Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива

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 которы...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2014
Hauptverfasser:	Мокрицкий, В.А., Маслов, О.В., Банзак, О.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут фізики напівпровідників імені В.Є. Лашкарьова НАН України 2014
Schriftenreihe:	Технология и конструирование в электронной аппаратуре
Schlagworte:	Метрология. Стандартизация
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/100468
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	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.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-100468
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1004682025-02-23T17:08:26Z Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива Автоматизована система визначення глибини вигоряння відпрацьованого ядерного палива Automated system for determining the burnup of spent nuclear fuel Мокрицкий, В.А. Маслов, О.В. Банзак, О.В. Метрология. Стандартизация 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. 2014 Article 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. 2225-5818 DOI: 10.15222/TKEA2014.2.63 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/100468 531:535 ru Технология и конструирование в электронной аппаратуре application/pdf Інститут фізики напівпровідників імені В.Є. Лашкарьова НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Метрология. Стандартизация Метрология. Стандартизация
spellingShingle	Метрология. Стандартизация Метрология. Стандартизация Мокрицкий, В.А. Маслов, О.В. Банзак, О.В. Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива Технология и конструирование в электронной аппаратуре
description	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.
format	Article
author	Мокрицкий, В.А. Маслов, О.В. Банзак, О.В.
author_facet	Мокрицкий, В.А. Маслов, О.В. Банзак, О.В.
author_sort	Мокрицкий, В.А.
title	Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
title_short	Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
title_full	Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
title_fullStr	Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
title_full_unstemmed	Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
title_sort	автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
publisher	Інститут фізики напівпровідників імені В.Є. Лашкарьова НАН України
publishDate	2014
topic_facet	Метрология. Стандартизация
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/100468
citation_txt	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.
series	Технология и конструирование в электронной аппаратуре
work_keys_str_mv	AT mokrickijva avtomatizirovannaâsistemaopredeleniâglubinyvygoraniâotrabotavšegoâdernogotopliva AT maslovov avtomatizirovannaâsistemaopredeleniâglubinyvygoraniâotrabotavšegoâdernogotopliva AT banzakov avtomatizirovannaâsistemaopredeleniâglubinyvygoraniâotrabotavšegoâdernogotopliva AT mokrickijva avtomatizovanasistemaviznačennâglibinivigorânnâvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT maslovov avtomatizovanasistemaviznačennâglibinivigorânnâvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT banzakov avtomatizovanasistemaviznačennâglibinivigorânnâvídpracʹovanogoâdernogopaliva AT mokrickijva automatedsystemfordeterminingtheburnupofspentnuclearfuel AT maslovov automatedsystemfordeterminingtheburnupofspentnuclearfuel AT banzakov automatedsystemfordeterminingtheburnupofspentnuclearfuel
first_indexed	2025-11-23T17:41:55Z
last_indexed	2025-11-23T17:41:55Z
_version_	1849603879827668992
fulltext	Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 63 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 ÓÄÊ 531:535 Д. т. н. В. А. МОКРИЦКИЙ, д. т. н. О. В. МАСЛОВ, к. т. н. О. В. БАНЗАК Украина, Одесский национальный политехнический университет E-mail: maslov.v.oleg@gmail.com АВТОМАТИЗИРОВАННАЯ СИСТЕМА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Методам определения глубины выгорания от- работавшего ядерного топлива (ЯÒ) на основе измерения характеристик его собственного из- лучения посвящено большое количество работ, но в них, как правило, не учитывается, что при эксплуатации используется ядерное топливо с разной степенью начального обогащения и новые âèды òîïëèâà [1—4]. Êðîмå òîãî, èзâåñòíыå мå- тоды зачастую плохо вписываются в существую- щую технологию транспортно-технологических операций перегрузки ЯТ и не пригодны для опе- ðàòèâíîãî êîíòðîëÿ [1]. Задача, которую поставили перед собой авто- ры в настоящей работе, заключается в том, что- бы описать все ключевые элементы разработан- ной системы определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива (ÎЯÒ) в одной статье, собрав в ней полученные ранее результа- ты, а также данные из технической документа- цèè íà ñèñòåмó. Êðîмå ýòîãî, â íàñòîÿщåé ñòà- тье проведен анализ различных видов обеспече- ния автоматизированных систем, отражающих специфику разработанной системы в соответ- ñòâèè ñ РÄ 50-34.698-90 «Аâòîмàòèзèðîâàííыå ñèñòåмы. Òðåбîâàíèÿ ê ñîдåðжàíèю дîêóмåí- тов», а именно математического, методическо- го, метрологического и обеспечения технически- мè ñðåдñòâàмè [5]. В качестве основного принципа построения системы контроля состояния ЯТ, в том числе си- стемы определения глубины выгорания, в дан- ной работе выбрано измерение спектров соб- ственного гамма-излучения отработавшей тепло- выделяющей сборки (ÒВÑ). Оïòèмàëьíым ñ òîч- ки зрения минимизации временных затрат яв- ляется измерение гамма-спектров отработавшей ТВС (ÎÒВÑ) непосредственно в процессе пере- грузки ЯТ, продолжительность которой регла- Анализ опыта авторов в создании системы контроля состояния отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), а именно глубины выгорания, начального обогащения и времени выдержки, проведен на осно- вании измерений спектров собственного гамма-излучения ОЯТ. Система базируется на CdZnTe- детекторах, в которых реализованы условия однозарядового сбора. Предложена методика контро- ля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении технологических операций. Ключевые слова: система контроля, глубина выгорания, ядерное топливо, гамма-излучение, CdZnTe, детектор. мåíòèðîâàíà дîñòàòîчíî жåñòêî. В ñâÿзè ñ ýòèм операции по определению глубины выгорания ЯТ должны быть согласованы с временным гра- фèêîм ïðîцåññà ïåðåãðóзêè. Пîýòîмó îñíîâíым критерием при построении структуры системы определения глубины выгорания должна быть выбрана ее работоспособность в режиме реаль- íîãî âðåмåíè [6]. Сòðóêòóðíàÿ ñõåмà ñèñòåмы, построенная в соответствии с этими требовани- ями, приведена на рис. 1. Основным элементом системы, регистрирую- щим собственное гамма-излучение ТВС, является устройство, состоящее из ряда соответствующих дåòåêòîðîâ. Сîбñòâåííî дåòåêòîð ÿâëÿåòñÿ îïðå- деляющим элементом при построении системы в цåëîм, ò. ê. îò íåãî зàâèñèò âыïîëíåíèå òàêèõ требований, как качество измерений, массогаба- ритные параметры и надежность эксплуатации â ðåàëьíыõ óñëîâèÿõ íà АЭС. Оïыò àâòîðîâ â разработке макета системы и применении детек- торов позволил сделать вывод о том, что систе- мà дîëжíà бàзèðîâàòьñÿ íà CdZnTe-дåòåêòîðàõ, в которых реализованы условия однозарядово- ãî ñбîðà [7, 8]. Основными измерительными параметрами де- текторов, по которым оценивают их примени- мость в различных системах анализа и контроля, являются энергетическое разрешение, эффек- тивность регистрации и аппаратурный спектр в цåëîм. Пðåèмóщåñòâà ïðèмåíåíèÿ CdZnTe- дåòåêòîðîâ îïðåдåëÿюòñÿ ñëåдóющèм [9]: — большая плотность и высокий эффектив- ный атомный номер материала детектора позво- ляют обеспечить эффективность регистрации; — мàññîãàбàðèòíыå õàðàêòåðèñòèêè CdZnTe- детекторов таковы, что возможно высокоэффек- тивное термоэлектрическое их охлаждение, а ди- апазон допустимых значений температуры позво- DOI: 10.15222/TKEA2014.2.63 Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 64 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 ляет обойтись без дополнительного охлаждения в отличие от традиционных детекторов; — мàññîãàбàðèòíыå õàðàêòåðèñòèêè CdZnTe- детекторов позволяют найти эффективное ре- шение по размещению их вблизи контролируе- мыõ îбъåêòîâ. Кроме сказанного, немаловажным фактом в ïîëьзó ïðèмåíåíèÿ CdZnTe-дåòåêòîðîâ ÿâëÿåò- ся также накопленный положительный опыт их èñïîëьзîâàíèÿ. Рàññмîòðèм îñîбåííîñòè CdZnTe-дåòåêòîðîâ, связанные со значительными различиями в под- вижности и времени жизни электронов и ды- ðîê. Зà ñчåò íèзêîé ïîдâèжíîñòè è мàëîãî âðå- мени жизни дырки захватываются очень бы- стро и поэтому никак не влияют на формиро- âàíèå ïîëíîýíåðãåòèчåñêîãî ñèãíàëà. В ñïåêòðå гамма-излучения соответствующие импульсы вно- сят свой вклад только в бесполезный континиум íèжå фîòîïèêà ëèбî â «õâîñò» èмïóëьñà íèз- кой энергии, ухудшая энергетическое разреше- íèå дåòåêòîðà. Äëÿ óñòðàíåíèÿ ýòîãî íåдîñòàòêà èñïîëьзóюòñÿ ðàзëèчíыå ñïîñîбы. Одèí èз íèõ заключается в создании детекторов специальной геометрии, в которых реализуются условия одно- зàðÿдîâîãî ñбîðà. Нàïðèмåð, â ïîëóñфåðèчåñêèõ детекторах возможна компенсация сбора дырок путем такого изменения внутреннего поля, кото- ðîå íàïðàâëåíî íà ñбîð ýëåêòðîíîâ. Рàñшèðåíèå катода за пределы вертикального края детектора вместе с одной из главных горизонтальных по- верхностей и использование анода малой площа- ди обеспечивает концентрацию линий электриче- ñêîãî ïîëÿ â îбëàñòè àíîдà. Эòî дàåò ñîîòâåòñòâó- ющее увеличение взвешенного потенциала данно- ãî îбъåмà. Эëåêòðîíы, ãåíåðèðîâàííыå âî âñåм объеме детектора, благодаря своему относитель- но большому времени жизни могут переходить в области высокой напряженности электрического ïîëÿ. Вåëèчèíà íàâåдåííîãî ýòèм дâèжåíèåм ñèã- нала мала, однако когда электрон приближается к аноду, она возрастает пропорционально увели- чèâàющåéñÿ íàïðÿжåííîñòè ýëåêòðèчåñêîãî ïîëÿ. Дырки мигрируют в обратном направлении, но âíîñÿò ãîðàздî мåíьшèé âêëàд â ñïåêòð. Зà ñчåò слабой подвижности и небольшого времени жиз- íè îíè быñòðåå зàõâàòыâàюòñÿ. Êðîмå òîãî, îíè движутся в периферической области детектора, где взвешенный потенциал мал, а значит, и наве- дåííыé ñèãíàë òîжå íèзîê. Бëàãîдàðÿ ýòîмó îò- ношение пик/комптон для таких детекторов зна- чèòåëьíî âышå, чåм ó ïëîñêîñòíыõ. Äðóãîé âàжíîé îñîбåííîñòью âñåõ CdZnTe- детекторов, обусловленной различием в подвиж- ности носителей заряда, является форма импуль- ñà: фðîíò èмïóëьñà íà âыõîдå CdZnTe-дåòåêòîðà существенно короче, чем, например, детектора на основе германия и, тем более, чем сцинтил- ëÿцèîííîãî дåòåêòîðà. Эòà îñîбåííîñòь ïðåдî- пределяет особые требования к многоканально- му амплитудному анализатору как на уровне встроенных в него аналоговых входных цепей, òàê è íà óðîâíå ïðîèзâîдèòåëьíîñòè АЦП [9]. Система из n детекторов, образующая устрой- ство детектирования, должна регистрировать собственное излучение ОЯТ в процессе прове- дения транспортно-технологических операций с ТВС и преобразовывать его в электрические сиг- налы для последующей передачи на амплитуд- íыé àíàëèзàòîð. Мíîãîêàíàëьíыé àмïëèòóдíыé анализатор осуществляет такие функции, как на- копление, обработка и последующая передача на вычислительный и управляющий компьютер ин- формации о распределении импульсов счета от дåòåêòîðîâ ïî àмïëèòóдàм, ò. å. ïåðâèчíîãî (íå- îбðàбîòàííîãî) ãàммà-ñïåêòðà [1, 10]. Для построения системы контроля глуби- ны выгорания ОЯТ в реальном времени были использованы следующие основные средства и ïðèíцèïы [11]: — распределенные многодетекторные изме- рения с возможностью выделения групп измери- тельных каналов для резервирования; — распределенный вычислительный ком- плекс с дублированием результатов измерения; — отказоустойчивые средства вычислительной техники на основе промышленных компьютеров; Рèñ. 1. Сòðóêòóðíàÿ ñõåмà ñèñòåмы êîí- троля состояния ОЯТ в реальном времени Многоканальный анализатор импульсов Управляющая ЭВМ системы контроля ОЯТ Детектор n Детектор 1 Устройство детектирования Отработавшее ядерное топливо Устройство питания и управления Собственное гамма-излучение ОЯТ Данные о поле собственного излучения ОЯТ Данные о поле собственного излучения ОЯТ Спектр собственного излучения ОЯТ В АСУ ТП АЭС Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 65 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 — объединение подсистем через локальную сеть на базе HDSL-технологии, позволяющей получать высокоскоростной цифровой доступ по витой паре; — диагностика технических и программных средств; — системность, открытость, совместимость, ñòàíдàðòèзàцèÿ, óíèфèêàцèÿ è ýффåêòèâíîñòь. Разработанная система контроля глубины вы- горания отработавшего ядерного топлива пред- ставляет собой программно-технический комплекс, состоящий из технических средств (рис. 2, 3), которые предназначены для решения следу ющих зàдàч: — определение характеристик собственно- го гамма-излучения ОЯТ (детекторы, анализа- торы, ЭВМ); — измерения при проведении транспортно- технологических операций с ядерным топливом на блоке АЭС (конструкции для детекторов, шкафы и крейты с оборудованием, блоки пита- ния, кабели); — обработка полученной информации о ха- рактеристиках полей излучения ядерного топли- ва (ЭВМ в пультовой перегрузочной машине и, частично, ЭВМ на перегрузочной машине); — управление анализаторами, обработка спектров, определение глубины выгорания, орга- низация связи между ЭВМ, представление полу- чåííîé èíфîðмàцèè (ïðîãðàммíîå îбåñïåчåíèå). Функционирование разработанной системы îбåñïåчåíî ñëåдóющèмè îñíîâíымè åå бëîêàмè. Устройство детектирования предназначено для регистрации гамма-излучения и преобразо- вания его в электрические сигналы с последую- щåé ïåðåдàчåé â àмïëèòóдíыé àíàëèзàòîð. Оíî âêëючàåò â ñâîé ñîñòàâ шåñòь CdZnTe-бëîêîâ дåòåêòèðîâàíèÿ (CdZnTe-дåòåêòîðы). Детектор размерами 100×∅8 мм содер- жèò êðèñòàëë CdZnTe è зàðÿдîчóâñòâèòåëь- ный предварительный усилитель и представля- ет собой малогабаритное устройство, измеря- ющее гамма-излучение в диапазоне от 100 до 2500 êýВ. Вîдîíåïðîíèцàåмыé êîðïóñ ðàзмå- рами 400×25×25 мм соединен с водонепроница- åмым êàбåëåм. Многоканальный амплитудный анализатор èмïóëьñîâ (МАИ) dMCApro ïðåдíàзíàчåí дëÿ накопления, обработки и передачи в персональ- ный компьютер информации о распределении по амплитудам импульсов, поступающих от бло- êà дåòåêòèðîâàíèÿ. В ñîñòàâ àíàëèзàòîðà âõî- дят модули питания предварительного усилите- ëÿ è бëîê âыñîêîâîëьòíîãî ïèòàíèÿ дåòåêòîðà. Анализатор выполнен в виде отдельной стандарт- íîé PCI-ïëàòы ïîëîâèííîé дëèíы. Äëÿ îбåñïå- чения выполнения требований к электромагнит- ной совместимости отдельные элементы защище- íы дîïîëíèòåëьíымè мåòàëëèчåñêèмè ýêðàíàмè. Связь с персональным компьютером для пе- редачи накопленных спектров и приема команд осуществляется по протоколу шины PCI, кото- рая также используется для питания анализа- òîðà (5 В, 600 мА) è ðåàëèзîâàíà íà ïàññèâíîé îбъåдèíèòåëьíîé ïëàòå PCA-6114P10-B. Аíàëèзàòîð èмïóëьñîâ dMCApro ñîñòîèò èз аналоговых (электронные усилители) и цифровых (логические устройства, сигнальные процессоры è дð.) ýëåмåíòîâ. Оí ïðîâîдèò îбðàбîòêó ñèãíà- ла, поступающего с предварительного усилителя, накопление спектра и его дальнейшую передачу â ЭВМ (ïî шèíå PCI). Оñîбåííîñòь àíàëèзàòîðà dMCApro зàêëючàåòñÿ â îдíîâðåмåííîм èñïîëь- зовании трех сигнальных процессоров, что суще- ñòâåííî ïîâышàåò åãî зàãðóзîчíóю ñïîñîбíîñòь. Благодаря применению сигнальных процессоров, в анализаторе имеется возможность работы в ре- жèмå цèфðîâîãî îñцèëëîãðàфà. Òàêжå â àíàëèзà- тор встроен генератор импульсов, который может быть использован при проведении диагностики из- мåðèòåëьíыõ êàíàëîâ ñèñòåмы. Аíàëèзàòîð îбåñïå- чивает выдачу питающего напряжения предусили- òåëÿ (+12 В, 12 мА, –12 В) è âыñîêîãî íàïðÿжå- íèÿ ñмåщåíèÿ дåòåêòîðà (дî +600 В). Измеренные спектры (без обработки) запи- сываются на жесткий магнитный диск промыш- ëåííîãî êîмïьюòåðà IPC-610. Принцип действия, конструкция и параме- òðы CdZnTe-дàòчèêîâ дëÿ ïðåдëàãàåмîé ñèñòå- мы контроля разработаны авторами и подроб- íî îïèñàíы â [9]. На основании проведенных авторами иссле- дований предложена методика контроля глу- бины выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении транспортно-технологических опе- ðàцèé. Еå îñîбåííîñòь зàêëючàåòñÿ â òîм, чòî для проведения расчета не требуется величина начального обогащения и время выдержки то- ïëèâà [1]. В ñîîòâåòñòâèè ñ ðàзðàбîòàííîé мå- тодикой, для расчета глубины выгорания ОЯТ необходимо последовательно провести ряд опе- раций, связанных с измерениями и обработкой ïîëóчåííыõ ðåзóëьòàòîâ, à èмåííî [13, 14]: — определение времени выдержки с исполь- зованием отношения измеренной интенсивно- сти гамма-излучения изотопов 137Сs (I(137Cs)) к интегральной интенсивности гамма-излучения (I(ОЯТ)); — оценочный расчет глубины выгорания (BU) контролируемой ОТВС по изотопу 137Cs и определение погрешности расчета DBU; — определение отношения интенсивностей гамма-излучения изотопов 134Сs è 137Сs ê мîмåí- ту остановки реактора на основании полученно- го значения времени выдержки; — оценка начального обогащения ТВС на основании результатов оценочного расчета BU и отношения интенсивности гамма-излучения изо- топов 134Сs è 137Сs, ò. å. I(134Cs)/I(137Cs), íà момент остановки реактора; — определение глубины выгорания контро- лируемой ОТВС с использованием отношения Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 66 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 Рèñ. 2. Сîñòàâ ðàзðàбîòàííîé ñèñòåмы êîíòðîëÿ ãëóбèíы âыãîðàíèÿ ОЯÒ Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 67 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 Рèñ. 3. Òåõíèчåñêèå ñðåдñòâà, óñòàíàâëèâàåмыå íà ïåðåãðóзîчíîé мàшèíå Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 68 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 I(134Cs)/I(137Cs) è зíàчåíèÿ íàчàëьíîãî îбîãà- щения; — определение погрешности DBU получен- ного значения глубины выгорания контролиру- åмîé ОÒВС. На практике во всех известных методиках, в том числе и в описываемой, для определения глубины выгорания используются эмпирические зависимости, полученные на основании резуль- òàòîâ èзмåðåíèé íà АЭС. Пðè ýòîм чàñòь ÒВС принимается в качестве образцовых, а для по- строения градуировочной зависимости исполь- зóюòñÿ ðàñчåòíыå дàííыå î ãëóбèíå âыãîðàíèÿ. Расчет может проводиться с применением бо- лее сложных программных средств, которые в ïðàêòèêå ýêñïëóàòàцèè АЭС íå èñïîëьзóюòñÿ. Процедура проведения измерений для построе- ния градуировочных зависимостей соответствует стандартной процедуре измерения собственного гамма-излучения ТВС при выполнении штатных транспортно-технологических операций с ядер- íым òîïëèâîм. В соответствии с вышесказанным, для кон- троля глубины выгорания ОЯТ в реальном вре- мåíè быëè ïîëóчåíы ñëåдóющèå зàâèñèмîñòè: — графическая зависимость времени выдерж- ки ТВС от отношения измеренных интенсивно- стей гамма-излучения I(137Cs)/I(ОЯТ) (рис. 4); — эмпирическая зависимость интенсивности гамма-излучения изотопа 137Сs I(137Cs) îò ãëó- бины выгорания на момент остановки реактора для всех значений начального обогащения то- ïëèâà: I(137Cs)=(2,0917±0,167)BU; — набор однотипных эмпирических зависи- мостей отношения I(134Cs)/I(137Cs) îò ãëóбèíы выгорания топлива на момент остановки реак- тора для различных значений начального обо- ãàщåíèÿ (ñм. таблицу); — спектр излучения ОТВС (рис. 5). При таком подходе погрешность определе- ния глубины выгорания определяется по сово- купности оценок погрешностей, проведенных при градуировке системы в лаборатории, стати- стической погрешности измерений и погрешно- стей градуировочных зависимостей (оценка вре- мени выдержки, обогащения и определение за- висимости глубины выгорания от интенсивности I(137Cs) è îòíîшåíèÿ I(134Cs)/I(137Cs)) [1, 13]. Погрешность градуировочных зависимостей определяется систематической погрешностью па- спортного значения глубины выгорания исполь- зуемых в качестве контрольных ОТВС и стати- стическими погрешностями измерений в процес- ñå ïðîâåдåíèÿ ãðàдóèðîâêè. Пîãðåшíîñòь ãðàдó- ировки (зависимости эффективности регистра- цèè) íå дîëжíà ïðåâышàòь 8%. Пðè ýòîм ñóм- марная погрешность (статистическая, при гра- дуировке) определения интенсивности в реаль- ных условиях измерений на АЭС лежит в сле- дóющèõ ïðåдåëàõ [11, 12]: — îò 8,78 дî 17,3% (â îñíîâíîм 9,2%) дëÿ ëèíèè 661 êýВ 137Cs; — îò 10,6 дî 36% (â îñíîâíîм 11,8%) дëÿ ëè- íèè 604 êýВ 134Cs ; — îò 9,2 дî 36% (â îñíîâíîм 10,6%) дëÿ ñóм- мы ëèíèé 796 è 802 êýВ 134Cs. Суммарная погрешность отношения интен- сивностей излучения изотопов цезия без учета снижения погрешности за счет уменьшения вли- яния погрешности эффективности регистрации мîжåò ñîñòàâëÿòь îò 13,24 дî 29%, íî â бîëь- 12 10 8 6 4 2 0 0,0040 0,0080 0,0012 I(137Cs)/I (ОЯТ) В ре м я вы де рж ки , го д Рèñ. 5. Сïåêòð èзëóчåíèÿ ОÒВС ñ ãëóбèíîé âыãîðà- íèÿ 43,41 МВò⋅ñóòêè/êã, âыдåðжêîé 5,8 ëåò è îбî- гащением 4,4% Рèñ. 4. Зàâèñèмîñòь âðåмåíè âыдåðжêè ОЯÒ îò îò- ношения измеренной интенсивности g-излучения изо- топов 137Cs ê ïîëíîé èíòåíñèâíîñòè ñîбñòâåííîãî g-излучения ОЯТ Обогаще- ние Соотношение 1,6%; 2% I(134Cs)/I(137Cs)=(0,0608±0,0116)BU 3%; 3,23%; 3,3% I(134Cs)/I(137Cs)=(0,0479±0,002)BU 4,23%; 4,4% I(134Cs)/I(137Cs)=(0,0410±0,001)BU Зависимость отношения I(134Cs)/I(137Cs) от глу- бины выгорания топлива BU для различных значе- ний его начального обогащения I, с–1 12 8 4 0 0,0040 0,0080 0,0012 I(137Cs)/I (ОЯТ) 134Cs 137Cs 134Cs 134Cs Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 69 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 шèíñòâå ñëóчàåâ ýòî 14,5%. Пðè óчåòå óêàзàííî- го снижения погрешности (тогда компенсируют- ся погрешности определения активности источ- íèêà è âðåмåíè) — îò 7,94 дî 29,0% è 9,91% â бîëьшèíñòâå ñëóчàåâ. Для статистической оценки предположения того, что совокупность экспериментальных дан- ных незначительно отличается от полученных теоретически с использованием некоторого за- кона, необходимо провести исследование на та- êîå ñîîòâåòñòâèå. Эòî мîжíî ñдåëàòь ïðè ïîмî- щи, например, так называемого метода χ2, где в качестве меры отклонения экспериментальных точек от ожидаемых значений принимается сум- ма квадратов отклонений от предполагаемой за- âèñèмîñòè [15]. Процедура использования метода χ2 òàêîâà. 1. Выдâèãàåòñÿ ãèïîòåзà î òîм, чòî зàâèñè- мость глубины выгорания от отношения интен- сивности гамма-излучения изотопов цезия для каждого значения обогащения определяется од- íèм èз âыðàжåíèé, ïðèâåдåííыõ â òàбëèцå. 2. Оïðåдåëÿåòñÿ зíàчåíèå χ2 для каждой вы- борки исследуемых ТВС (выборка проводится для всех ТВС, имеющих одинаковое обогаще- ние и загруженных в один энергоблок; таким образом, количество экспериментальных точек ïîñòîÿííî óâåëèчèâàåòñÿ). Пðè ýòîм дëÿ ðàñчå- та χ2 используется разность между ожидаемым (теоретическим) значением глубины выгорания è ðåàëьíым. 3. Пîëóчåííîå зíàчåíèå χ2 сравнивается с íîðмèðóåмым òàбëèчíым (îбычíî 0,95) дëÿ зàдàííîé дîâåðèòåëьíîé âåðîÿòíîñòè. Еñëè îíî меньше нормируемого, то можно говорить о том, что при данном уровне доверительной вероятно- сти принятая в качестве гипотезы зависимость хорошо описывает экспериментальные данные с погрешностью, не превышающей приведенные в òàбëèцå зíàчåíèÿ. Вся указанная процедура может быть прове- дåíà ïîâòîðíî ïîñëå óдàëåíèÿ «ïðîмàõîâ» (ÿâ- íыõ îшèбîê). Значение параметра χ2 определяется для раз- личных значений обогащения и статистической ïîãðåшíîñòè èзмåðåíèÿ. Пîãðåшíîñòь, ñîãëàñíî требований нормативных документов, должна быть не хуже 10%, и, соответственно, это значе- íèå èñïîëьзóåòñÿ â êàчåñòâå îñíîâíîãî. Рåàëьíî достижимая погрешность измерений интенсив- ности гамма-излучения составляет 8%, поэтому статистическая проверка гипотезы о зависимости глубины выгорания от отношения интенсивно- сти гамма-излучения изотопов цезия проводит- ñÿ è дëÿ ýòîãî зíàчåíèÿ ïîãðåшíîñòè. Çаключение Приведенные выше результаты обобщают опыт, полученный при изготовлении макетного образца системы определения глубины выгора- íèÿ ОЯÒ è åãî àïðîбàцèè íà Зàïîðîжñêîé АЭС. При этом были выполнены измерения собствен- ного гамма-излучения более 200 ТВС, а для бо- лее 70 из них измерения проводились повторно ñ èíòåðâàëîм îêîëî îдíîãî ãîдà. При традиционной постановке задачи опреде- ления глубины выгорания отработавшего ядер- ного топлива спектрометрические измерения соб- ственного гамма-излучения являются информа- ционно избыточными, поскольку для решения задачи достаточно, например, измерений ней- òðîííîãî ïîòîêà. Одíàêî ïðè ýòîм íå óчèòыâà- ется то, что данные о времени выдержки и на- чальном обогащении ОЯТ предоставляются опе- ðàòîðîм ðåàêòîðíîé óñòàíîâêè. Òàêèм îбðàзîм, из трех характеристик, определяющих ядерную и радиационную безопасность, контролирует- ñÿ òîëьêî îдíà. Оïèñàííàÿ жå â ðàбîòå ñèñòå- ма позволяет определить все три указанные ха- рактеристики без использования дополнитель- ной информации об эксплуатации контролиру- åмîãî ÿдåðíîãî òîïëèâà. Пîñòðîåíèå òàêîé ñè- стемы стало возможным благодаря появлению íîâыõ дåòåêòîðîâ íà îñíîâå CdZnTe, ñîздàíèю быстродействующих амплитудных анализато- ров импульсов, ориентированных на примене- íèå CdZnTe-дåòåêòîðîâ. ИСПОЛЬЗОВАННЫЕ ИСТОЧНИКИ 1. Oleinik S.G., Maksimov M.V., Maslov O.V. Determination of the burnup of spent nuclear fuel during reloading // Atomic energy.— 2002.— Vol. 92, N 4.— P. 296—300.— DOI: 10.1023/A:1016593608146 2. Jansson P., Jacobsson S., Håkansson A., Bäcklin A. A device for nondestructive experimental determination of the power distribution in a nuclear fuel assembly // Nuclear Science and Engineering.— 2006.— Vol. 152, iss. 1.— Р. 76—86 3. Croft S. A., Campbell L.W., Cheatham J.R. et al. Technical review of non-destructive assay research for the characterization of spent nuclear fuel assemblies being conducted under the US DOE NGSI // Waste Management Symposia WM2011.— Phoenix, Arizona, USA.— 2011.— LA-UR-10-08045, http://permalink.lanl.gov/object/ tr?what=info:lanl-repo/lareport/LA-UR-10-08045 4. Lebrun A., Merelli M., Szabo J-L., Huver M., Arenas- Carrasco J. Smopy a new NDA tool for safeguards of LEU and MOX spent fuel // Symposium on international safeguards: Verification and nuclear material security, IAEA-SM-367.— Vienna, Austria.— 2001.— P. 280—281 (report IAEA- SM-367/14/03) http://www.iaea.org/inis/collection/ NCLCollectionStore/_Public/33/007/33007037.pdf 5. Фåдîðîâ Ю.Н. Сïðàâîчíèê èíжåíåðà ïî АСÓ ÒП: Пðîåêòèðîâàíèå è ðàзðàбîòêà.— Мîñêâà: Иíфðà- Иíжåíåðèÿ, 2008. 6. Мàñëîâ О.В., Мàêñèмîâ М.В., Оëåéíèê С.Г. Аíàëèз возможностей применения однотипных технических средств и методического обеспечения для контроля состояния ядер- ного топлива и ядерных материалов в реальном времени // Изâåñòèÿ Выñшèõ óчåбíыõ зàâåдåíèé. Ядåðíàÿ ýíåð- ãåòèêà.— 2004.— ¹1 – С. 87–97. 7. Мîêðèцêèé В.А., Мàñëîâ О.В. Òåõíèêî-ýêîíîмèчåñêèå зàдàчè ýффåêòèâíîãî êîíòðîëÿ бåзîïàñíîñòè АЭС // Еêîíîміñò.— 2011.— ¹ 8.— С. 70—74. 8. Мîêðèцêèé В.А., Лåíêîâ С.В., Мàñëîâ О.В., Сàâåëьåâ С.А. Обðàбîòêà мîíîêðèñòàëëîâ CdZnTe дëÿ применения в датчиках g-èзëóчåíèÿ // Òåõíîëîãèÿ è êîí- Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 70 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 струèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå.— 2001.— ¹3.— С. 9—10. 9. Бàíзàê О.В. Мàñëîâ О.В., Мîêðèцêèé В.А. Полупроводниковые детекторы нового поколения для ра- диационного контроля и дозиметрии ионизирующих излу- чåíèé.— Одåññà: ВМВ, 2013. 10. Oleinik S.G., Boltenkov V.A., Maslov O.V. Passive computer tomography of nuclear fuel // Atomic Energy.— 2005.— Vol. 98, N 3.— P. 227—229.— DOI: 10.1007/ s10512-005-0198-2 11. Мàñëîâ О.В. Òåõíèчåñêèå ñðåдñòâà è мåòîдèчåñêîå обеспечение определения выгорания отработавшего ядер- ного топлива, распределения продуктов деления по сече- íèю ÒВС â ïðîцåññå ïåðåãðóзêè // Òp. Одåñ. ïîëèòåõí. óí-òà.— 2007.— Выï. 2 (28).— С. 65–71 12. Мîêðèцêèé В.А., Мàñëîâ О.В., Бàíзàê О.В. Мåòîды определения выгорания на основе измерений характери- стик собственного излучения отработавшего ядерного то- ïëèâà // Збіðíèê íàóêîâèõ ïðàць Віéñьêîâîãî іíñòèòóòó Київського національного університету імені Тараса Шåâчåíêà.— 2013.— ¹ 43.— С. 86—93. 13. Оëåéíèê С.Г., Сåðãååâ С.В., Мàêñèмîâ М.В, Мàñëîâ О.В. Мåòðîëîãèчåñêîå îбåñïåчåíèå îïðåдåëåíèÿ âыãîðàíèÿ, времени выдержки и обогащения облученного ядерного топли- ва при проведении измерений в реальном времени // Ядерные èзмåðèòåëьíî-èíфîðмàцèîííыå òåõíîëîãèè.— 2004.— ¹ 3 (11).— С. 72 – 79. 14. Шàðàф М., Иëëмýí Ä.Л., Êîâàëьñêè Б.Р. Хåмîмåòðèêà.— Лåíèíãðàд: Хèмèÿ, 1989. 15. Шåííîí Р. Имèòàцèîííîå мîдåëèðîâàíèå ñèñòåм: èñêóññòâî è íàóêà.— Мîñêâà: Мèð, 1978. Дата поступления рукописи в редакцию 05.05 2014 г. V. A. MOKRITSKII, O. V. MASLOV, O. V. BANZAK Ukraine, Odessa national polytechnic university E-mail: maslov.v.oleg@gmail.com AUTOMATED SYSTEM FOR DETERMINING THE BURNUP OF SPENT NUCLEAR FUEL 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. Besides, the known methods often do not fit well into the existing technology of fuel loading operations and are not suitable for operational control. Nuclear fuel monitoring (including burnup determination) system in this research is based on the measurement of the spectrum of natural gamma-radiation of irradiated fuel assemblies (IFA), as from the point of view of minimizing the time spent, the measurement of IFA gamma spectra directly during fuel loading is optimal. It is the overload time that is regulated rather strictly, and burnup control operations should be coordinated with the schedule of the fuel loading. Therefore, the real time working capacity of the system should be chosen as the basic criterion when constructing the structure of such burnup control systems. Keywords: monitoring system, burnup nuclear fuel, nuclear fuel, gamma-ray radiation, CdZnTe detector. Д. т. н. В. А. МОКРИЦЬКИЙ, д. т. н. О. В. МАСЛОВ, к. т. н. О. В. БАНЗАК Україна, Одеський національний політехнічний університет maslov.v.oleg@gmail.com АВТОМАТИЗОВАНА СИСТЕМА ВИЗНАЧЕННЯ ГЛИБИНИ ВИГОРЯННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА 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. Ключові слова: система контролю, глибина вигорання, ядерне паливо, гамма-випромінювання, CdZnTe- детектор. DOI: 10.15222/TKEA2014.2.63 UDC 531:535 Òåõíîëîãèÿ è êîíñòðóèðîâàíèå â ýëåêòðîííîé àïïàðàòóðå, 2014, ¹ 5–6 71 ÌÅÒÐÎËÎÃÈЯ. ÑÒÀÍÄÀÐÒÈÇÀÖÈЯ ISSN 2225-5818 REFERENCES 1. Oleinik S.G., Maksimov M.V., Maslov O.V. Determination of the burnup of spent nuclear fuel during reloading. Atomic Energy, 2002, vol. 92, no 4, pp. 296-300. DOI: 10.1023/A:1016593608146 2. Jansson P., Jacobsson S., Håkansson A., Bäcklin A. A device for nondestructive experimental determination of the power distribution in a nuclear fuel assembly. Nuclear Science and Engineering, 2006, vol. 152, iss. 1, pp. 76-86. 3. Croft S. A., Campbell L.W., Cheatham J.R. et al. Technical review of non-destructive assay research for the characterization of spent nuclear fuel assemblies being conducted under the US DOE NGSI. Waste Management Symposia WM2011, Phoenix, Arizona, USA, 2011, LA- UR-10-08045, 29 p. http://permalink.lanl.gov/object/ tr?what=info:lanl-repo/lareport/LA-UR-10-08045 4. Lebrun A., Merelli M., Szabo J-L., Huver M., Arenas- Carrasco J. Smopy a new NDA tool for safeguards of LEU and MOX spent fuel. In: IAEA-SM-367, Symposium on international safeguards: Verification and nuclear material security, Vienna, Austria, 2001, pp. 280-281 (report IAEA- SM-367/14/03). 5. Fedorov Yu.N. Spravochnik inzhenera po ASU TP: Proektirovanie i razrabotka [Handbook of engineer APCS: Design and development]. Moscow, Infra-Inzheneriya, 2008, 928 p. 6. Maslov O.V., Maksimov M.V., Oleinik S.G. [Analysis of possibilities for the use of similar hardware and methodological support for the control of nuclear fuel and nuclear materials in real time]. Izvestiya Vysshikh uchebnykh zavedenii. Yadernaya energetika, 2004, no 1, pp. 87-97. (in Russian) 7. Mokritskii V.A., Maslov O.V. [Technical and economic objectives of effective control of NPP safety]. Ekonomist, 2011, no 8, pp. 70-74. (in Russian) 8. Mokritskii V.A., Lenkov S.V., Maslov O.V., Savel'ev S.A. [Processing of CdZnTe single crystals for application in gamma-radiation sensors]. Tekhnologiya i Konstruirovanie v Elektronnoi Apparature, 2001, no 3, pp. 9-10. (in Russian) 9. Banzak O.V. Maslov O.V., Mokritskii V.A. Polupro- vodnikovye detektory novogo pokoleniya dlya radiatsionnogo kontrolya i dozimetrii ioniziruyushchikh izluchenii [New generation semiconductor detectors for the radiation monitoring and ionizing radiation dosimetry]. Odessa, VMV, 2013, 220 p. (in Russian) 10. Oleinik S.G., Boltenkov V.A., Maslov O.V. Passive computer tomography of nuclear fuel. Atomic Energy, 2005, vol. 98, no 3, pp. 227-229.— DOI: 10.1007/s10512-005-0198-2 11. Maslov O.V. [Technical devices and principles to determine the spent nuclear fuel burnup, the fission products distribution throughout the FA cross section during refueling]. Works of the Odessa polytechnic university, 2007, iss. 2(28), pp. 65-71. (in Russian) 12. Mokritskii V.A., Maslov O.V., Banzak O.V. [Methods for determination of burn-through on the base of the measurements of the self-radiation characteristics of the spent nuclear fuel]. Collection of Scientific Papers of the Military Institute, 2013, no 43, pp. 86-93. (in Russian) 13. Oleinik S.G., Sergeev S.V., Maksimov M.V, Maslov O.V. [Metrological assurance of determination of irradiated nuclear fuel burnout, exposure time and concentration during measurements in real time] Yadernye izmeritel'no-informatsionnye tekhnologii, 2004, no 3 (11), pp. 72-79. (in Russian) 14. Sharaf M.A., Illman D. L., Kowalski B. R. Chemometrics, Wiley, New York, 1986, 352 p. 15. Shannon R. E. Systems Simulation: the art and science. Prentice-Hall, 1975, 387 p. ÍÎÂÛÅ ÊÍÈÃÈ Í Î Â Û Å Ê Í È Ã È Ãотра Ç. Ю., Волинюк Ä. Ю. Îрганічні нанорозмірні світловипромінювальні структури на основі низькомолекулярних матеріалів.— Ëьвів: Видавницт- во Ëьвівської політехніки, 2013. Розглянуто концептуальні рішення щодо створення нових органічних ñâіòëîâèïðîміíюâàëьíèõ ñòðóêòóð (ОСВС) íà îñíîâі мîдèфіêîâàíèõ мàòåðіàëіâ. Наведено науково-дослідні результати досліджень, отриманих при розробці елек- òðîфëóîðåñцåíòíèõ, åëåêòðîфîñфîðåñцåíòíèõ, åëåêòðîåêñèмåðíèõ ОСВС. Оïè- сано новий принцип створення ОСВС білого кольору свічення та високоефектив- них ОСВС (квантовий вихід 17%) синього кольору на основі триплет-синглетного ïåðåõîдó â ñâіòëîâèïðîміíюâàëьíîмó шàðі. Í Î Â Û Å Ê Í È Ã È Бобало Ю. Я. та ін. Îсцилографи та методи вимірювання радіотехнічних величин.— Ëьвів: Видавництво Ëьвівської політехніки, 2014. Описано основні напрями розвитку осцилографії — однієї з найважливіших діëÿíîê ñóчàñíîї мåòðîëîãії. Нàâåдåíî ïàðàмåòðè îñцèëîãðàфіâ, їõ ñòðóêòóðíі ñõå- мè, ïîÿñíåííÿ ïðèíцèïó дії. Рîзãëÿíóòî íàñòóïíі ïðîбëåмè: âèбіð îñцèëîãðàфіâ для дослідження конкретних фізичних величин та методи їх вимірювання, прак- òèчíå зàñòîñóâàííÿ цèфðîâîãî îñцèëîãðàфà. Для студентів напрямів підготовки “Радіотехніка”, “Телекомунікації” та “Рàдіîåëåêòðîííі àïàðàòè”, à òàêîж дëÿ ñòóдåíòіâ іíшèõ òåõíічíèõ íàïðÿміâ.

Автоматизированная система определения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива

Institution

Ähnliche Einträge