Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива

• Published in: Технология и конструирование в электронной аппаратуре
• Date: 2014
• Main Authors: Мокрицкий, В.А., Маслов, О.В., Банзак, О.В.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Інститут фізики напівпровідників імені В.Є. Лашкарьова НАН України 2014
• Subjects: Метрология. Стандартизация
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/100468
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива / В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Технология и конструирование в электронной аппаратуре. — 2014. — № 5-6. — С. 63-71. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.

Проведен анализ опыта авторов в создании системы контроля состояния отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), а именно глубины выгорания, начального обогащения и времени выдержки, проведен на основании измерений спектров собственного гамма-излучения ОЯТ. Система базируется на CdZnTe-детекторах, в которых реализованы условия однозарядового сбора. Предложена методика контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении технологических операций. Проведено аналіз досвіду авторів у створенні системи контролю стану відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), зокрема глибини вигорання, початкового збагачення і часу витримки, на основі вимірів спектрів власного гамма-випромінювання ВЯП. Основою такої системи є CdZnTe-детектори, у яких реалізовано умови однозарядового збору. Також запропоновано методику контролю вигоряння ВЯП у реальному часі при проведенні технологічних операцій перевантаження ВЯП. The authors analyze their experience in application of semi-conductor detectors and development of a breadboard model of the monitoring system for spent nuclear fuel (SNF). Such system should use CdZnTe-detectors in which one-charging gathering conditions are realized. The proposed technique of real time SNF control during reloading technological operations is based on the obtained research results. Methods for determining the burnup of spent nuclear fuel based on measuring the characteristics of intrinsic radiation are covered in many papers, but those metods do not usually take into account that the nuclear fuel used during the operation has varying degrees of initial enrichment, or a new kind of fuel may be used.