RU2649656C1 - Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора - Google Patents
Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2649656C1 RU2649656C1 RU2017123104A RU2017123104A RU2649656C1 RU 2649656 C1 RU2649656 C1 RU 2649656C1 RU 2017123104 A RU2017123104 A RU 2017123104A RU 2017123104 A RU2017123104 A RU 2017123104A RU 2649656 C1 RU2649656 C1 RU 2649656C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graphite
- uranium
- fuel fragments
- neutron
- cells
- Prior art date
Links
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 70
- 239000010439 graphite Substances 0.000 title claims abstract description 70
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 48
- 239000012634 fragment Substances 0.000 title claims abstract description 46
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 23
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 17
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 38
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 32
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 31
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims abstract description 17
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 13
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 claims description 11
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 4
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 4
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 claims description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 4
- 238000007654 immersion Methods 0.000 claims description 3
- 230000003595 spectral effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000005553 drilling Methods 0.000 abstract description 2
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 abstract description 2
- 238000011835 investigation Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 4
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 2
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000013524 data verification Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 description 1
- -1 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000011435 rock Substances 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора. Поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. Исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках. Сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м. Затем определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса. По получаемым значениям параметров от каждого распределения в отдельное и определяют размер, форму и расположение калибровочных измерений просыпей фрагментов топлива. После учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а также их массу. Калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора. Техническим результатом является возможность оценки ядерной безопасности и при необходимости их локальное выбуривание из графитовой кладки без демонтажа всей графитовой колонны в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового реактора. 7 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной физике, а именно к методам радиационного обследования остановленных уран-графитовых реакторов, и может быть использовано для обнаружения просыпей фрагментов облученного ядерного топлива, оставшихся в конструкциях уран-графитовых ядерных реакторов типа ПУГР, РБМК, АМБ, ЭГП-6, AM после прекращения их эксплуатации.
Просыпи фрагментов ядерного топлива в графитовой кладке представляют собой мелкодисперсные фракции топлива и их смеси с графитовой пылью. Часть просыпей фрагментов топлива находится в стыках и дефектах поверхности графитовых блоков кладки реактора. При выводе реакторов из эксплуатации требуется их обнаружение для оценки ядерной безопасности и анализа возможности их удаления.
Известен ряд способов, относящихся к геодезическим исследованиям методом радиационного каротажа. Например, известен способ гамма-каротажа скважины [RU 2377610, МПК G01V 5/12, опубл. 27.12.2009], выбранный в качестве аналога. Для исследования характеристик геологических пластов вокруг скважины сначала одновременно генерируют гамма-кванты и нейтроны. Входное рассеянное гамма-излучение и нейтроны одновременно регистрируют с помощью ксенонового детектора высокого давления, работающего в ионизационном режиме с дополнительным защитным экраном из свинца или обедненного урана. Детерминируют гамма-кванты по энергиям. Производят измерение плотности и литологии породы.
Недостатки этого способа:
- при измерении не учитывается гамма и нейтронное излучение от фрагментов топлива, что существенно сказывается на точности обнаружения;
- регистрация гамма-спектра без регистрации нейтронов разных энергий (тепловых и надтепловых) затрудняет определение областей локализации радиоактивных элементов, расположенных вблизи скважины.
Известен способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора [RU 2579822, МПК G01V 5/12, опубл. 10.04,2016], выбранный в качестве аналога. По указанному способу в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора, через специальные каналы, установленные в графитовой кладке уран-графитового реактора, регистрируют гамма-спектр. Определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из защитного корпуса, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов.
Недостатки известного способа:
- снижается эффективность обнаружения отдельных мест локализации ядерных материалов в случае регистрации нейтронного излучения от нескольких источников излучения), находящихся вблизи исследуемого канала;
- невозможность определения источника гамма-излучения по регистрируемому гамма-спектру.
Известен способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа [RU 2262724, МПК G01V 5/04, опубл. 20.10,2005], выбранный в качестве Прототипа. По указанному способу в выбранной скважине, расположенной рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследуют поле нейтронов в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов. На основании анализа результатов расчетов с использованием программ и констант, предварительно верифицированных в экспериментах на макете, все характеристики которого известны, оценивают размеры, форму и расположение ядерных материалов в грунте.
Недостатки этого способа:
- не предусмотрено измерение гамма-излучения в скважинах, которое испускают ядерные материалы, получение дополнительной информации о расположении ядерного материала приводит к увеличению количества измерений и снижению точности выполнения исследований;
- определение формы и размера возможно только при обнаружении одиночного фрагмента ядерного материала, так как не предусмотрен алгоритм разделения интегрального распределения нейтронного излучения от нескольких источников излучения, находящихся вблизи исследуемой скважины приблизительно в одном объеме;
- необходимость разработки и изготовления специального макета для верификации данных, что существенно увеличивает время проведения исследования и снижает точность при ошибках в воспроизведении идентичного грунта и условий измерений.
Задачей изобретения является разработка дистанционного способа обнаружения и определения расположения, формы, размеров и массы просыпей фрагментов ядерного топлива, находящихся в стыках и дефектах поверхности графитовых блоков кладки остановленного уран-графитового реактора.
Поставленная задача решается за счет того, что в способе обнаружения и определен параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора, включающем поиск скважин, расположенных рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследование поля нейтронов в выбранной скважине в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов, оценку размеров, формы и расположения ядерных материалов на основании анализа результатов расчетов с использованием предварительно верифицированных программ и констант, поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. Исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках. Сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м. Затем определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса следующего вида:
где
Nmax - число отсчетов в максимуме;
y0 - уровень фона;
А - амплитуда;
h0 - центроида;
σ2 - дисперсия.
По получаемым значениям параметров от каждого распределения (Nmax, h0, σ2) в отдельности определяют размер, форму и расположение просыпей фрагментов топлива. Затем по числу отсчетов Nmax после учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а затем определяют массу по следующей формуле:
где
М - масса,
Nmax - число отсчетов в максимуме,
KT - калибровочный коэффициент.
Калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора.
Положительный эффект достигается за счет того, что выполняют гамма- и нейтронное сканирование технологических каналов реактора по высоте графитовой кладки. С помощью детекторов нейтронов регистрируют излучение от 242Cm, 244Cm, которые содержатся в облученном ядерном топливе и являются источниками нейтронов. Излучение от радионуклидов l34Cs, 137Cs, 154Eu регистрируют детектором гамма-излучения. Идентифицируют присутствие фрагментов облученного топлива в обширных районах кладки и приблизительные места их локализации путем измерения тепловых нейтронов. Более точную информацию о границах зон локализации фрагментов ядерного топлива получают при измерении интенсивности надтепловых нейтронов. Для уменьшения влияния интерференции (наложения полей) выполняют расчетный анализ распределения интенсивности надтепловых нейтронов.
На фиг. 1 представлена принципиальная схема поискового нейтронного сканирования области ячеек графитовой кладки.
На фиг. 2 представлена схема ячейки при сканировании технологического тракта реактора по высоте графитовой кладки.
На фиг. 3 представлена схема калибровочных измерений в графитовой кладке.
На фиг. 4 показано радиальное распределение тепловых и надтепловых нейтронов по двум разным направлениям от ячейки, содержащей фрагменты ядерного топлива.
На фиг. 5 представлены распределения тепловых, надтепловых нейтронов и гамма-излучения по высоте ячейки, содержащей фрагменты топлива.
На фиг. 6 представлены результаты разложения интегрального распределения потока надтепловых нейтронов на отдельные одиночные распределения Гаусса от фрагментов топлива.
На фиг. 7 представлено распределение от двух идентичных точечных источников быстрых Нейтронов, расположенных на расстоянии 0.6 м друг от друга по высоте ячейки, при калибровочных измерениях.
Согласно предлагаемому изобретению первоначально выполняют поисковое нейтронное сканирование области ячеек графитовой кладки уран-графитового реактора путем измерения потоков тепловых нейтронов в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. На принципиальной схеме поискового сканирования (фиг. 1) показаны ячейки 1, выбранные для сканирования, и ячейки 2 без сканирования.
Ячейки уран-графитового реактора состоят из графитовых блоков 3 (фиг. 2), графитовых втулок 4 и технологического канала 5. Графитовые блоки 3 по высоте стыкуются между собой, но при этом в процессе ремонтных работ образуются зазоры 6, в которых могут находиться просыпи фрагментов топлива.
Сканирование ячеек 1 (фиг. 1) уран-графитового реактора по высоте графитовой кладки выполняют с помощью сменных детекторов 7 (фиг. 2) гамма- и нейтронного излучений». Блок сканирования 8 на время измерений устанавливают на верхние конструкции 9 реактора, что позволяет обеспечить дистанционность выполнения измерений и радиационную безопасность для персонала.
Непосредственно в ячейке с просыпями фрагментов топлива и рядом расположенных ячейках проводят сканирование потока надтепловых нейтронов по высоте технологического канала 5 с шагом не более 0,1 м. Сканирование гамма-излучения проводят по высоте технологического канала 5 с шагом не более 0,02 м.
Определяют отметки расположения фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие (симметричные распределения от точечных источников нейтронов – фрагментов облученного ядерного топлива) с помощью распределения Гаусса следующего вида:
где
Nmax - число отсчетов в максимуме;
y0 - уровень фона;
А - амплитуда;
h0 - центроида;
σ2 - дисперсия.
По получаемым значениям параметров от каждого распределения (Nmax, h0, σ2) в отдельности определяют размеры, форму и отметки локальных просыпей фрагментов топлива. По числу отсчетов после учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива и массу по следующей формуле:
где
Nmax - число отсчетов в максимуме симметричного распределения, имп./с;
М - количество просыпей фрагментов топлива, грамм;
KT - калибровочный коэффициент, имп.⋅с-1⋅г-1.
Калибровочный коэффициент рассчитывают по формуле:
где
εn - эффективность регистрации детектора надтепловых нейтронов от источника быстрых нейтронов, имп./н;
qu - удельный выход нейтронов, н⋅с-1⋅г-1.
Полуширина распределения, определяемая дисперсией σ2, при сравнении с калибровочными значениями позволяет определить размер локального скопления. Калибровочные значения зависимостей концентрации источников нейтронов от Nmax и размера источника нейтронов от дисперсии σ2 определяются путем калибровочных измерений непосредственно в области графитовой кладки, в которой отсутствуют фрагменты топлива, с применением аттестованных источников нейтронов.
Для выполнения калибровочных измерений выбирают область графитовой кладки без просыпей фрагментов топлива, что подтверждается отсутствием нейтронного излучения в ячейках. Калибровочные измерения выполняют в соответствии со схемой, представленной на фиг. 3. В ячейку 10, не содержащую просыпей фрагментов топлива, приблизительно на полувысоте графитовой кладки устанавливают идентичные источники нейтронов 11 (252Cf), а в соседней ячейке 12 выполняют измерение распределения надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с помощью детектора, состоящего из счетчика 13 тепловых нейтронов, водородосодержащего замедлителя 14 и наружного чехла 15 из кадмия толщиной 1 мм.
Далее полученные распределения анализируют и определяют калибровочные коэффициенты, включающие полуширину распределения и эффективность регистрации нейтронов детектором.
Призер осуществления изобретения приведен ниже.
В качестве объекта исследования выбирали графитовую кладку одного из остановленных канальных уран-графитовых реакторов АО «ОДЦ УГР». На окончательно остановленном канальном уран-графитовом реакторе в определенном порядке на расстоянии 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки выполняли сканирование потоков тепловых нейтронов согласно схеме, представленной на фиг. 1. Для сканирования использовали радиационно-стойкий блок детектирования тепловых нейтронов, содержащий счетчик нейтронов СНМ-12.
В районах с повышенными уровнями потоков тепловых нейтронов выполняли сканирование потоков надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м. Для сканирования использовали блок детектирования надтепловых нейтронов, содержащий счетчик нейтронов СНМ-12 с замедлителем из полиэтилена и наружным чехлом из кадмия толщиной 1 мм.
Результаты определения радиального распределения тепловых (1) и надтепловых (2) нейтронов по двум разным направлениям от ячейки с просыпями фрагментов ядерного топлива представлены на фиг. 4.
В ячейках с просыпями топлива выполняли сканирование гамма-излучения по высоте графитовой колонны с шагом 0,02 м. Для регистрации гамма-излучения использовали радиационно-стойкий блок детектирования гамма-излучения с Si-детектором. Характерное распределение показаний блоков детектирования тепловых (1), надтепловых (2) и гамма-излучения (3) по высоте графитовой кладки представлены на фиг. 5.
Для точного определения расположения (отметок по высоте) фрагментов ядерного топлива раскладывали интегральное распределение надтепловых нейтронов на его составляющие - одиночные распределения, которые являются откликами от фрагментов топлива. Результаты применения данной процедуры для обработки распределения плотности потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки окончательно остановленного уран-графитового реактора представлены на фиг. 6 (1 - расчетное распределение; 2 - распределение Гаусса; 3 - экспериментально полученное распределение; 4 - величина отклонения между расчетным и экспериментальным распределениями). Для распределения, представленного на фиг. 6, коэффициент детерминации составил R2=0.99. Значение R2 близко в единице, что говорит о достаточном приближении полученного экспериментально и расчетного распределений.
Для выполнения калибровочных измерений выбирали область графитовой кладки без просыпей фрагментов топлива, что подтверждалось отсутствием нейтронного излучения в ячейках. На фиг. 7 представлены распределения от двух идентичных точечных источников быстрых нейтронов, расположенных на расстоянии Δh = 0,6 м друг от друга по высоте ячейки. Как видно, амплитуда суммарной интегральной кривой (1) выше, чем амплитуды отдельных распределений Гаусса (2) от источников, что показывает интерференцию (наложение) нейтронных полей от двух независимых источников одинаковой интенсивности при близких расстояниях между источниками. С учетом калибровочного коэффициента были рассчитаны концентрация источников нейтронов во фрагментах топлива и их масса.
Таким образом, реализация предлагаемого изобретения позволяет точно определять расположение, размеры, форму и массу просыпей фрагментов топлива в ячейках реактора, что обеспечивает возможность оценки ядерной безопасности, и при необходимости их локальное выбуривание из графитовой кладки без демонтажа всей графитовой колонны в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового реактора.
Claims (15)
- Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора, включающий поиск скважин, расположенных рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследование поля нейтронов в выбранной скважине в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов, оценку размеров, формы и расположения ядерных материалов на основании анализа результатов расчетов с использованием предварительно верифицированных программ и констант, отличающийся тем, что поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки, исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках, затем сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м, определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения, а полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса следующего вида:
-
- где
- Nmax - число отсчетов в максимуме;
- y0 - уровень фона;
- A - амплитуда;
- h0 - центроида;
- σ2 - дисперсия;
- по получаемым значениям параметров от каждого распределения (Nmax, h0, σ2) в отдельности определяют размер, форму и расположение просыпей фрагментов топлива, затем по числу отсчетов Nmax после учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а затем определяет массу по следующей формуле:
-
- где
- M - масса,
- Nmax - число отсчетов в максимуме,
- KT - калибровочный коэффициент;
- при этом калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017123104A RU2649656C1 (ru) | 2017-06-29 | 2017-06-29 | Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017123104A RU2649656C1 (ru) | 2017-06-29 | 2017-06-29 | Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2649656C1 true RU2649656C1 (ru) | 2018-04-05 |
Family
ID=61867599
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017123104A RU2649656C1 (ru) | 2017-06-29 | 2017-06-29 | Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2649656C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2694817C1 (ru) * | 2018-12-11 | 2019-07-17 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Способ контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора |
| RU2741765C1 (ru) * | 2020-06-11 | 2021-01-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ характеризации графитовых блоков ядерного реактора и устройство для его осуществления |
| RU2798506C1 (ru) * | 2022-12-29 | 2023-06-23 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовых блоках ядерного реактора |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2262724C2 (ru) * | 2003-07-11 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Министерство Российской Федерации по атомной энергии (МАЭ РФ) | Способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа |
| EP2555203A1 (en) * | 2011-08-04 | 2013-02-06 | Správa úlozist radioaktivnich odpadú | The system of storage boreholes for storage of a spent nuclear fuel and a method of the storage of the spent nuclear fuel |
| US20150159471A1 (en) * | 2013-12-05 | 2015-06-11 | Texas Land & Cattle Company LLC | System and method for identifying and producing unconventional minerals from geologic formations |
| RU2579822C1 (ru) * | 2015-02-05 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора |
-
2017
- 2017-06-29 RU RU2017123104A patent/RU2649656C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2262724C2 (ru) * | 2003-07-11 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Министерство Российской Федерации по атомной энергии (МАЭ РФ) | Способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа |
| EP2555203A1 (en) * | 2011-08-04 | 2013-02-06 | Správa úlozist radioaktivnich odpadú | The system of storage boreholes for storage of a spent nuclear fuel and a method of the storage of the spent nuclear fuel |
| US20150159471A1 (en) * | 2013-12-05 | 2015-06-11 | Texas Land & Cattle Company LLC | System and method for identifying and producing unconventional minerals from geologic formations |
| RU2579822C1 (ru) * | 2015-02-05 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2694817C1 (ru) * | 2018-12-11 | 2019-07-17 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Способ контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора |
| RU2741765C1 (ru) * | 2020-06-11 | 2021-01-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ характеризации графитовых блоков ядерного реактора и устройство для его осуществления |
| RU2798506C1 (ru) * | 2022-12-29 | 2023-06-23 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовых блоках ядерного реактора |
| RU2811570C1 (ru) * | 2023-09-13 | 2024-01-15 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора |
| RU2822538C1 (ru) * | 2023-12-25 | 2024-07-08 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Система обнаружения фрагментов ядерного топлива в графитовых блоках ядерного реактора и определения их параметров |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10401311B2 (en) | Method and device for measuring formation elemental capture gamma ray spectra | |
| Caciolli et al. | A new FSA approach for in situ γ ray spectroscopy | |
| RU2502095C2 (ru) | Абсолютные концентрации элементов из ядерной спектроскопии | |
| Pitkin et al. | Design parameters for aerial gamma-ray surveys | |
| WO2016082294A1 (zh) | 空气比释动能约定真值测定方法 | |
| US5521378A (en) | Method and apparatus for gamma ray logging of underground formations | |
| RU2649656C1 (ru) | Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора | |
| Smith et al. | Signatures and Methods for the Automated Nondestructive Assay of ${\rm UF} _ {6} $ Cylinders at Uranium Enrichment Plants | |
| Serebrov et al. | Experiment Neutrino-4 search for sterile neutrino and results of measurements | |
| RU2579822C1 (ru) | Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора | |
| Skupio et al. | Spectrometric gamma radiation of shale cores applied to sweet spot discrimination in Eastern Pomerania, Poland | |
| Androulakaki et al. | Calibration of a CeBr3 based γ-spectrometer for onsite and laboratory radioactivity measurements in sediment samples | |
| KR100617872B1 (ko) | 토양 매몰식 지진예측 시스템 | |
| Calamosca et al. | Experimental determination of CR-39 counting efficiency to α particles to design the holder of a new radon gas dosemeter | |
| RU2811570C1 (ru) | Способ определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора | |
| Knyazev et al. | Tl concentration and its variation in a CsI (Tl) crystal for the CALIFA detector | |
| KR20120076735A (ko) | 방사선과 집속장치를 이용한 아스팔트 포장도로의 층별 밀도 측정장치 및 그 방법 | |
| JPH09264984A (ja) | 原子炉炉外計装装置およびその方法 | |
| RU2798506C1 (ru) | Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовых блоках ядерного реактора | |
| RU2822538C1 (ru) | Система обнаружения фрагментов ядерного топлива в графитовых блоках ядерного реактора и определения их параметров | |
| RU2578048C1 (ru) | Устройство для радиационного измерения плотности | |
| RU215719U1 (ru) | Устройство нейтронного анализа с встроенным блоком калибровки механическим | |
| RU2262724C2 (ru) | Способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа | |
| US3246152A (en) | Method of compensating for the iron casing effect in radioactive well logging | |
| RU2694817C1 (ru) | Способ контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора |