РБ-018-01

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ

МЕТОДИКА НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ НА ВНЕШНЕЙ ПОВЕРХНОСТИ
КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ АЭС

    
    
Дата введения 2002-03-01

    
    
    УТВЕРЖДЕНА постановлением Госатомнадзора России от 17 декабря 2001 г. N 14
    
    
    Руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" предназначено для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов водо-водяных энергетических реакторов, и может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.
    
    Настоящее руководство разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
    
    Документ выпускается впервые.
    
    Документ разработан специалистами НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России Бородкиным Г.И., Хренниковым Н.Н., Столбуновым А.Ю., Фединой Л.Е. при участии специалиста ЦМИИ ГНМЦ "ВНИИФТРИ" Григорьева Е.И. и профессора МИФИ Трошина B.C.
    
    

Список сокращений и основных обозначений

Термины и определения*

________________
    * В разделе не приведены термины и определения, имеющие общетехническое значение и определенные в ГОСТах или в других нормативных документах.
    
    Детектор-монитор - нейтронно-активационный детектор, облучаемый совместно с другими детекторами или наборами детекторов, результаты измерений которого используются для приведения результатов измерений разных детекторов к одинаковым условиям облучения по пространственной переменной (например, для учета пространственной градиента поля быстрых нейтронов).
    
    Детекторы флюенса нейтронов - нейтронно-активационные детекторы, которые облучаются длительное время (например, в течение кампании работы реактора) и период полураспада продукта реакции которых сравним с временем облучения.
    
    История мощности реактора - фиксируемое во времени изменение полной тепловой мощности реактора относительно номинального значения.
    
    Нейтронный контроль - определение отклика детекторов флюенса нейтронов на основе измерений их активности и последующая расчетно-экспериментальная оценка интегральных по времени характеристик поля нейтронов (флюенса, скорости накопления флюенса).
    
    Отклик детектора - функционально зависимая от характеристик поля нейтронов характеристика облученного детектора (например, число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции под действием нейтронов).
    
    Скорость накопления флюенса быстрых нейтронов - средняя за время накопления флюенса быстрых нейтронов (например, время кампании или облучения) ППН, приведенная к номинальному уровню тепловой мощности реактора.
    
    

1. Общие положения

    
    1.1. Настоящее руководство по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" (далее - РБ) разработано с целью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89).
    
    1.2. РБ содержит методику нейтронного контроля, предназначенную для экспериментальной проверки расчетных методов, используемых для определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критических точках корпусов реакторов типа ВВЭР.
    
    1.3. РБ определяет порядок и методические условия проведения измерений активности и отклика детекторов флюенса нейтронов, а также методические условия для расчетно-экспериментальной оценки флюенса, скорости накопления флюенса и спектральных характеристик поля нейтронов с использованием нейтронно-активационных детекторов, устанавливаемых на внешней поверхности корпусов ВВЭР действующих АЭС. Контролируемый энергетический диапазон нейтронов определяется его значимостью с точки зрения радиационного повреждения стали корпуса реактора и сравнения с расчетными результатами.
    
    1.4. РБ применимо к действующим реакторам АЭС типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
    
    1.5. РБ может быть использовано для обоснования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованности заявленного срока службы.
    
    

2. Основные принципы организации облучения детекторов флюенса
нейтронов на внешней поверхности корпусов ВВЭР

    
    2.1. Принципы размещения детекторов у корпуса реактора и их облучения
    
    Для размещения детекторов на внешней поверхности корпуса используется специальное облучательное устройство. Его устанавливают в свободном от штатного измерительного оборудования пространстве воздушного зазора. Размеры зазора позволяют разместить устройство с детекторами так, чтобы исключалось их влияние на работу оборудования и систем реактора во время эксплуатации. Поскольку РБ рекомендует проведение разовых измерений (за время одной кампании работы реактора), облучательное устройство не создает помех при проведении регламентных профилактических работ в зазоре, так как должна предусматриваться легкая установка и снятие его во время открытия доступа к зазору.
    
    Рекомендуемые способы, порядок установки и снятия устройства, размещения детекторов на устройстве описаны в приложении 1 (рекомендуемом). Пространственный диапазон размещения детекторов определяется конкретной задачей на конкретном реакторе.
    
    

3. Метод нейтронного контроля и основные объекты метрологического обеспечения нейтронно-активационных измерений на корпусах ВВЭР

    
    3.1. Экспериментальный метод, заложенный в основу нейтронного контроля, - метод нейтронно-активационных измерений. Согласно этому методу, нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) облучаются в поле нейтронов. В детекторах происходит реакция активации или деления под действием нейтронов.
    
    После окончания облучения измеряют наведенную активность в детекторе. По результатам измерений определяют отклик детектора - число реакций за время облучения или средняя за время облучения скорость реакции. Значения отклика детекторов являются первичной величиной для сравнения с расчетными данными.
    
    Значения числа реакций или скоростей реакций могут использоваться для расчетно-экспериментальной оценки характеристик поля нейтронов - флюенса и скорости накопления флюенса нейтронов. Методом такой оценки применительно к нейтронному контролю за корпусом ВВЭР может быть метод эффективных пороговых сечений, метод восстановления спектра нейтронов или метод сравнения с расчетными скоростями реакций.
    
    3.2. Особенности нейтронного контроля за корпусами ВВЭР, которые должны учитываться при выборе детекторов и обработке результатов измерений:
    
    - облучение детекторов длится, как правило, в течение всей кампании работы реактора (около 300 сут.);
    
    - активность детекторов измеряют через некоторое время после окончания облучения (примерно через неделю или более);
    
    - температура среды во время облучения до 300 °С;
    
    - значительный гамма-фон во время облучения;
    
    - история мощности реактора может иметь сложный непрогнозируемый вид, зависимый от эксплуатационного режима;
    
    - с использованием реакторных данных существует возможность расчета многогрупповых спектров нейтронов и гамма-квантов в любой точке корпуса и околокорпусного пространства.
    
    3.3. Применяемые в данном методе нейтронного контроля средства измерений и методики должны быть метрологически обеспечены. В соответствии с особенностями метода нейтронно-активационных измерений выделены три вида объектов метрологического обеспечения:
    
    - регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов и облучательное устройство;
    
    - специализированная радиометрическая установка на основе гамма-спектрометра с методикой выполнения измерений активности облученных детекторов;
    
    - типовая методика определения отклика детекторов и контролируемых характеристик нейтронного поля по измеренной активности детекторов.
    
    В разделах 4, 5 и 6 рассматриваются требования к указанным объектам.
    
    

4. Требования к нейтронно-активационным средствам измерений

    
    4.1. Нейтронно-активационные средства измерений, применяемые при нейтронном контроле за корпусами ВВЭР, включают:
    
    - регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов с измерительной оснасткой;
    
    - облучательное устройство.
    
    4.2. Допускается использование стандартизованных нейтронно-активационных детекторов. Детекторы могут представлять собой диски с предпочтительным диаметром 3 или 10 мм.
    
    Аттестованные характеристики детекторов - число ядер нуклида-мишени, масса (или массовая толщина) детектора; массовая толщина по нуклиду-мишени для детекторов по реакции (, ). Детекторы должны быть проверены на отсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1-4% (уровень доверительной вероятности принят равным 0,95).
    
    Допускается применение нестандартизованных детекторов после аттестации их в установленном порядке.
    
    4.3. Типы детекторов в наборе подбираются согласно требованиям конкретной задачи из реакций активации, перечень которых дан в приложении 2 (рекомендуемом).
    
    Допускается расширение перечня по мере освоения новых реакций, чувствительных к контролируемому диапазону энергии нейтронов от 0,1 до 10 МэВ. Рекомендуется в набор детекторов включать реакции, чувствительные к тепловым нейтронам.
    
    Характеристики, представленные в табл.П2-1П2-3, рекомендуется использовать при планировании экспериментов.
    
    4.4. Измерительная оснастка в сборке представляет собой различные капсулы-держатели и кадмиевые экраны, предназначенные для размещения набора детекторов в облучательном устройстве.
    
    Состав сборки, геометрия заполнения, маркировка и другие сведения документируются в протоколе облучения.
    
    4.5. Облучательное устройство предназначено для фиксации сборок при облучении. Рекомендации по облучательному устройству приведены в приложении 1.
    
    4.6. Необходимая информация о подготовке и проведении облучения детекторов должна быть представлена в протоколе облучения. Она должна включать: сведения о формировании сборок детекторов согласно пункту 4.4; геометрию размещения сборок в облучательном устройстве; геометрию размещения устройства на корпусе реактора; данные о времени облучения и истории мощности реактора за время облучения; значения аттестованных характеристик детекторов, необходимых для последующей обработки результатов (могут быть даны ссылки на литературные источники, содержащие эти данные).
    
    

5. Требования к средствам и методике измерения активности детекторов

    
    5.1. Нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов) после облучения представляют собой источники фотонного излучения. Характеристики схем распада радионуклидов-продуктов реакций активации и деления приведены в приложении 2.
    
    5.2. Активность облученных детекторов следует измерять на специализированной радиометрической установке (далее - установка) на основе гамма-спектрометра, аттестованной в установленном порядке.
    
    Установка должна включать следующие обязательные элементы:
    
    - гамма-спектрометр;
    
    - контрольный источник;
    
    - МВИ.
    
    Дополнительно установка может комплектоваться специализированными эталонными мерами активности для реализации метода замещения, если это предусмотрено МВИ. Все элементы установки должны иметь эксплуатационную документацию и действующие свидетельства на комплектующие источники, представляемые вместе с установкой при ее аттестации.
    
    5.3. Гамма-спектрометр может включать один или несколько измерительных трактов, собранных на основе спектрометрических сцинтилляционных или полупроводниковых детекторов, удовлетворяющих потребностям измерений активности источников согласно пункту 5.1.
    
    Типичная погрешность измерений внешнего гамма-излучения от облученных детекторов должна составлять 3-5% (уровень доверительной вероятности принят равным 0,95).
    
    5.4. Контрольный источник гамма-излучения предназначен для проверки сохранности аттестованных характеристик установки. Активность источника должна быть оптимальна по загрузочным характеристикам измерительного тракта. Энергия, используемая для контроля гамма-линий, должна соответствовать середине рабочего энергетического диапазона, а конструкция источника должна быть рассчитана на длительное интенсивное использование. Контрольный источник должен быть аттестован в установленном порядке.
    
    5.5. Методика выполнения измерений активности облученных детекторов может реализовывать следующие три способа.
    
    5.5.1. Первый способ основан на применении гамма-спектрометра, отградуированного по эффективности регистрации фотонов в рабочем диапазоне энергии, характерном для излучения продуктов реакций активации рекомендованной номенклатуры. Эффективность регистрации задана для условий точечного источника, размещенного на фиксированном расстоянии от кристалла детектора, в виде зависимости от энергии фотонов . В этом случае экспериментально определяемая величина - скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов - связана с активностью соотношением:     
    

,                                                               (1)

    
где - значение эффективности для энергии , взятое из зависимости ;

     - абсолютная интенсивность фотонов с энергией для измеряемого радионуклида;
    
     - поправки на неидентичность детектора и точечного источника.
    
    5.5.2. Второй способ основан на использовании дискретной чувствительности , измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная чувствительность задана для энергии фотонов от радионуклида типа "" и связывает измеряемую активность со скоростью счета в ППП от фотонов с энергией :     
    

.                                                                           (2)

    
    При использовании этого способа автоматически исключается погрешность за счет аппроксимации и погрешность , присутствующие в первом способе, а также поправка на каскадное суммирование.
    
    5.5.3. Третий способ связан с применением специализированных эталонных мер активности гамма-источников, имитирующих облученные детекторы по типу радионуклида и его конструкции. Измерения выполняют путем сравнения детектора и меры на компараторе - гамма-спектрометре, а в качестве параметра сравнения используют соответствующие скорости счета импульсов в ППП:     
    

,                                                                       (3)

    
где - активность эталонной меры на момент измерения.

    5.6. При разработке методики и метрологическом исследовании установки необходимо определить все возможные факторы отличия измеряемого образца от условий градуировки и указать способы определения соответствующих поправок или их конкретные значения. Основными факторами, требующими учета в поправках , являются:
    
    - отличие диаметра и толщины измеряемого детектора от градуировочного источника (или эталонной меры и детектора);
    
    - каскадное суммирование фотонов;
    
    - возможные эффекты от примесных излучений (например, инициированное характеристическое излучение в детекторе из ниобия).
    
    5.7. Методика выполнения измерений активности нейтронно-активационных детекторов на конкретной установке должна соответствовать ГОСТ Р 8.563-96 "ГСИ. Методики выполнения измерений" и содержать:
    
    - назначение и область применения;
    
    - принцип (способ) измерения;
    
    - описание счетных образцов (нейтронно-активационных детекторов);
    
    - краткое описание установки;
    
    - описание системы регламентированных характеристик установки для реализации методики;
    
    - правила подготовки и выполнения измерений, включая контрольные измерения;
    
    - способ и алгоритм обработки спектрограммы;
    
    - перечень поправок и способы их определения;
    
    - соотношения для определения суммарной погрешности активности для уровня доверительной вероятности 0,95;
    
    - требования к оформлению результата;
    
    - требования к квалификации работников.
    
    Допускаются ссылки на стандартизованные методики или прошедшие метрологическую экспертизу частные методики и правила, а также допускается возможность изложения отдельных положений методики в виде приложений.
    
    Метрологическая экспертиза и аттестация МВИ проводятся в установленном порядке.
    
    5.8. Детальные результаты измерения активности детекторов регистрируются в рабочих протоколах. Для последующей обработки результатов должен быть оформлен Сводный протокол измерения активности детекторов, в котором указаны маркировка детектора, измеренная активность , ее погрешность и значение активности детектора, приведенное на конец его облучения :     
    

,                                                                                    (4)

    
где - время выдержки от конца облучения до начала измерения активности;

     - постоянная распада продукта реакции активации.
    
    

6. Требования к типовой методике определения отклика детекторов
и оценки характеристик нейтронного поля

    
    6.1. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способ определения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин по результатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭР набором детекторов флюенса.
    
    6.2. Методика предполагает наличие информации об истории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН в месте облучения детектора относительно полной тепловой мощности (истории локальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя на входе в реактор за время облучения.
    
    6.3. Методика предполагает наличие расчетной или полученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации о спектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, в многогрупповом приближении).
    
    6.4. Исходной экспериментальной информацией для последующей обработки и вычислений по данной методике является активность в нейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения , сведения о которой занесены в Сводный протокол согласно пункту 5.8.
    
    6.5. Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля приведена в приложении 3 (рекомендуемом).
    
    6.6. Результатом реализации методики должен быть Сводный протокол, куда заносятся результаты определения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля. Обязательной величиной, приведенной в Сводном протоколе, должна быть активность детекторов , приведенная на конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с оцененной погрешностью для , равной 0,95.
    
    

7. Рекомендации по использованию результатов измерений для проверки
обоснований флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР

    
    7.1. Флюенс быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР может быть получен из расчетов переноса нейтронов. Экспериментальные данные, полученные в точках на внешней поверхности корпуса, могут быть использованы для сравнения с расчетными данными, полученными для этих же точек.
    
    7.2. Для проверки обоснований расчетного флюенса в критических точках корпуса рекомендуется использовать экспериментальные данные, полученные на внешней поверхности корпуса, по возможности вблизи критических точек (например, для ВВЭР-440 - напротив азимутального максимума флюенса быстрых нейтронов на уровне сварного шва N 4; для ВВЭР-1000 - напротив высотного и азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).
    
    7.3. В качестве экспериментального результата рекомендуется использовать активности , приведенные на конец облучения и на одно ядро. Следует проводить сравнение как абсолютных значений, так и относительных пространственных распределений активностей детекторов-мониторов.
    
    7.4. При анализе обоснований флюенса или скорости накопления флюенса быстрых нейтронов, соответствующих эффективной пороговой энергии конкретного детектора , рекомендуется использовать отношение:     
    

,                                                                       (5)

    
характеризующее степень отклонения расчета от эксперимента.
    
    

Приложение 1
(рекомендуемое)

    
Порядок установки и снятия облучательного устройства, способы и схемы
размещения детекторов за корпусами ВВЭР

    П1.1. Расположение детекторов относительно реактора
    
    Наборы детекторов флюенса нейтронов упаковывают в капсулы или контейнеры, которые прикрепляют к облучательному устройству. Это устройство, например, может содержать две необходимые компоненты - азимутальную и вертикальную штанги. Установку и снятие устройства проводят на остановленном реакторе, обычно во время планово-предупредительного ремонта, связанного с перегрузкой топлива. Облучение детекторов, как правило, длится в течение кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может быть изготовлено в виде рамы или креста. Азимутальная штанга может представлять жесткую дугу окружности с рекомендуемым обхватом угла в 60°. Вертикальная штанга должна позволять размещать детекторы по всей высоте активной зоны. Количество вертикальных и азимутальных штанг в устройстве устанавливают, исходя из потребностей в решении конкретной задачи на конкретном реакторе. Капсулы и облучательное устройство рекомендуется изготавливать из алюминия или его сплавов (дюралюминия).
    
    Количество наборов детекторов и детекторов-мониторов, а также их расположение относительно реактора выбирают исходя из решения конкретной задачи. Наборы детекторов рекомендуется устанавливать напротив критической точки корпуса и, в частности, в каждом предполагаемом, исходя из расчета, азимутальном максимуме и минимуме, высотном максимуме и на уровне сварного шва. Детекторы-мониторы рекомендуется устанавливать не реже чем через 3° по азимуту и не реже чем через 30 см по высоте.
    
    Каждый набор детекторов флюенса нейтронов рекомендуется заключать в кадмиевый экран толщиной 0,5 мм. Для оценки кадмиевого отношения для детекторов тепловых нейтронов рекомендуется выбрать поле нейтронов с предполагаемым малым градиентом флюенса (например, поле по высоте вблизи центра активной зоны). Как минимум, один набор таких детекторов рекомендуется не помещать в кадмиевый экран, а располагать на расстоянии 10 см от набора, покрытого кадмием.
    
    Каждый набор должен содержать детектор-монитор. Для определения эффекта возмущения нейтронного поля материалом контейнера или окружения детектора детекторы-мониторы можно размещать как внутри контейнера, так и снаружи, а при необходимости также в любых важных точках окружения детектора.     
    
    П1.2. Способы и порядок установки и снятия облучательного устройства у корпуса ВВЭР
    
    Рекомендуются два технологических способа установки облучательного устройства у корпуса ВВЭР.
    
    Первый способ условно назван способом верхней установки. В зоне входных патрубков теплоносителя к околокорпусным конструкциям, прилегающим к корпусу, крепят гибкий металлический тросик. Он должен выдерживать груз массой примерно 20 кг в течение длительного (около года) времени. Тросик опускают вниз до днища корпуса. Верхний конец устройства прикрепляют к этому тросику в радиационно безопасной зоне, находящейся в районе днища корпуса. Облучательное устройство подтягивают вверх и подвешивают на заранее определенной высоте. Нижний конец устройства крепят к полу подреакторного пространства (ВВЭР-1000) или к специальным конструкциям в зоне днища корпуса (ВВЭР-440). Прилегание к корпусу обеспечивают специальными распорками. Провисание конструкции от теплового расширения устраняют путем натяжения пружины. Снимают устройство в порядке, обратном установке.
    
    Второй способ условно назван способом нижней установки. Облучательное устройство устанавливают на опорную станину в зоне днища корпуса и поднимают вверх на определенную высоту, например, телескопическим способом.
    
    Выбор способа определяют практическими условиями в конкретный момент времени на конкретном реакторе.
    
    Преимущество первого способа - надежность сохранения вертикальности установки, гарантия прилегания к корпусу и возможность размещения детекторов по всей высоте от днища корпуса до зоны патрубков, включая всю высоту активной зоны и зону опорных конструкций. Кроме того, дозозатраты в первом способе установки значительно ниже, чем во втором. Преимущество второго способа - возможность установки детекторов в любом азимутальном секторе реактора.
    
    Снимать устройство рекомендуется после недельной выдержки после останова реактора.     
    
    П1.3. Рекомендации по координатам размещения устройства у корпусов ВВЭР
   
    Рекомендуемые азимутальные координаты размещения устройства с детекторами флюенса нейтронов у внешней поверхности корпусов ВВЭР для первого способа установки приведены на рис.1-3. Второй способ установки не имеет ограничений по азимутальному размещению детекторов.
    
    

Рис.1. Схема размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 со стандартной загрузкой:

1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга; 4 - вертикальная штанга

         
Рис.2. Схема размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:

1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга; 4 - вертикальная штанга

         
Рис.3. Схема размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-1000:

1 - корпус; 2 - ТВС; 3 - азимутальная штанга; 4 - вертикальная штанга

    
Приложение 2
(рекомендуемое)

Характеристики детекторов флюенса нейтронов

Таблица П2-1

Рекомендуемый для нейтронного контроля за корпусами ВВЭР набор детекторов
флюенса нейтронов и их оценочные характеристики

    
    * Значения выбраны равными границам энергетических групп нейтронов для формата библиотеки BUGLE-96, вблизи которых находятся рекомендованные в [2] эффективные сечения.
    
    ** Оценки сделаны по расчетному спектру, полученному по программе DORT с библиотекой BUGLE-96.
    
    *** Реакция на тепловых и эпитепловых нейтронах.

    [1] X-ray and gamma-ray standards for detector calibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.
    
    [2] Сб. статей: "Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях". - М., ЦНИИатоминформ, 1983, т.2.
    
    

Таблица П2-2

Характеристики продуктов реакций детекторов флюенса нейтронов [1]

    * Приведена суммарная эмиссия всех фотонов данного диапазона энергий.
    
    [3] Т.R.England, B.F.Rider, "Evaluation and Compilation of Fission Product Yields", Report ENDF-349, 1989.
    
    

Таблица П2-3

Оцененные* максимальные скорости накопления флюенса нейтронов на внешней поверхности
корпусов ВВЭР, нейтр./(см·с), и азимутальные углы**, где расположены эти максимумы

    * Приведены оценочные значения для типовых загрузок, которые могут использоваться для оптимального подбора детекторов.
    
    ** Для 30-градусного сектора симметрии (отсчет от оси /).
    
    *** Кроме блока 5 Нововоронежской АЭС.
    
    

Приложение 3
(рекомендуемое)

    
Типовая методика определения отклика детекторов и оценки характеристик
нейтронного поля

    
    П3.1. Исходные данные
    
    Для проведения вычислений необходимо иметь следующие исходные данные и характеристики детекторов:
    
     - активность с погрешностью -го детектора флюенса, измеренная в соответствии с разделом 5 на момент окончания облучения;
    
     - число ядер нуклида-мишени в -м детекторе с погрешностью (паспортные данные);
    
     - толщина детектора по нуклиду-мишени для детекторов по реакции () для учета электронного самоэкранирования (паспортные данные), мг/см;
    
     - постоянные распада (или периоды полураспада ) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);
    
    , - выходы -137 в продуктах реакции деления на -237 и -238 (приложение 2);
    
    , - эффективные пороги и сечения;
    
    , , - календарное время начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;
    
     - история мощности реактора за время облучения (зависимость мощности реактора от времени);
    
     - история локальной мощности за время облучения;
    
     - декларированный номинальный уровень мощности реактора. Сведения о времени облучения и мощности берутся из протокола облучения согласно пункту 4.6.
    
    П3.2. Определение отклика детектора флюенса
    
    П3.2.1. Откликом детектора флюенса является число реакций активации , произошедших в детекторе за время облучения, в расчете на одно ядро нуклида-мишени. Общеупотребительное название - активационный интеграл реакции активации (детектора).
    
    П3.2.2. Активационный интеграл рассчитывают с использованием исходных данных, приведенных в пункте П3.1, по формуле:
    

,                                              (П3-1)

    
где - поправка на историю мощности реактора и локальной мощности, которая учитывает образование и распад продукта реакции активации при изменении ППН за время облучения в месте облучения детектора;

     - поправки, рекомендации по определению которых приведены ниже;     
    

.                                             (П3-2)

    
    Для условия детектора флюенса при и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки не превышает 1-2% (=0,95);
    
     - поправка на выгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продукта активации за счет реакции (). Поправка существенна для реакции при плотности потока тепловых нейтронов более 10 нейтр./(см·с). При плотности потока 10 нейтр./(см·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка составляет от 1,05 до 1,15. Поправку можно оценить экспериментально или расчетом (например, способом, изложенным в [3]). Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;
    
     - поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продукта деления в облучаемом детекторе за счет реакции (). Поправку можно оценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра и фотонного спектра , а также сечений реакций ()- и ()- по формуле:     
    

.                                               (П3-3)

    
    Если спектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповом приближении, то поправку можно рассчитать по формуле:     
    

,                                                               (П3-4)

    
    
где , - групповые сечения -й реакции деления под действием фотонов и нейтронов соответственно;

    , - расчетные групповые плотности потока фотонов и нейтронов соответственно;
    
     - поправка на самоэкранирование, относящаяся только к детекторам по реакции (). Она приводит значение активационного интеграла к условиям "тонкого" детектора. Для условий рассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов в сечении реакции (). Рекомендованные подходы расчета такой поправки даны в [2]. Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованных реакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;
    
     - поправка геометрическая, вводимая для приведения всех измеренных активационных интегралов детекторов одной сборки к условиям облучения в единой точке пространства, в которой размещался основной детектор-монитор. Она учитывает градиент плотности потока нейтронов. Для -го детектора определяется с помощью отношения показаний монитора вблизи детектора и основного монитора :     
    

.                                                                               (П3-5)

    
    В качестве показаний детекторов-мониторов следует использовать скорость счета импульсов на радиометрической установке, приведенную на одно ядро. В качестве детекторов-мониторов следует выбрать один из пороговых детекторов флюенса (например, детектор Fe-54).
    
    П3.2.3. Погрешность активационных интегралов для , равного 0,95, следует оценивать по формуле:     
    

,                                                (П3-6)

    
где - полная погрешность измерения активности детектора (берется из Сводного протокола по пункту 5.8);

     - погрешность числа ядер нуклида-мишени в детекторе (берется из Сводного протокола по пункту 4.6);
    
     - погрешность выхода -137 в осколках деления (по приложению 2, табл.П2-2);
    
     - погрешность поправок и по формуле (П3-1).
    
    П3.2.4. По результатам определения отклика детекторов флюенса составляется Сводный протокол определения активационных интегралов, в котором должны быть указаны: номера точек облучения, для которых определены значения активационных интегралов; активности детекторов, приведенные на одно ядро; реакции активации; значения активационных интегралов и их погрешности.
    
    П3.3. Расчетно-экспериментальная оценка контролируемых характеристик поля быстрых нейтронов
    
    П3.3.1. Контролируемыми нейтронными характеристиками по результатам нейтронно-активационных измерений в реакторах ВВЭР являются величины:
    
     - флюенсы нейтронов с энергией больше - эффективных порогов реакций активации из набора облученных детекторов;
    
     - скорости накопления флюенсов ;
    
     - нормированные на показание монитора активационные интегралы используемых детекторов.
    
    Дополнительными контролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенса и скорости накопления флюенса , определяемые на основе непосредственно измеренных величин и расчетных методов, аттестованных в установленном порядке.
    
    П3.3.2. Флюенс нейтронов с энергией больше можно рассчитывать по формуле:     
    

.                                                                        (П3-7)

    
где - активационный интеграл -й пороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);

     - эффективное сечение реакции для порога .
    
    При известном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:     
    

,                                                (П3-8)

где - дифференциальное сечение дозиметрической реакции;

     - дифференциальная плотность потока нейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.
    
    В многогрупповом представлении расчет выглядит так:     
    

,                                                               (П3-9)

    
где , означает, что сумма берется по группам от первой до группы , нижняя граница которой равна .

    Погрешность для доверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:     
    

,                                                                 (П3-10)

    
где - погрешность активационного интеграла -й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);

     - разброс значений при энергии для -й реакции в спектрах рассматриваемого класса (например, см. Ярына В.П. и др. Методические указания. Государственная система обеспечения единства измерений. Характеристики реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ 1393-86. ВНИИФТРИ. М.: 1986).
    
    П3.3.3. Расчет скорости накопления флюенса быстрых нейтронов для -го порогового детектора можно рассчитать по формуле:
    

,                                                                            (П3-11)

    
где - эффективное время облучения, которое определяется по формуле:

.                                                                (П3-12)

    
    Погрешность для доверительной вероятности , равной 0,95, можно оценить по формуле:     
    

,                                                        (П3-13)

    
где - погрешность флюенса по пункту П3.3.2;

     - оценка погрешности .
    
    П3.3.4. Активационные интегралы, нормированные на показания детектора-монитора, являются спектральной характеристикой поля нейтронов.
    
    Активационные интегралы , определенные по пункту П3.2.2, приведены с помощью поправочного коэффициента к условиям облучения в точке размещения основного детектора-монитора в сборке. Контролируемые характеристики - активационные интегралы реакций активации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять по формуле:
    

,                                                                          (П3-14)

    
где - активационный интеграл порогового детектора-монитора.

    Погрешности нормированных равны погрешностям соответствующих (по пункту П3.2.3), включая , равный 1.
    
    П3.3.5. Аппроксимированные значения контролируемых характеристик представляют собой флюенсы нейтронов с энергией, отличающейся от эффективных порогов используемых детекторов. Наиболее характерными для материаловедения корпусов ВВЭР являются флюенсы нейтронов с энергией больше 0,1, 0,5 и 1 МэВ соответственно , и . Для определения этих величин используются в качестве исходных данных активационные интегралы (по пункту П3.2.2) или флюенсы (по пункту П3.3.2).
    
    
         
Текст документа сверен по:
официальное издание
Вестник Госатомнадзора России N 6, 2001