This article has developed a technique for modeling the instrumental spectrum obtained by measuring the intrinsic gamma radiation of spent nuclear fuel with different burnup depths and the degree of leakage fuel cladding. The spectrum model of the studied fuel assembly made it possible to determine the sensitivity of measurements and choose the optimal algorithm for processing the spectra. Due to this, costs of eveloping hardware and software components of the nuclear fuel condition monitoring system have been reduced. The difference between this technique and the known ones is that they did not use the simulation of the distribution of electric field strength in the volume of the sensor crystal and did not use the Monte Carlo method to simulate electric charge induced during the initial interaction of gamma radiation with the crystal. An experimental verification of the technique using the example of modeling the radiation spectrum of 137Cs source confirmed the effectiveness of the use of the spectrometer based on the CdZnTe detector
created in this work: compliance with the requirements for monitoring the state of nuclear fuel in real time; identification of fuel assemblies containing fuel elements with an unpressurized cladding; determination& of fuel burnup based on the activity of fission products. For the first time, a method has been proposed for processing large packets of the spectra of the own gamma radiation of spent nuclear fuel. A distinctive feature of the method is the two-sta&ge processing of the spectra: at the first stage, parameters are determined that describe the measured spectra and are necessary for the operation of the algorithms for their processing by methods of numerical differentiation; at the second stage, us&ing these methods, large arrays of spectra are automatically processed in real
time.This method increases the accuracy of measurements and the completeness of the distribution pattern of burnup over the fuel assembly volume. This is the technologica&l basis of the tomography method created in this work.
У даній статті розроблена методика моделювання апаратурних спектрів, одержуваних при вимірюванні власного гамма-випромінювання відпрацьованого ядерного палива з різною глибиною вигоряння і ступе&нем негерметичності оболонки твела. Модель спектру досліджуваної тепловиділяючої збірки дозволила визначити чутливість вимірювань і вибрати оптимальний алгоритм обробки спектрів. За рахунок цього скорочені витрати на розробку апаратної і програмної с&кладових системи контролю стану ядерного палива. Відмінність даної методики від відомих сотоит в тому, що не використовувалося моделювання розподілу напруженості електричного поля в об"ємі кристала датчика і не застосовувався метод Монте-Карло для мо&делювання електричного заряду, індукованого при первинному взаємодії гамма-випромінювання з кристалом. Експериментальна перевірка методики на прикладі моделювання спектра випромінювання джерела 137Cs підтвердила ефективність застосування створеного в& даній роботі спектрометра на основі CdZnTe-детектора: відповідність вимогам контролю стану ядерного палива в режимі реального часу; ідентифікації ТВС, що містить ТВЕЛ з негерметичной оболонкою; визначення вигоряння палива на основі активності продук&тів поділу. Вперше запропоновано метод обробки великих пакетів спектрів власного гамма-випромінювання відпрацьованого ядерного палива. Відмінною особливістю методу є двоетапна обробка спектрів: на першому етапі визначаються параметри, що описують вим&іряні спектри і необхідні для роботи алгоритмів їх обробки методами чисельного диференціювання; на другому етапі за допомогою цих методів автоматизовано обробляються великі масиви спектрів в режимі реального часу. Даний метод збільшує точність вимірю&вань і повноту картини розподілу вигоряння за обсягом ТВС. Це є технологічною основою створеного в даній роботі методу томографії.
В данной статье разработана методика моделирования аппаратурных спектров, получаемых при измерении собственного гамма-&
З 31.12.2014 по 01.03.2015 Наукова бібліотека читачів не обслуговує.
