Здавалка
Главная | Обратная связь

Определение уставки предупредительной сигнализации



 

7.1 Для определения составляющей мощности дозы гамма-излучения от ОТВС (величина прироста над фоновым уровнем) последовательность измерений мощностей доз должна быть следующей:

– при нахождении гильзы элеватора (не содержащей ОТВС) в верхнем положении проводятся измерения фонового уровня мощности дозы гамма-излучения. Учитывая медленный спад фоновой составляющей мощности дозы гамма-излучения во времени, такие измерения в начальный период перегрузки (от 3 до 5 сут после останова реактора) должны проводиться один раз в течение от 2 до 3 ч с последующим пересчетом по закону радиоактивного распада Na24. Если перегрузка ОТВС проводится после 5 сут и более после останова реактора, фоновые измерения могут проводится один раз в начале рабочей смены;

– перед извлечением каждой ОТВС из реактора (гильза элеватора также в верхнем положении) проводятся измерения суммарной мощности дозы от ОТВС и фоновой составляющей;

– вычитанием фоновой составляющей из суммарной мощности дозы гамма-излучения определяется составляющая мощности дозы от ОТВС.

Далее производится сравнение составляющей мощности дозы от ОТВС с заданной величиной уставки, при превышении которой выдается сигнал в систему контроля и управления транспортно-технологического оборудования обращения со сборками.

7.2 На рисунке 7.1 представлена зависимость поглощенной мощности дозы гамма-излучения от остаточного энерговыделения для всей номенклатуры рассмотренных ТВС с различной историей облучения (по данным таблиц 6.5 – 6.7). На рисунке 7.2 в более укрупненном виде представлена аналогичная зависимость в диапазоне остаточных энерговыделений ТВС до 5 кВт.

Рисунок 7.1 – Зависимость мощности дозы гамма-излучения от остаточного
энерговыделения

 

Рисунок 7.2 – Зависимость мощности дозы гамма-излучения от остаточного энерговыделения ТВС в диапазоне до 5 кВт

 

7.3 Из анализа представленных данных, а также данных таблиц 6.5 – 6.7 можно отметить следующее:

– максимальное энерговыделение ОТВС, выгружаемых из ВРХ по штатной технологии, составляет около 1.8 кВт, а максимальная поглощенная мощность дозы от ТВС – около 180 Гр/ч. Минимальное энерговыделение при возможной ошибочной выгрузки ТВС из активной зоны без выдержки в ВРХ через 30 сут после останова реактора составляет 2.1 кВт. При этом минимальная мощность дозы от таких ТВС составляет около 330 Гр/ч. При примерно одинаковом энерговыделении (в пределах 20 %) превышение минимальной мощности дозы от ТВС активной зоны над максимальной от ТВС ВРХ составляет около 1.8 раз. Таким образом, по мощности дозы гамма-излучения от ТВС уверенно идентифицируются ТВС, выгружаемые из ВРХ, от ТВС активной зоны без выдержки в ВРХ (с остаточным энерговыделением более 2 кВт). При энерговыделении ниже 2 кВт даже в случае длительного зависания таких ТВС в ПБ превышения предела безопасной эксплуатации по максимальной температуре оболочки твэл не происходит, соответственно исключается разгерметизация оболочек;

– минимальное энерговыделение ОТВС БЗВ (с полным циклом облучения) при времени выдержки 3 сут составляет около 3.8 кВт, при этом мощность дозы – 380 Гр/ч. Превышение мощности дозы от таких ТВС над максимальной от ТВС ВРХ составляет более двух раз. Такие ТВС также уверенно будут идентифицироваться системой как тепловыделяющие сборки с высоким энерговыделением. Идентификация ТВС БЗВ от ТВС ВРХ практически невозможна при энерговыделении ТВС БЗВ менее 2.5-3 кВт из-за примерно одинаковой мощности дозы, что обусловлено более “мягким” излучением ТВС БЗВ.

7.4 Таким образом, в качестве предварительной уставки срабатывания предупредительной сигнализации СКЭ ОТВС принимается значение мощности дозы в 250 Гр/ч, что предотвращает ошибочную выгрузку ТВС с энерговыделением более 2 кВт из активной зоны без выдержки в ВРХ и ТВС БЗВ с энерговыделением более 3 кВт.

7.5 Окончательное значение уставки срабатывания предупредительной сигнализации СКЭ ОТВС полежит уточнению при испытаниях системы на стадии энергетического пуска и опытно-промышленной эксплуатации реактора БН-800.


Заключение

 

8.1 Получены расчетные оценки мощностей доз, а также спектров гамма-излучения в месте расположения ИГК СКЭ ОТВС реактора БН-800 от всей номенклатуры ТВС (ТВС ЗМО, ТВС ЗСО, ТВС ЗБО с урановым топливом, ТВС с таблеточным МОКС-топливом и ТВС с виброуплотненным МОКС-топливом на основе “низкофонового” плутония или “высокофонового” плутония и для ТВС БЗВ) зоны активной БН800-01Г.

8.2 Контролируемость остаточного энерговыделения выгружаемых из реактора ТВС по мощности дозы гамма-излучения обеспечивается для всей номенклатуры ТВС активной зоны с различной историей облучения.

8.3 В качестве предварительной уставки срабатывания предупредительной сигнализации СКЭ ОТВС принимается значение поглощенной мощности дозы в 250 Гр/ч, что предотвращает ошибочную выгрузку ТВС с энерговыделением более 2 кВт из активной зоны без выдержки в ВРХ и ТВС БЗВ с энерговыделением более 3 кВт.

8.4 Окончательное значение уставки срабатывания предупредительной сигнализации СКЭ ОТВС полежит уточнению при испытаниях системы на стадии энергетического пуска и опытно-промышленной эксплуатации реактора БН-800.

8.5 Представленная в расчете информация по мощностям доз и спектрам фотонного излучения может быть использована при разработке и обосновании работоспособности подвески ИГК.

 

 


Перечень сокращений и обозначений

 

АЧ - активная часть

БЗВ - боковая зона воспроизводства

БН - быстрый натриевый реактор

ВРХ - внутриреакторное хранилище

ВТЗВ - верхняя торцевая зона воспроизводства

ГП - газовая полость

ЗБО - зона большого обогащения

ЗМО - зона малого обогащения

ЗСО - зона среднего обогащения

ИГК - ионизационная гамма-камера

МК - микрокампания

МОКС - смешанное топливо на основе диоксидов урана и плутония

НТЗВ - нижняя торцевая зона воспроизводства

ОТВС - отработавшая тепловыделяющая сборка

ППР - планово-предупредительный ремонт

РУ - реакторная установка

СВУТ - смешанное виброуплотненное топливо

СВУТ В - смешанное виброуплотненное топливо с “высокофоновым” плутонием

СВУТ Н - смешанное виброуплотненное топливо с “низкофоновым” плутонием

СКЭ - система контроля энерговыделения

СТТ - смешанное таблеточное топливо

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент

j - плотность полного потока гамма-квантов

 


Список использованных источников

 

1 A.G. Croff. ORIGEN2 – A Revised and Updated Version of the Oak Ridge Isotope Generation and Depletion Code. ORNL-5621, July 1980.

2 A.G. Croff. A User’s Manual for the ORIGEN2 Computer Code. ORNL/TM-7175, July 1980.

3 P.F. Rose “ENDF-201, ENDF/B-VI Summary Documentation” BNL-NCS-17541, 4th Edition (1991).

4 J.C. Ryman, O.W. Hermann. Origen-S Data Libraries. NUREG/CR-0200, Revision 6, Volume 3, Section M6, ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R6, March 2000.

5 T.R. England and B.F. Rider. ENDF-349 Evaluation and Compilation of Fission Product Yields. LA-UR-93-3106, Los Alamos National Laboratory, October, 1994.

6 Зона активная БН800-01В. Расчет радиационных характеристик сборок РНАТ.501341.033 РР2, инв. № 2778 э (ОКБМ), 2009.

7 Зона активная БН800-01Г. Расчет радиационных характеристик сборок РНАТ.501341.034 РР2, инв.№ a36686 (ОКБМ), 2011.

8 Верификация кода ORIGEN2. Инв. № 10450/05от (ОКБМ), 2005.

9 W.H. Scott, Jr., and J.A. Stoddard. A User’s Manual for MASH 1.0 – “A Monte Carlo Adjoint Shielding Code System”. Section 4.0 “DORT: A Two-Dimensional Discrete Ordinates”, ORNL/TM-1178, March 1992.

10 W.A. Rhoades, D. B. Simpson. The Tort Three-Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code” (TORT Version 3), ORNL/TM-13221, October 1997.

11 DOORS3.2a “One, Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System”, CCC-650, Oak Ridge National Laboratory, Оctober 2003.

12 А.В.Саляев. Система многогрупповых библиотек нейтронно-фотонных микросечений для расчетов защиты реакторов на быстрых нейтронах (Версия 1.0). Отчет ОКБМ, 2011.

13 N.M. Green et al. AMPX: A Modular Code System for Generating Multigroup Neutron-Gamma Libraries from ENDF/B. ORNL-TM-3706, 1976.

14 Верификация программного средства DORT. Отчет ОКБМ, инв. № 11311/09от, 2008.

15 Верификация программного средства TORT. Отчет ОКБМ, инв. № 77/7-441, 2010.

16 УН-4 00РР10.2 Реактор с оборудованием первого контура. Расчет активности технологических сред и радиационной обстановки в помещениях. Инв. № а7667 (ОКБМ), 2008.

17 M.B. Chadwick et al. “ENDF/B-VII.0: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology”, Nucl. Data Sheets, 102, 2931 (2006).

18 R. Orsi “BOT3P Version 5.1: A Pre/Post-Processor System for Transport Analysis ”, ENEA report FIS –P9H6-014, Italy, 2006.

 

 


Ф.2.503-3 ЛИСТ РЕГИСТРАЦИИ ИЗМЕНЕНИЙ  
Изм. Номера листов (страниц) Всего листов (страниц) в докум. № документа Входящий № сопрово-дительного докум. И дата Под-пись Дата  
изменен-ных заменен- ных новых аннулиро-ванных  
                     
Подпись и дата    
Инв.№ дубл.    
Взамен инв.№    
Подпись и дата    
Инв.№ подл.    
          УН–4 00 РР1   Лист  
           
 
Изм Лист № докум. Подпись Дата  
                                   

 

  экз.№________     РЕАКТОР С ОБОРУДОВАНИЕМ I КОНТУРА И КОМПЛЕКСОМ МЕХАНИЗМОВ ПЕРЕГРУЗКИ Расчет эффективности и уставок СКЭ ОТВС УН-4 00 РР1   инв.№ а47145

 







©2015 arhivinfo.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.