RU99237U1

RU99237U1 - SETTING THE MEASUREMENT OF NUCLEAR FUEL BURNING

Info

Publication number: RU99237U1
Application number: RU2010115808/07U
Authority: RU
Inventors: Константин Германович Кудрявцев; Игорь Николаевич Ложников; Николай Николаевич Калязин; Сергей Иванович Губин; Борис Михайлович Покутний; Лев Александрович Завьялов; Иван Егорович Сомов; Сергей Аркадьевич Николаев; Владимир Алексеевич Чернов; Юрий Михайлович Лобков; Владимир Николаевич Беспалов
Priority date: 2010-04-20
Filing date: 2010-04-20
Publication date: 2010-11-10

Abstract

1. Установка измерения выгорания ядерного топлива, включающая отработавшую тепловыделяющую сборку, коллиматор, блоки детектирования нейтронов и гамма-излучения с возможностью изменения их места нахождения относительно тепловыделяющей сборки, отличающаяся тем, что в блоке детектирования гамма-излучения дополнительно установлены дозиметрические детекторы гамма-излучения в свинцовой защите, при этом все детекторы распределены равномерно, чередуясь в одной диаметральной плоскости. ! 2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что дозиметрические детекторы гамма-излучения выполнены на основе алмазного детектора измерения поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы. ! 3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что все детекторы размещены в корпусе, выполненном в виде части разомкнутого кольца. 1. Installation for measuring the burnup of nuclear fuel, including a spent fuel assembly, a collimator, neutron and gamma radiation detecting units with the ability to change their location relative to the fuel assembly, characterized in that the gamma radiation detecting unit is additionally equipped with gamma radiation dosimetric detectors in lead protection, while all detectors are evenly distributed, alternating in one diametrical plane. ! 2. Installation according to claim 1, characterized in that the dosimetric detectors of gamma radiation are made on the basis of a diamond detector for measuring the absorbed dose and the absorbed dose rate. ! 3. Installation according to claim 1, characterized in that all detectors are placed in a housing made as part of an open ring.

Description

Заявляемое техническое решение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, области неразрушающих методов контроля выгорания топлива и может быть использовано при решении вопросов повышения эффективности топливного цикла, безопасности обращения с топливом в процессе хранения и последующей транспортировки его к месту длительного хранения или переработки.The claimed technical solution relates to the field of nuclear energy, relates, in particular, to the field of non-destructive methods of controlling fuel burnout and can be used to address issues of improving the fuel cycle efficiency, safety of fuel handling during storage and its subsequent transportation to a place of long-term storage or processing.

Выгоранием ядерного топлива является величина, равная количеству выделенной энергии при делении ядерного топлива в ОТВС в течение времени ее облучения в реакторе, деленному на начальную массу урана в ОТВС. Размерность выгорания - МВт·сут/кг и ГВт·сут/т. Значения выгорания ядерного топлива могут использоваться для обеспечения ядерной и радиационной безопасности при загрузке ОТВС в транспортные упаковочные комплекты, транспортировке ОТВС в хранилище отработавшего ядерного топлива или на переработку, для системы учета и контроля ядерных материалов. К устройствам для неразрушающего метода контроля (НМК) выгорания топлива в топливных сборках предъявляются повышенные требования, связанные с необходимостью обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Согласно требованиям ядерной и радиационной безопасности для учета и контроля ядерных материалов при переводе ОЯТ на сухое хранение необходимо определять характеристики ОТВС - выгорание, радионуклидный состав, энерговыделение и герметичность. Данные по выгоранию топлива используются для обоснования ядерной безопасности для всех элементов, обеспечивающих жизненный цикл ОЯТ, а также в качестве исходных данных для системы учета и контроля ядерных материалов. Актуальность разработки НМК была обусловлена потребностью предприятий по радиохимической переработке облученного топлива, выгружаемого из активных зон энергетических реакторов. Результаты неразрушающего анализа отработавших ТВС крайне необходимы также для верификации программы расчета выгорания и нуклидного состава отработавших ТВС. В настоящее время широкое применение для определения состояния ядерного топлива получила установка гамма-спектрометрии (см., например, А.В.Бушуев, В.Н.Озерков, «Применение гамма-спектрометрии в исследованиях по физике ядерных реакторов», Москва, Энергоатомиздат, 1989). Вместе с тем, существует также установка для контроля нейтронного потока и энерговыделения в ядерном реакторе по величине тока вырабатываемого детектором при облучении его нейтронами. (Дж.Боланд «Приборы контроля ядерных реакторов», Москва, Атомиздат, 1973). Недостатком этого метода является ограниченность информации получаемой с его помощью. Среди многообразия физических процессов, происходящих в ядерном реакторе и оказывающих влияние друг на друга, именно, воздействие нейтронного поля является основным фактором, определяющим динамику детерменированных ядерных превращений, скоростей ядерных реакций.The burnup of nuclear fuel is a value equal to the amount of energy released during the division of nuclear fuel in the SFA during the time of its irradiation in the reactor, divided by the initial mass of uranium in the SFA. The burnup dimension is MW · day / kg and GW · day / t. The burnup values of nuclear fuel can be used to ensure nuclear and radiation safety when loading SFAs into transport packaging kits, transporting SFAs to spent nuclear fuel storage or reprocessing, and for a nuclear material accounting and control system. Devices for the non-destructive testing method (NMC) of fuel burnout in fuel assemblies are subject to increased requirements associated with the need to ensure nuclear and radiation safety. According to the requirements of nuclear and radiation safety, for the accounting and control of nuclear materials during the transfer of spent nuclear fuel to dry storage, it is necessary to determine the characteristics of the SFA - burnout, radionuclide composition, energy release and tightness. The data on fuel burnup are used to justify nuclear safety for all elements ensuring the SNF life cycle, as well as initial data for the system of accounting and control of nuclear materials. The relevance of the development of NMC was due to the need of enterprises for the radiochemical processing of irradiated fuel discharged from the active zones of power reactors. The results of non-destructive analysis of spent fuel assemblies are also essential for verification of the program for calculating the burnup and the nuclide composition of spent fuel assemblies. Currently, gamma spectrometry has been widely used to determine the state of nuclear fuel (see, for example, A.V.Bushuev, V.N. Ozerkov, “The Use of Gamma Spectrometry in Research in the Physics of Nuclear Reactors”, Moscow, Energoatomizdat, 1989). At the same time, there is also a facility for monitoring the neutron flux and energy release in a nuclear reactor by the magnitude of the current generated by the detector when it is irradiated with neutrons. (J. Boland "Nuclear Reactor Control Devices", Moscow, Atomizdat, 1973). The disadvantage of this method is the limited information obtained with its help. Among the variety of physical processes occurring in a nuclear reactor and affecting each other, namely, the influence of the neutron field is the main factor determining the dynamics of deterministic nuclear transformations and the rates of nuclear reactions.

Ближайшим аналогом заявляемой полезной модели является установка, описанная в журнале «Ежеквартальное журнальное обозрение», №6, декабрь 1991, статья П.И.Федотов «Неразрушающие методы контроля выгорания и состава топлива ядерных реакторов», с.22÷25. В данной статье представлена установка для измерения выгорания ядерного топлива включающая контейнер под тепловыделяющую сборку, измерительный блок и механизм вертикального перемещения измерительного блока, содержащего детекторы измерения нейтронного потока и спектрометрического измерения гамма-излучения и регистрирующий блок.The closest analogue of the claimed utility model is the installation described in the journal "Quarterly Journal Review", No. 6, December 1991, article by P. I. Fedotov "Non-destructive methods for controlling burnup and fuel composition of nuclear reactors", p.22 ÷ 25. This article presents a setup for measuring burnup of nuclear fuel comprising a container for a fuel assembly, a measuring unit and a vertical movement mechanism for a measuring unit containing detectors for measuring neutron flux and spectrometric measurement of gamma radiation and a recording unit.

Недостатками ближайшего аналога являются: низкая точность, громоздкость регистрирующего оборудования; необходимость размещения ОТВС в горячей камере; большое время измерений, осложняющее использование метода при массовых измерениях выгорания ОТВС. The disadvantages of the closest analogue are: low accuracy, cumbersome recording equipment; the need to place SFA in a hot chamber; long measurement time, which complicates the use of the method for mass measurements of SFA burnup.

Задача, решаемая полезной моделью, заключается:The problem solved by the utility model is:

- в повышении точности измерения выгорания ядерного топлива;- to improve the accuracy of measuring burnup of nuclear fuel;

- в уменьшении времени измерений выгорания ОТВС;- in reducing the time of measurement of the burn-out of the SFA;

- в обеспечении возможности измерений выгорания непосредственно в бассейне выдержки ОТВС.- in providing the possibility of measuring the burnout directly in the exposure pool of the SFA.

Сущность данного технического решения состоит в том, что в установке измерения выгорания ядерного топлива, включающей отработавшую тепловыделяющую сборку, коллиматор, блоки детектирования нейтронов и гамма-излучения, с возможностью изменения их места нахождения относительно тепловыделяющей сборки, предложено, в блоке детектирования гамма-излучения дополнительно установить дозиметрические детекторы гамма-излучения в свинцовой защите, при этом все детекторы распределены равномерно, чередуясь в одной диаметральной плоскости. Кроме того, предложено, дозиметрические детекторы гамма-излучения выполнить на основе алмазного детектора измерения поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы, все детекторы разместить в корпусе, выполненном в виде части разомкнутого кольца.The essence of this technical solution lies in the fact that in the installation for measuring the burnup of nuclear fuel, including the spent fuel assembly, collimator, neutron and gamma radiation detection units, with the possibility of changing their location relative to the fuel assembly, it is proposed, in the gamma radiation detection unit, to additionally install gamma radiation dosimetric detectors in lead protection, while all the detectors are evenly distributed, alternating in one diametrical plane. In addition, it is proposed that gamma radiation dosimetric detectors be performed on the basis of a diamond detector for measuring the absorbed dose and absorbed dose rate, and all detectors should be placed in a housing made as part of an open ring.

Введение в установку детекторов гамма-излучения дозиметрических позволяет повысить точности и уменьшить время измерения выгорания ядерного топлива в ОТВС в области низких выгораний по сравнению с детекторами нейтронного излучения и детекторами гамма-излучения спектрометрическими, так как измерение мощности дозы гамма-излучения производится значительно быстрее измерений спектров гамма-излучения и скорости набора импульсов от каналов регистрации нейтронного излучения. Градуировка установки необходима для получения градуировочных коэффициентов, которые являются коэффициентами пропорциональности между значениями выгорания и показаниями каналов регистрации нейтронного излучения и каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических. Детекторы гамма-излучения дозиметрические выполнены на основе алмаза с объемом чувственной области порядка 1 мм³, что делает блоки детектирования гамма-излучения дозиметрические миниатюрными. Блоки детектирования гамма-излучения спектрометрические используются только для получения абсолютных значений выгорания градуировочных ОТВС в условиях бассейна выдержки неразрушающим способом. Это позволяет, во-первых, сократить время основных (не градуировочных) измерений контролируемых ОТВС за счет использования детекторов других типов и, во-вторых, присваивать статус градуировочной любой ОТВС, при этом выгорание градуировочной ОТВС определяется экспериментально, а не традиционным способом - с использованием расчетных программ или разрушающего радиохимического анализа. Используемый алгоритм обработки спектров позволяет отказаться от предварительного получения функции чувствительности детекторов гамма-излучения спектрометрических и расчетов переноса гамма-излучения от ОЯТ до детектора. Размещение нескольких детекторов равномерно в одной диаметральной плоскости также позволяет путем усреднения показания нескольких детекторов повысить точность измерения. При размещение блоков детектирования гамма-излучения в свинцовой защите удается регистрировать потоки гамма-излучения только от выделенных участков ОТВС.The introduction of dosimetric gamma radiation detectors into the installation makes it possible to increase accuracy and reduce the time for measuring burnup of nuclear fuel in SFAs in the low burnup region compared to neutron radiation detectors and spectrometric gamma radiation detectors, since gamma radiation dose rate measurements are much faster than spectral measurements gamma radiation and the speed of collection of pulses from the neutron radiation registration channels. Calibration of the setup is necessary to obtain calibration coefficients, which are proportionality coefficients between burnup values and readings of neutron radiation registration channels and dosimetric gamma radiation registration channels. Dosimetric gamma radiation detectors are made on the basis of diamond with a volume of the sensory region of the order of 1 mm ³ , which makes the gamma radiation detection units miniature. Spectrometric gamma-ray detection units are used only to obtain the absolute values of the burn-out of calibration SFAs in a holding pool in a non-destructive manner. This allows, firstly, to reduce the time of the main (non-calibration) measurements of controlled SFA due to the use of detectors of other types and, secondly, to assign the status of calibration to any SFA, while the burnup of the calibration SFA is determined experimentally, and not in the traditional way - using calculation programs or destructive radiochemical analysis. The spectral processing algorithm used allows one to abandon the preliminary obtaining of the sensitivity function of spectrometric gamma radiation detectors and calculations of gamma radiation transfer from SNF to the detector. Placing several detectors evenly in one diametrical plane also allows increasing the measurement accuracy by averaging the readings of several detectors. When placing gamma-ray detection units in lead protection, it is possible to register gamma-ray fluxes only from the allocated SFA sections.

Предложенная полезная модель иллюстрируется графическим материалом, где: на фиг.1 показаны: 1 - привод; 2 - плитный настил бассейна выдержки; 3 - блок детекторов; 4 - бассейн выдержки; 5 - бесконтактные датчики; 6 - опора с ОТВС; 7 - блок вторичной аппаратуры; 8 - блок управления и обработки данных (БУ); 9 - шкаф. На фиг.2 показаны: 10 - блок для установки детекторов; 11 - блок детектирования гамма-излучения спектрометрический; 12 - свинцовая защита; 13 - блок детектирования гамма-излучения дозиметрический; 14 - коллиматор; 15 - блок детектирования нейтронов; 16 - канал для подачи ОТВС; 17 - фиксатор. На фиг.3 показаны: 15 - блок детектирования нейтронного излучения; 18 - блок напряжения высоковольтный; 19 - блок пересчетный с дискриминатором уровня; 20-блок напряжения низковольтный; 22 - плата интенсиметра; 8-БУ. На фиг.4 показаны: 11 - блок детектирования гамма-излучения спектрометрический; 24 - блок усилителя; 23 - блок напряжения высоковольтный; 20 - блок напряжения низковольтный; 25 - амплитудно-цифровой преобразователь; 8-БУ. На фиг.5 показаны: 13 - блок детектирования гамма-излучения дозиметрический; 26 - блок обработки сигналов от алмазного детектора; 20 - блок напряжения низковольтный; 8-БУ. На фиг.6 показаны: 1 - пик полного поглощения Cs-134 с энергией 604 кэВ; 2 - пик полного поглощения Cs-137 с энергией 662 кэВ; 3 - пик полного поглощения Cs-134 с энергией 796 кэВ. Установка для измерения выгорания ядерного топлива включает: 3 блока детектирования нейтронного излучения 15; 3 блока детектирования гамма-излучения спектрометрических 11 и 3 блока детектирования гамма-излучения дозиметрических 13; электронный модуль, состоящий из блока вторичной аппаратуры (БВА) 7 и блока управления и обработки данных (БУ) 8; комплект монтажных частей, состоящий из плиты 2, опоры 10, привода 1, блока установки детекторов. Блок установки детекторов вместе с размещенными на ней блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения образуют блок детекторов (БД) 3. Блок детектирования нейтронного излучения 15 в совокупности с электронными блоками БВА 7 и БУ 8 образует канал регистрации нейтронного излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический 11 в совокупности с электронными блоками БВА 7 и БУ 8 образует канал регистрации гамма-излучения спектрометрический. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический 13 в совокупности с электронными блоками БВА 7 и БУ 8 образует канал регистрации гамма-излучения дозиметрический. Блок детектирования нейтронного излучения (БДН) 15 установки предназначен для размещения камеры деления КНТ-15-1, экранировки от электрических и электромагнитных помех и предусилителя, обеспечивающего работу с кабелем длиной до 100 м. В БДН размещена плата предусилителя и узел детектора. Блок детектирования выполнен в защитном герметичном чехле из нержавеющей стали с использованием специального разъема. Плата предусилителя находится в свинцовой защите от гамма-излучения. БДН соединен с крейтом БВА посредством кабельной линии трассы. Кабельная линия трассы представляет собой многожильный кабель типа UNITRONIC в электрозащитном экране. Кабельная линия трассы помещена в водозащитную изоляцию. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический (БДС) 11 установки представляет собой миниатюрный герметичный зонд с полусферическим CdZnTe-детектором и предусилителем, обеспечивающим работу с кабелем длиной от 2,5 до 50 м. Предназначен для измерения энергетических спектров гамма-излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический выполнен в виде щупа диаметром 12,5 мм и длиной 145 мм. Корпус изготавливается из нержавеющей стали. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический размещен в свинцовой защите для уменьшения дозовой нагрузки на детектор и предусилитель. На уровне эффективного центра детектора в защите находится отверстие диаметром 4 мм 14, направленное на ОТВС. Блок детектирования в свинцовой защите работоспособен при мощности поглощенной дозы гамма-излучения до 10²Гр/ч. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический (БДД) 13 на основе алмазного детектора предназначен для измерения мощности поглощенной дозы и поглощенной дозы. БДД выполнен в виде выносного зонда, представляющую собой алмазную детектирующую структуру, размещенную в герметичном водонепроницаемом корпусе диаметром 8 мм и длиной 20 мм. Тип детектора - алмазный токовый. БДД, соединен с крейтом БВА7 посредством кабельного канала. Блоки детектирования размещены в свинцовой защите в виде коллиматора, обеспечивающего «просмотр» ОТВС. Блок установки детекторов для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения выполнен в виде частично разомкнутого круга с фиксатором 17. Размыкание и замыкание фиксатора производится вручную в верхнем положении блока. Блоки детектирования каналов регистрации расположены в блоке установки детекторов параллельно оси исследуемой ОТВС. Расстояние по осям между блоками детектирования в горизонтальной плоскости составляет 120°. Для проведения измерений ОТВС в пенале 6 размещается на опоре 10. С помощью привода 1 БД 3 перемещается вдоль ОТВС непрерывно или с остановкой в фиксированной точке для проведения измерений. Перемещение БД осуществляется по сигналу с БУ 8. Для обнаружения начального положения БД на приводе и опоре размещены бесконтактные индуктивные датчики 5. Вторичная электронная аппаратура 7 выполняет следующие функции: питание детекторов; регистрацию измеряемых сигналов от блоков детектирования нейтронов, блоков детектирования гамма-излучения спектрометрических и блоков детектирования гамма-излучения дозиметрических, их усиление и дискриминацию; накопление поступающей информации и передачу ее программе управления установкой, программе расчета выгорания и определения изотопного состава ОТВС на ЭВМ. Усилитель УИС-0424 осуществляет линейное усиление и формирование импульсов с блоков детектирования, вырабатывает некоторые логические сигналы ТТЛ уровня для последующей обработки импульсов анализатором. Сигнал с усилителя по кабелю передается на вход 2-х канального амплитудно-цифрового преобразователя (АЦП) 25, встроенного в БУ 8. Блок напряжения высоковольтный БНВ-09 18 предназначен для питания высоковольтным стабилизированным напряжением блоков детектирования. БНВ-09 обеспечивает подачу высокого напряжения - 300 В на камеру деления и - 130 В на CdZnTe-детектор. Блоки напряжения низковольтные БНН-0320 используются для обеспечения работы аппаратуры. Кроме того, блоки БНН-03 используются для обеспечения электропитания предусилителей каналов регистрации нейтронного излучения и каналов регистрации гамма-излучения. Блок пересчетного устройства с дискриминатором уровня БП-0119 предназначен для приема импульсных сигналов в виде последовательности статистически распределенных импульсов, измерения их количества за заданное время, либо измерения интервала времени поступления заданного количества импульсов. БП-01 дополнен дискриминатором уровня для обеспечения дискриминации и формирования импульсов с блоков детектирования нейтронов. БП-01 обеспечивает выполнение следующих функций: дискриминацию и формирование импульсов с блоков детектирования; определение количества импульсов за заданное время при однократном и циклическом режимах измерения; определение времени поступления заданного количества импульсов при однократном и циклическом режимах измерения; определение средней частоты поступления импульсов; задание режима работы БП-01 посредством органов управления лицевой панели; управление работой БП-01, прием и передачу данных по интерфейсу RS-232 при работе с ЭВМ 21. Ионизационный ток детектора по линии связи поступает на вход блока обработки сигналов от алмазного детектора, включающего в себя предварительный электрометрический усилитель (ПУ), микропроцессорный блок обработки и управления и источник питания детектора. ПУ собран по классической схеме преобразователя ток - напряжение, включает в себя АЦП и гальванически развязан от микропроцессорного блока. Микропроцессорный блок производит основную обработку результатов измерений, управление пределами измерений и АЦП, передает информацию об измеряемой величине и режимах измерения при помощи интерфейса RS-232 в ЭВМ. С использованием ЭВМ производится запись коэффициента преобразования конкретного детектора в энергонезависимую память процессора. При помощи программного обеспечения ЭВМ производится управление всеми режимами работы дозиметра. Блок обработки сигналов 26 позволяет производить измерения ионизационного тока детектора, величины накопленного заряда и, соответственно, величины мощности поглощенной дозы и поглощенной дозы излучения. БУ 8 состоит из ЭВМ ROBO-2000-4125 21 - промышленного компьютера начального уровня со встроенными платами амплитудно-цифрового преобразователя типа АЦП-8К-2 м 25, счетчика-интенсиметра СЧМ-32 22 и модуля передачи информации от датчиков обнаружения ампулы с ПТ ОТВС (ОТВС). АЦП-8к-2 м предназначен для измерения амплитуд входных импульсных сигналов путем аналого-цифрового преобразования и накопления полученных данных в виде спектров во внутренней буферной памяти. Вместе с подключенным компьютером и соответствующим программным обеспечением АЦП образует многоканальный амплитудный анализатор. Амплитудно-цифровой преобразователь АЦП-8к-2 м представляет собой модуль для шины ISA и предназначен для установки в ЭВМ. АЦП-8к-2 м позволяет создавать системы с двумя измерительными трактами. Счетчик-интенсиметр СЧМ-32 служит для счета импульсов, пришедших на каждый счетный канал, или определения интенсивности поступающих импульсов с помощью встроенных таймеров. Счетчик представляет собой модуль для шины ISA и предназначен для установки в ЭВМ. Управление счетчиком и чтение результатов накопления производится программно. Плата СЧМ-32, и две платы АЦП-8к-2 м размещаются в системном блоке ЭВМ. Программный комплекс FLAME блока управления и обработки данных предназначен для обеспечения функционирования установки и определения характеристик ОТВС - выгорания, изотопного состава, энерговыделения, активности и др. Датчик (выключатель) индуктивный бесконтактный ISB A41A-21-5-LP (ВК А41-21-5-250-ИНД) 5 предназначен для индикации начального положения ОТВС. При приближении к чувствительной поверхности датчика любого металла происходит демпфирование электромагнитного поля и уменьшение амплитуды колебаний генератора, срабатывает пороговое устройство и формируется сигнал, переключающий электронный ключ датчика, который производит коммутацию электрических цепей. Датчик расположен на опоре БД 3. Опора установки 6 предназначена для фиксации пенала с ОТВС 6. Пара вкладышей уложена в паз и охватывает корпус пенала диаметром 102 мм. Опору устанавливают на основании привода и фиксируют. Опора позволяет осуществлять снятие одного фланца подвески и присоединение транспортировочного захвата. Привод 1 предназначен для вертикального перемещения блока детекторов с каналами регистрации вдоль пенала для сканирования ОТВС непрерывно или с остановками в точках измерения. Привод 1 устанавливается на основание и соединен кабелем с БУ 8. Скорость перемещения блока детекторов относительно ОТВС 6 м/мин максимально, 0,3 м/мин минимально. Управление приводом осуществляется с помощью регулятора скорости. Состав привода: электродвигатель с червячным редуктором и шкивом с лентой; регулятор скорости с дросселем пусковым; кабель связи с БУ. Определение выгорания ядерного топлива в ОТВС осуществляется на основе данных, полученных из измерений: мощности дозы и спектра гамма-излучения продуктов деления в ОТВС; скорости счета каналов регистрации нейтронов, пропорциональной плотности потока собственного нейтронного излучения от накопившихся в топливе актиноидов. Каналы регистрации нейтронного излучения предназначены для измерения скорости счета импульсов, пропорциональных плотности потока тепловых нейтронов от ОТВС. На основе измеренных значений скорости счета импульсов вычисляется выгорание в диапазоне 20-40 МВт·сут/кг. Время от момента извлечения ОТВС из реактора до момента измерения выгорания (время выдержки ОТВС) должно составлять от 2 до 50 лет. Каналы регистрации гамма-излучения спектрометрические предназначены для измерения энергетических спектров гамма-излучения от градировочных ОТВС, на основе которых вычисляется выгорание по соотношению активностей радиоизотопов 134Cs и 137Cs в ОТВС в диапазоне 25-40 МВт·сут/кг. Время выдержки ОТВС должно быть от 2 до 6 лет. Каналы регистрации гамма-излучения дозиметрические предназначены для измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения от ОТВС. На основе измеренной мощности поглощенной дозы гамма-излучения вычисляется выгорание ОТВС в диапазоне 5-20 МВт·сут/кг. Время выдержки ОТВС должно быть при этом от 2 до 50 лет. Блок установки детекторов вместе с размещенными на ней блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения образуют блок детекторов (БД) 3. Блок детектирования нейтронного излучения в совокупности с электронными блоками БВА 7 и БУ 8 образует канал регистрации нейтронного излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения спектрометрический. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический в совокупности с электронными блоками БВА и БУ образует канал регистрации гамма-излучения дозиметрический. Блок установки детекторов для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения выполнен в виде двух полукруглых створок с фиксатором. Размыкание фиксатора производится вручную в верхнем положении блока, замыкание - автоматически при сведении частей блока в рабочее положение. Привод поворота частей блока 1 - ручной. БД содержит 9 блоков детектирования: три блока детектирования нейтронного излучения, три блока детектирования гамма-излучения спектрометрических, и три блока детектирования гамма-излучения дозиметрических. Все детекторы расположены вертикально под углом 120°. Для проведения измерений ОТВС в пенале 6 размещается на опоре 10. С помощью привода БД перемещается вдоль ОТВС непрерывно или с остановкой в фиксированной точке для проведения измерений. В последнем случае измерения производятся в течение одинаковых промежутков времени, количество которых при полном перемещении ОТВС относительно установки должно быть не менее 24. Перемещение БД осуществляется по сигналу с блока управления и обработки данных 8. Для обнаружения начального положения БД на приводе 1 и опоре 10 размещены бесконтактные индуктивные датчики. Блок детектирования нейтронного излучения установки выгорания предназначен для размещения камеры деления, экранировки от электрических и электромагнитных помех, передачи импульсов с электродов камеры на входное устройство. Ионизационная камера блока детектирования размещена в герметичном защитном чехле из нержавеющей стали. Кабельный канал длинной 25 м представляет собой сборку из внешнего электрозащитного экрана, двух кабелей в электрозащитных экранах. Кабельная линия трассы помещена в термоусадочную изоляцию и водозащитную изоляцию. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический УИВ представляет собой миниатюрный герметичный зонд с полусферическим CdZnTe-детектором и предусилителем, обеспечивающим работу с кабелем длиной от 2,5 до 50 м. Предназначен для измерения энергетических спектров гамма-излучения. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический выполнен в виде щупа диаметром 12,5 мм, и длиной 145 мм. Корпус изготавливается из нержавеющей стали, материал платы специализированный, металлизированный полимер без эпоксидного наполнения. В блоке детектирования размещена плата зарядо-чувствительного предусилителя и узел детектора. Блок детектирования выполнен в полностью герметизированном варианте с использованием специального разъема. Блок детектирования гамма-излучения спектрометрический соединен с крейтом БВА посредством кабельного канала. Кабельный канал представляет собой сборку из многожильного кабеля серии РК в электрозащитном экране. Кабельная линия трассы помещена в водозащитную изоляцию. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический на основе алмазного детектора предназначен для измерения мощности поглощенной дозы и поглощенной дозы. Блок детектирования выполнен в виде выносного зонда, представляющую собой алмазную детектирующую структуру, размещенную в герметичном водонепроницаемом корпусе диаметром 8 мм и длиной 20 мм. Тип детектора - алмазный токовый. Блок детектирования гамма-излучения дозиметрический соединен с крейтом БВА посредством кабельного канала. Вторичная электронная аппаратура выполняет следующие функции: питание детекторов, регистрацию измеряемых сигналов от двух блоков детектирования нейтронов, двух блоков детектирования гамма-излучения спектрометрических и двух блоков детектирования гамма-излучения дозиметрических, их усиление и дискриминацию, накопление поступающей информации и передачу ее программе управления установкой, программе расчета выгорания и определения изотопного состава ОТВС на ЭВМ. Блок управления и обработки данных состоит из промышленного компьютера начального уровня 21 со встроенными платами, амплитудно-цифрового преобразователя 25, счетчика-интенсиметра 22 и модуля передачи информации от датчиков индуктивных бесконтактных. Программный комплекс блока управления и обработки данных предназначен для обеспечения функционирования установки выгорания и определения характеристик ОТВС - выгорания, изотопного состава, энерговыделения, активности и др. Опора установки 10 предназначена для фиксации пенала с ОТВС 6. Пара вкладышей уложена в паз и охватывает корпус пенала диаметром 102 мм. Опора опирается на основание привода и фиксируется. Опора позволяет осуществлять снятие одного фланца подвески и присоединение транспортировочного захвата. Привод перемещения блока детекторов предназначен для вертикального перемещения блока детекторов с каналами регистрации вдоль пенала для сканирования ОТВС с остановками в точках измерения. Привод устанавливается на основание и соединен с блоком управления установкой кабелем. Привод перемещения блока детекторов представляет собой электродвигатель с червячным редуктором и цепной передачей. Управление приводом осуществляется с помощью регулятора скорости.The proposed utility model is illustrated by graphic material, where: in Fig.1 shows: 1 - drive; 2 - slab flooring of the exposure pool; 3 - block detectors; 4 - exposure pool; 5 - proximity sensors; 6 - support with SFA; 7 - block secondary equipment; 8 - control unit and data processing (BU); 9 - wardrobe. Figure 2 shows: 10 - unit for installing detectors; 11 - unit for detecting gamma radiation spectrometric; 12 - lead protection; 13 - unit for detecting gamma radiation dosimetric; 14 - collimator; 15 - block neutron detection; 16 - channel for supplying SFA; 17 - a clamp. Figure 3 shows: 15 - block detection of neutron radiation; 18 - high-voltage voltage block; 19 is a block recalculated with a level discriminator; 20-unit voltage low voltage; 22 - intensimeter board; 8-BU. Figure 4 shows: 11 - unit for detecting gamma radiation spectrometric; 24 - amplifier block; 23 - high voltage voltage block; 20 - voltage block low voltage; 25 - amplitude-to-digital Converter; 8-BU. Figure 5 shows: 13 - dosimetric gamma radiation detection unit; 26 is a signal processing unit from a diamond detector; 20 - voltage block low voltage; 8-BU. Figure 6 shows: 1 - peak total absorption of Cs-134 with an energy of 604 keV; 2 - peak of total absorption of Cs-137 with an energy of 662 keV; 3 - peak of total absorption of Cs-134 with an energy of 796 keV. The installation for measuring burnup of nuclear fuel includes: 3 blocks for detecting neutron radiation 15; 3 units for detecting gamma radiation spectrometric 11 and 3 units for detecting gamma radiation dosimetric 13; an electronic module consisting of a block of secondary equipment (BVA) 7 and a control unit and data processing (BU) 8; a set of mounting parts consisting of a plate 2, a support 10, a drive 1, a detector installation unit. The detector installation unit, together with the neutron and gamma radiation detection units located on it, form the detector unit (DB) 3. The neutron radiation detection unit 15, in conjunction with the electronic units BVA 7 and BU 8, forms a channel for detecting neutron radiation. The gamma radiation detecting unit spectrometric 11 in conjunction with the electronic units BVA 7 and BU 8 forms a spectrometric channel for detecting gamma radiation. The gamma radiation detecting unit dosimetric 13 in conjunction with the electronic units BVA 7 and BU 8 forms a dosimetric gamma-radiation registration channel. The neutron radiation detecting unit (BDN) 15 of the installation is designed to accommodate the KNT-15-1 fission chamber, shielding from electrical and electromagnetic interference and a preamplifier that provides operation with a cable up to 100 m in length. A preamplifier board and a detector assembly are located in the BDN. The detection unit is made in a protective sealed stainless steel case using a special connector. The preamplifier board is lead protected against gamma radiation. BDN is connected to the BVA crate via a cable line of the route. The cable line of the route is a multicore cable of the UNITRONIC type in an electrical protective shield. The cable line of the route is placed in waterproof insulation. Spectrometric gamma radiation detection unit (BDS) 11 of the installation is a miniature sealed probe with a hemispherical CdZnTe detector and a preamplifier that provides operation with a cable from 2.5 to 50 m in length. Designed to measure gamma radiation energy spectra. The gamma radiation spectrometric detection unit is made in the form of a probe with a diameter of 12.5 mm and a length of 145 mm. The case is made of stainless steel. The gamma-ray spectrometric detection unit is placed in a lead shield to reduce the dose load on the detector and preamplifier. At the level of the effective center of the detector, a hole with a diameter of 4 mm 14 is located in the shield, aimed at the SFA. The detection unit in lead protection is operational when the absorbed dose rate of gamma radiation is up to 10 ² Gr / h Dosimetric gamma radiation detection unit (BDD) 13 based on a diamond detector is designed to measure the absorbed dose rate and absorbed dose. The BDD is made in the form of an external probe, which is a diamond detecting structure placed in a sealed waterproof case with a diameter of 8 mm and a length of 20 mm. The type of detector is diamond current. BDD, connected to the crate BVA7 through a cable channel. The detection units are placed in lead protection in the form of a collimator, providing a "view" of the SFA. The detector installation block for accommodating the neutron and gamma radiation detection units is made in the form of a partially open circle with a lock 17. The lock is opened and closed manually in the upper position of the block. The blocks for detecting the registration channels are located in the detector installation block parallel to the axis of the SFA under study. The axial distance between the detection units in the horizontal plane is 120 °. For measurements, the SFA in the case 6 is placed on the support 10. Using the drive 1, the DB 3 moves along the SFA continuously or with a stop at a fixed point for measurements. Moving the database is carried out by a signal from the control unit 8. To detect the initial position of the database on the drive and the support contactless inductive sensors are placed 5. Secondary electronic equipment 7 performs the following functions: power detectors; registration of measured signals from neutron detection units, spectrometric gamma radiation detection units and dosimetric gamma radiation detection units, their amplification and discrimination; accumulation of incoming information and its transfer to the installation control program, the program for calculating the burnup and determining the isotopic composition of the SFA on a computer. The UIS-0424 amplifier linearly amplifies and generates pulses from the detection units, generates some TTL level logic signals for subsequent processing of the pulses by the analyzer. The signal from the amplifier is transmitted via cable to the input of a 2-channel amplitude-to-digital converter (ADC) 25 built into the control unit 8. The high-voltage voltage unit BNV-09 18 is designed to supply high-voltage stabilized voltage to the detection units. The BNV-09 provides a high voltage supply of 300 V to the division chamber and 130 V to the CdZnTe detector. Low-voltage voltage blocks BNN-0320 are used to ensure the operation of the equipment. In addition, the BNN-03 blocks are used to provide power to the preamplifiers of neutron radiation registration channels and gamma radiation registration channels. The block of the recounting device with a discriminator of level BP-0119 is intended for receiving pulse signals in the form of a sequence of statistically distributed pulses, measuring their quantity over a given time, or measuring the time interval for the arrival of a given number of pulses. BP-01 is supplemented by a level discriminator to ensure discrimination and the formation of pulses from neutron detection units. BP-01 provides the following functions: discrimination and the formation of pulses from the detection units; determination of the number of pulses in a given time with a single and cyclic measurement modes; determination of the arrival time of a given number of pulses in a single and cyclic measurement modes; determination of the average frequency of arrival of pulses; setting the BP-01 operating mode by means of front panel controls; BP-01 operation control, data reception and transmission via RS-232 interface when working with a computer 21. The ionization current of the detector via a communication line is fed to the input of a signal processing unit from a diamond detector, which includes a preliminary electrometric amplifier (PU), a microprocessor processing unit and control and power supply of the detector. The control unit is assembled according to the classical current-voltage converter circuit, includes an ADC and is galvanically isolated from the microprocessor unit. The microprocessor unit performs the main processing of the measurement results, controls the limits of measurements and the ADC, transmits information about the measured value and measurement modes using the RS-232 interface to the computer. Using a computer, the conversion coefficient of a specific detector is recorded into non-volatile processor memory. Using computer software, all dosimeter operating modes are controlled. The signal processing unit 26 allows measurements of the ionization current of the detector, the value of the accumulated charge and, accordingly, the magnitude of the absorbed dose rate and the absorbed radiation dose. BU 8 consists of a ROBO-2000-4125 21 computer - an entry-level industrial computer with built-in boards of an ADC-8K-2 m 25 amplitude-to-digital converter, an SCM-32 22 counter-intensimeter, and an information transmission module from ampoule detection sensors with PT SFA (SFA). The ADC-8k-2 m is designed to measure the amplitudes of the input pulse signals by analog-to-digital conversion and accumulation of the obtained data in the form of spectra in the internal buffer memory. Together with the connected computer and the corresponding software, the ADC forms a multichannel amplitude analyzer. The ADC-8k-2 m amplitude-to-digital converter is a module for the ISA bus and is intended for installation in a computer. ADC-8k-2 m allows you to create a system with two measuring paths. The SCM-32 counter-intensimeter is used to count pulses arriving at each counting channel, or to determine the intensity of incoming pulses using built-in timers. The counter is a module for the ISA bus and is intended for installation in a computer. Management of the counter and reading the results of the accumulation is done programmatically. The SCM-32 board, and two ADC-8k-2 m boards are located in the computer system unit. The software package FLAME of the control and data processing unit is designed to ensure the operation of the installation and determine the characteristics of the SFA - burnout, isotopic composition, energy release, activity, etc. Sensor (switch) inductive non-contact ISB A41A-21-5-LP (VK A41-21-5 -250-IND) 5 is intended to indicate the initial position of the SFA. When approaching the sensitive surface of the sensor of any metal, the electromagnetic field is damped and the oscillation amplitude of the generator decreases, a threshold device is triggered, and a signal is generated that switches the sensor electronic key, which switches the electrical circuits. The sensor is located on the support of the database 3. Mounting support 6 is designed to fix the pencil case with SFA 6. A pair of liners laid in the groove and covers the body of the pencil case with a diameter of 102 mm. The support is installed on the basis of the drive and fixed. The support allows the removal of one suspension flange and the attachment of the transport clamp. Drive 1 is designed for vertical movement of the detector block with registration channels along the pencil case for scanning SFAs continuously or with stops at the measurement points. The drive 1 is installed on the base and connected by cable to the control unit 8. The speed of movement of the detector block relative to the SFA is 6 m / min maximum, 0.3 m / min minimum. The drive is controlled by a speed controller. The composition of the drive: an electric motor with a worm gear and a pulley with a tape; speed controller with starting throttle; communication cable with control unit. The burnup of nuclear fuel in the SFA is determined on the basis of the data obtained from the measurements: dose rate and gamma radiation spectrum of fission products in the SFA; counting rate of neutron registration channels, proportional to the density of the neutron radiation flux from actinides accumulated in the fuel. The neutron radiation registration channels are designed to measure the pulse count rate proportional to the thermal neutron flux density from the SFA. Based on the measured values of the pulse counting rate, burnup is calculated in the range of 20-40 MW · day / kg. The time from the moment of extraction of the SFA from the reactor to the moment of measuring the burn-up (the exposure time of the SFA) should be from 2 to 50 years. Spectrometric gamma radiation registration channels are designed to measure the energy spectra of gamma radiation from calibration SFAs, based on which burnup is calculated by the ratio of the activity of 134Cs and 137Cs radioisotopes in SFAs in the range of 25-40 MW · day / kg. SFA exposure time should be from 2 to 6 years. Dosimetric channels for recording gamma radiation are designed to measure the power of the absorbed dose of gamma radiation from the SFA. Based on the measured power of the absorbed dose of gamma radiation, the SFA burnup is calculated in the range of 5-20 MW · day / kg. The exposure time of the SFA should be from 2 to 50 years. The detector installation unit, together with the neutron and gamma radiation detection units located on it, form the detector unit (DB) 3. The neutron radiation detection unit, together with the electronic units BVA 7 and BU 8, forms a neutron radiation registration channel. The gamma-ray spectrometric detection unit in conjunction with the BVA and BU electronic units forms a gamma-ray spectrometric detection channel. The gamma radiation detection unit dosimetric in combination with the electronic units BVA and BU forms a dosimetric gamma radiation registration channel. The detector installation block for accommodating the neutron and gamma radiation detection blocks is made in the form of two semicircular shutters with a lock. The latch is unlocked manually in the upper position of the block, and closure is automatic when the parts of the block are brought into working position. The drive for turning the parts of block 1 is manual. The database contains 9 detection units: three neutron radiation detection units, three spectrometric gamma radiation detection units, and three dosimetric gamma radiation detection units. All detectors are positioned vertically at an angle of 120 °. For measurements, the SFA in the case 6 is placed on the support 10. Using the drive, the database moves along the SFA continuously or with a stop at a fixed point for measurements. In the latter case, measurements are made over the same time intervals, the number of which should be at least 24 when the SFA is completely moved relative to the installation. The database is moved by a signal from the control and data processing unit 8. To detect the initial position of the database on drive 1 and support 10, proximity inductive sensors. The neutron radiation detecting unit of the burnout installation is designed to accommodate the fission chamber, shielding from electrical and electromagnetic interference, and transmit pulses from the chamber electrodes to the input device. The ionization chamber of the detection unit is housed in an airtight protective case made of stainless steel. A cable channel 25 m long is an assembly of an external electrical protective shield, two cables in electrical protective shields. The cable line of the route is placed in heat-shrink insulation and waterproof insulation. The gamma radiation detection unit spectrometric UIV is a miniature sealed probe with a hemispherical CdZnTe detector and a preamplifier that provides operation with a cable from 2.5 to 50 m in length. It is designed to measure gamma radiation energy spectra. The gamma-ray spectrometric detection unit is made in the form of a probe with a diameter of 12.5 mm and a length of 145 mm. The case is made of stainless steel, the board material is a specialized, metallized polymer without epoxy filling. A charge-sensitive preamplifier board and a detector assembly are located in the detection unit. The detection unit is made in a fully sealed version using a special connector. The gamma-ray spectrometric detection unit is connected to the BVA crate by means of a cable channel. The cable channel is an assembly of a multicore cable of the RK series in an electrical protective shield. The cable line of the route is placed in waterproof insulation. A dosimetric gamma radiation detection unit based on a diamond detector is designed to measure the absorbed dose rate and absorbed dose. The detection unit is made in the form of a remote probe, which is a diamond detecting structure, placed in a sealed waterproof case with a diameter of 8 mm and a length of 20 mm. The type of detector is diamond current. The gamma radiation detection unit is dosimetric connected to the BVA crate by means of a cable channel. Secondary electronic equipment performs the following functions: powering the detectors, registering the measured signals from two neutron detection units, two spectrometric gamma radiation detection units and two dosimetric gamma radiation detection units, their amplification and discrimination, the accumulation of incoming information and its transmission to the installation control program, a program for calculating the burnup and determining the isotopic composition of the SFA on a computer. The control and data processing unit consists of an entry-level industrial computer 21 with integrated circuit boards, an amplitude-to-digital converter 25, an intensimeter 22, and a module for transmitting information from inductive proximity sensors. The software package of the control and data processing unit is designed to ensure the operation of the burnout installation and determine the characteristics of the SFA — burnout, isotope composition, energy release, activity, etc. The support of the installation 10 is designed to fix the case with the SFA 6. A pair of inserts are laid in a groove and covers the case of diameter 102 mm. The support rests on the base of the drive and is locked. The support allows the removal of one suspension flange and the attachment of the transporting gripper. The drive unit for moving the detector block is designed for vertical movement of the detector block with registration channels along the pencil case for scanning SFAs with stops at the measurement points. The drive is mounted on the base and connected to the installation control unit by cable. The drive for moving the detector block is an electric motor with a worm gear and a chain drive. The drive is controlled by a speed controller.

Работа установки осуществляется следующим образом:The operation of the installation is as follows:

Подсоединяют все шнуры питания основных блоков установки 1, 7, 8 к сети питания. Включают БУ 8, крейты БВА 7, привод 1. Устанавливают необходимые параметры. Загружают компьютерную программу. Проводят градуировку каналов регистрации нейтронного и гамма-излучения. Устанавливают ручной режим определения положения блока детекторов 3 относительно ОТВС. Задают время измерения таким образом, чтобы площадь под пиками в спектрах фиг.6, полученных с использованием каналов регистрации гамма-излучения спектрометрических, были не менее 10⁴ импульсов. Задают начальную координату центров детекторов относительно края топливного столба ОТВС. Далее через канал для подачи ОТВС 15 подают градуировочную ОТВС в блок детекторов 3, опускают его на требуемую высоту и запускают измерение, которое остановится по истечении заданного времени или по команде оператора. В течение измерения на мониторе БУ 8 отображаются набираемые спектры гамма-излучения и текущие показания каналов регистрации нейтронов и гамма-излучения. Повторяют измерения для 4-х других положений блока детекторов относительно ОТВС. Затем производят автоматическую обработку спектров: автоматический поиск пиков, вычисление площади пиков. Далее автоматически производят вычисления выгорания градуировочной ОТВС в 5-ти точках и вычисления градуировочных коэффициентов. Поднимают блок детекторов 3 в верхнее положение, и выводят ОТВС из блока детекторов через канал для подачи ОТВС 15. Проводят измерения выгорания контролируемых ОТВС. Через канал для подачи ОТВС 15 подают контролируемую ОТВС в блок детекторов 3. В БУ 8 устанавливают непрерывный режим измерений. Задают время измерений, начальную координату центров детекторов относительно края топливного столба ОТВС, скорость перемещения блока детекторов относительно ОТВС. После получения сигнала от бесконтактных датчиков 5 программа автоматически проводит измерение. В течение измерения в окнах программы отображаются данные каналов регистрации гамма- и нейтронного излучения. По окончании измерений программа автоматически произведет расчет выгорания во всех точках вдоль ОТВС, среднего значения выгорания, изотопного состава, энерговыделения. Поднимают блок детекторов 3 в верхнее положение, и выводят контролируемую ОТВС из блока детекторов через канал для подачи ОТВС 15.Connect all the power cords of the main units of the installation 1, 7, 8 to the power supply. Include BU 8, crates BVA 7, drive 1. Set the necessary parameters. Download a computer program. Spend the calibration of the registration channels of neutron and gamma radiation. Set the manual mode for determining the position of the block of detectors 3 relative to the SFA. The measurement time is set in such a way that the area under the peaks in the spectra of Fig. 6, obtained using spectrometric gamma-radiation registration channels, is at least 10 ⁴ pulses. Set the initial coordinate of the centers of the detectors relative to the edge of the fuel column of the SFA. Then, through the channel for supplying SFA 15, a calibration SFA is supplied to the detector unit 3, lower it to the required height and start the measurement, which will stop after a predetermined time or at the command of the operator. During the measurement, on the monitor of BU 8, the acquired gamma-ray spectra and current readings of the neutron and gamma-ray registration channels are displayed. Repeat measurements for 4 other positions of the detector block relative to the SFA. Then the spectra are automatically processed: automatic peak search, calculation of peak area. Next, automatically calculate the burnup of the calibration SFA at 5 points and calculate the calibration coefficients. Raise the detector block 3 to the upper position, and remove the SFA from the detector block through the channel for supplying the SFA 15. Measure the burnup of the controlled SFA. Through the channel for supplying SFA 15, a controlled SFA is supplied to the detector unit 3. In the control unit 8, a continuous measurement mode is established. Set the measurement time, the initial coordinate of the centers of the detectors relative to the edge of the fuel column of the SFA, the speed of movement of the block of detectors relative to the SFA. After receiving the signal from the proximity sensors 5, the program automatically performs the measurement. During the measurement, the program windows display the data of the gamma and neutron radiation registration channels. At the end of the measurements, the program will automatically calculate the burnup at all points along the SFA, the average burnup, isotopic composition, and energy release. Raise the block of detectors 3 in the upper position, and output the controlled SFA from the block of detectors through the channel for supplying the SFA 15.

Значения выгорания ядерного топлива могут использоваться для обеспечения ядерной и радиационной безопасности при загрузке ОТВС в транспортные упаковочные комплекты, транспортировке ОТВС в хранилище отработавшего ядерного топлива или на переработку, для системы учета и контроля ядерных материалов, для верификации программ расчета выгорания и изотопного состава ОТВС.The burnup values of nuclear fuel can be used to ensure nuclear and radiation safety when loading SFAs into transport packaging kits, transporting SFAs to spent nuclear fuel storage or reprocessing, for accounting and control systems for nuclear materials, for verifying programs for calculating burnup and isotopic composition of SFAs.

Claims

1. Installation for measuring burnup of nuclear fuel, including the spent fuel assembly, a collimator, neutron and gamma radiation detection units with the possibility of changing their location relative to the fuel assembly, characterized in that in the gamma radiation detection unit, dosimetric gamma radiation detectors are additionally installed in lead protection, while all the detectors are distributed evenly, alternating in one diametrical plane.

2. Installation according to claim 1, characterized in that the dosimetric gamma-ray detectors are made on the basis of a diamond detector for measuring the absorbed dose and absorbed dose rate.

3. Installation according to claim 1, characterized in that all the detectors are placed in a housing made in the form of a part of an open ring.