Установка измерения выгорания ядерного топлива
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. Задача, решаемая полезной моделью, заключается: - в повышении точности измерения выгорания ядерного топлива; - в уменьшении времени измерений выгорания ОТВС; - в обеспечении возможности измерений выгорания непосредственно в бассейне выдержки ОТВС. 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. 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.
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.
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.
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.
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.
Задача, решаемая полезной моделью, заключается:
- в повышении точности измерения выгорания ядерного топлива;
- в уменьшении времени измерений выгорания ОТВС;
- в обеспечении возможности измерений выгорания непосредственно в бассейне выдержки ОТВС.
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.
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.
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 102 Гр/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.
Работа установки осуществляется следующим образом:
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.
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.
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.
