заместитель начальника лаборатории критических систем (сборок) и теплофизики
Deputy Head of the Laboratory for Critical Systems (Assemblies) and Thermal Physics
начальник службы СУЗ лаборатории критических систем (сборок) и теплофизики
Head of the CPS Service of the Laboratory for Critical Systems (Assemblies) and Thermal Physics
начальник бюро СУЗ и электрооборудования лаборатории критических систем (сборок) и теплофизики
Head of the CPS and Electrical Equipment Group of the Laboratory for Critical Systems (Assemblies) and Thermal Physics
кандидат технических наук, заместитель начальника НИИК по научным исследованиям и безопасности
Can. Sci. (Engin.), Deputy Head of the Scientific Research and Testing Complex for Scientific Researches and Safety
кандидат технических наук, начальник НИИК
Can. Sci. (Engin.), Head of the Scientific Research and Testing Complex
В статье рассмотрены особенности установления эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации по мощности для критических стендов при нейтронно-физических испытаниях активных зон судовых ЯЭУ. На основе аспектного анализа показано, что в диапазоне мощностей, характерных для критических сборок, тепловой и конструкционный аспекты не определяют выбор предельной мощности, тогда как решающим становится радиационный аспект. Проанализирована связь нейтронной мощности с измеряемыми нейтронно-физическими характеристиками и показаниями ионизационных камер, а также выделены два критических с точки зрения радиационной безопасности этапа: работа критической сборки на мощности и обращение персонала с ТВС после извлечения. Показано, что при постоянной нейтронной мощности измеряемая системой радиационного контроля мощность дозы в помещении критического стенда может оставаться практически неизменной, поскольку определяется преимущественно мгновенными компонентами излучения и биологической защитой. Одновременно дозовые характеристики ТВС после завершения облучения формируются накопленной активностью продуктов деления и активации и зависят от предыстории режима. Обосновано, что предельно допустимые режимы работы целесообразно назначать как допустимые комбинации «мощность – время работы», привязанные к прогнозируемой мощности дозы от ТВС и ограничениям для транспортно-упаковочных комплектов. Для оперативного прогнозирования дозовых характеристик предложено использование цифрового двойника критической сборки, реализующего расчет мощности дозы от ТВС по истории облучения. Методика позволяет связать уставки и режимы испытаний с объективными критериями радиационной безопасности, снизить неопределенность на этапе извлечения ТВС и обеспечить требуемую точность нейтронно-физических измерений при расширении номенклатуры испытываемых активных зон.
The article considers the specifics of establishing operating limits and safe operating limits in terms of power for critical test facilities during neutron-physical tests of propulsion reactor cores. Based on an aspect-oriented analysis, it is shown that within the power range typical of critical assemblies, the thermal and structural aspects do not determine the choice of the limiting power, whereas the radiation aspect becomes decisive. The relationship between neutron power, the measured neutronic characteristics, and the readings of ionization chambers is analyzed, and two stages that are critical from the standpoint of radiation safety are identified: operation of the critical assembly at power and personnel handling of fuel assemblies after their removal. It is shown that at constant neutron power, the dose rate measured by the radiation monitoring system in the critical facility room may remain nearly unchanged as it is governed primarily by prompt radiation components and biological shielding. At the same time, the dose-rate characteristics of fuel assemblies after irradiation are determined by the accumulated activity of fission products and activation products and depend on the irradiation history. It is substantiated that the maximum permissible operating conditions should be defined as allowable «power–operating time» combinations linked to the predicted dose rate from fuel assemblies and to the limits applicable to transport packages. The use of a digital twin of the critical assembly is proposed for the prompt prediction of dose-rate characteristics, which calculates the dose rate from fuel assemblies based on the irradiation history. The methodology makes it possible to relate protection setpoints and test regimes to objective radiation safety criteria, reduce uncertainty at the stage of fuel-assembly removal, and ensure the required accuracy of neutron-physical measurements when expanding the range of tested core types.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.