Работаем:

c 09.00 до 24.00 (пн-сб)       Обратный звонок

   +7(495) 744-67-74  

Новости и статьи

Радиаторное отопление 15-09-2013 Газовые котлы — это великолепная альтернатива централизованной системе отопления. Они…...
15-09-2013 Включает в себя: правильность исполнения и эксплуатации котельного оборудования выявление…...
15-09-2013 Включает в себя: правильность исполнения и эксплуатации котельного оборудования выявление…...

Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС

Error: Taxonomy is not defined!

АЭС- атомная электрическая станция

ВВЭР- водо-водяной энергетический реактор

МВИ- методика выполнения измерений

ППН- плотность потока нейтронов, нейтр./(см2·с)

ППП- пик полного поглощения

ТВС- тепловыделяющая сборка

Ф — скорость накопления флюенса нейтронов,нейтр./(см2·с)

 — активность в i-м нейтронно-активационном детекторе,приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро

Е — энергия нейтронов, МэВ

F -интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2

Р — уровень доверительной вероятности

Термины и определения*

Детектор-монитор — нейтронно-активационный детектор,облучаемый совместно с другими детекторами или наборами детекторов, результатыизмерений которого используются для приведения результатов измерений разныхдетекторов к одинаковым условиям облучения по пространственной переменной(например, для учета пространственной градиента поля быстрых нейтронов).

Детекторы флюенсанейтронов -нейтронно-активационные детекторы, которые облучаются длительное время(например, в течение кампании работы реактора) и период полураспада продуктареакции которых сравним с временем облучения.

История мощностиреактора -фиксируемое во времени изменение полной тепловой мощности реактора относительнономинального значения.

Нейтронный контроль — определение отклика детекторов флюенсанейтронов на основе измерений их активности и последующаярасчетно-экспериментальная оценка интегральных по времени характеристик полянейтронов (флюенса, скорости накопления флюенса).

Отклик детектора — функционально зависимая от характеристикполя нейтронов характеристика облученного детектора (например, число реакций завремя облучения или средняя за время облучения скорость реакции под действиемнейтронов).

Скорость накопленияфлюенса быстрых нейтронов Ф — средняя за время накопления флюенсабыстрых нейтронов (например, время кампании или облучения) ППН, приведенная кноминальному уровню тепловой мощности реактора.

* — В разделе неприведены термины и определения, имеющие общетехническое значение иопределенные в ГОСТах или в других нормативных документах.

1. Общие положения

1.1. Настоящее руководство по безопасности»Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусовводо-водяных энергетических реакторов АЭС» (далее — РБ) разработано сцелью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования итрубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правилустройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомныхэнергетических установок (ПНАЭГ-7-008-89).

1.2. РБ содержит методику нейтронного контроля,предназначенную для экспериментальной проверки расчетных методов, используемыхдля определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критическихточках корпусов реакторов типа ВВЭР.

1.3. РБ определяет порядок и методические условияпроведения измерений активности и отклика детекторов флюенса нейтронов, а такжеметодические условия для расчетно-экспериментальной оценки флюенса, скоростинакопления флюенса и спектральных характеристик поля нейтронов с использованиемнейтронно-активационных детекторов, устанавливаемых на внешней поверхностикорпусов ВВЭР действующих АЭС. Контролируемый энергетический диапазон нейтроновопределяется его значимостью с точки зрения радиационного повреждения сталикорпуса реактора и сравнения с расчетными результатами.

1.4. РБ применимо к действующим реакторам АЭС типаВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

1.5. РБ может быть использовано для обоснованиярадиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованностизаявленного срока службы.

2. Основные принципы организации облучения детекторов флюенса нейтроновна внешней поверхности корпусов ВВЭР

2.1. Принципыразмещения детекторов у корпуса реактора и их облучения

Дляразмещения детекторов на внешней поверхности корпуса используется специальноеоблучательное устройство. Его устанавливают в свободном от штатногоизмерительного оборудования пространстве воздушного зазора. Размеры зазорапозволяют разместить устройство с детекторами так, чтобы исключалось их влияниена работу оборудования и систем реактора во время эксплуатации. Поскольку РБрекомендует проведение разовых измерений (за время одной кампании работыреактора), облучательное устройство не создает помех при проведениирегламентных профилактических работ в зазоре, так как должна предусматриватьсялегкая установка и снятие его во время открытия доступа к зазору.

Рекомендуемыеспособы, порядок установки и снятия устройства, размещения детекторов на устройствеописаны в приложении1 (рекомендуемом). Пространственный диапазон размещения детекторовопределяется конкретной задачей на конкретном реакторе.

3. Метод нейтронного контроля и основные объекты метрологическогообеспечения нейтронно-активационных измерений на корпусах ВВЭР

3.1. Экспериментальный метод, заложенный в основунейтронного контроля, — метод нейтронно-активационных измерений. Согласно этомуметоду, нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов)облучаются в поле нейтронов. В детекторах происходит реакция активации илиделения под действием нейтронов.

Послеокончания облучения измеряют наведенную активность в детекторе. По результатамизмерений определяют отклик детектора — число реакций за время облучения илисредняя за время облучения скорость реакции. Значения отклика детекторовявляются первичной величиной для сравнения с расчетными данными.

Значениячисла реакций или скоростей реакций могут использоваться длярасчетно-экспериментальной оценки характеристик поля нейтронов — флюенса искорости накопления флюенса нейтронов. Методом такой оценки применительно кнейтронному контролю за корпусом ВВЭР может быть метод эффективных пороговыхсечений, метод восстановления спектра нейтронов или метод сравнения срасчетными скоростями реакций.

3.2. Особенности нейтронного контроля за корпусамиВВЭР, которые должны учитываться при выборе детекторов и обработке результатовизмерений:

▪облучение детекторов длится, как правило, в течение всей кампании работыреактора (около 300 сут);

▪активность детекторов измеряют через некоторое время после окончания облучения(примерно через неделю или более);

▪температура среды во время облучения до 300°С;

▪значительный гамма-фон во время облучения;

▪история мощности реактора может иметь сложный непрогнозируемый вид, зависимыйот эксплуатационного режима;

▪с использованием реакторных данных существует возможность расчетамногогрупповых спектров нейтронов и гамма-квантов в любой точке корпуса иоколокорпусного пространства.

3.3. Применяемые в данном методе нейтронногоконтроля средства измерений и методики должны быть метрологически обеспечены. Всоответствии с особенностями метода нейтронно-активационных измерений выделенытри вида объектов метрологического обеспечения:

▪регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов и облучательноеустройство;

▪специализированная радиометрическая установка на основе гамма-спектрометра сметодикой выполнения измерений активности облученных детекторов;

▪типовая методика определения отклика детекторов и контролируемых характеристикнейтронного поля по измеренной активности детекторов.

Вразделах 4, 5и 6рассматриваются требования к указанным объектам.

4. Требования к нейтронно-активационным средствам измерений

4.1. Нейтронно-активационные средства измерений,применяемые при нейтронном контроле за корпусами ВВЭР, включают:

▪регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов с измерительнойоснасткой;

▪облучательное устройство.

4.2. Допускается использование стандартизованныхнейтронно-активационных детекторов. Детекторы могут представлять собой диски спредпочтительным диаметром 3 или 10 мм.

АттестованныеМонтаж детекторов — число ядер нуклида-мишени, масса (или массоваятолщина) детектора; массовая толщина по нуклиду-мишени для детекторов пореакции (n, y). Детекторы должны быть проверены наотсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1-4%(уровень доверительной вероятности Р принят равным 0,95).

Допускается применение нестандартизованныхдетекторов после аттестации их в установленном порядке.

4.3. Типы детекторов в наборе подбираются согласнотребованиям конкретной задачи из реакций активации, перечень которых дан в приложении 2(рекомендуемом).

Допускаетсярасширение перечня по мере освоения новых реакций, чувствительных кконтролируемому диапазону энергии нейтронов от 0,1 до 10 МэВ. Рекомендуется внабор детекторов включать реакции, чувствительные к тепловым нейтронам.

Монтаж ,представленные в табл.П2-1 ÷ П2-3,рекомендуется использовать при планировании экспериментов.

4.4. Измерительная оснастка в сборке представляет собойразличные капсулы-держатели и кадмиевые экраны, предназначенные для размещениянабора детекторов в облучательном устройстве.

Составсборки, геометрия заполнения, маркировка и другие сведения документируются впротоколе облучения.

4.5. Облучательное устройство предназначено дляфиксации сборок при облучении. Рекомендации по облучательному устройствуприведены в приложении1.

4.6. Необходимая информация о подготовке и проведенииоблучения детекторов должна быть представлена в протоколе облучения. Она должнавключать: сведения о формировании сборок детекторов согласно пункту 4.4; геометрию размещения сборок воблучательном устройстве; геометрию размещения устройства на корпусе реактора;данные о времени облучения и истории мощности реактора за время облучения;значения аттестованных характеристик детекторов, необходимых для последующейобработки результатов (могут быть даны ссылки на литературные источники,содержащие эти данные).

5. Требования к средствам и методике измеренияактивности детекторов

5.1. Нейтронно-активационные детекторы (или детекторыфлюенса нейтронов) после облучения представляют собой источники фотонногоизлучения. Монтаж схем распада радионуклидов-продуктов реакцийактивации и деления приведены в приложении 2.

5.2. Активность облученных детекторов следуетизмерять на специализированной радиометрической установке (далее — установка)на основе гамма-спектрометра, аттестованной в установленном порядке.

Установкадолжна включать следующие обязательные элементы:

▪гамма-спектрометр;

▪контрольный источник;

▪МВИ.

Дополнительноустановка может комплектоваться специализированными эталонными мерамиактивности для реализации метода замещения, если это предусмотрено МВИ. Всеэлементы установки должны иметь эксплуатационную документацию и действующиесвидетельства на комплектующие источники, представляемые вместе с установкойпри ее аттестации.

5.3. Гамма-спектрометр может включать один илинесколько измерительных трактов, собранных на основе спектрометрическихсцинтилляционных или полупроводниковых детекторов, удовлетворяющих потребностямизмерений активности источников согласно пункту5.1.

Типичнаяпогрешность измерений внешнего гамма-излучения от облученных детекторов должнасоставлять 3 — 5 % (уровень доверительной вероятности Р принят равным0,95).

5.4. Контрольный источник гамма-излученияпредназначен для проверки сохранности аттестованных характеристик установки.Активность источника должна быть оптимальна по загрузочным характеристикамизмерительного тракта. Энергия, используемая для контроля гамма-линий, должнасоответствовать середине рабочего энергетическогодиапазона, а конструкция источника должна быть рассчитана на длительноеинтенсивное использование. Контрольный источник должен быть аттестован вустановленном порядке.

5.5. Методика выполнения измерений активностиоблученных детекторов может реализовывать следующие три способа.

5.5.1. Первый способ основан на применениигамма-спектрометра, отградуированного по эффективности регистрации фотонов врабочем диапазоне энергии, характерном для излучения продуктов реакцийактивации рекомендованной номенклатуры. Эффективность регистрации задана дляусловий точечного источника, размещенного на фиксированном расстоянии откристалла детектора, в виде зависимости от энергии фотонов ε(Е). В этом случае экспериментально определяемаявеличина — скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj — связана с активностью соотношением:

,                                                                        (1)

гдеε(Еj)- значение эффективности для энергии Еj взятое из зависимости ε(Еj);

ηj -абсолютная интенсивность фотонов с энергией Еj для измеряемого радионуклида;

Ср — поправки на неидентичность детектора иточечного источника.

5.5.2. Второй способ основан на использованиидискретной чувствительности εij, измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная чувствительность задана для энергиифотонов Ej от радионуклида типа «i» и связывает измеряемую активность Ai, со скоростью счета Sij в ППП от фотонов с энергией Ej:

,                                                                                (2)

Прииспользовании этого способа автоматически исключается погрешность за счетаппроксимации ε(Е)и погрешность ηj, присутствующие в первом способе, а такжепоправка на каскадное суммирование.

5.5.3. Третий способ связан с применениемспециализированных эталонных мер активности гамма-источников, имитирующихоблученные детекторы по типу радионуклида и его конструкции. Измерениявыполняют путем сравнения детектора и меры на компараторе — гамма-спектрометре,а в качестве параметра сравнения используют соответствующие скорости счетаимпульсов Sj, в ППП:

,                                                                            (3)

гдеАe — активность эталонной меры на моментизмерения.

5.6. При разработке методики и метрологическомисследовании установки необходимо определить все возможные факторы отличияизмеряемого образца от условий градуировки и указать способы определениясоответствующих поправок Ср или их конкретные значения.Основными факторами, требующими учета в поправках Ср, являются:

▪отличие диаметра и толщины измеряемого детектора от градуировочного источника(или эталонной меры и детектора);

▪каскадное суммирование фотонов;

▪возможные эффекты от примесных излучений (например, инициированноехарактеристическое излучение в детекторе из ниобия).

5.7. Методика выполнения измерений активностинейтронно-активационных детекторов на конкретной установке должнасоответствовать ГОСТР 8.563-96* «ГСИ. Методики выполнения измерений» и содержать:

▪назначение и область применения;

▪принцип (способ) измерения;

▪Установка счетных образцов (нейтронно-активационныхдетекторов);

▪краткое Установка установки;

▪Установка системы регламентированных характеристик установки для реализацииметодики;

▪правила подготовки и выполнения измерений, включая контрольные измерения;

▪способ и алгоритм обработки спектрограммы, перечень поправок и способы ихопределения,

▪соотношения для определения суммарной погрешности активности для уровнядоверительной вероятности 0,95,

▪требования к оформлению результата;

▪требования к квалификации работников.

Допускаютсяссылки на стандартизованные методики или прошедшие метрологическую экспертизучастные методики и правила, а также допускается возможность изложения отдельныхположений методики в виде приложений.

Метрологическаяэкспертиза и аттестация МВИ проводятся в установленном порядке.

5.8. Детальныерезультаты измерения активности детекторов регистрируются в рабочих протоколах.Для последующей обработки результатов должен быть оформлен Сводный протоколизмерения активности детекторов, в котором указаны маркировка детектора,измеренная активность А, ее погрешность и значениеактивности детектора, приведенное на конец его облучения А0:

,                                                                                     (4)

гдеtв- время выдержки от концаоблучения до начала измерения активности;

λ — постоянная распада продукта реакцииактивации.

6. Требования ктиповой методике определения отклика детекторов и оценки характеристикнейтронного поля

6.1. Типовая методика определения откликадетекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способопределения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин порезультатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭРнабором детекторов флюенса.

6.2. Методика предполагает наличие информации обистории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН вместе облучения детектора относительно полной тепловой мощности (историилокальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя навходе в реактор за время облучения.

6.3. Методика предполагает наличие расчетной илиполученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации оспектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, вмногогрупповом приближении).

6.4. Исходной экспериментальной информацией дляпоследующей обработки и вычислений по данной методике является активность внейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения А0, сведения о которой занесены в Сводный протокол согласно пункту 5.8.

6.5. Типовая методика определения откликадетекторов и оценки характеристик нейтронного поля приведена в приложении3 (рекомендуемом).

6.6. Результатом реализации методики должен бытьСводный протокол, куда заносятся результаты определения отклика детекторов иоценки характеристик нейтронного поля. Обязательной величиной, приведеннойв Сводном протоколе, должна быть активность детекторов , приведеннаяна конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с оцененной погрешностью для Р,равной 0,95.

7. Рекомендации по использованию результатов измерений для проверкиобоснований флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР

7.1. Флюенс быстрых нейтронов в критических точкахкорпуса ВВЭР может быть получен из расчетов переноса нейтронов. Экспериментальныеданные, полученные в точках на внешней поверхности корпуса, могут бытьиспользованы для сравнения с расчетными данными, полученными для этих же точек.

7.2. Для проверки обоснований расчетного флюенса вкритических точках корпуса рекомендуется использовать экспериментальные данные,полученные на внешней поверхности корпуса, по возможности вблизи критическихточек (например, для ВВЭР-440 — напротив азимутального максимума флюенсабыстрых нейтронов на уровне сварного шва № 4; для ВВЭР-1000 — напротив высотногои азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).

7.3. В качестве экспериментального результатарекомендуется использовать активности , приведенные на конец облучения и на одно ядро.Следует проводить сравнение как абсолютных значений, так и относительныхпространственных распределений активностей детекторов-мониторов.

7.4. При анализе обоснований флюенса или скоростинакопления флюенса быстрых нейтронов, соответствующих эффективной пороговойэнергии конкретного детектора Еэфф.i: рекомендуется использовать отношение:

,                                                                            (5)

характеризующеестепень отклонения расчета от эксперимента.

Приложение 1
(рекомендуемое)
Порядок установки и снятия облучательного устройства, способы исхемы размещения детекторов за корпусами ВВЭР

П1.1. Расположение детекторов относительно реактора

Наборыдетекторов флюенса нейтронов упаковывают в капсулы или контейнеры, которые прикрепляютк облучательному устройству. Это устройство, например, может содержать двенеобходимые компоненты — азимутальную ивертикальную штанги. Установку и снятие устройства проводят наостановленном реакторе, обычно во время планово-предупредительного ремонта,связанного с перегрузкой топлива. Облучение детекторов, как правило, длится, атечение кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может бытьизготовлено а виде рамы или креста. Азимутальная штанга может представлятьжесткую дугу окружности с рекомендуемым обхватом угла в 60°. Вертикальнаяштанга должна позволять размещать детекторы по всей высоте активной зоны.Количество вертикальных и азимутальных штанг в устройстве устанавливают, исходяиз потребностей в решении конкретной задачи на конкретном реакторе. Капсулы иоблучательное устройство рекомендуется изготавливать из алюминия или егосплавов (дюралюминия).

Количествонаборов детекторов и детекторов-мониторов, а также их расположение относительнореактора выбирают исходя из решения конкретной задачи. Наборы детектороврекомендуется устанавливать напротив критической точки корпуса и, в частности,в каждом предполагаемом, исходя из расчета, азимутальном максимуме и минимуме,высотном максимуме и на уровне сварного шва. Детекторы-мониторы рекомендуетсяустанавливать не реже чем через 3° по азимуту и не реже чем через 30 см повысоте.

Каждыйнабор детекторов флюенса нейтронов рекомендуется заключать в кадмиевый экрантолщиной 0,5 мм. Для оценки кадмиевого отношения для детекторов тепловых нейтроноврекомендуется выбрать поле нейтронов с предполагаемым малым градиентом флюенса(например, поле по высоте вблизи центра активной зоны). Как минимум, один набортаких детекторов рекомендуется не помещать в кадмиевый экран, а располагать нарасстоянии 10 см от набора, покрытого кадмием.

Каждыйнабор должен содержать детектор-монитор. Для определения эффекта возмущениянейтронного поля материалом контейнера или окружения детекторадетекторы-мониторы можно размещать как внутри контейнера, так и снаружи, а принеобходимости также в любых важных точках окружения детектора.

П1.2. Способы и порядок установки и снятия облучательногоустройства у корпуса ВВЭР

Рекомендуютсядва технологических способа установки облучательного устройства у корпуса ВВЭР.

Первыйспособ условно назван способом верхней установки. В зоне входных патрубковтеплоносителя к околокорпусным конструкциям, прилегающим к корпусу, крепятгибкий металлический тросик. Он должен выдерживать груз массой примерно 20 кг втечение длительного (около года) времени. Тросик опускают вниз до днищакорпуса. Верхний конец устройства прикрепляют к этому тросику в радиационнобезопасной зоне, находящейся в районе днища корпуса. Облучательное устройствоподтягивают вверх и подвешивают на заранее определенной высоте. Нижний конецустройства крепят к полу подреакторного пространства (ВВЭР-1000) или кспециальным конструкциям в зоне днища корпуса (ВВЭР-440). Прилегание к корпусуобеспечивают специальными распорками. Провисание конструкции от тепловогорасширения устраняют путем натяжения пружины. Снимают устройство в порядке,обратном установке.

Второйспособ условно назван способом нижней установки. Облучательное устройствоустанавливают на опорную станину в зоне днища корпуса и поднимают вверх наопределенную высоту, например, телескопическим способом.

Выборспособа определяют практическими условиями в конкретный момент времени наконкретном реакторе.

Преимуществопервого способа — надежность сохранения вертикальности установки, гарантияприлегания к корпусу и возможность размещения детекторов по всей высоте отднища корпуса до зоны патрубков, включая всю высоту активной зоны и зонуопорных конструкций. Кроме того, дозозатраты в первом способе установкизначительно ниже, чем во втором. Преимущество второго способа — возможностьустановки детекторов в любом азимутальном секторе реактора.

Сниматьустройство рекомендуется после недельной выдержки после останова реактора.

П1.3. Рекомендации по координатам размещения устройства у корпусов ВВЭР

Рекомендуемыеазимутальные координаты размещения устройства с детекторами флюенса нейтронов увнешней поверхности корпусов ВВЭР для первого способа установки приведены нарис.1 — 3.Второй способ установки не имеет ограничений по азимутальному размещениюдетекторов.

Рис. 1. Схемаразмещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 со стандартнойзагрузкой:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 -азимутальная штанга; 4 -вертикальная штанга

Рис. 2. Схемаразмещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 — азимутальная штанга; 4 — вертикальная штанга

Рис. 3. Схема размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-1000:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 — азимутальная штанга; 4 — вертикальная штанга

Приложение 2
(рекомендуемое)
Монтаждетекторов флюенса нейтронов

Таблица П2-1

Рекомендуемый длянейтронного контроля за корпусами ВВЭР набор детекторов флюенса нейтронов и их оценочныеМонтаж

Детектор,реакция

Периодполураспада, сут. [1]

Эффективнаяэнергия *, МэВ

Эффективноесечение **, мб

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

237Np(n,f)137Cs

11020

0,5

1407

1398

93Nb(n,n’)93mNb

5890

1,0

214

225

238U(n,f)137Cs

11020

1,7

715

736

58Nj(n,p)58Co

70,86

2,5

413

429

54Fe(n,p)54Mn

312,3

3,0

439

440

46Ti(n,p)46Sc

83,79

5,0

175

175

63Cu(n,α)60Co

1925,5

6,1

20,4

20,6

59*Co(n,γ)60Co***

1925,5

93Nb(n,γ)94Nb***

7,30·106

* Значения выбраны равными границам энергетическихгрупп нейтронов для формата библиотеки BUGLЕ-96, вблизи которых находятся рекомендованные в[2]эффективные сечения.

** Оценки сделаны по расчетному спектру,полученному по программе DORT с библиотекой BUGLЕ-96.

*** Реакция на тепловых и эпитепловых нейтронах.

[1]Х-гау andgamma-ray standards for detector calibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.

[2]Сб. статей: «Метрология нейтронного излучения на реакторах иускорителях». -М., ЦНИИатоминформ, 1983, т.2.

Таблица П2-2

Монтажпродуктов реакций детекторов флюенса нейтронов [1]

Продуктреакции

Периодполураспада, сут.

Выходпродукта реакции, X [3]

Энергияфотонов, КэВ

Эмиссияфотонов

137Сs

11020±60

0,0617±0,0017[237Np(n,f)]

661,660

 

 

0,0602±0,0006[238U(n,f)]

 

0,851±0,002

93mNb

5890±50

1

16,52-19,07*

0,1104±0,0035

58Co

70,86±0,07

1

810,775

0,9945±0,0001

54Mn

312,3±0,4

1

834,843

0,99976±0,000024

46Sc

83,79±0,04

1

889,277

0,99984±0,000016

1120,545

0,99987±0,000011

60Co

1925,5±0,5

1

1173,238

0,99857±0,00022

1332,502

0,99983±0,00006

94Nb

(7,3±0,9)·106

1

702,627

0,9981±0,0005

871,099

0,9989±0,0005

*Приведена суммарная эмиссия всех фотонов данного диапазона энергий.

[3]T. R. England, B. F. Rider, “Evaluation and Compilation of Fission ProductYields”, Report ENDF-349, 1989.

Таблица П2-3

Оцененные*максимальные скорости накопления флюенса нейтронов на внешней поверхностикорпусов ВВЭР. нейтр./(см2·с), и азимутальные углы**, где расположены этимаксимумы

Реактор

Уголмаксимума, град.

Е >0,5 МэВ

Е > 1МэВ

Е > 3МэВ

ВВЭР-440Стандартная зона

30

4·1010

1,5·1010

2·109

ВВЭР-440Кассеты-экраны

13

1,5·1010

5·109

7·108

ВВЭР-1000***

7

2·109

2·109

2·108

* Приведены оценочные значения для типовыхзагрузок, которые могут использоваться для оптимального подбора детекторов.

**Для 30-градусного сектора симметрии (отсчет от оси I).

*** Кроме блока 5 НововоронежскойАЭС.

Приложение 3
(рекомендуемое)
Типовая методикаопределения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля

П3.1. Исходные данные

Дляпроведения вычислений необходимо иметь следующие исходные данные иМонтаж детекторов:

A0i; — активность спогрешностью i-годетектора флюенса, измеренная в соответствии с разделом5 на момент окончания облучения;

Nяi — число ядер нуклида-мишени в i-й детекторе спогрешностью ӨN (паспортные данные);

d — толщина детектора понуклиду-мишени для детекторов по реакции (n,γ) для учета электронногосамоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;

λi — постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);

 — выходы Сs-137 в продуктахреакции деления на Np-237и U-238(приложение2); Еэфф.i, σэфф.i; — эффективные порогии сечения;

Т0 , Тk , τ0 — календарноевремя начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;

Р(t) — история мощности реактора за время облучения(зависимость мощности реактора от времени);

f(t)- история локальной мощности за время облучения;

Рном — декларированный номинальный уровеньмощности реактора. Сведения о времени облучения и мощности берутся из протоколаоблучения согласно пункту 4.6.

П3.2. Определение отклика детектора флюенса

П3.2.1. Откликом детекторафлюенса является число реакций активации Q, произошедшихв детекторе за время облучения, в расчете на одно ядро нуклида-мишени.Общеупотребительное название Q- активационный интеграл реакции активации (детектора).

П3.2.2. Активационный интеграл Q рассчитывают с использованием исходныхданных, приведенных в пункте П3.1, по формуле:

,                                                           (П3-1)

гдеMр- поправка на историю мощности реактора и локальной мощности, которая учитываетобразование и распад продукта реакции активации при изменении ППН за времяоблучения в месте облучения детектора;

С — поправки, рекомендации по определениюкоторых приведены ниже;

.                                                           (П3-2)

Дляусловия детектора флюенса при Т1/2 >> τ0и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки Өр не превышает 1 — 2% (Р =0,95),

Св — поправка навыгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продуктаактивации за счет реакции (п,у). Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Co при плотности потока тепловых нейтроновболее 1012 нейтр./(см2·с). При плотности потока 1013нейтр./(см2·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка Свсоставляет от 1,05 до 1,15. Поправку Св можно оценить экспериментальноили расчетом (например, способом, изложенным в [3]).Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;

Сf-поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продуктаделения в облучаемом детекторе за счет реакции (у,f)- Поправку Сf можнооценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра φ(Е) и фотонногоспектра φγ(Е),а также сечений реакций (п,f) — σ(Е) и (у,f) — σγf(E)по формуле:

,                                                         (П3-3)

Еслиспектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповомприближении, то поправку можно рассчитать по формуле:

,                                                                       (П3-4)

где- групповые сечения i-й реакции деления  под действием фотонов и нейтроновсоответственно;

Фg, Фn — расчетные групповые плотности потока фотонови нейтронов соответственно;

Ссэ — поправка на самоэкранирование,относящаяся только к детекторам по реакции (п,у). Она приводит значениеактивационного интеграла к условиям «тонкого» детектора. Для условийрассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов всечении реакции (п,у). Рекомендованные подходы расчета такой поправкиданы в [2].Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованныхреакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;

СГ — поправкагеометрическая, вводимая для приведения всех измеренных активационныхинтегралов детекторов одной сборки к условиям облучения в единой точкепространства, в которой размещался основной детектор-монитор. Она учитываетградиент плотности потока нейтронов. Для i-го детектора СГi определяется с помощьюотношения показаний монитора вблизи детектора Мi, и основного монитора М0:

,                                                                            (П3-5)

В качестве показаний детекторов-мониторов следуетиспользовать скорость счета импульсов на радиометрической установке,приведенную на одно ядро. В качестве детекторов-мониторов следует выбрать один изпороговых детекторов флюенса (например, детектор Fе-54).

П3.2.3. Погрешность активационных интегралов для Р,равного 0,95, следует оценивать по формуле:

,                                                         (П3-6)

где ӨA — полная погрешность измерения активностидетектора (берется из Сводного протокола по пункту5.8);

ӨN — погрешность числа ядер нуклида-мишени вдетекторе (берется из Сводного протокола по пункту4.6);

— погрешностьвыхода Сs-137 в осколкахделения (по приложению 2, табл.П2-2);

 — погрешность поправок М и С по формуле (П3-1).

П3.2.4. По результатам определения откликадетекторов флюенса составляется Сводный протокол определения активационныхинтегралов, в котором должны быть указаны: номера точек облучения, для которых определенызначения активационных интегралов; активности детекторов, приведенные на одноядро; реакции активации; значения активационных интегралов и их погрешности.

П3.3. Расчетно-экспериментальная оценка контролируемыххарактеристик поля быстрых нейтронов

П3.3.1. Контролируемыминейтронными характеристиками по результатам нейтронно-активационных измерений вреакторах ВВЭР являются величины:

Fi — флюенсы нейтронов с энергией больше Еэфф; — эффективныхпорогов реакций активации из набора облученных детекторов;

Фi,- скорости накопления флюенсов Fi;

Qмi, — нормированные на показание монитораактивационные интегралы используемых детекторов.

Дополнительнымиконтролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенсаF(Е) и скорости накопления флюенса Ф(Е), определяемые на основе непосредственно измеренных величин ирасчетных методов, аттестованных в установленном порядке.

П3.3.2. Флюенс нейтронов с энергией больше Eэфф.i;  можнорассчитывать по формуле:

,                                                                           (П3-7)

где(Qi),- активационный интеграл i-йпороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);

σэфф.i.;- эффективное сечение реакции для порога Еэфф.i;

Приизвестном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:

                                                                (П3-8)

гдеσi(Е)- дифференциальное сечение дозиметрической реакции;

φ(Е) — дифференциальная плотность потоканейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.

Вмногогрупповом представлении расчет выглядит так:

,                                                                         (П3-9)

гдеn = Еэфф.i, означает, что суммаберется по группам от первой до группы п, нижняя граница которой равнаЕэфф.i.

ПогрешностьFi, длядоверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:

,                                                                   (П3-10)

гдеδQi- погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);

Өσ-разброс значений σэфф.i при энергии Еэфф.i.для i-йреакции в спектрах рассматриваемого класства (например, см. Ярына В.П., идр. Методические указания. Государственная система обеспечения единстваизмерений. Монтаж реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационныхизмерений. МИ 1393-86. ВНИИФТРИ. М.: 1986).

П3.3.3. Расчет скоростинакопления флюенса быстрых нейтронов для i-го порогового детектора можно рассчитать по формуле:

,                                                                            (П3-11)

где-эффективное время облучения, которое определяется по формуле:

.                                                                    (П3-12)

ПогрешностьФi;для доверительной вероятности Р, равной 0,95, можно оценить поформуле:

,                                                                    (П3-13)

где δFi — погрешность флюенса Fi по пункту П3.3.2;

Өτ — оценка погрешности τэфф.

П3.3.4. Активационныеинтегралы, нормированные на показания детектора-монитора, являются спектральнойхарактеристикой поля нейтронов.

Активационныеинтегралы Qi, определенные по пунктуП3.2.2, приведены с помощью поправочногокоэффициента Сгi к условиям облучения в точке размещенияосновного детектора-монитора в сборке. Контролируемые Монтаж (QiM — активационные интегралы реакцийактивации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять поформуле:

,                                                                            (П3-14)

гдеQM-активационный интеграл порогового детектора-монитора.

Погрешностинормированных QiMравны погрешностям соответствующих (Qi) (по пунктуП3.2.3), включая , равный 1.

П3.3.5.Аппроксимированные значения контролируемых характеристик представляют собойфлюенсы нейтронов с энергией, отличающейся от эффективных порогов используемыхдетекторов. Наиболее характерными для материаловедения корпусов ВВЭР являютсяфлюенсы нейтронов с энергией больше 0,1, 0,5 и 1 МэВ соответственно F0,1,F0,5и F1.Для определения этих величин используются в качестве исходных данныхактивационные интегралы Qi,(по пункту П3.2.2) или флюенсы Fi (по пунктуП3.3.2).

Литература:

1.Гордон Б.Г. Правовые и нормативные основы обеспечения ядерной и радиационнойбезопасности. М. МИФИ. 2000 г.

2.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97.

3.Гордон Б.Г. Понятия безопасности при использовании атомной энергии. ВестникГосатомнадзора России, №2, 2001 г.

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 > resant.ru/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 эесаертизе.

АЭС- атомная электрическая станция

ВВЭР- водо-водяной энергетический реактор

МВИ- методика выполнения измерений

ППН- плотность потока нейтронов, нейтр./(см2·с)

ППП- пик полного поглощения

ТВС- тепловыделяющая сборка

Ф — скорость накопления флюенса нейтронов,нейтр./(см2·с)

 — активность в i-м нейтронно-активационном детекторе,приведенная на конец облучения и на одно ядро, Бк/ядро

Е — энергия нейтронов, МэВ

F -интегральный по энергии флюенс нейтронов, нейтр./см2

Р — уровень доверительной вероятности

Термины и определения*

Детектор-монитор — нейтронно-активационный детектор,облучаемый совместно с другими детекторами или наборами детекторов, результатыизмерений которого используются для приведения результатов измерений разныхдетекторов к одинаковым условиям облучения по пространственной переменной(например, для учета пространственной градиента поля быстрых нейтронов).

Детекторы флюенсанейтронов -нейтронно-активационные детекторы, которые облучаются длительное время(например, в течение кампании работы реактора) и период полураспада продуктареакции которых сравним с временем облучения.

История мощностиреактора -фиксируемое во времени изменение полной тепловой мощности реактора относительнономинального значения.

Нейтронный контроль — определение отклика детекторов флюенсанейтронов на основе измерений их активности и последующаярасчетно-экспериментальная оценка интегральных по времени характеристик полянейтронов (флюенса, скорости накопления флюенса).

Отклик детектора — функционально зависимая от характеристикполя нейтронов характеристика облученного детектора (например, число реакций завремя облучения или средняя за время облучения скорость реакции под действиемнейтронов).

Скорость накопленияфлюенса быстрых нейтронов Ф — средняя за время накопления флюенсабыстрых нейтронов (например, время кампании или облучения) ППН, приведенная кноминальному уровню тепловой мощности реактора.

* — В разделе неприведены термины и определения, имеющие общетехническое значение иопределенные в ГОСТах или в других нормативных документах.

1. Общие положения

1.1. Настоящее руководство по безопасности»Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусовводо-водяных энергетических реакторов АЭС» (далее — РБ) разработано сцелью реализации требований Норм расчета на прочность оборудования итрубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86), Правилустройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомныхэнергетических установок (ПНАЭГ-7-008-89).

1.2. РБ содержит методику нейтронного контроля,предназначенную для экспериментальной проверки расчетных методов, используемыхдля определения прогнозных данных о флюенсе быстрых нейтронов в критическихточках корпусов реакторов типа ВВЭР.

1.3. РБ определяет порядок и методические условияпроведения измерений активности и отклика детекторов флюенса нейтронов, а такжеметодические условия для расчетно-экспериментальной оценки флюенса, скоростинакопления флюенса и спектральных характеристик поля нейтронов с использованиемнейтронно-активационных детекторов, устанавливаемых на внешней поверхностикорпусов ВВЭР действующих АЭС. Контролируемый энергетический диапазон нейтроновопределяется его значимостью с точки зрения радиационного повреждения сталикорпуса реактора и сравнения с расчетными результатами.

1.4. РБ применимо к действующим реакторам АЭС типаВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

1.5. РБ может быть использовано для обоснованиярадиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР в целях проверки обоснованностизаявленного срока службы.

2. Основные принципы организации облучения детекторов флюенса нейтроновна внешней поверхности корпусов ВВЭР

2.1. Принципыразмещения детекторов у корпуса реактора и их облучения

Дляразмещения детекторов на внешней поверхности корпуса используется специальноеоблучательное устройство. Его устанавливают в свободном от штатногоизмерительного оборудования пространстве воздушного зазора. Размеры зазорапозволяют разместить устройство с детекторами так, чтобы исключалось их влияниена работу оборудования и систем реактора во время эксплуатации. Поскольку РБрекомендует проведение разовых измерений (за время одной кампании работыреактора), облучательное устройство не создает помех при проведениирегламентных профилактических работ в зазоре, так как должна предусматриватьсялегкая установка и снятие его во время открытия доступа к зазору.

Рекомендуемыеспособы, порядок установки и снятия устройства, размещения детекторов на устройствеописаны в приложении1 (рекомендуемом). Пространственный диапазон размещения детекторовопределяется конкретной задачей на конкретном реакторе.

3. Метод нейтронного контроля и основные объекты метрологическогообеспечения нейтронно-активационных измерений на корпусах ВВЭР

3.1. Экспериментальный метод, заложенный в основунейтронного контроля, — метод нейтронно-активационных измерений. Согласно этомуметоду, нейтронно-активационные детекторы (или детекторы флюенса нейтронов)облучаются в поле нейтронов. В детекторах происходит реакция активации илиделения под действием нейтронов.

Послеокончания облучения измеряют наведенную активность в детекторе. По результатамизмерений определяют отклик детектора — число реакций за время облучения илисредняя за время облучения скорость реакции. Значения отклика детекторовявляются первичной величиной для сравнения с расчетными данными.

Значениячисла реакций или скоростей реакций могут использоваться длярасчетно-экспериментальной оценки характеристик поля нейтронов — флюенса искорости накопления флюенса нейтронов. Методом такой оценки применительно кнейтронному контролю за корпусом ВВЭР может быть метод эффективных пороговыхсечений, метод восстановления спектра нейтронов или метод сравнения срасчетными скоростями реакций.

3.2. Особенности нейтронного контроля за корпусамиВВЭР, которые должны учитываться при выборе детекторов и обработке результатовизмерений:

▪облучение детекторов длится, как правило, в течение всей кампании работыреактора (около 300 сут);

▪активность детекторов измеряют через некоторое время после окончания облучения(примерно через неделю или более);

▪температура среды во время облучения до 300°С;

▪значительный гамма-фон во время облучения;

▪история мощности реактора может иметь сложный непрогнозируемый вид, зависимыйот эксплуатационного режима;

▪с использованием реакторных данных существует возможность расчетамногогрупповых спектров нейтронов и гамма-квантов в любой точке корпуса иоколокорпусного пространства.

3.3. Применяемые в данном методе нейтронногоконтроля средства измерений и методики должны быть метрологически обеспечены. Всоответствии с особенностями метода нейтронно-активационных измерений выделенытри вида объектов метрологического обеспечения:

▪регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов и облучательноеустройство;

▪специализированная радиометрическая установка на основе гамма-спектрометра сметодикой выполнения измерений активности облученных детекторов;

▪типовая методика определения отклика детекторов и контролируемых характеристикнейтронного поля по измеренной активности детекторов.

Вразделах 4, 5и 6рассматриваются требования к указанным объектам.

4. Требования к нейтронно-активационным средствам измерений

4.1. Нейтронно-активационные средства измерений,применяемые при нейтронном контроле за корпусами ВВЭР, включают:

▪регламентированный набор нейтронно-активационных детекторов с измерительнойоснасткой;

▪облучательное устройство.

4.2. Допускается использование стандартизованныхнейтронно-активационных детекторов. Детекторы могут представлять собой диски спредпочтительным диаметром 3 или 10 мм.

АттестованныеМонтаж детекторов — число ядер нуклида-мишени, масса (или массоваятолщина) детектора; массовая толщина по нуклиду-мишени для детекторов пореакции (n, y). Детекторы должны быть проверены наотсутствие мешающих примесей. Погрешность числа ядер должна составлять 1-4%(уровень доверительной вероятности Р принят равным 0,95).

Допускается применение нестандартизованныхдетекторов после аттестации их в установленном порядке.

4.3. Типы детекторов в наборе подбираются согласнотребованиям конкретной задачи из реакций активации, перечень которых дан в приложении 2(рекомендуемом).

Допускаетсярасширение перечня по мере освоения новых реакций, чувствительных кконтролируемому диапазону энергии нейтронов от 0,1 до 10 МэВ. Рекомендуется внабор детекторов включать реакции, чувствительные к тепловым нейтронам.

Монтаж ,представленные в табл.П2-1 ÷ П2-3,рекомендуется использовать при планировании экспериментов.

4.4. Измерительная оснастка в сборке представляет собойразличные капсулы-держатели и кадмиевые экраны, предназначенные для размещениянабора детекторов в облучательном устройстве.

Составсборки, геометрия заполнения, маркировка и другие сведения документируются впротоколе облучения.

4.5. Облучательное устройство предназначено дляфиксации сборок при облучении. Рекомендации по облучательному устройствуприведены в приложении1.

4.6. Необходимая информация о подготовке и проведенииоблучения детекторов должна быть представлена в протоколе облучения. Она должнавключать: сведения о формировании сборок детекторов согласно пункту 4.4; геометрию размещения сборок воблучательном устройстве; геометрию размещения устройства на корпусе реактора;данные о времени облучения и истории мощности реактора за время облучения;значения аттестованных характеристик детекторов, необходимых для последующейобработки результатов (могут быть даны ссылки на литературные источники,содержащие эти данные).

5. Требования к средствам и методике измеренияактивности детекторов

5.1. Нейтронно-активационные детекторы (или детекторыфлюенса нейтронов) после облучения представляют собой источники фотонногоизлучения. Монтаж схем распада радионуклидов-продуктов реакцийактивации и деления приведены в приложении 2.

5.2. Активность облученных детекторов следуетизмерять на специализированной радиометрической установке (далее — установка)на основе гамма-спектрометра, аттестованной в установленном порядке.

Установкадолжна включать следующие обязательные элементы:

▪гамма-спектрометр;

▪контрольный источник;

▪МВИ.

Дополнительноустановка может комплектоваться специализированными эталонными мерамиактивности для реализации метода замещения, если это предусмотрено МВИ. Всеэлементы установки должны иметь эксплуатационную документацию и действующиесвидетельства на комплектующие источники, представляемые вместе с установкойпри ее аттестации.

5.3. Гамма-спектрометр может включать один илинесколько измерительных трактов, собранных на основе спектрометрическихсцинтилляционных или полупроводниковых детекторов, удовлетворяющих потребностямизмерений активности источников согласно пункту5.1.

Типичнаяпогрешность измерений внешнего гамма-излучения от облученных детекторов должнасоставлять 3 — 5 % (уровень доверительной вероятности Р принят равным0,95).

5.4. Контрольный источник гамма-излученияпредназначен для проверки сохранности аттестованных характеристик установки.Активность источника должна быть оптимальна по загрузочным характеристикамизмерительного тракта. Энергия, используемая для контроля гамма-линий, должнасоответствовать середине рабочего энергетическогодиапазона, а конструкция источника должна быть рассчитана на длительноеинтенсивное использование. Контрольный источник должен быть аттестован вустановленном порядке.

5.5. Методика выполнения измерений активностиоблученных детекторов может реализовывать следующие три способа.

5.5.1. Первый способ основан на применениигамма-спектрометра, отградуированного по эффективности регистрации фотонов врабочем диапазоне энергии, характерном для излучения продуктов реакцийактивации рекомендованной номенклатуры. Эффективность регистрации задана дляусловий точечного источника, размещенного на фиксированном расстоянии откристалла детектора, в виде зависимости от энергии фотонов ε(Е). В этом случае экспериментально определяемаявеличина — скорость счета импульсов в ППП энергии измеряемых фотонов Sj — связана с активностью соотношением:

,                                                                        (1)

гдеε(Еj)- значение эффективности для энергии Еj взятое из зависимости ε(Еj);

ηj -абсолютная интенсивность фотонов с энергией Еj для измеряемого радионуклида;

Ср — поправки на неидентичность детектора иточечного источника.

5.5.2. Второй способ основан на использованиидискретной чувствительности εij, измеряемой в (имп/с)/Бк. Дискретная чувствительность задана для энергиифотонов Ej от радионуклида типа «i» и связывает измеряемую активность Ai, со скоростью счета Sij в ППП от фотонов с энергией Ej:

,                                                                                (2)

Прииспользовании этого способа автоматически исключается погрешность за счетаппроксимации ε(Е)и погрешность ηj, присутствующие в первом способе, а такжепоправка на каскадное суммирование.

5.5.3. Третий способ связан с применениемспециализированных эталонных мер активности гамма-источников, имитирующихоблученные детекторы по типу радионуклида и его конструкции. Измерениявыполняют путем сравнения детектора и меры на компараторе — гамма-спектрометре,а в качестве параметра сравнения используют соответствующие скорости счетаимпульсов Sj, в ППП:

,                                                                            (3)

гдеАe — активность эталонной меры на моментизмерения.

5.6. При разработке методики и метрологическомисследовании установки необходимо определить все возможные факторы отличияизмеряемого образца от условий градуировки и указать способы определениясоответствующих поправок Ср или их конкретные значения.Основными факторами, требующими учета в поправках Ср, являются:

▪отличие диаметра и толщины измеряемого детектора от градуировочного источника(или эталонной меры и детектора);

▪каскадное суммирование фотонов;

▪возможные эффекты от примесных излучений (например, инициированноехарактеристическое излучение в детекторе из ниобия).

5.7. Методика выполнения измерений активностинейтронно-активационных детекторов на конкретной установке должнасоответствовать ГОСТР 8.563-96* «ГСИ. Методики выполнения измерений» и содержать:

▪назначение и область применения;

▪принцип (способ) измерения;

▪Установка счетных образцов (нейтронно-активационныхдетекторов);

▪краткое Установка установки;

▪Установка системы регламентированных характеристик установки для реализацииметодики;

▪правила подготовки и выполнения измерений, включая контрольные измерения;

▪способ и алгоритм обработки спектрограммы, перечень поправок и способы ихопределения,

▪соотношения для определения суммарной погрешности активности для уровнядоверительной вероятности 0,95,

▪требования к оформлению результата;

▪требования к квалификации работников.

Допускаютсяссылки на стандартизованные методики или прошедшие метрологическую экспертизучастные методики и правила, а также допускается возможность изложения отдельныхположений методики в виде приложений.

Метрологическаяэкспертиза и аттестация МВИ проводятся в установленном порядке.

5.8. Детальныерезультаты измерения активности детекторов регистрируются в рабочих протоколах.Для последующей обработки результатов должен быть оформлен Сводный протоколизмерения активности детекторов, в котором указаны маркировка детектора,измеренная активность А, ее погрешность и значениеактивности детектора, приведенное на конец его облучения А0:

,                                                                                     (4)

гдеtв- время выдержки от концаоблучения до начала измерения активности;

λ — постоянная распада продукта реакцииактивации.

6. Требования ктиповой методике определения отклика детекторов и оценки характеристикнейтронного поля

6.1. Типовая методика определения откликадетекторов и оценки характеристик нейтронного поля регламентирует способопределения отклика детекторов и контролируемых нейтронных величин порезультатам нейтронно-активационных измерений вблизи корпуса реактора ВВЭРнабором детекторов флюенса.

6.2. Методика предполагает наличие информации обистории мощности реактора и оценки изменения за время облучения локальной ППН вместе облучения детектора относительно полной тепловой мощности (историилокальной мощности), а также данных об изменении температуры теплоносителя навходе в реактор за время облучения.

6.3. Методика предполагает наличие расчетной илиполученной другими способами (например, экспериментами на макетах) информации оспектре нейтронов и гамма-квантов в месте облучения детектора (например, вмногогрупповом приближении).

6.4. Исходной экспериментальной информацией дляпоследующей обработки и вычислений по данной методике является активность внейтронно-активационном детекторе, приведенная на конец облучения А0, сведения о которой занесены в Сводный протокол согласно пункту 5.8.

6.5. Типовая методика определения откликадетекторов и оценки характеристик нейтронного поля приведена в приложении3 (рекомендуемом).

6.6. Результатом реализации методики должен бытьСводный протокол, куда заносятся результаты определения отклика детекторов иоценки характеристик нейтронного поля. Обязательной величиной, приведеннойв Сводном протоколе, должна быть активность детекторов , приведеннаяна конец облучения и на одно ядро нуклида-мишени, с оцененной погрешностью для Р,равной 0,95.

7. Рекомендации по использованию результатов измерений для проверкиобоснований флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса ВВЭР

7.1. Флюенс быстрых нейтронов в критических точкахкорпуса ВВЭР может быть получен из расчетов переноса нейтронов. Экспериментальныеданные, полученные в точках на внешней поверхности корпуса, могут бытьиспользованы для сравнения с расчетными данными, полученными для этих же точек.

7.2. Для проверки обоснований расчетного флюенса вкритических точках корпуса рекомендуется использовать экспериментальные данные,полученные на внешней поверхности корпуса, по возможности вблизи критическихточек (например, для ВВЭР-440 — напротив азимутального максимума флюенсабыстрых нейтронов на уровне сварного шва № 4; для ВВЭР-1000 — напротив высотногои азимутального максимумов флюенса быстрых нейтронов).

7.3. В качестве экспериментального результатарекомендуется использовать активности , приведенные на конец облучения и на одно ядро.Следует проводить сравнение как абсолютных значений, так и относительныхпространственных распределений активностей детекторов-мониторов.

7.4. При анализе обоснований флюенса или скоростинакопления флюенса быстрых нейтронов, соответствующих эффективной пороговойэнергии конкретного детектора Еэфф.i: рекомендуется использовать отношение:

,                                                                            (5)

характеризующеестепень отклонения расчета от эксперимента.

Приложение 1
(рекомендуемое)
Порядок установки и снятия облучательного устройства, способы исхемы размещения детекторов за корпусами ВВЭР

П1.1. Расположение детекторов относительно реактора

Наборыдетекторов флюенса нейтронов упаковывают в капсулы или контейнеры, которые прикрепляютк облучательному устройству. Это устройство, например, может содержать двенеобходимые компоненты — азимутальную ивертикальную штанги. Установку и снятие устройства проводят наостановленном реакторе, обычно во время планово-предупредительного ремонта,связанного с перегрузкой топлива. Облучение детекторов, как правило, длится, атечение кампании работы реактора. Экспериментальное устройство может бытьизготовлено а виде рамы или креста. Азимутальная штанга может представлятьжесткую дугу окружности с рекомендуемым обхватом угла в 60°. Вертикальнаяштанга должна позволять размещать детекторы по всей высоте активной зоны.Количество вертикальных и азимутальных штанг в устройстве устанавливают, исходяиз потребностей в решении конкретной задачи на конкретном реакторе. Капсулы иоблучательное устройство рекомендуется изготавливать из алюминия или егосплавов (дюралюминия).

Количествонаборов детекторов и детекторов-мониторов, а также их расположение относительнореактора выбирают исходя из решения конкретной задачи. Наборы детектороврекомендуется устанавливать напротив критической точки корпуса и, в частности,в каждом предполагаемом, исходя из расчета, азимутальном максимуме и минимуме,высотном максимуме и на уровне сварного шва. Детекторы-мониторы рекомендуетсяустанавливать не реже чем через 3° по азимуту и не реже чем через 30 см повысоте.

Каждыйнабор детекторов флюенса нейтронов рекомендуется заключать в кадмиевый экрантолщиной 0,5 мм. Для оценки кадмиевого отношения для детекторов тепловых нейтроноврекомендуется выбрать поле нейтронов с предполагаемым малым градиентом флюенса(например, поле по высоте вблизи центра активной зоны). Как минимум, один набортаких детекторов рекомендуется не помещать в кадмиевый экран, а располагать нарасстоянии 10 см от набора, покрытого кадмием.

Каждыйнабор должен содержать детектор-монитор. Для определения эффекта возмущениянейтронного поля материалом контейнера или окружения детекторадетекторы-мониторы можно размещать как внутри контейнера, так и снаружи, а принеобходимости также в любых важных точках окружения детектора.

П1.2. Способы и порядок установки и снятия облучательногоустройства у корпуса ВВЭР

Рекомендуютсядва технологических способа установки облучательного устройства у корпуса ВВЭР.

Первыйспособ условно назван способом верхней установки. В зоне входных патрубковтеплоносителя к околокорпусным конструкциям, прилегающим к корпусу, крепятгибкий металлический тросик. Он должен выдерживать груз массой примерно 20 кг втечение длительного (около года) времени. Тросик опускают вниз до днищакорпуса. Верхний конец устройства прикрепляют к этому тросику в радиационнобезопасной зоне, находящейся в районе днища корпуса. Облучательное устройствоподтягивают вверх и подвешивают на заранее определенной высоте. Нижний конецустройства крепят к полу подреакторного пространства (ВВЭР-1000) или кспециальным конструкциям в зоне днища корпуса (ВВЭР-440). Прилегание к корпусуобеспечивают специальными распорками. Провисание конструкции от тепловогорасширения устраняют путем натяжения пружины. Снимают устройство в порядке,обратном установке.

Второйспособ условно назван способом нижней установки. Облучательное устройствоустанавливают на опорную станину в зоне днища корпуса и поднимают вверх наопределенную высоту, например, телескопическим способом.

Выборспособа определяют практическими условиями в конкретный момент времени наконкретном реакторе.

Преимуществопервого способа — надежность сохранения вертикальности установки, гарантияприлегания к корпусу и возможность размещения детекторов по всей высоте отднища корпуса до зоны патрубков, включая всю высоту активной зоны и зонуопорных конструкций. Кроме того, дозозатраты в первом способе установкизначительно ниже, чем во втором. Преимущество второго способа — возможностьустановки детекторов в любом азимутальном секторе реактора.

Сниматьустройство рекомендуется после недельной выдержки после останова реактора.

П1.3. Рекомендации по координатам размещения устройства у корпусов ВВЭР

Рекомендуемыеазимутальные координаты размещения устройства с детекторами флюенса нейтронов увнешней поверхности корпусов ВВЭР для первого способа установки приведены нарис.1 — 3.Второй способ установки не имеет ограничений по азимутальному размещениюдетекторов.

Рис. 1. Схемаразмещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 со стандартнойзагрузкой:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 -азимутальная штанга; 4 -вертикальная штанга

Рис. 2. Схемаразмещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-440 с кассетами-экранами:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 — азимутальная штанга; 4 — вертикальная штанга

Рис. 3. Схема размещения облучательного устройства у корпуса ВВЭР-1000:
1 — корпус; 2 — ТВС; 3 — азимутальная штанга; 4 — вертикальная штанга

Приложение 2
(рекомендуемое)
Монтаждетекторов флюенса нейтронов

Таблица П2-1

Рекомендуемый длянейтронного контроля за корпусами ВВЭР набор детекторов флюенса нейтронов и их оценочныеМонтаж

Детектор,реакция

Периодполураспада, сут. [1]

Эффективнаяэнергия *, МэВ

Эффективноесечение **, мб

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

237Np(n,f)137Cs

11020

0,5

1407

1398

93Nb(n,n’)93mNb

5890

1,0

214

225

238U(n,f)137Cs

11020

1,7

715

736

58Nj(n,p)58Co

70,86

2,5

413

429

54Fe(n,p)54Mn

312,3

3,0

439

440

46Ti(n,p)46Sc

83,79

5,0

175

175

63Cu(n,α)60Co

1925,5

6,1

20,4

20,6

59*Co(n,γ)60Co***

1925,5

93Nb(n,γ)94Nb***

7,30·106

* Значения выбраны равными границам энергетическихгрупп нейтронов для формата библиотеки BUGLЕ-96, вблизи которых находятся рекомендованные в[2]эффективные сечения.

** Оценки сделаны по расчетному спектру,полученному по программе DORT с библиотекой BUGLЕ-96.

*** Реакция на тепловых и эпитепловых нейтронах.

[1]Х-гау andgamma-ray standards for detector calibration, IAEA-TECDOC-619. IAEA, VIENNA, 1991.

[2]Сб. статей: «Метрология нейтронного излучения на реакторах иускорителях». -М., ЦНИИатоминформ, 1983, т.2.

Таблица П2-2

Монтажпродуктов реакций детекторов флюенса нейтронов [1]

Продуктреакции

Периодполураспада, сут.

Выходпродукта реакции, X [3]

Энергияфотонов, КэВ

Эмиссияфотонов

137Сs

11020±60

0,0617±0,0017[237Np(n,f)]

661,660

 

 

0,0602±0,0006[238U(n,f)]

 

0,851±0,002

93mNb

5890±50

1

16,52-19,07*

0,1104±0,0035

58Co

70,86±0,07

1

810,775

0,9945±0,0001

54Mn

312,3±0,4

1

834,843

0,99976±0,000024

46Sc

83,79±0,04

1

889,277

0,99984±0,000016

1120,545

0,99987±0,000011

60Co

1925,5±0,5

1

1173,238

0,99857±0,00022

1332,502

0,99983±0,00006

94Nb

(7,3±0,9)·106

1

702,627

0,9981±0,0005

871,099

0,9989±0,0005

*Приведена суммарная эмиссия всех фотонов данного диапазона энергий.

[3]T. R. England, B. F. Rider, “Evaluation and Compilation of Fission ProductYields”, Report ENDF-349, 1989.

Таблица П2-3

Оцененные*максимальные скорости накопления флюенса нейтронов на внешней поверхностикорпусов ВВЭР. нейтр./(см2·с), и азимутальные углы**, где расположены этимаксимумы

Реактор

Уголмаксимума, град.

Е >0,5 МэВ

Е > 1МэВ

Е > 3МэВ

ВВЭР-440Стандартная зона

30

4·1010

1,5·1010

2·109

ВВЭР-440Кассеты-экраны

13

1,5·1010

5·109

7·108

ВВЭР-1000***

7

2·109

2·109

2·108

* Приведены оценочные значения для типовыхзагрузок, которые могут использоваться для оптимального подбора детекторов.

**Для 30-градусного сектора симметрии (отсчет от оси I).

*** Кроме блока 5 НововоронежскойАЭС.

Приложение 3
(рекомендуемое)
Типовая методикаопределения отклика детекторов и оценки характеристик нейтронного поля

П3.1. Исходные данные

Дляпроведения вычислений необходимо иметь следующие исходные данные иМонтаж детекторов:

A0i; — активность спогрешностью i-годетектора флюенса, измеренная в соответствии с разделом5 на момент окончания облучения;

Nяi — число ядер нуклида-мишени в i-й детекторе спогрешностью ӨN (паспортные данные);

d — толщина детектора понуклиду-мишени для детекторов по реакции (n,γ) для учета электронногосамоэкранирования (паспортные данные), мг/см2;

λi — постоянные распада (или периоды полураспада T1/2) для продуктов реакций активации и деления (приложение 2);

 — выходы Сs-137 в продуктахреакции деления на Np-237и U-238(приложение2); Еэфф.i, σэфф.i; — эффективные порогии сечения;

Т0 , Тk , τ0 — календарноевремя начала и конца облучения и календарная продолжительность облучения;

Р(t) — история мощности реактора за время облучения(зависимость мощности реактора от времени);

f(t)- история локальной мощности за время облучения;

Рном — декларированный номинальный уровеньмощности реактора. Сведения о времени облучения и мощности берутся из протоколаоблучения согласно пункту 4.6.

П3.2. Определение отклика детектора флюенса

П3.2.1. Откликом детекторафлюенса является число реакций активации Q, произошедшихв детекторе за время облучения, в расчете на одно ядро нуклида-мишени.Общеупотребительное название Q- активационный интеграл реакции активации (детектора).

П3.2.2. Активационный интеграл Q рассчитывают с использованием исходныхданных, приведенных в пункте П3.1, по формуле:

,                                                           (П3-1)

гдеMр- поправка на историю мощности реактора и локальной мощности, которая учитываетобразование и распад продукта реакции активации при изменении ППН за времяоблучения в месте облучения детектора;

С — поправки, рекомендации по определениюкоторых приведены ниже;

.                                                           (П3-2)

Дляусловия детектора флюенса при Т1/2 >> τ0и точного вычисления интегралов в формуле (П3-2) погрешность поправки Өр не превышает 1 — 2% (Р =0,95),

Св — поправка навыгорание, которая учитывает возможность уменьшения числа ядер продуктаактивации за счет реакции (п,у). Поправка существенна для реакции 58Ni(n,p)58Co при плотности потока тепловых нейтроновболее 1012 нейтр./(см2·с). При плотности потока 1013нейтр./(см2·с) и продолжительности облучения от 50 до 300 сут. поправка Свсоставляет от 1,05 до 1,15. Поправку Св можно оценить экспериментальноили расчетом (например, способом, изложенным в [3]).Для условий облучения в рамках данной задачи этой поправкой можно пренебречь;

Сf-поправка на фотоделение, которая учитывает появление регистрируемого продуктаделения в облучаемом детекторе за счет реакции (у,f)- Поправку Сf можнооценить расчетом на основе известных оценок нейтронного спектра φ(Е) и фотонногоспектра φγ(Е),а также сечений реакций (п,f) — σ(Е) и (у,f) — σγf(E)по формуле:

,                                                         (П3-3)

Еслиспектры известны из расчетов переноса нейтронов и фотонов в многогрупповомприближении, то поправку можно рассчитать по формуле:

,                                                                       (П3-4)

где- групповые сечения i-й реакции деления  под действием фотонов и нейтроновсоответственно;

Фg, Фn — расчетные групповые плотности потока фотонови нейтронов соответственно;

Ссэ — поправка на самоэкранирование,относящаяся только к детекторам по реакции (п,у). Она приводит значениеактивационного интеграла к условиям «тонкого» детектора. Для условийрассматриваемой задачи существенна поправка на самоэкранирование резонансов всечении реакции (п,у). Рекомендованные подходы расчета такой поправкиданы в [2].Самоэкранированием детекторов в области тепловых нейтронов для рекомендованныхреакций активации в рамках данной задачи можно пренебречь;

СГ — поправкагеометрическая, вводимая для приведения всех измеренных активационныхинтегралов детекторов одной сборки к условиям облучения в единой точкепространства, в которой размещался основной детектор-монитор. Она учитываетградиент плотности потока нейтронов. Для i-го детектора СГi определяется с помощьюотношения показаний монитора вблизи детектора Мi, и основного монитора М0:

,                                                                            (П3-5)

В качестве показаний детекторов-мониторов следуетиспользовать скорость счета импульсов на радиометрической установке,приведенную на одно ядро. В качестве детекторов-мониторов следует выбрать один изпороговых детекторов флюенса (например, детектор Fе-54).

П3.2.3. Погрешность активационных интегралов для Р,равного 0,95, следует оценивать по формуле:

,                                                         (П3-6)

где ӨA — полная погрешность измерения активностидетектора (берется из Сводного протокола по пункту5.8);

ӨN — погрешность числа ядер нуклида-мишени вдетекторе (берется из Сводного протокола по пункту4.6);

— погрешностьвыхода Сs-137 в осколкахделения (по приложению 2, табл.П2-2);

 — погрешность поправок М и С по формуле (П3-1).

П3.2.4. По результатам определения откликадетекторов флюенса составляется Сводный протокол определения активационныхинтегралов, в котором должны быть указаны: номера точек облучения, для которых определенызначения активационных интегралов; активности детекторов, приведенные на одноядро; реакции активации; значения активационных интегралов и их погрешности.

П3.3. Расчетно-экспериментальная оценка контролируемыххарактеристик поля быстрых нейтронов

П3.3.1. Контролируемыминейтронными характеристиками по результатам нейтронно-активационных измерений вреакторах ВВЭР являются величины:

Fi — флюенсы нейтронов с энергией больше Еэфф; — эффективныхпорогов реакций активации из набора облученных детекторов;

Фi,- скорости накопления флюенсов Fi;

Qмi, — нормированные на показание монитораактивационные интегралы используемых детекторов.

Дополнительнымиконтролируемыми характеристиками могут быть аппроксимированные значения флюенсаF(Е) и скорости накопления флюенса Ф(Е), определяемые на основе непосредственно измеренных величин ирасчетных методов, аттестованных в установленном порядке.

П3.3.2. Флюенс нейтронов с энергией больше Eэфф.i;  можнорассчитывать по формуле:

,                                                                           (П3-7)

где(Qi),- активационный интеграл i-йпороговой реакции активации, определяемый по формуле (П3-1);

σэфф.i.;- эффективное сечение реакции для порога Еэфф.i;

Приизвестном спектре нейтронов эффективное сечение рассчитывается по формуле:

                                                                (П3-8)

гдеσi(Е)- дифференциальное сечение дозиметрической реакции;

φ(Е) — дифференциальная плотность потоканейтронов (спектр нейтронов) в точках за корпусом ВВЭР.

Вмногогрупповом представлении расчет выглядит так:

,                                                                         (П3-9)

гдеn = Еэфф.i, означает, что суммаберется по группам от первой до группы п, нижняя граница которой равнаЕэфф.i.

ПогрешностьFi, длядоверительной вероятности 0,95 можно оценить по формуле:

,                                                                   (П3-10)

гдеδQi- погрешность активационного интеграла i-й реакции (из Сводного протокола по пункту П3.2.4);

Өσ-разброс значений σэфф.i при энергии Еэфф.i.для i-йреакции в спектрах рассматриваемого класства (например, см. Ярына В.П., идр. Методические указания. Государственная система обеспечения единстваизмерений. Монтаж реакторных нейтронных полей. Методика нейтронно-активационныхизмерений. МИ 1393-86. ВНИИФТРИ. М.: 1986).

П3.3.3. Расчет скоростинакопления флюенса быстрых нейтронов для i-го порогового детектора можно рассчитать по формуле:

,                                                                            (П3-11)

где-эффективное время облучения, которое определяется по формуле:

.                                                                    (П3-12)

ПогрешностьФi;для доверительной вероятности Р, равной 0,95, можно оценить поформуле:

,                                                                    (П3-13)

где δFi — погрешность флюенса Fi по пункту П3.3.2;

Өτ — оценка погрешности τэфф.

П3.3.4. Активационныеинтегралы, нормированные на показания детектора-монитора, являются спектральнойхарактеристикой поля нейтронов.

Активационныеинтегралы Qi, определенные по пунктуП3.2.2, приведены с помощью поправочногокоэффициента Сгi к условиям облучения в точке размещенияосновного детектора-монитора в сборке. Контролируемые Монтаж (QiM — активационные интегралы реакцийактивации, нормированные на показания детектора-монитора, следует вычислять поформуле:

,                                                                            (П3-14)

гдеQM-активационный интеграл порогового детектора-монитора.

Погрешностинормированных QiMравны погрешностям соответствующих (Qi) (по пунктуП3.2.3), включая , равный 1.

П3.3.5.Аппроксимированные значения контролируемых характеристик представляют собойфлюенсы нейтронов с энергией, отличающейся от эффективных порогов используемыхдетекторов. Наиболее характерными для материаловедения корпусов ВВЭР являютсяфлюенсы нейтронов с энергией больше 0,1, 0,5 и 1 МэВ соответственно F0,1,F0,5и F1.Для определения этих величин используются в качестве исходных данныхактивационные интегралы Qi,(по пункту П3.2.2) или флюенсы Fi (по пунктуП3.3.2).

Литература:

1.Гордон Б.Г. Правовые и нормативные основы обеспечения ядерной и радиационнойбезопасности. М. МИФИ. 2000 г.

2.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97.

3.Гордон Б.Г. Понятия безопасности при использовании атомной энергии. ВестникГосатомнадзора России, №2, 2001 г.

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 > resant.ru/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 эесаертизе.

Наша компания также предлагает

Водоснабжение по доступным ценам, отопление со скидкой. Наша компания занимается устройством инженерных коммуникация для частных загородных домов, водоснабжение от колодца, водоснабжение от скважины. Отопление дома твердотопливным котлом, установка автономного газового отопления.

ВЫСШЕЕ КАЧЕСТВО АВТОНОМНОГО ОТОПЛЕНИЯ

ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ основана 1999г. Сотрудники компании имеют Московскую прописку и славянское происхождение, оплата происходит любым удобным способом, при необходимости предоставляются работы в кредит.

Телефон: +7 (495) 744-67-74
Мы работаем ежедневно с 10:00 до 22:00

Офис компании расположен рядом с районами: Митино, Тушино, Строгино, Щукино.

Ближайшее метро: Тушинская, Сходненская, Планерная, Волоколамская, Митино.

Рядом расположены шоссе: Волоколамское шоссе, Пятницкое шоссе, Ленинградское шоссе.