СПОСОБ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО ДИСТАНЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 2008 года по МПК G21C17/06 

Изобретение относится к неразрушающим дистанционным способам контроля делящихся материалов (ДМ) в облученном ядерном топливе (ОЯТ) тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов и предназначено, в первую очередь, для обеспечения ядерной безопасности на радиохимических заводах по переработке ОЯТ.

Ядерная безопасность может быть нарушена, если при недостаточном неразрушающем дистанционном контроле при переработке ОЯТ вместо одного типа ТВС с допустимым количеством ДМ попадет ТВС другого типа с количеством ДМ, превышающим допустимое значение. Например, если при комплектации для переработки партии ОЯТ вместо ТВС из зоны бокового экрана реактора на быстрых нейтронах (БН) попадет сборка из активной зоны этого реактора, то количество ДМ в скомплектованной партии в несколько раз превысит допустимое.

Известны следующие способы неразрушающего дистанционного контроля ОЯТ.

Визуальный контроль, который заключается в определении количества ДМ по индивидуальному номеру ТВС. Для этого в специальных горячих камерах, где осуществляется комплектация партии ОЯТ, установлены видеокамеры, мониторы которых выведены на пульт управления оператора. Оператор считывает заводской номер (идентификатор) ТВС, изображенный на ее хвостовой части, и, обращаясь к сопроводительной документации - паспорту, находит в нем все необходимые сведения о ТВС, в том числе и по количеству ДМ.

Недостатком этого способа является то, что зачастую невозможно увидеть цифр номера. Это происходит из-за коррозии, вызванной агрессивными условиями, в которых находились ТВС.

Также известны способы нейтронной подсветки на основе импульсного портативного дейтерий-тритиевого генератора нейтронов; с использованием осциллирующего (механически перемещаемого) изотопного источника нейтронов калифорний-252; с использованием стационарного сурьмяно-бериллиевого источника нейтронов - ¹²⁴Sb(γ, n) ⁹Be [Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М., Энергоатомиздат, 1989, стр.99-115; Исаков А.И, Антонов А.В. и др. Патент на изобретение №2082156].

Они имеют следующие недостатки.

Проблемы с размещением достаточно громоздкого оборудования, высокая стоимость портативного генератора нейтронов, малый срок службы источников подсветки, наличие нейтронного фона.

Наиболее приемлемыми для определения содержания ДМ в ОЯТ и (или) его идентификации являются способы неразрушающего дистанционного контроля, которые основаны на регистрации гамма-излучения ТВС.

Интегральное гамма-излучение, будучи самым доступным для контроля по простоте и надежности, является и самым малоинформативным. По нему, как отдельно взятому средству, можно лишь определить - подвергалась сборка облучению в реакторе или нет. Поэтому результаты измерения интегрального гамма-излучения в лучшем случае используются для оценки радиационной обстановки в местах нахождения ОЯТ в рамках дозиметрической аппаратуры.

Способ гамма-спектрометрического неразрушающего контроля ОЯТ более информативен, но имеет следующие недостатки. Проведение измерений требует применения дорогой, сложной аппаратуры. Он непригоден для непосредственного определения количества ДМ в ОЯТ, т.к. невозможно выделить собственное гамма-излучение урана и плутония на фоне интенсивного гамма-излучения продуктов деления. Поэтому ограничиваются анализом гамма-спектров продуктов деления, по которым получают данные о выгорании. Но этого недостаточно для определения количества ДМ в ОЯТ и требуется обращение к паспортам для получения дополнительных сведений о топливе, например, об его исходном обогащении и времени выдержки после извлечения из реактора.

Известен способ неразрушающего дистанционного контроля ОЯТ по собственному нейтронному излучению [Vlaskin G.N., Chvankin E.V. Passive Neutron Verification of WWR - 440 Spent Fuel Bum - up. - In: Proc. Techn. Com. Meeting on Burn - up Determination of Water Reactor Fuel. 13-16 June 1988. JRC, Karlsruhe].

Этот способ, реализованный в конкретных условиях отечественного завода по переработке ОЯТ [Власкин Г.Н., Чванкин Е.В. и др. Контроль выгорания топлива по собственному нейтронному излучению отработавших ТВС. "Атомная энергия", 1993, т.74, вып.5, с.437.], взят в качестве прототипа заявляемого технического решения. В нем с помощью двух детекторов нейтронов, разнесенных по длине контролируемой сборки, измеряется собственное нейтронное излучение ТВС, по которому определяется, например, выгорание урана-235 в ТВС ВВЭР, количество накопленного плутония в ТВС зоны бокового экрана реактора БН и т.п.

Прототип имеет недостаток - при определении количества ДМ в ОЯТ нельзя ограничиться только измерением собственного нейтронного излучения. Если это, например, ТВС реактора ВВЭР, то необходимо привлечение паспортных данных о начальном обогащении топлива по урану-235, чтобы далее рассчитать количество невыгоревшего урана-235 и накопленного плутония. Если же это ТВС реактора БН, то необходимо знать ее тип, т.е. к какой зоне реактора БН она принадлежала - активной или бокового экрана. И, пока это не установлено, способ контроля ДМ по собственному нейтронному излучению применять нельзя, так как не обеспечивается ядерная безопасность, как выше было отмечено.

Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является повышение надежности контроля ДМ в ОЯТ ТВС по собственному нейтронному излучению и расширение области его применения за счет проведения предварительной идентификации ОЯТ в ТВС заданного типа реактора.

Поставленная задача решается с помощью заявляемого способа. Для этого дополнительно измеряется интегральное гамма-излучение отработавшей ТВС в геометрии, близкой к геометрии регистрации собственного нейтронного излучения. Результаты измерений скорости счета нейтронов и мощности экспозиционной дозы интегрального гамма-излучения при анализе рассматриваются совместно: определяют отношение скорости счета нейтронов (ССН), полученной от детекторов собственного нейтронного излучения ТВС, к мощности экспозиционной дозы (МЭД), полученной от детекторов интегрального гамма-излучения, - ССН/МЭД. По этому отношению осуществляют идентификацию ОЯТ в ТВС, используя результаты предварительной градуировки, и затем определяют количество делящегося материала по собственному нейтронному излучению. Например, по значению ССН/МЭД определяют принадлежность ТВС реактора БН к активной зоне или к зоне бокового экрана и затем определяют количество ДМ в ОЯТ ТВС по собственному нейтронному излучению.

Практическому применению способа идентификации должны предшествовать для каждого типа реактора процедуры его исследований и предварительной градуировки. Например, для реактора БН проводится градуировка по определению типа ОЯТ в ТВС - принадлежности сборки к зоне бокового экрана или к активной зоне. Для этого рассматривается сопроводительная документация (паспорта) на все имеющиеся в наличии ТВС. Отбираются сборки активной зоны с максимальным начальным обогащением по урану-235, минимальными значениями энерговыработки и выдержки времени после выгрузки из реактора, с одной стороны; и с минимальным начальным обогащением по урану-235, максимальными значениями энерговыработки и выдержки времени после выгрузки из реактора, - с другой.

Аналогично по зоне бокового экрана отбираются ТВС, с одной стороны, с минимальными значениями массы накопленного плутония и выдержки времени после выгрузки из реактора, а с другой, - с максимальными значениями этих параметров.

Далее из этих ТВС отбираются те, о которых заведомо известно, какого они типа, т.е. к какой зоне реактора они принадлежали. Например, когда с помощью видеоаппаратуры можно прочитать заводской номер. Если номер ТВС виден и совпадает с номером предварительно отобранной ТВС, то сборка участвует в градуировке по идентификации, а если номер не виден, то данная ТВС в градуировке не участвует.

От каждой отобранной ТВС измеряют скорость счета нейтронов и МЭД интегрального гамма-излучения и определяют отношение ССН/МЭД. По окончании градуировки для каждой зоны находят минимальное значение отношения (ССН/МЭД)_min, максимальное (ССН/МЭД)_max и соответственно интервал значений от (ССН/МЭД)_min до (ССН/МЭД)_max. В дальнейшем идентификация заключается в определении принадлежности значения ССН/МЭД измеряемой ТВС к интервалам, полученным при предварительной градуировке.

На чертеже показана схема расположения детекторов. В горячей камере, где проводятся измерения ТВС 1, устанавливаются глухие трубы-карманы 2 с детекторами нейтронов и рядом с ними глухие трубы-карманы 3 с детекторами интегрального гамма-излучения. Трубы-карманы выведены через защитную стену 4 за пределы горячей камеры в обсуживаемую зону. Детекторы разнесены по длине измеряемой ТВС.

Данное техническое решение максимально отвечает требованиям к контролю, обеспечивающему ядерную безопасность (надежность, экспрессность, доступность и простота обслуживания), т.к. оно реализуется на основе самых простых и надежных средств измерений. Например, широко используемые на перерабатывающих заводах счетчики нейтронов, такие как СНМ-18, СНМ-11 и т.п., служат десятилетиями без выхода из строя. А для измерения интегрального гамма-излучения следует применять самые надежные из детекторов гамма-излучения - ионизационные гамма-камеры. Процедуры измерений и определения искомых характеристик легко поддаются автоматизации с предоставлением оператору данных с требуемой оперативностью.

Проведены экспериментальные исследования предлагаемого способа по специальной программе измерений собственного нейтронного излучения и интегрального гамма-излучения ТВС всех имеющихся разновидностей сборок активной зоны реактора БН по начальному обогащению и выгоранию и всех разновидностей сборок из зоны бокового экрана того же реактора, максимально различающихся по количеству накопленного в них плутония. Для регистрации интегрального гамма-излучения от ТВС использовали две ионизационные гамма-камеры, которые установили рядом с двумя штатными детекторами нейтронов, как показано на чертеже. При этом было выявлено следующее.

Сборки активной зоны реактора БН и зоны бокового экрана реактора БН были неотличимы, если их контролировали только по собственному нейтронному излучению или по интегральному гамма-излучению. Встречались сборки активной зоны, у которых МЭД интегрального гамма-излучения было меньше, чем у сборок зоны бокового экрана с максимальным накоплением плутония, и, наоборот, попадались сборки зоны бокового экрана с минимальным накоплением плутония, у которых МЭД гамма-излучения было больше, чем у некоторых сборок активной зоны. Подобная ситуация была и при контроле только по собственному нейтронному излучению этих ТВС.

Когда же для идентификации использовали отношения ССН/МЭД, то оказалось: для ТВС активной зоны реактора БН с максимальным обогащением по урану-235 и ТВС зоны бокового экрана реактора БН с минимальным накоплением плутония они различаются более чем на порядок; для усредненных аналогичных данных отношения различаются в три раза; для ТВС активной зоны с минимальным обогащением и ТВС зоны бокового экрана с максимальным накоплением плутония различие минимально, но значения отношения не перекрываются даже с учетом погрешностей измерений, складываемых в наихудшую сторону с точки зрения ядерной безопасности.

Из всего многообразия полученных данных приводим в таблице минимальные и максимальные значения ССН, МЭД интегрального гамма-излучения и отношения ССН/МЭД.

Таблица
Интервалы значения ССН, МЭД и ССН/МЭДПараметрТип ОЯТ в ТВС реактора БНактивная зоназона бокового экранаCCH_min, с^-1165ССН_max, с^-16085МЭД_min·10³, мкР·с^-1161,1МЭД_max·10³, мкР·с^-135,517(ССН/МЭД)_min·10^-3, мкР^-10.92,6(ССН/МЭД)_max·10^-3, мкР^-11,89,1

Из этих данных следует: интервал изменений скорости счета нейтронов от ТВС активной зоны находится внутри аналогичного интервала скорости счета нейтронов от ТВС зоны бокового экрана; минимальное значение МЭД интегрального гамма-излучения активной зоны ниже максимального значения МЭД интегрального гамма-излучения зоны боковых экранов, т.е. интервалы пересекаются. Таким образом, ни скорость счета нейтронов от ТВС, ни МЭД интегрального гамма-излучения, как отдельно взятые параметры, действительно не могут быть использованы для идентификации ТВС. И лишь значения отношения этих параметров колеблются в непересекающихся интервалах - (ССН/МЭД)_min от ТВС зоны боковых экранов в 1,4 раза выше, чем (ССН/МЭД)_max от ТВС активной зоны. Отсюда вытекает правило осуществления идентификации для ТВС реактора БН:

- если при измерениях ТВС получено (ССН/МЭД)≤1,8·10^-3 мкР^-1, то ТВС относится к активной зоне, и тогда по полученной ранее зависимости скорости счета нейтронов от массы выгоревшего урана-235 определяют значение этой массы;

- если при измерениях ТВС получено (ССН/МЭД)≥2,6·10^-3 мкР^-1, то ТВС относится к зоне бокового экрана, и тогда по полученной ранее зависимости ССН от массы накопленного плутония определяют значение этой массы.

Изобретение относится к неразрушающему дистанционному контролю делящихся материалов (ДМ) в облученном ядерном топливе (ОЯТ) тепловыделяющих сборок ядерных реакторов (ТВС). Технический результат заключается в повышении надежности контроля ОЯТ по собственному нейтронному излучению и расширении области его применения за счет проведения предварительной идентификации ТВС. Согласно изобретению дополнительно измеряется интегральное гамма-излучение ТВС в геометрии, близкой к геометрии регистрации собственного нейтронного излучения. Затем определяют отношение скорости счета нейтронов (ССН), полученной от детекторов собственного нейтронного излучения ТВС, к мощности экспозиционной дозы (МЭД), полученной от детекторов интегрального гамма-излучения, - ССН/МЭД; по этому отношению осуществляют идентификацию ТВС и определяют количество ДМ в ТВС по собственному нейтронному излучению. 1 ил., 1 табл.

Способ неразрушающего дистанционного контроля облученного ядерного топлива в тепловыделяющих сборках заданного типа реактора по их собственному нейтронному излучению, отличающийся тем, что при определении количества делящихся материалов в облученном ядерном топливе тепловыделяющих сборок дополнительно измеряют их интегральное гамма-излучение в геометрии, близкой к геометрии измерений их собственного нейтронного излучения, находят отношение скорости счета нейтронов к мощности экспозиционной дозы интегрального гамма-излучения, осуществляют идентификацию облученного ядерного топлива в тепловыделяющих сборках по принадлежности этого отношения к заданным интервалам его значений, полученным в результате предварительной градуировки, осуществляемой путем измерений облученного ядерного топлива тепловыделяющих сборок заранее известных типов, и затем определяют количество делящегося материала по собственному нейтронному излучению.