RU2634124C1

RU2634124C1 - Method of controlling subcriticality swimming pools of spent nuclear fuel storage facility

Info

Publication number: RU2634124C1
Application number: RU2016122703A
Authority: RU
Inventors: Владимир Георгиевич Артемов; Рустем Эдуардович Зинатуллин
Priority date: 2016-06-08
Filing date: 2016-06-08
Publication date: 2017-10-24

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: method of controlling the subcriticality of spent nuclear fuel is to create a computational model of the repository and to determine the fragment of the storage facility with the maximum multiplying properties, numerically solving the conditionally critical equation. Computational simulation is performed for the center t_am of the selected interval. The distance r₀ is determined between the source and the detector, in which the minimum value of the damping decrement is equal to the asymptotic value of the damping decrement α₀. At the minimum of this dependence, the experimental value α₀ is determined. Subcriticality is monitored by the quantitative reactivity value ρ.

EFFECT: invention makes it possible to increase the nuclear safety of the containment basins by increasing the reliability of subcriticality control by directly measuring the asymptotic value of the damping decrement and determining the quantitative value of the reactivity value.

7 cl, 8 dwg

Description

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива, а точнее к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электрических станций (АЭС) с реакторами большой мощности канальными (РБМК), представляющих собой достаточно протяженную однородную размножающую систему.The invention relates to the field of storage of nuclear fuel, and more specifically to methods for determining and controlling the subcriticality of the storage pools (BW) of spent nuclear fuel storage (SNF) of nuclear power plants (NPPs) with high-power channel reactors (RBMK), which are a fairly long homogeneous propagating system .

Известен способ измерения реактивности, включающий возбуждение размножающей системы импульсным источником нейтронов и измерение скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности мгновенных нейтронов в размножающей системе (Simmons В., King J. Nicl. Sci. Engng., 3, 595 (1958); Стумбур Э.А., Николайшвили Ш.С., Колосов Б.И., Кочубей Н.П., Матвеенко И.П., Невиница А.И. Границы применимости α-метода для измерений реактивности в уран-водных системах // В сб. «Теоретические и экспериментальные проблемы нестационарного переноса нейтронов». - М.: Атомиздат, 1972, С. 275-281). Математически обработав полученную зависимость нейтронного потока от времени, определяют декремент затухания нейтронного потока α₀. Измерения проводят в критическом состоянии для определения

и в исследуемом подкритическом состоянии для определения α₀. После чего значение реактивности ρ находят из соотношения:A known method of measuring reactivity, including excitation of the propagating system by a pulsed neutron source and measuring the counting rate of a detector detecting the decay of the density of instant neutrons in the propagating system (Simmons B., King J. Nicl. Sci. Engng., 3, 595 (1958); Stumbur E .A., Nikolayshvili Sh.S., Kolosov B.I., Kochubei N.P., Matveenko I.P., Nevinitsa A.I. Applicability limits of the α-method for measuring reactivity in uranium-water systems // In Sat “Theoretical and experimental problems of non-stationary neutron transfer.” - M.: Atomizdat, 1972, S. 275-281 ) Mathematically processing the obtained dependence of the neutron flux on time, determine the decrement of the neutron flux attenuation α ₀ . Measurements are taken in critical condition to determine

and in the investigated subcritical state to determine α ₀ . After which the reactivity ρ is found from the relation:

где β_эфф - эффективная доля запаздывающих нейтронов.where β _eff is the effective fraction of delayed neutrons.

Подкритичность системы выражается через величину реактивности, которую, в отличие от классического определения реактивности (ρ=(K_эфф-1)/K_эфф), для подкритических систем удобно записать в форме:The subcriticality of the system is expressed in terms of the reactivity value, which, in contrast to the classical definition of reactivity (ρ = (K _eff -1) / K _eff ), for subcritical systems it is convenient to write in the form:

Соотношение (2) устанавливает однозначную связь между реактивностью ρ и значением эффективного коэффициента размножения нейтронов K_эфф.Relation (2) establishes a unique relationship between the reactivity ρ and the value of the effective neutron multiplication coefficient K _eff .

Недостатком известного способа является малый диапазон измеряемых подкритичностей и необходимость проведения измерений в критическом состоянии. Хранилище отработавшего ядерного топлива недопустимо переводить из глубоко подкритического состояния, соответствующего нормальному режиму хранения топлива, в критическое состояние (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05).The disadvantage of this method is the small range of measured subcriticality and the need for measurements in a critical state. Spent nuclear fuel storage is inadmissible to be transferred from a deeply subcritical state corresponding to the normal fuel storage mode to critical condition (Safety rules for the storage and transportation of nuclear fuel at nuclear facilities // Rostekhnadzor, Federal norms and rules in the field of atomic energy use, NP- 061-05).

Другим недостатком способа является то, что способ предназначен для определения подкритичности размножающих систем, поведение которых во время проведения импульсных измерений можно описать с помощью точечного приближения, когда во всем объеме системы устанавливается асимптотическое распределение потока нейтронов, интенсивность которого спадает по экспоненциальному закону с декрементом затухания α₀. Однако хранилище отработавшего ядерного топлива РБМК является большой глубоко подкритической слабосвязанной системой, в которой за время проведения измерений асимптотическое распределение плотности потока нейтронов устанавливаться не успевает.Another disadvantage of the method is that the method is designed to determine the subcriticality of propagating systems, the behavior of which during pulse measurements can be described using the point approximation, when an asymptotic distribution of the neutron flux is established in the entire volume of the system, the intensity of which decreases exponentially with the attenuation decrement α ₀ . However, the RBMK spent nuclear fuel storage facility is a large, deeply subcritical, loosely coupled system in which the asymptotic distribution of the neutron flux density does not have time to establish during measurements.

Известен также способ определения реактивности, включающий возбуждение размножающей системы импульсным источником нейтронов и измерение скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности потока нейтронов, не требующий проведения измерений в критическом состоянии за счет ввода расчетных поправок (Стумбур Э.А., Николайшвили Ш.С., Колосов Б.И., Кочубей Н.П., Матвеенко И.П., Невиница А.И. Границы применимости α-метода для измерений реактивности в уран-водных системах // В сб. «Теоретические и экспериментальные проблемы нестационарного переноса нейтронов». - М.: Атомиздат, 1972, С. 275-281). В известном способе реактивность определяется из соотношения:There is also a method for determining reactivity, including excitation of the propagating system by a pulsed neutron source and measuring the count rate of a detector that detects a decrease in the neutron flux density, which does not require measurements in a critical state due to the introduction of design corrections (Stumbur E.A., Nikolayshvili Sh.S., Kolosov B.I., Kochubei N.P., Matveenko I.P., Nevinitsa A.I. Boundaries of applicability of the α-method for measuring reactivity in uranium-water systems // In collection "Theoretical and experimental problems of unsteady tolerated by neutrons. "- M .: Atomizdat, 1972, pp 275-281). In the known method, the reactivity is determined from the ratio:

где Λ и β_эфф - время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов соответственно. Λ и β_эфф вычисляются как дробно-линейные функционалы решения условно-критической задачи и уравнения для определения декремента затухания нейтронного потока.where Λ and β _eff are the generation times of instantaneous neutrons and the effective fraction of delayed neutrons, respectively. Λ and β _eff are calculated as linear linear fractional functionals for solving the conditionally critical problem and equations for determining the neutron flux attenuation decrement.

Известный способ частично устраняет недостатки вышеописанного аналога и обеспечивает широкий диапазон измеряемых подкритичностей, в то же время не требуется проводить измерения в критическом состоянии. Однако применение описанного способа для определения подкритичности ХОЯТ затруднительно, так как здесь измерения проводятся, когда в размножающей системе не установилось асимптотическое распределение нейтронного потока.The known method partially eliminates the disadvantages of the above analogue and provides a wide range of measured subcriticality, while at the same time it is not necessary to carry out measurements in a critical state. However, the application of the described method for determining the subcriticality of SNF is difficult, since measurements are carried out here when the asymptotic distribution of the neutron flux has not been established in the breeding system.

В качестве прототипа выбран известный способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива Ленинградской атомной станции (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РД ЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005), который предполагает нахождение высотной зависимости декремента затухания α(z) от положения детектора по высоте тепловыделяющей сборки путем проведения серии измерений при перемещении измерительного устройства, включающего жестко сцепленные между собой импульсный источник нейтронов и детектор. Способ контроля подкритичности ХОЯТ, использованный в «Методике…», заключается в том, что предварительно создают расчетную модель хранилища, определяют фрагмент хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. По максимуму собственных функций указанных уравнений определяют координаты x, y плана хранилища и в указанных координатах размещают измерительное устройство. Проводят импульсный эксперимент, выполняя измерения декремента затухания нейтронного потока в нескольких точках по высоте z путем измерения в каждой точке скорости счета детектора, регистрирующего спад плотности потока мгновенных нейтронов. Получают высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), после чего осуществляют контроль подкритичности хранилища. Способ основывается на том, что зависимость измеренного декремента затухания от места размещения измерительного устройства по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) имеет характерный вид, отличающий эту зависимость для свежих и слабо выгоревших ТВС. Серия измерений декремента затухания при перемещении измерительного устройства по высоте выгоревших ТВС позволяет выявить четкий минимум зависимости α(z). Координата минимума совпадает с максимумом собственной функции уравнения для определения асимптотического декремента затухания. Поэтому минимальное значение

- наиболее близко к асимптотическому декременту затухания нейтронного потока α₀.As a prototype, the well-known method for monitoring the safety of the storage pools of the spent nuclear fuel storage facilities of the Leningrad Nuclear Plant was selected (Methods for controlling the subcriticality of spent nuclear fuel storage facilities of the Leningrad NPP using the UIP-06 facility. RD EO 0613-2005. Rosenergoatom Concern, Moscow, 2005), which involves finding the altitude dependence of the attenuation decrement α (z) on the position of the detector along the height of the fuel assembly by conducting a series of measurements when moving the measuring devices Comprising rigidly coupled between a pulsed neutron source and a detector. The method for monitoring the ISFSF subcriticality, used in the “Methodology ...”, consists in preliminarily creating a calculation model of the storage facility, determining a storage fragment with maximum propagating properties, numerically solving the conditionally critical equation and its associated equation, as well as an equation for determining the asymptotic decrement neutron flux attenuation. To the maximum of the eigenfunctions of these equations, the x, y coordinates of the storage plan are determined and a measuring device is placed in the indicated coordinates. A pulsed experiment is carried out, measuring the attenuation decrement of the neutron flux at several points along the height z by measuring at each point the counting speed of the detector, recording a decrease in the flux density of instantaneous neutrons. The altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) is obtained, after which the storage subcriticality is monitored. The method is based on the fact that the dependence of the measured attenuation decrement on the location of the measuring device in terms of the height of the spent fuel assembly (SFA) has a characteristic form that distinguishes this dependence for fresh and slightly burned fuel assemblies. A series of measurements of the attenuation decrement when moving the measuring device along the height of the burned-out fuel assemblies allows us to reveal a clear minimum of the dependence α (z). The minimum coordinate coincides with the maximum of the eigenfunction of the equation for determining the asymptotic attenuation decrement. Therefore the minimum value

- closest to the asymptotic damping decrement of the neutron flux α ₀ .

Способ контроля подкритичности основан на том, что, с одной стороны, сопоставляют расчетную α^расч(z) и измеренную α^эксп(z) высотные зависимости декремента затухания, а с другой, - сопоставляют измеренную зависимость α^эксп(z) с рассчитанной предельной зависимостью декремента затухания α^пред(z).The method of controlling subcriticality is based on the fact that, on the one hand, the calculated α ^calculation (z) and the measured α ^exp (z) height dependences of the attenuation decrement are compared, and on the other hand, the measured dependence α ^exp (z) is compared with the calculated limiting decrement dependence damping α ^before (z).

Предельная высотная зависимость декремента затухания α^пред(z) соответствует граничной глубине выгорания топлива, которая подбирается на основе предварительных расчетов так, чтобы ни в одном из постулируемых аварийных состояний коэффициент размножения K_эфф не превысил значения 0,95 (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05) с учетом погрешности расчета.The limiting altitude dependence of the attenuation decrement α ^pre (z) corresponds to the boundary depth of fuel burnup, which is selected on the basis of preliminary calculations so that in none of the postulated emergency states does the multiplication coefficient K _eff exceed 0.95 (Safety rules for the storage and transportation of nuclear fuel at nuclear facilities // Rostekhnadzor, Federal norms and rules in the field of atomic energy use, NP-061-05) taking into account the calculation error.

В первом случае проверяют согласованность расчета и эксперимента, а также адекватность расчетной модели хранилища, что позволяет оценить размножающие свойства системы, рассчитав значения K_эфф при имитации постулируемых аварийных ситуаций с использованием апробированной расчетной модели. Во втором случае проверяют, будет ли система находиться в подкритическом состоянии при постулируемых в ТОБ (техническое обоснование безопасности) ХОЯТ авариях (критерий α^эксп(z)>α^пред(z)), подтверждая тем самым правильность сделанных на основе расчетного анализа выводов о подкритичности хранилища.In the first case, the consistency of the calculation and the experiment is checked, as well as the adequacy of the calculation model of the storage, which allows us to evaluate the propagating properties of the system by calculating the K _eff values when simulating postulated emergency situations using an approved calculation model. In the second case, it is checked whether the system will be in a subcritical state when there are accidents postulated in the SDS (safety technical justification) of the ISF (criterion α ^exp (z)> α ^pre (z)), thereby confirming the correctness of the conclusions about subcriticality made on the basis of a calculation analysis storage facilities.

В соответствии с методикой измеренную α^эксп(z), расчетную α^расч(z) и предельную α^пред(z) зависимости декремента затухания получают следующим образом:In accordance with the methodology, the measured α ^exp (z), the calculated α ^calculation (z) and the limiting α ^pre (z) dependence of the attenuation decrement are obtained as follows:

1) проводится расчет размножающих свойств хранилища 1 (фиг. 1) и на основе анализа полученных данных выделяется фрагмент 2 с наибольшими размножающими свойствами. Для определения местоположения искомого фрагмента совместно анализируются решения условно-критического уравнения и сопряженного с ним уравнения, а также решение уравнения для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. Для трех указанных уравнений максимумы собственных функций практически совпадают;1) a calculation is made of the breeding properties of storage 1 (Fig. 1) and based on the analysis of the data obtained, fragment 2 with the highest breeding properties is selected. To determine the location of the desired fragment, we jointly analyze the solutions of the conditionally critical equation and its associated equation, as well as the solution of the equation for determining the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux. For the three indicated equations, the maxima of the eigenfunctions practically coincide;

2) измерительное устройство 5 (фиг. 2), предназначенное для определения подкритичности импульсным методом (α-метод) (Установка контроля подкритичности ХОЯТ УИП 006, Свидетельство об утверждении типа средств измерений RU.C.38.002.A №42530) и включающее импульсный источник нейтронов 6 и детектор 7, устанавливаемые внутри пустого пенала 8, размещают в центре выделенного фрагмента 2 (фиг. 1) ХОЯТ (термин «центр» используется здесь исключительно как означающий физическое (расчетное) значение положения устройства) и проводят 7-11 измерений при различном высотном положении измерительного устройства, получая экспериментальную высотную зависимость α^эксп(z) (поз. 9, фиг. 3);2) measuring device 5 (Fig. 2), designed to determine subcriticality by the pulsed method (α-method) (Installation of subcriticality control ISFSF UIP 006, Certificate of type approval of measuring instruments RU.C.38.002.A No. 42530) and including a pulse source neutrons 6 and detector 7, mounted inside an empty pencil case 8, are placed in the center of the selected fragment 2 (Fig. 1) SNF (the term "center" is used here solely as meaning the physical (calculated) value of the position of the device) and 7-11 measurements are performed at various high altitude th position of the measuring device, obtaining the experimental altitude dependence α ^exp (z) (pos. 9, Fig. 3);

3) для получения расчетной высотной зависимости α^расч(z) (поз. 10, фиг. 3) полностью имитируется весь ход измерений с помощью «прямого» численного моделирования на основе решения нестационарного уравнения диффузии для потока нейтронов;3) in order to obtain the calculated height dependence of α ^calc (z) (pos. 10, Fig. 3), the entire course of measurements is completely simulated using “direct” numerical simulation based on the solution of the unsteady diffusion equation for the neutron flux;

4) для указанного фрагмента расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой K_эфф достигает предельного значения 0,95 в постулируемых аварийных ситуациях. Далее определяют предельную зависимость декремента затухания α^пред(z) (поз. 11. фиг. 3), которая получается на основе расчетов с имитацией условий экспериментов при уменьшенном выгорания топлива в отработавшей тепловыделяющей сборке 4 фрагмента 2 до минимального граничного значения.4) for the indicated fragment, the boundary depth of fuel burnup is determined by calculation, at which K _eff reaches a limit value of 0.95 in postulated emergency situations. Next, the limiting dependence of the attenuation decrement α ^pre (z) (item 11. FIG. 3) is determined, which is obtained on the basis of calculations with simulated experimental conditions with reduced fuel burn-up in the spent fuel assembly 4 of fragment 2 to the minimum boundary value.

Такой подход, в отличие от аналога, обеспечивает контроль подкритичности в условиях, когда в системе еще не установилось асимптотическое распределение плотности потока нейтронов. Однако при неустановившемся асимптотическом распределении плотности потока нейтронов для ХОЯТ РБМК затруднительно получить достоверную экспериментальную оценку подкритичности в единицах реактивности и соответственно затруднительно получить оценку эффективного коэффициента размножения нейтронов (2), как того требуют правила ядерной безопасности (ПБЯ) (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии // Ростехнадзор, Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, НП-061-05). Дело в том, что в прототипе не учитывается особенность распространения импульса нейтронов в достаточно протяженной размножающей среде, какой является хранилище. В такой среде при неустановившемся распределении нейтронов измеряемый декремент затухания зависит от расстояния между источником и детектором. Качественно этот эффект иллюстрирует формула для затухания нейтронного импульса в бесконечной среде (Морс Ф.М., Фешбах Г. Методы теоретической физики. Том II. М., Изд-во иностранной литературы, 1960.):This approach, unlike the analogue, provides control of subcriticality under conditions when the asymptotic distribution of the neutron flux density has not yet been established in the system. However, with an unsteady asymptotic distribution of the neutron flux density for the RBMK SNF, it is difficult to obtain a reliable experimental estimate of the subcriticality in reactivity units and, accordingly, it is difficult to obtain an estimate of the effective neutron multiplication coefficient (2), as required by the nuclear safety rules (ABY) (safety rules for the storage and transportation of nuclear fuel at nuclear facilities // Rostekhnadzor, Federal norms and rules in the field of use atomic energy, NP-061-05). The fact is that the prototype does not take into account the peculiarity of the propagation of a neutron pulse in a sufficiently extended propagating medium, which is the storage. In such a medium with an unsteady neutron distribution, the measured attenuation decrement depends on the distance between the source and the detector. Qualitatively, this effect is illustrated by the formula for the attenuation of a neutron pulse in an infinite medium (Morse F.M., Feshbakh G. Methods of Theoretical Physics. Volume II. M., Publishing House of Foreign Literature, 1960.):

где α(r,t) можно интерпретировать как декремент затухания нейтронного потока:where α (r, t) can be interpreted as the decrement of neutron flux attenuation:

Здесь α₀ - асимптотический декремент затухания нейтронного потока от импульса источника, имеющего одинаковую интенсивность во всех точках пространства; D - коэффициент диффузии; v - скорость нейтронов; r - расстояние от детектора до точечного импульсного источника нейтронов. Соотношения (4)-(5) являются решением нестационарного моноэнергетического уравнения диффузии в однородной бесконечной среде с точечным импульсным источником. Оно показывает, что при малых расстояниях между детектором и источником декремент затухания нейтронного потока будет завышенным, а при удалении от начала координат (места генерации первоначального импульса нейтронов) эффективный декремент затухания занижается относительно своего асимптотического значения α₀.Here α ₀ is the asymptotic decrement of the neutron flux attenuation from the source pulse having the same intensity at all points in space; D is the diffusion coefficient; v is the neutron velocity; r is the distance from the detector to the point pulsed neutron source. Relations (4) - (5) are a solution to the non-stationary monoenergetic diffusion equation in a homogeneous infinite medium with a point-like pulse source. It shows that, at small distances between the detector and the source, the neutron flux attenuation decrement will be overestimated, and when moving away from the origin (the origin of the initial neutron momentum), the effective attenuation decrement is underestimated relative to its asymptotic value α ₀ .

Задачей предлагаемого технического решения является разработка способа контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива, позволяющего на основе прямого измерения асимптотического значения декремента затухания повысить достоверность контроля подкритичности путем определения количественного значения величины реактивности, обеспечивая тем самым повышение ядерной безопасности хранения отработавших тепловыделяющих сборок.The objective of the proposed technical solution is to develop a method for controlling the subcriticality of the spent fuel storage pools of the spent nuclear fuel storage facility, which allows, on the basis of direct measurement of the asymptotic attenuation decrement, to increase the reliability of the subcriticality control by determining the quantitative value of the reactivity, thereby increasing the nuclear safety of storage of spent fuel assemblies.

Поставленная задача решается следующим образом.The problem is solved as follows.

В соответствии со способом контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива, заключающимся в том, что предварительно создают расчетную модель хранилища, определяют фрагмент хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока, по максимуму собственных функций указанных уравнений определяют координаты x, y плана хранилища и проводят импульсный эксперимент, размещая измерительное устройство, включающее жестко соединенные импульсный источник нейтронов и детектор, в указанных координатах и выполняя серию измерений декремента затухания нейтронного потока в нескольких точках по высоте z путем измерения в каждой точке скорости счета детектора, регистрирующего N(t) - спад плотности потока мгновенных нейтронов, получают высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), после чего осуществляют контроль подкритичности хранилища,In accordance with the method of controlling the subcriticality of the spent fuel storage pools of the spent nuclear fuel storage facility, namely, that a design model of the storage facility is preliminarily created, a storage fragment with maximum propagating properties is determined by numerically solving the conditionally critical equation and its associated equation, as well as an equation for determining the asymptotic the neutron flux attenuation decrement, the maximum eigenfunctions of these equations determine the x, y coordinates of the storage plan and spend a pulsed experiment, placing a measuring device including a rigidly connected pulsed neutron source and a detector, in the indicated coordinates and performing a series of measurements of the neutron flux attenuation decrement at several points in height z by measuring at each point the counting speed of the detector, recording N (t) - density drop instantaneous neutron flux, the altitude dependence of the neutron flux decay decrement α (z) is obtained, and then the storage subcriticality is monitored,

согласно заявляемому техническому решениюaccording to the claimed technical solution

перед проведением серии измерений выполняют, по меньшей мере, одно измерение спада плотности потока мгновенных нейтронов и строят кривую N(t), на которой выделяют временной интервал, где спад плотности потока мгновенных нейтронов аппроксимируют экспонентой. Для центра t_изм выделенного временного интервала выполняют расчетное моделирование, на основе которого определяют расстояние r₀ между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания

равно асимптотическому значению декремента затухания α₀. В измерительном устройстве источник и детектор размещают друг от друга на указанном расстоянии и при сохранении значения r₀ постоянным выполняют измерения декремента затухания нейтронного потока в каждой точке по высоте z. После получения высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока α(z) по минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α₀, а контроль подкритичности хранилища выполняют по количественному значению реактивности ρ с помощью формулыbefore carrying out a series of measurements, at least one measurement of the decay of the instantaneous neutron flux density is performed and a curve N (t) is built, on which a time interval is allocated where the decay of the instantaneous neutron flux density is approximated by the exponent. For the center t _{ism of the} selected time interval, computational modeling is performed, based on which the distance r ₀ between the source and the detector is determined, at which the minimum value of the attenuation decrement

equal to the asymptotic value of the damping decrement α ₀ . In the measuring device, the source and the detector are placed at a specified distance from each other and, while keeping the value r ₀ constant, measurements are made of the neutron flux attenuation decrement at each point in height z. After obtaining the altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z), the experimental value α ₀ is determined from the minimum of this dependence, and the storage subcriticality is controlled by the quantitative reactivity ρ using the formula

ρ=α₀Λ-β_эфф,ρ = α ₀ Λ-β _eff ,

где Λ - время генерации мгновенных нейтронов и β_эфф - эффективную долю запаздывающих нейтронов определяют расчетным путем.where Λ is the instantaneous neutron generation time and β _eff is the effective fraction of delayed neutrons determined by calculation.

В частном случае, связанном с контролем подкритичности ХОЯТ, после определения количественного значения реактивности дополнительно выполняют количественную оценку запаса подкритичности, для чего используют формулу

, где

- расчетная оценка асимптотического декремента затухания нейтронного потока, рассчитанная для граничной глубины выгорания топлива, Λ^пред и

- время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов, соответствующие граничной глубине выгорания топлива.In the particular case associated with the control of the subcriticality of the SNF, after determining the quantitative value of the reactivity, a quantitative assessment of the subcriticality margin is additionally performed, for which the formula

where

- the estimated estimate of the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux, calculated for the boundary depth of fuel burnup, Λ ^before and

- the time of generation of instant neutrons and the effective fraction of delayed neutrons corresponding to the boundary depth of fuel burnup.

В частном случае, связанном с созданием расчетной модели хранилища, в способе в качестве характеристик хранилища используют величину начального обогащения, энерговыработки, профиля выгорания топлива по высоте ОТВС, местоположение ОТВС в хранилище, а также данные из библиотеки малогрупповых констант.In the particular case associated with the creation of a calculation model of the repository, the method uses the initial enrichment, energy generation, fuel burnup profile by the height of the SFA, the location of the SFA in the storage, and also data from the library of small-group constants as the characteristics of the storage.

В частном случае, связанном с определением фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численное решение условно-критического уравнения и сопряженного с ним уравнения, а также уравнения для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ^©, позволяющей определять собственные функции указанных уравнений.In the particular case associated with the determination of a storage fragment with maximum propagating properties, the numerical solution of the conditionally critical equation and its associated equations, as well as the equations for determining the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux, are performed using the SAPFIR_95 & RC_HOYAT ^© program, which allows one to determine the eigenfunctions of these equations.

В другом частном случае, связанном с определением расстояния r₀ между детектором и импульсным источником, в заявляемом способе указанное расстояние определяют из соотношения

, где t_изм - центр временного интервала, на котором осуществляют детектирование сигнала, а С - константа, определяемая свойствами среды ХОЯТ, ее численное значение определяется на основе расчетного моделирования.In another particular case, associated with the determination of the distance r ₀ between the detector and the pulsed source, in the inventive method, the specified distance is determined from the ratio

, where t _ISM is the center of the time interval on which the signal is detected, and C is a constant determined by the properties of the ISFSF medium, its numerical value is determined based on computational modeling.

В частном случае, в способе расчетное моделирование выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ^©.In the particular case, in the method, computational modeling is performed using the SAPFIR_95 & RC_HOYAT ^© program.

В другом частном случае, связанном с определением количественного значения реактивности, расчет времени генерации мгновенных нейтронов Λ и эффективной доли запаздывающих нейтронов β_эфф выполняют с использованием программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ^©.In another particular case related to the determination of the quantitative value of reactivity, the calculation of the instantaneous neutron generation time Λ and the effective fraction of delayed neutrons β _{eff is} performed using the SAPFIR_95 & RC_HOYAT program ^© .

Предлагаемый способ за счет наличия отличительных признаков в совокупности с известными позволяет выполнять точную экспериментальную оценку подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива путем определения количественного значения величины реактивности, что значительно повышает точность и достоверность контроля, обеспечивая тем самым повышение безопасности хранения ОТВС. Определение количественного значения реактивности, по которому осуществляют контроль подкритичности, выполняется на основе экспериментального определения асимптотического значения декремента затухания α₀. При этом при использовании способа найдена возможность измерять асимптотический декремент затухания даже тогда, когда в объеме размножающей системы еще не установилось асимптотическое распределение нейтронов.The proposed method, due to the presence of distinctive features in combination with the known ones, allows an accurate experimental assessment of the subcriticality of the spent fuel storage pools of the spent nuclear fuel storage by determining the quantitative value of the reactivity value, which significantly increases the accuracy and reliability of the control, thereby improving the safety of the SFA storage. The determination of the quantitative value of the reactivity by which subcriticality is controlled is carried out on the basis of the experimental determination of the asymptotic value of the damping decrement α ₀ . Moreover, when using the method, it was found possible to measure the asymptotic attenuation decrement even when the asymptotic distribution of neutrons has not yet been established in the volume of the multiplying system.

Преимущества настоящего технического решения поясняются описанием примера его осуществления со ссылкой на чертежи, в числе которых:The advantages of this technical solution are illustrated by a description of an example of its implementation with reference to the drawings, including:

Фиг. 1 (известный уровень техники) иллюстрирует пример выделения фрагмента с наибольшими размножающими свойствами и выбора места для размещения измерительного устройства;FIG. 1 (prior art) illustrates an example of isolating a fragment with the greatest propagating properties and selecting a location for the placement of the measuring device;

Фиг. 2 (известный уровень техники) иллюстрирует размещение измерительного устройства в выбранном фрагменте ХОЯТ РБМК;FIG. 2 (prior art) illustrates the placement of a measuring device in a selected fragment of the RBMK SNF;

Фиг. 3 (известный уровень техники) иллюстрирует графический пример сопоставления экспериментальной, расчетной и предельной высотной зависимостей декремента затухания нейтронного потока α(z), полученных в результате измерения в нескольких точках по высоте ОТВС;FIG. 3 (prior art) illustrates a graphic example of a comparison of the experimental, calculated and maximum altitude dependences of the neutron flux attenuation decrement α (z) obtained as a result of measurements at several points along the height of the SFA;

Фиг. 4 иллюстрирует графический пример определения на экспериментальной кривой спада плотности потока мгновенных нейтронов временного интервала, где спад нейтронного потока аппроксимируют экспонентой (линейной зависимостью в логарифмическом масштабе);FIG. 4 illustrates a graphical example of determining, on an experimental curve, the decay of the instantaneous neutron flux density of the time interval, where the decay of the neutron flux is approximated by an exponential (linear dependence on a logarithmic scale);

Фиг. 5 иллюстрирует графический пример расчетного моделирования (при различном расстоянии между источником и детектором) для выбора расстояния r₀ между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания

равно асимптотическому значению декремента затухания нейтронного потока α₀;FIG. 5 illustrates a graphical example of computational modeling (at different distances between the source and the detector) for choosing the distance r ₀ between the source and the detector at which the minimum value of the attenuation decrement

equal to the asymptotic value of the decrement of the neutron flux attenuation α ₀ ;

Фиг. 6 иллюстрирует результат расчетного моделирования спада плотности потока мгновенных нейтронов при различном расстоянии между источником и детектором, при этом высотное положение детектора соответствует минимуму высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока;FIG. 6 illustrates the result of computational modeling of the decay in the flux density of instantaneous neutrons at different distances between the source and the detector, while the altitude of the detector corresponds to the minimum of the altitude dependence of the decrement of the neutron flux attenuation;

Фиг. 7 иллюстрирует аппроксимационную зависимость, позволяющую через момент времени, соответствующий центру временного интервала t_изм, на котором осуществляют детектирование сигнала, определить расстояние r₀ между детектором и импульсным источником;FIG. 7 illustrates an approximation dependence, which allows, after a moment of time corresponding to the center of the time interval t _ism , on which the signal is detected, to determine the distance r ₀ between the detector and the pulse source;

Фиг. 8 иллюстрирует пример работоспособности настоящего технического решения на примере серии импульсных экспериментов, выполненных на Ленинградской атомной станции.FIG. 8 illustrates an example of the operability of the present technical solution by the example of a series of pulsed experiments performed at the Leningrad nuclear power plant.

На фиг. 1-8 позициями обозначены:In FIG. 1-8 positions marked:

1 - картограмма относительного распределения размножающих свойств, рассчитанная для одного из бассейнов ХОЯТ;1 is a cartogram of the relative distribution of breeding properties calculated for one of the SNF pools;

2 - фрагмент БВ ХОЯТ с наибольшими размножающими свойствами;2 - a fragment of spent nuclear fuel with the highest breeding properties;

3 - ячейки с отработавшими тепловыделяющими сборками;3 - cells with spent fuel assemblies;

4 - отработавшая тепловыделяющая сборка в пенале;4 - spent fuel assembly in a pencil case;

5 - измерительное устройство;5 - measuring device;

6 - импульсный источник нейтронов;6 - pulsed neutron source;

7 - детектор;7 - detector;

8 - пенал для размещения источника 6 и детектора 7;8 - a case for placing the source 6 and the detector 7;

9 - экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^эксп(z);9 - experimental altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^exp (z);

10 - расчетная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^расч(z);10 - calculated altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^calc (z);

11 - предельная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^пред(z);11 is the limiting altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^pre (z);

12 - верхняя граница активной части ОТВС;12 - upper boundary of the active part of the SFA;

13 - кривая N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени;13 - curve N (t), characterizing the decrease in the flux density of instantaneous neutrons in time;

14 - временной интервал проведения измерений спада плотности нейтронов;14 - time interval for measuring the decline in neutron density;

15 - прямая аппроксимации спада плотности потока нейтронов в логарифмическом масштабе;15 is a direct approximation of the decline in neutron flux density on a logarithmic scale;

16 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором меньшего, чем r₀;16 - dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) obtained for the distance between the source and the detector less than r ₀ ;

17 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором равного r₀;17 - dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) obtained for the distance between the source and the detector equal to r ₀ ;

18 - зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), полученная для расстояния между источником и детектором большего, чем r₀;18 - dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) obtained for the distance between the source and the detector greater than r ₀ ;

19 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α₀;19 is the value of the asymptotic decrement of the neutron flux attenuation α ₀ ;

20 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором меньшем, чем r₀;20 is a calculated dependence N (t), characterizing the decrease in the flux density of instantaneous neutrons in time with a distance between the source and the detector less than r ₀ ;

21 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором равном r₀;21 - calculated dependence N (t), characterizing the decrease in the flux density of instantaneous neutrons in time with a distance between the source and the detector equal to r ₀ ;

22 - расчетная зависимость N(t), характеризующая спад плотности потока мгновенных нейтронов по времени при расстоянии между источником и детектором большем, чем r₀;22 - calculated dependence N (t), characterizing the decrease in the flux density of instantaneous neutrons in time at a distance between the source and the detector greater than r ₀ ;

23 - аппроксимационная зависимость, позволяющая определить расстояние r₀ между детектором и импульсным источником;23 is an approximation dependence that allows you to determine the distance r ₀ between the detector and the pulsed source;

24 - серия измерений декремента затухания нейтронного потока и полученная на их основе экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^эксп(z);24 is a series of measurements of the neutron flux attenuation decrement and the experimental altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^exp (z) obtained on their basis;

25 - расчетная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^расч(z);25 - calculated altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^calc (z);

26 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α₀;26 - value of the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux α ₀ ;

27 - предельная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока α^пред(z);27 — limiting altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α ^pre (z);

28 - значение асимптотического декремента затухания нейтронного потока α₀, соответствующего предельной глубине выгорания топлива.28 - the value of the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux α ₀ corresponding to the maximum depth of fuel burnup.

Техническая реализация заявляемого способа заключается в выполнении следующих операций.The technical implementation of the proposed method consists in the following operations.

Предварительно, перед проведением импульсного эксперимента, который был выполнен в ХОЯТ Ленинградской атомной станции, создавали расчетную модель хранилища. Для построения модели в качестве исходных данных для расчета использовали величину начального обогащения, энерговыработки, профиля выгорания топлива по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, ее местоположение в хранилище, а также данные из библиотеки малогрупповых констант. В качестве последних использовали коэффициенты диффузии, сечения поглощения, рассеяния, деления, среднее число нейтронов, возникающих в одном акте деления, доли запаздывающих нейтронов, постоянные распада ядер-предшественников запаздывающих нейтронов, среднегрупповые скорости нейтронов.Previously, before carrying out the impulse experiment, which was performed at the SNFF of the Leningrad Nuclear Power Plant, a design model of the storage facility was created. To build the model, the initial enrichment, energy production, fuel burnup profile by the height of the spent fuel assembly, its location in the storage, and also data from the library of small-group constants were used as initial data for the calculation. As the latter, we used diffusion coefficients, absorption, scattering, and fission cross sections, the average number of neutrons arising in one fission event, the fractions of delayed neutrons, decay constants of the precursors of delayed neutrons, and group average neutron velocities.

Далее определяли фрагмент хранилища 2 с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение и сопряженное с ним уравнение, а также уравнение для определения асимптотического декремента затухания нейтронного потока. Расчет выполняли с помощью программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ^©, позволяющей определять собственные функции указанных уравнений.Next, we determined the fragment of storage 2 with maximum propagating properties, numerically solving the conditionally critical equation and its associated equation, as well as the equation for determining the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux. The calculation was performed using the SAPFIR_95 & RC_HOYAT ^© program, which allows one to determine the eigenfunctions of these equations.

Для проведения импульсного эксперимента по максимуму собственных функций указанных уравнений определяли координаты х, y в плане хранилища с целью определения фрагмента и места расположения измерительного устройства в фрагменте. Измерительное устройство 5 размещали так, чтобы координаты размещения устройства в плане совпадали с максимумом собственных функций. При размещении устройства в данных координатах измеренный декремент затухания будет минимален и равен асимптотическому декременту затухания плотности потока нейтронов практически сразу после инжекции в исследуемую среду импульса быстрых нейтронов, что обеспечивает измерение указанного декремента за время спада плотности потока нейтронов еще до установления в хранилище асимптотического распределения плотности потока нейтронов.To conduct a pulsed experiment, the x, y coordinates in the storage plan were determined to maximize the eigenfunctions of these equations in order to determine the fragment and the location of the measuring device in the fragment. The measuring device 5 was placed so that the coordinates of the device in the plan coincided with the maximum of their own functions. When placing the device in these coordinates, the measured attenuation decrement will be minimal and equal to the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux density almost immediately after injection of a fast neutron pulse into the medium under study, which ensures the measurement of this decrement during the decay of the neutron flux density even before the asymptotic distribution of the flux density is established in the storage neutrons.

Перед проведением основной серии измерений выполняли одно измерение спада плотности потока мгновенных нейтронов и строили кривую N(t) 13 (фиг. 4), характеризующую спад плотности потока нейтронов во времени. На данной кривой выделяли временной интервал 14, где спад плотности потока мгновенных нейтронов аппроксимировали линейной зависимостью 15 в логарифмическом масштабе. В реальных условиях ХОЯТ РБМК детектирование спада нейтронного потока проводили на интервале 0,64…1,28 мс.Before conducting the main series of measurements, one measurement of the decrease in the flux density of instantaneous neutrons was performed and a curve N (t) 13 was constructed (Fig. 4), which characterizes the decrease in the density of the neutron flux in time. The time interval 14 was distinguished on this curve, where the decrease in the flux density of instantaneous neutrons was approximated by a linear dependence of 15 on a logarithmic scale. Under real conditions of the RBMK ISFSF, the neutron flux decay was detected in the interval 0.64 ... 1.28 ms.

Для определения расстояния между источником 6 и детектором 7, позволяющим экспериментально определить асимптотический декремент затухания в ХОЯТ РБМК, перед проведением импульсного эксперимента выполнялось его расчетное моделирование при различных расстояниях между источником и детектором (под расстоянием между импульсным источником и детектором имеется в виду расстояние между их физическими центрами).To determine the distance between source 6 and detector 7, which allows one to experimentally determine the asymptotic attenuation decrement in the RBMK SNF, before performing the pulse experiment, it was simulated for various distances between the source and the detector (the distance between the pulse source and detector means the distance between their physical centers).

Расстояние r₀ определяли как

, где t_изм - центр временного интервала, на котором осуществляли детектирование сигнала. Константа С определяется свойствами среды; ее физический смысл можно раскрыть с помощью одногруппового приближения, в котором решение уравнения диффузии для распространения потока нейтронов от точечного нейтронного импульса можно получить в аналитическом виде (Морс Ф. М., Фешбах Г. Методы теоретической физики. Том II. М., Изд-во иностранной литературы, 1960), используя для этого соотношение (5). Из соотношения (5) следует, что асимптотическое значение декремента затухания нейтронного потока можно наблюдать до момента установления асимптотического распределения нейтронного потока, если выполняется условие

, где

. Для ХОЯТ РБМК константа С определяется с помощью расчетного моделирования.The distance r _{0 was} determined as

where t _ISM is the center of the time interval on which the signal was detected. The constant C is determined by the properties of the medium; its physical meaning can be revealed using the single-group approximation, in which the solution of the diffusion equation for the propagation of a neutron flux from a point neutron pulse can be obtained in an analytical form (Morse F.M., Feshbakh G. Methods of Theoretical Physics. Volume II. M., Izd- in foreign literature, 1960), using the relation (5) for this. From relation (5) it follows that the asymptotic value of the damping decrement of the neutron flux can be observed until the asymptotic distribution of the neutron flux is established, if the condition

where

. For RBMK SNF, the constant C is determined using computational modeling.

На фиг. 7 приведена аппроксимационная зависимость

для ХОЯТ Ленинградской атомной станции, полученная с помощью расчетного моделирования, ее вид представлен поз. 23. Данная зависимость позволяет на момент времени t_изм, определить расстояние r₀ между детектором и импульсным источником. Для подтверждения того, что найденное значение r₀ является расстоянием, при котором минимальное значение декремента затухания

равно асимптотическому значению декремента затухания α₀, было выполнено моделирование эксперимента при различном расстоянии между источником и детектором, в том числе при условии их размещения на расстоянии друг от друга, отличном от r₀. Результаты расчетного моделирования импульсного эксперимента представлены на фиг. 5 и 6. На фиг. 5 видно, что кривая 16, характеризующая высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z), которая была получена при r<r₀, размещена выше значения асимптотического декремента затухания 19. У кривой 18, характеризующей высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока α(z) при r>r₀, минимальное значение высотной зависимости меньше, чем значение асимптотического декремента затухания 19. Для высотного положения детектора, соответствующего минимуму высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока, на фиг. 6 представлены результаты расчетного моделирования спада нейтронного потока при различном расстоянии между источником и детектором. Зависимости 20, 21 и 22 получены при расстоянии между детектором и источником меньшим, равным и большим r₀, соответственно. Наклон указанных зависимостей определяет значения декремента затухания нейтронного потока.In FIG. 7 shows the approximation dependence

for SNF of the Leningrad Nuclear Power Plant, obtained by means of computational modeling, its form is represented by pos. 23. This dependence allows at time t _ISM to determine the distance r ₀ between the detector and the pulsed source. To confirm that the found r ₀ value is the distance at which the minimum attenuation decrement value

equal to the asymptotic value of the damping decrement α ₀ , the experiment was simulated at different distances between the source and the detector, including the condition of their placement at a distance from each other other than r ₀ . The results of computational modeling of a pulsed experiment are presented in FIG. 5 and 6. FIG. Figure 5 shows that curve 16, which characterizes the altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z), which was obtained for r <r ₀ , is located above the value of the asymptotic attenuation decrement 19. Curve 18, which characterizes the altitude dependence of the neutron flux decay decrement α (z ) for r> r ₀ , the minimum value of the altitude dependence is less than the value of the asymptotic attenuation decrement 19. For the altitude position of the detector corresponding to the minimum of the altitude dependence of the decay decrement of the neutron flux, in FIG. Figure 6 presents the results of computational modeling of the neutron flux decay at different distances between the source and the detector.

Dependencies

20, 21, and 22 were obtained at a distance between the detector and the source smaller, equal, and greater than r ₀ , respectively. The slope of these dependences determines the values of the neutron flux attenuation decrement.

Работоспособность способа была оценена экспериментальной апробацией в ХОЯТ Ленинградской атомной станции. Особенность предлагаемого способа заключается в том, что для проведения серии измерений использовано измерительное устройство, у которого расстояние r₀ между источником и детектором определено с помощью аппроксимационной зависимости 23, исходя из условий детектирования спада нейтронного потока в ХОЯТ на интервале 0,64…1,28 мс.The efficiency of the method was evaluated by experimental testing at the SNFF of the Leningrad Nuclear Power Plant. A feature of the proposed method lies in the fact that to carry out a series of measurements, a measuring device was used, in which the distance r ₀ between the source and the detector was determined using the approximation dependence 23, based on the conditions for detecting the decline of the neutron flux in the SNF in the interval 0.64 ... 1.28 ms

Во фрагменте хранилища 2 с максимальными размножающими свойствами была проведена серия импульсных измерений и получена экспериментальная высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока 24 (фиг. 8). Было проведено расчетное моделирование этой серий измерений с помощь прямого решения нестационарного уравнения диффузии для потока нейтронов и получена расчетная зависимость декремента затухания 25. Зависимости 24 и 25 совпали в пределах погрешности измерения, что подтвердило адекватность расчетной модели хранилища. Далее было проведено расчетное моделирование этой серий измерений при выгорании ТВС, уменьшенном до граничной глубины, и получена предельная высотная зависимость декремента затухания 27. На основании графического представления было сделано качественное заключение, что ХОЯТ Ленинградской атомной станции на момент проведения измерений находилось в подкритическом состоянии.In a fragment of storage 2 with maximum propagating properties, a series of pulsed measurements was carried out and the experimental altitude dependence of the attenuation decrement of neutron flux 24 was obtained (Fig. 8). Numerical simulation of this series of measurements was carried out using a direct solution of the non-stationary diffusion equation for the neutron flux, and the calculated dependence of the attenuation decrement 25 was obtained. The dependences 24 and 25 coincided within the measurement error, which confirmed the adequacy of the calculated storage model. Then, a numerical simulation of this series of measurements was carried out during fuel assembly burnup reduced to the boundary depth, and the maximum height dependence of the attenuation decrement 27 was obtained. Based on the graphical representation, a qualitative conclusion was made that the SNF of the Leningrad Nuclear Power Plant was in a subcritical state at the time of the measurements.

На фиг. 8 приведено графическое представление результатов, полученных при расчете (кривая 25) и при измерениях (кривая 24), которые в пределах погрешности измерений согласуются между собой. При этом в отличие от прототипа (фиг. 3), где расчетная кривая 10 и экспериментальная кривая 9 также согласуются между собой, при использовании предлагаемого способа минимальное значение α(z) совпадает со значением α₀ (фиг. 8, поз. 26), в то время как в примере, иллюстрирующем прототип,

существенно отличается от α₀. (фиг. 5, поз. 16 и 19). Таким образом, определение расстояния между источником и детектором через соотношение

позволяет экспериментально оценить асимптотическое значение декремента затухания нейтронного потока α₀ (поз. 26), что в свою очередь дает возможность воспользоваться формулойIn FIG. Figure 8 shows a graphical representation of the results obtained in the calculation (curve 25) and in measurements (curve 24), which are consistent with each other within the measurement error. In this case, unlike the prototype (Fig. 3), where the calculated curve 10 and the experimental curve 9 also agree with each other, when using the proposed method, the minimum value of α (z) coincides with the value of α ₀ (Fig. 8, item 26), while in the example illustrating the prototype,

significantly different from α ₀ . (Fig. 5, items 16 and 19). Thus, the determination of the distance between the source and the detector through the ratio

allows one to experimentally estimate the asymptotic value of the neutron flux attenuation decrement α ₀ (key 26), which in turn makes it possible to use the formula

ρ=α₀Λ-β_эфф ρ = α ₀ Λ-β _eff

и получить, в отличие от прототипа, не качественную, а количественную оценку запаса подкритичности в единицах реактивностиand get, in contrast to the prototype, not a qualitative but a quantitative assessment of the margin of subcriticality in reactivity units

Это дает возможность, используя соотношения (2), определить разницу между предельным значением коэффициента размножения

и значением коэффициента размножения в исследуемом состоянии

. Здесь

- расчетная оценка асимптотического декремента затухания нейтронного потока, рассчитанная для граничной глубины выгорания топлива (поз. 28); Λ^пред и

- время генерации мгновенных нейтронов и эффективная доля запаздывающих нейтронов, соответствующие граничной глубине выгорания топлива (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РД ЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005).This makes it possible, using relations (2), to determine the difference between the limiting value of the reproduction coefficient

and the value of the reproduction coefficient in the test state

. Here

- the estimated estimate of the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux calculated for the boundary depth of fuel burnup (item 28); Λ ^before and

- the instantaneous neutron generation time and the effective fraction of delayed neutrons corresponding to the boundary depth of fuel burnout (Technique for monitoring the subcriticality of spent nuclear fuel storage facilities at the Leningrad NPP using the UIP-06 facility. RD EO 0613-2005. Rosenergoatom Concern, Moscow, 2005).

В отличие от прототипа, где после проведения измерений проверка условий безопасного хранения производится на уровне качественной оценки путем сравнения измеренного значения декремента затухания нейтронного потока в фрагменте с вычисленной предельной зависимостью декремента, в заявляемом способе предлагается выполнять контроль подкритичности на основании количественной оценки подкритичности в единицах реактивности и получать соответствующую оценку эффективного коэффициента размножения нейтронов, как того требуют правила ядерной безопасности. Для этого проводят прямое измерение асимптотического значения декремента затухания. Таким образом, предложенный способ обладает более высокой степенью информативности, выражающейся в количественном значении контролируемой величины реактивности, и, в отличие от способа, принятого за прототип, позволяет существенно повысить достоверность экспериментальной оценки подкритичности и с более высокой точностью выполнить контроль подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива.In contrast to the prototype, where, after measurements, the safe storage conditions are checked at the level of a qualitative assessment by comparing the measured value of the neutron flux attenuation decrement in the fragment with the calculated maximum dependence of the decrement, the claimed method proposes to perform subcriticality control based on a quantitative assessment of subcriticality in reactivity units and obtain an appropriate estimate of the effective neutron multiplication coefficient, as required by the rules of nuclear th security. For this, a direct measurement of the asymptotic value of the attenuation decrement is performed. Thus, the proposed method has a higher degree of information, expressed in a quantitative value of the controlled reactivity, and, in contrast to the method adopted for the prototype, it can significantly increase the reliability of the experimental assessment of subcriticality and with higher accuracy to perform control of the subcriticality of spent nuclear fuel storage pools fuel.

Claims

1. A method for monitoring the subcriticality of a spent nuclear fuel storage facility (ISFSF), which consists in preliminarily creating a calculation model of the storage facility, determining a storage fragment with maximum propagating properties, numerically solving the conditionally critical equation and its associated equation, as well as an equation for determining the asymptotic the decay rate of the neutron flux, the maximum eigenfunctions of these equations determine the x, y coordinates of the storage plan and conduct a pulse experiment, placing a measuring device including a rigidly connected pulsed neutron source and a detector, in the indicated coordinates and performing a series of measurements of the neutron flux attenuation decrement at several points in height z by measuring at each point the counting rate of the detector recording N (t) - the decay of the instantaneous neutron flux density by time, the altitude dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) is obtained, after which the storage subcriticality is monitored, characterized in that before carrying out a series of Eren carried out at least one measurement of the slump flow density of prompt neutrons and build a curve N (t), which is isolated timeslot where decline instantaneous neutron flux density is approximated by an exponential, to the center of t _edited selected interval perform computational modeling, on the basis of which determine the distance r ₀ between the source and the detector, at which the minimum attenuation decrement

equal to the asymptotic value of the attenuation decrement α ₀ , in the measuring device, the source and detector are placed at a specified distance from each other and, while keeping the value r ₀ constant, measurements of the neutron flux attenuation decrement at each point along the height z, after obtaining the height dependence of the neutron flux attenuation decrement α (z) the experimental value α ₀ is determined from the minimum of this dependence, and the storage subcriticality is controlled by the quantitative reactivity ρ using ph rmula

ρ = α ₀ Λ-β _eff ,

where Λ is the instantaneous neutron generation time and β _eff is the effective fraction of delayed neutrons determined by calculation.

2. The method according to p. 1, characterized in that after determining the quantitative value of the reactivity additionally perform a quantitative assessment of the margin of subcriticality

where

3. The method according to p. 1, characterized in that the initial enrichment, energy production, fuel burnup profile by the height of the spent fuel assemblies (SFA), the location of the SFA in the storage, as well as data from the small group library are used as the characteristics of the storage to create a calculation model. constants.

4. The method according to claim 1, characterized in that the numerical solution of the conditionally critical equation and its associated equation, as well as the numerical solution of the equation for determining the asymptotic attenuation decrement of the neutron flux, are performed using the SAPFIR_95 & RC_HOYAT ^© program, which allows one to determine the eigenfunctions of these equations.

5. The method according to p. 1, characterized in that the distance r ₀ between the detector and the pulsed source is determined from the ratio

, where t _ISM is the center of the time interval on which the signal is detected, and C is a constant determined by the properties of the ISFSF medium, the numerical value of which is determined on the basis of computational modeling.

6. The method according to p. 1 or 5, characterized in that the computational simulation is performed using the program SAPFIR_95 & RC_HOYAT ^© .

7. The method according to p. 1, characterized in that the instantaneous neutron generation time Λ and the effective fraction of delayed neutrons β _eff are calculated using the program SAPFIR_95 & RC_HOJAT ^© .