Пятницкое шоссе, 55А
стоимость работ
Работаем с Пн-Вс круглосуточно
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
КР — корпус реактора
ОС — образцы-свидетели
ППН — интегральная по энергии плотностьпотока нейтронов, н/(см2´ с)
Ф — скорость накопления флюенса нейтронов,н/(см2´ с)
dpa,dpa/c — число и скорость(с(-1)) смещений на атом
Е- энергия нейтронов, МэВ
F — интегральный по энергии флюенснейтронов, н/см2
R(i) — удельная скорость реакции в i-мнейтронно-активационном детекторе, Бк/ядро
SIE — спектральный индекс, отн. ед.
t — время, с
Термины и определения*
1.Флюенс быстрых нейтронов F — полное число быстрых нейтронов сэнергией больше определенной выбранной энергии, которое проходит через единицуплощади в течение времени облучения. Флюенс быстрых нейтронов выраженопределенным интегралом по времени зависящей от времени плотности потоканейтронов с энергией больше определенной выбранной энергии.
2.Накопленный флюенс быстрых нейтронов Ft — фактическийфлюенс быстрых нейтронов, накопленный к конкретному моменту времени работыреактора.
3.Скорость накопления флюенса быстрых нейтронов Ф — средняя завремя накопления флюенса быстрых нейтронов (например, время кампании,облучения) ППН, приведенная к номинальному уровню тепловой мощности реактора.
4.Спектральный индекс SIE — отношение Ф нейтронов сэнергией больше E к Ф нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ.
5.Радиационный ресурс КР — прогнозируемое время работы реактора наноминальной мощности, в течение которого выполняются условия, при которыхобеспечивается сопротивление хрупкому разрушению КР.
6.Коэффициент запаса — безразмерная величина, которая больше единицы ипоказывает, во сколько раз нужно изменить значение оцененного параметра, чтобырезультат перекрывал максимальные отклонения параметра, обусловленныенеопределенностями в оценке параметра, соблюдая принцип консервативностивеличины, учитываемой в оценках критериев безопасности, и при вычислениикоторой используется оцененный параметр.
1. Общие положения
1.1.Настоящее руководство по безопасности (далее — РБ) разработано с цельюобеспечения реализации положений и требований федеральных норм и правил вобласти использования атомной энергии (ОПБ-88/97, ПБЯ РУ АС-89, Нормы расчетана прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок(ПНАЭ Г-7-002-86), Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования итрубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭГ-7-008-89), Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АСс реакторами типа ВВЭР (ПНАЭ Г-01-036-95) по учету флюенса быстрых нейтронов.Рекомендуемые подходы уточняют, развивают и совершенствуют принятые на практикепути реализации положений и требований федеральных норм и правил в области использованияатомной энергии для обеспечения надежного определения и контроля флюенса идругих характеристик поля быстрых нейтронов на КР и ОС ВВЭР,приемлемых для использования при прогнозировании радиационного ресурса КР.
Вслучае если для выполнения соответствующих положений и требований федеральныхнорм и правил в области использования атомной энергии организация,осуществляющая деятельность в области использования атомной энергии, применяетиные способы и методы, чем те, которые рекомендованы в РБ, их следуетобосновать, показав, что выбранные способы и методы обеспечивают выполнениетребований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.
1.2.РБ определяет порядок и организацию учета флюенса быстрых нейтронов на КР и ОСВВЭР для прогнозирования радиационного ресурса КР, а также содержитрекомендации к учету флюенса быстрых нейтронов при проектировании, эксплуатацииреактора (включая эксплуатацию после термического отжига КР), в томчисле к:
-порядку и организации учета флюенса быстрых нейтронов;
-прогнозированию флюенса быстрых нейтронов при проектировании;
-учету флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации, методикам учета и ихобоснованию;
-оценке значений характеристик поля быстрых нейтронов для прогнозированиярадиационного ресурса КР.
1.3.Положения РБ распространяются на ВВЭР атомных электростанций, для корпусовкоторых проводится расчет на сопротивление хрупкому разрушению с учетом сдвигакритической температуры хрупкости вследствие влияния облучения (в соответствиис разделом 5.8 ПНАЭ Г-7-002-86 и разделом 8 приложения 2 ПНАЭ Г-7-002-86), атакже на ВВЭР атомных электростанций, на которых осуществляется программаконтроля за состоянием металла КР при эксплуатации путем испытаний ОС,устанавливаемых в реактор (в соответствии с разделом 7 ПНАЭГ-7-008-89).
1.4.РБ предназначено для специалистов Госатомнадзора России, а такжеэксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и предоставляющихуслуги эксплуатирующим организациям.
2. Порядок и организация учета флюенса быстрыхнейтронов
2.1.Порядок учета флюенса быстрых нейтронов на КР и ОС ВВЭР включаетопределение характеристик поля нейтронов, их контроль во времени, представлениес указанием погрешности, документирование.
2.2.Установленные при этом учете значения характеристик поля нейтронов используютсядля прогнозирования флюенса быстрых нейтронов на КР на весь срок службы и дляпрогнозирования радиационного ресурса КР.
2.3.Учет флюенса быстрых нейтронов организуется при проектировании (проводитсяопределение проектных значений характеристик поля нейтронов) и эксплуатацииреактора.
2.4.Монтаж поля нейтронов, важные с точки зрения учета флюенса быстрыхнейтронов: флюенс нейтронов F с энергией больше 0,5 МэВ, скоростьнакопления флюенса нейтронов Ф с энергией больше 0,5 МэВ, спектрнейтронов, спектральный индекс SlE. Функционально связанные схарактеристиками поля нейтронов параметры, важные с точки зрения учета флюенсабыстрых нейтронов: dpa, dpa/c, R(i).
2.5.Учет флюенса быстрых нейтронов проводится в характерных точках КР и ОСВВЭР, которые должны включать:
-точки по толщине стенки КР, начиная от точки внутренней поверхности, вкоторых достигается максимум флюенса нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ;
-точки в соответствии с п. 5.8.7.2 ПНАЭ Г-7-002-86 для расчетного сечения КР;
-точки внешней поверхности КР, в которых достигается максимум флюенса нейтроновс энергией больше 0,5 МэВ;
-центр середины отдельного ОС стали КР (для ОС с надрезом -центр плоскости распространения трещины) и точки в отдельном исследованном ОС,в которых проводилось изучение свойств стали (точки излома, микроструктурногоанализа и т.п.).
2.6.Прогнозирование радиационного ресурса КР с использованием установленныхв результате учета значений характеристик поля нейтронов проводится длякритической точки КР, являющейся одной из точек расчетного сечения КР,в которой достигаются предельные условия обеспечения сопротивления хрупкомуразрушению, приведенные в разделе 5.8 ПНАЭ Г-7-002-86, исходя из анализа всехвозможных режимов.
2.7. Организацию учета флюенса быстрых нейтроновосуществляют эксплуатирующие организации.
2.8.Проектные значения характеристик поля нейтронов на КР и ОСприводятся в проекте ВВЭР и проектных документах по КР,содержащих обоснование сопротивления хрупкому разрушению КР. Результатыучета флюенса быстрых нейтронов на КР во время эксплуатации вносятся вдокументацию, содержащую обоснование эксплуатации реактора в очереднуюкампанию. Результаты учета флюенса быстрых нейтронов на ОС во времяэксплуатации вносятся в отчетную документацию в соответствии с п. 7.8 ПНАЭГ-7-008-89.
3. Рекомендации к прогнозированию флюенса быстрыхнейтронов на КР и ОС при проектировании
3.1.При проектировании ВВЭР осуществляется прогнозирование значений флюенса искорости накопления флюенса быстрых нейтронов на КР и ОС.
3.2.Следует:
-приводить расчетные значения скорости накопления флюенса, флюенса нейтронов сэнергией больше 0,5 МэВ, накапливаемого за расчетный проектный срок службы КРв точке максимума распределения по КР флюенса нейтронов с энергиейбольше 0,5 МэВ для проектных режимов эксплуатации, а также оцениватьпогрешность этих значений скорости накопления флюенса и флюенса нейтронов сэнергией больше 0,5 МэВ;
-определять и обосновывать значения и погрешности значений характеристик полянейтронов в характерных точках КР и ОС, таких как F, Фнейтронов с энергией больше 0,5 МэВ, спектр нейтронов (возможно рассматриватьмногогрупповой спектр для выбранных точек КР (внутренняя, внешняяповерхность, 1/4 толщины) и ОС (центр середины), спектральные индексы SlEдля энергий нейтронов 0,1; 1; 3; 6 МэВ, а также значение скорости накопленияфлюенса тепловых нейтронов.
3.3.Рекомендуется приводить информацию об обосновании флюенса быстрых нейтронов на КРи ОС, а также:
-Установка расчетной методики получения трехмерных характеристик поля нейтроновна КР и ОС;
-обоснование использования указанной расчетной методики;
-пространственные распределения скорости накопления флюенса нейтронов с энергиейбольше 0,5 МэВ и тепловых нейтронов (на внутренней, внешней поверхности КР,по толщине КР, по высоте и толщине отдельных ОС);
-значения dpa, dpa/c, R(i) для выбранных точек КР и ОС (гдеимеется обоснованная информация о спектре нейтронов), оценку их погрешности иметоды их получения. Рекомендуемые наборы нейтронно-активационных детекторовдля экспериментального обоснования характеристик поля нейтронов в области КРи ОС ВВЭР приведены в приложении1.
3.4.Для обоснования расчетных методик, значений и погрешности значенийхарактеристик поля нейтронов на КР и ОС должно быть проведеносравнение расчетных и экспериментальных данных, полученных в базовыхэкспериментах (экспериментах с использованием максимально возможных по типу,составу и номенклатуре детекторов и с подтверждением надежности полученныхрезультатов). Рекомендуется проводить обоснование:
-спектральных индексов и пространственных коэффициентов (отношение значений ППНс энергией больше определенной выбранной энергии, например, 0,5 МэВ, в двухразных характерных пространственных точках) экспериментами на макетах корпусов ВВЭРна исследовательских реакторах или установках;
-абсолютных значений характеристик поля нейтронов (или R(i) дляхарактерных реакций) экспериментами на действующих ВВЭР (возможно другихмодификаций) в околокорпусном пространстве (например, в воздушном зазоре за КРи на ОС).
4. Учет флюенса быстрых нейтронов на КР и ОС вовремя эксплуатации реактора
4.1.Учет флюенса быстрых нейтронов в характерных точках каждого КР и ОСво время эксплуатации реактора должен проводиться по методикам, разработаннымэксплуатирующей организацией и разрешенным для применения. При этом следуетучитывать, что:
4.1.1.Методика учета флюенса быстрых нейтронов на КР должна предусматриватьвозможность определения с обоснованной оценкой погрешности накопленного флюенсанейтронов с энергией больше 0,5 МэВ, характеристик поля нейтронов в характерныхточках КР по каждой кампании в отдельности. Допускается определятьусредненные за кампанию и приведенные к номинальной мощности значения характеристик,но с учетом всех изменений в работе реактора за кампанию.
4.1.2.Методика учета флюенса быстрых нейтронов на ОС должна предусматриватьопределение с обоснованной оценкой погрешности флюенса нейтронов с энергиейбольше 0,5 МэВ, характеристик поля нейтронов в характерных точках ОС,усредненных за время облучения контейнера с ОС в реакторе и приведенныхк номинальной мощности, а также оценку распределения флюенса быстрых нейтроновпо высоте размещения ОС.
4.1.3.Методики должны быть экспериментально обоснованы. Рекомендуется проводитьобоснование:
-разовыми базовыми экспериментами (с использованием широкого наборанейтронно-активационных и других детекторов) вблизи КР и в контейнере с ОСдля головных блоков;
-контрольными регулярными экспериментами (возможно с использованиемограниченного набора характерных нейтронно-активационных детекторов в качествемониторов) вблизи КР каждого блока;
-измерениями активности детекторов сопровождения, устанавливаемых вместе с ОС,и измерениями активности материала ОС.
Выборспособа постановки экспериментов, их состава, периодичности проведенияпринимается на основании обоснованного соответствующими исследованиямитехнического решения. Эксперименты проводятся с учетом п. 9.1.16 ПНАЭГ-7-008-89. Методики выполнения измерений должны удовлетворять ГОСТ Р 8.563-96.
Длябазовых и контрольных экспериментов вблизи КР ВВЭР рекомендуетсяиспользовать пространство воздушного зазора за КР. Рекомендуемый наборнейтронно-активационных детекторов представлен в приложении1**.
4.2.Рекомендуется проводить прогнозирование флюенса нейтронов с энергией больше 0,5МэВ в критической точке на проектный срок службы КР после завершения каждойкампании. При этом рекомендуется руководствоваться следующим:
4.2.1.Если режим эксплуатации в последующие кампании будет соответствовать режиму впредыдущие кампании, прогнозируемый на проектный срок службы, выраженныймоментом эффективного времени tt, флюенс Ft (здесь и далее, если особо не оговорено, используются Fи Ф нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ) может определяться по формуле:
(1)
где:Ft- накопленный флюенс быстрых нейтроновна конец последней завершенной кампании;
Ф max — максимальная из предыдущих кампаний скорость накопленияфлюенса быстрых нейтронов за кампанию;
tt — эффективное время работы реактора на момент определения накопленногофлюенса быстрых нейтронов.
4.2.2.С целью обеспечения консервативности при обосновании проектного срока службы КРнеобходимо при прогнозировании флюенса быстрых нейтронов использовать значенияхарактеристик поля нейтронов с учетом их погрешности. Рекомендуетсяиспользовать в качестве верхней границы следующие значения:
(2)
где:DFt, DФ max — оцененные погрешности соответствующихвеличин для уровня доверительной вероятности 0,95.
4.2.3.Установленные после завершения кампании и прогнозируемые значения флюенсабыстрых нейтронов в критической точке следует сравнивать с предельнымдопустимым значением и использовать для последующего прогнозированиярадиационного ресурса КР. Допустимо проводить экспертную оценкурадиационного ресурса КР в соответствии с методикой, приведенной в приложении2.
4.3.Должно быть проведено сравнение проектных данных о характеристиках полянейтронов на КР и ОС и результатов определения тех же величин,полученных во время эксплуатации ВВЭР и обоснованных базовыми экспериментами. Взависимости от результатов сравнения допускается уточнение проектных данных.Могут быть внесены необходимые коррективы в соответствующие документы согласнопроцедуре, определенной в п. 9.2.2 ПНАЭГ-7-008-89.
Привнедрении режимов загрузки топлива, отличных от проектных, или конструктивныхизменений, влияющих на перенос быстрых нейтронов до КР, необходимовыполнить расчет характеристик поля быстрых нейтронов на КР. Приобосновании расчетных значений характеристик поля быстрых нейтронов на КРследует рассматривать необходимость их экспериментального обоснования припервой опытной эксплуатации такого ВВЭР. Результаты этого расчета иобоснования должны быть включены в комплект документации, представляемой насогласование в установленном порядке с целью внедрения нового режима загрузкитоплива или внесения конструктивных изменений.
4.4.Если при учете флюенса быстрых нейтронов в силу каких-либо причин (например,при отсутствии информации о предыдущей работе реактора) затрудненоиспользование в полной мере методик учета флюенса быстрых нейтронов на КРи ОС, то при определении и прогнозировании характеристик поля нейтроновследует использовать консервативные коэффициенты запаса для этих величин нанеопределенности, обусловленные спецификой работы реактора. Обоснованностьиспользуемых коэффициентов запаса должна быть подтверждена.
5. Рекомендации к учету флюенса быстрых нейтроновпри решении вопроса о возможности продления эксплуатации КР после истеченияназначенного в проекте срока эксплуатации
5.1.При решении вопроса о возможности продления эксплуатации КР ВВЭР послеистечения назначенного в проекте срока эксплуатации необходимо уточнитьзначения характеристик поля нейтронов в характерных точках КР с использованиемпоследних рекомендаций в области нейтронной дозиметрии КР.
5.2.Необходимо прогнозировать флюенс нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ на КР,соответствующий моменту окончания продлеваемого срока эксплуатации, по аналогиис рекомендациями п. 4.2 РБ. При определении флюенса быстрых нейтронов следуетпользоваться формулой (1), где вместо tt нужно использовать tt + t*, где t* — продлеваемый срок эксплуатации.
5.3.В процессе каждой продлеваемой кампании необходимо вести учет флюенса быстрыхнейтронов на КР за кампанию, при этом флюенс быстрых нейтронов долженбыть экспериментально обоснован. Рекомендуется проводить эксперимент сустановкой нейтронно-активационных детекторов в зазоре у внешней поверхности КР.
5.4.Рекомендуется для подтверждения достоверности значений накопленного флюенсабыстрых нейтронов на корпусе провести анализ активности соскобов с внутреннейповерхности КР для оценки флюенса быстрых нейтронов по реакции(93)Nb(n,n’).
6. Рекомендации к учету флюенса быстрых нейтроновна КР, на котором проведен термический отжиг
6.1.При учете флюенса быстрых нейтронов на КР ВВЭР, на которых проведен термическийотжиг, необходимо вести подсчет накопления флюенса быстрых нейтронов как отначала эксплуатации, так и от кампании, перед которой проведен термическийотжиг.
6.2.С последующей после отжига кампании необходимо проводить учет флюенса быстрыхнейтронов на КР с экспериментальным обоснованием флюенса быстрыхнейтронов, накопленного за реализованные после отжига кампании.
6.3.Необходимо прогнозировать накопление флюенса нейтронов с энергией больше 0,5 МэВв критической точке КР в каждую планируемую после отжига кампанию, ипосле каждой кампании, начиная с момента отжига, прогнозировать флюенс быстрыхнейтронов на момент окончания последней до исчерпания радиационного ресурса КРкампании. При этом необходимо определять и обосновывать скорость накопленияфлюенса нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ и коэффициент запаса для нее вкритической точке в каждую планируемую кампанию.
______________________________
* В разделе не приведены термины и определения, имеющиеобщетехническое значение и определенные в ГОСТах или других нормативныхдокументах
** При использовании нейтронно-активационных детекторов дляэкспериментального обоснования расчетов рекомендуется проводить сравнениерасчетных и измеренных удельных активностей продуктов реакций, приведенных наконец облучения детекторов.
Приложение 1
(рекомендуемое)Рекомендуемые наборы нейтронно-активационныхдетекторов для экспериментального обоснования характеристик поля нейтронов вобласти КР и ОС ВВЭР
Детектор, реакция
Период полураспада, сут [1]
Эффективная энергия, МэВ[2]
Базовые измерения в зазоре за КР
Контрольные измерения в зазоре за КР
Измерения на ОС
Методика анализа соскобов с КР
(237)Np(n,f)(137)Cs
11020
0,55
+
+
+
—
(93)Nb(n,n’)(93m)Nb
5890
1,0
+
+
+
+
(238)U(n,f)(137)Cs
11020
1,5
+
—
+
—
(58)Ni(n,p)(58)Co
70,86
2,5
+
—
—
—
(54)Fe(n,p)(54)Mn
312,3
3,0
+
+
+
+
(46)Ti(n,p)(46)Sc
83,79
4,5
+
—
—
—
(63)Cu(n,a)(60)Co
1925,5
7,0
+
+
+
—
(55)Mn(n,2n)(54)Mn
312,3
11,6
+
—
—
—
(59)Co(n,g)(60)Co
1925,5
Реакцияна тепловых нейтронах
+
+
+
+
1. X-ray and gamma-ray standards for detectorcalibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.
2.Ярына В.П., Григорьев Е.И., Тарновский Г.Б. Методические указания.Государственная система обеспечения единства измерений. Монтажреакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационных измерений. МИ1393-86. ВНИИФТРИ. Москва, 1986.
Приложение 2
(рекомендуемое)Методика экспертной оценки радиационного ресурсакорпусов ВВЭР
1. Общие положения
Методикапредназначена для экспертного анализа документов, обосновывающих сопротивлениехрупкому разрушению и радиационный ресурс КР ВВЭР как на стадии проектирования,так и во время эксплуатации. Она может использоваться в качестве факультативнойпри подготовке соответствующих документов в эксплуатирующих организациях иорганизациях, выполняющих работы и предоставляющих услуги эксплуатирующиморганизациям.
Методикапозволяет получать экспертную оценку радиационного ресурса КР после каждойзавершенной кампании при известных априори свойствах стали, прочностных характеристикахи принятых расчетных аварийных режимах, если получены оценки накопленногофлюенса быстрых нейтронов с учетом всех предыдущих кампаний.
Методикаприменима к КР ВВЭР, на которых не проводился термический отжиг.
Вметодике использованы критерии и зависимости, принятые в [1].
2. Оценка радиационного ресурса
2.1.Радиационный ресурс КР и флюенс быстрых нейтронов
Остаточныйрадиационный ресурс корпуса ВВЭР определяется из соотношения:
(П1)
где:[F] — предельный допускаемый флюенс нейтронов в критической точке корпуса(здесь и далее, если особо не оговорено, используются F и Фнейтронов с энергией больше 0,5 МэВ);
F t — накопленный флюенс нейтронов на момент проведения экспертнойоценки в той же точке;
N — количество кампаний работы реактора в оставшеесядо исчерпания радиационного ресурса время от момента проведения экспертнойоценки;
Ф n — предполагаемая скорость накопления флюенса нейтронов втой же точке за кампанию n;
t n — предполагаемое эффективное время работы реактора во времякампании n.
Тогдаостаточный радиационный ресурс КР будет равен:
(П2)
Еслискорость накопления флюенса быстрых нейтронов в оставшиеся кампании принимаетсяодинаковой (например, из соображений консервативности скорость принимаетсямаксимальной из выборки значений по всем возможным в будущем кампаниям), торадиационный ресурс КР будет определяться так:
(П3)
где:Фmax — принятаямаксимальная скорость накопления флюенса нейтронов из всех возможных кампаний.
Учитывая,что Ft до начала эксплуатации реактора равен нулю, проектныйрадиационный ресурс КР будет определяться так:
(П4)
Посколькувсе значения характеристик поля нейтронов могут быть определены только снекоторой погрешностью, при прогнозировании флюенса быстрых нейтроновнеобходимо вводить консервативные коэффициенты запаса по каждой составляющей вформуле (П3), чтобы уверенно прогнозироватьрадиационный ресурс КР:
(П5)
где:k[F] , k F , k Ф -консервативные коэффициенты запаса (по величине равны или больше единицы) по предельномудопускаемому флюенсу, накопленному флюенсу и скорости накопления флюенсабыстрых нейтронов;
[F]*,F t *, Ф max * — оцененные значения предельногодопускаемого флюенса, накопленного флюенса и скорости накопления флюенса быстрыхнейтронов.
2.2.Определение предельного допускаемого флюенса нейтронов
Всоответствии с зависимостями из [1] и принимая во внимание подходыиз [2, 3], предельныйдопускаемый флюенс быстрых нейтронов в экспертных оценках можно оценить поформуле:
(П6)
где:Таk -предельная допускаемая критическая температура хрупкости в критической точке;
T k0 — критическая температура хрупкости в исходном (дооблучения) состоянии;
А F — коэффициент радиационного охрупчивания, °С;
F0 — константа, равная 10(18) н/см2.
Зазначение T(a)k принимается минимальное, исходя из полученныхв анализе всех теплогидравлических режимов, напряженно-деформированногосостояния металла в зоне постулированного расчетного дефекта [3] (значение известно издокументов, обосновывающих проектный срок службы КР). Значения Tk0и АF принимаются в соответствии с п. 5.8.4.2 [1]. При этом допускается, чтонормативные значения Т(a)k, Tk0, АFопределены с достаточной степенью консервативности. В этом случае можнопринять, что k [F] равен единице.
Следуетотметить, что в соответствии с методикой раздела 8 приложения 2 [1] по испытаниям ОС проводитсяопределение коэффициента радиационного охрупчивания материала ОС А(SS)Fс учетом сдвига критической температуры хрупкости вследствие влияния облучения D Т(SS)F и флюенсабыстрых нейтронов на ОС F(SS) согласно формуле:
(П7)
где:n — показатель степени, принимаемый в соответствии с [1]
Вэтом случае значение F(SS), имеющее некоторую погрешность, должноиспользоваться с коэффициентом запаса, чтобы обеспечить достаточнуюконсервативность значения А(SS)F, которое используется длясравнения с нормативным значением АF, приведенным ваттестационном отчете согласно п. 5.8.4.2 [1]. Рекомендуемое значениекоэффициента запаса для F(SS) — 1,3.
2.3.Определение накопленного флюенса быстрых нейтронов
Накопленныйфлюенс быстрых нейтронов в критической точке КР определяется врезультате учета флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации реактора (всоответствии с п. 4 РБ). При этом должны быть определены накопленные флюенсыбыстрых нейтронов по каждой кампании в отдельности и зафиксированы какпоследовательный набор значений
где:m — количество реализованных кампаний до момента оценки накопленного флюенсабыстрых нейтронов.
2.4.Определение скорости накопления флюенса быстрых нейтронов
Прогнозированиескорости накопления флюенса быстрых нейтронов в оставшееся время эксплуатациипроводится из анализа планируемых загрузок активных зон реактора. При этоммогут быть использованы результаты расчета характеристик поля нейтронов,соответствующего этим загрузкам.
Еслирежим эксплуатации будет соответствовать режиму, использованному в предыдущихзагрузках, в качестве максимальной скорости накопления флюенса быстрыхнейтронов можно применять максимальное значение из выборки
где:t i — эффективное время работы реактора в кампанию i.
2.5.Определение коэффициентов запаса
Значениякоэффициентов запаса kF и kФ в выражениях (П5) можно оценивать из анализа расчетно-экспериментальныхрезультатов определения флюенса быстрых нейтронов, полученных на конкретномреакторе. Исследования на действующих ВВЭР, например, [4-7], показывают, что расчетные иэкспериментальные данные о характеристиках поля нейтронов в области КР(флюенс и скорость накопления флюенса быстрых нейтронов) могут расходиться на10-20%. При этом погрешность экспериментальных данных находится в районе 10%.Таким образом, общая неопределенность значений характеристик поля быстрыхнейтронов в критических точках может составить 30%. Поэтому для экспертныхоценок рекомендуется использовать значения этих коэффициентов запаса не ниже1,3. Более низкие значения должны быть обоснованы и пройти экспериментальнуювалидацию.
3. Список использованной литературы
1. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводоватомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86)/ГАЭН СССР. М.:Энергоатомиздат, 1989.
2. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяныхреакторов. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д. и др. М.: Энергоатомиздат, 1981.
3. Проблема обеспечения радиационного ресурса корпусов ВВЭР.Абагян А.А. и др. Сб.: Атомные электрические станции, вып. 10. М.:Энергоатомиздат, 1988.
4. Бородин А.В., Бродкин Э.Б., Хрусталев А.В. и др.Расчетно-экспериментальные исследования поля нейтронов в околокорпусномпространстве реакторов ВВЭР. ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов,1985, вып. 4.
5. Spinney K.B. et al. Benchmarking of YAEC Pressure VesselFluence Methodology on Maine Yankee, Proc. of the 9th Intern. Symp. on ReactorDosimetry, 2-6 Sep. 1996, Prague, Czech Republic, Hamid Ait Abderrahim et al. Eds.,World Scientific, 1998.
6. Barz H.-U., Boehmer В., Borodkin G.I. et al. Determinationof Pressure Vessel Fluence Spectra for a Low Leakage Rovno-3 Reactor Core UsingThree Dimensional Monte Carlo Neutron Transport Calculations and Ex-vesselNeutron Activation Data. In [6].
7. Brodkin E.B., Borodkin G.I., Egorov A.L., Zaritsky S.M. ТhеNeutron Fluence Monitoring System for VVER-1000 Pressure Vessel and ItsValidation. Proc. of Radiation Protection and Shielding Division TopicalMeeting, April 21-25,1996, Sea Crest Resort, MA, 1996.
Услуги по монтажу отопления водоснабжения
ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ 8(495)744-67-74
Кроме быстрого и качественного ремонта труб отопления, оказываем профессиональный монтаж систем отопления под ключ. На нашей странице по тематике отопления > resant.ru/otoplenie-doma.html < можно посмотреть и ознакомиться с примерами наших работ. Но более точно, по стоимости работ и оборудования лучше уточнить у инженера.
Для связи используйте контактный телефон ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ 8(495) 744-67-74, на который можно звонить круглосуточно.
Отопление от ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ Вид: водяное тут > /otoplenie-dachi.html
Обратите внимание
Наша компания ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ входит в состав некоммерческой организации АНО МЕЖРЕГИОНАЛЬНАЯ КОЛЛЕГИЯ СУДЕБНЫХ ЭКСПЕРТОВ. Мы так же оказываем услуги по независимой строительной технической экспертизе.