
US20110216869A1 (en) * | 2007-12-20 | 2011-09-08 | Cooney Barry F | Method of improving the spent nuclear fuel burnup credit |
US20110026661A1 (en) * | 2009-07-31 | 2011-02-03 | Ham Young S | Detecting pin diversion from pressurized water reactors spent fuel assemblies |
RU99237U1 (ru) * | 2010-04-20 | 2010-11-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Установка измерения выгорания ядерного топлива |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2609897C1 (ru) * | 2015-09-22 | 2017-02-07 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Способ шумового контроля параметров ядерной безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива |
RU2634124C1 (ru) * | 2016-06-08 | 2017-10-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2488181C1 (ru) | Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс | |
Lafleur | Development of self-interrogation neutron resonance densitometry (SINRD) to measure the fissile content in nuclear fuel | |
Tobin et al. | Utility of including passive neutron albedo reactivity in an integrated NDA system for encapsulation safeguards | |
Lebrat et al. | Global results from deterministic and stochastic analysis of the MUSE-4 experiments on the neutronics of accelerator-driven systems | |
Jansson et al. | Axial and azimuthal gamma scanning of nuclear fuel–implications for spent fuel characterization | |
JP2014228362A (ja) | 核燃料の未臨界度測定監視システム及び方法 | |
JP5907836B2 (ja) | 管理対象物の計量管理方法 | |
Smith et al. | Time-spectral analysis methods for spent fuel assay using lead slowing-down spectroscopy | |
Barbry et al. | Review of the CRAC and SILENE criticality accident studies | |
Borodkin et al. | Uncertainty-Accounted Calculational–Experimental Approach for Improved Conservative Evaluations of VVER RPV Radiation Loading Parameters | |
Korotkov et al. | Automated System for Monitoring the Radiation Situation at NPP and Environs: a Safety Security Tool | |
RU2634124C1 (ru) | Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива | |
Jo et al. | High accuracy boronometer design developed for light water reactors | |
RU2231145C2 (ru) | Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки | |
Borodkin et al. | Calculational-Experimental Monitoring of Radiation Damage Parameters on VVER Equipment and Their Application During Equipment Residual Life-Time Estimation | |
Kulisek et al. | Assaying used nuclear fuel assemblies using lead slowing-down spectroscopy and singular value decomposition | |
JP2018112526A (ja) | 核燃料の未臨界度測定方法 | |
Boustani et al. | Investigation of under-containment gamma dose after total core uncovering accident in Tehran Research Reactor. | |
Dimitrov | Ex-Vessel Reactor Dosimetry for Units 5 and 6 of Kozloduy NPP–Current Status and Future Prospects | |
Berlizov | A Combined Computational and Measurement Approach for Safeguards Verifications of Subcritical Cores | |
Bourva et al. | The effect of albedo neutrons on the neutron multiplication of small plutonium oxide samples in a PNCC chamber | |
Nikolaev et al. | Subcriticality Measurement of Jackets with Spent FA VVER-1000 in a KhOT-1 Storage Facility Using the SKP-KhOT System | |
Kim | A Study on the Conceptual Design for the Development of Integrated γ Detector to verify the LWR Spent Fuel Assemblies | |
Lebedev et al. | Results of Measurements of Efficiency of Control Rods in a Critical Assembly by RKI-1 Reactimeter | |
JP2023030894A (ja) | 使用済み核燃料の未臨界度測定装置及び使用済み核燃料の臨界管理方法 |