СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ВЫГОРАНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Российский патент 2008 года по МПК G21C17/06 

Описание патента на изобретение RU2328043C2

Изобретение относится к области измерений ядерных излучений, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации. Знание выгорания отработавшего топлива АЭС необходимо также для разработки и осуществления гарантий МАГАТЭ.

Одной из основных проблем аналитического контроля в ядерном топливном цикле является разработка методов определения выгорания с необходимой точностью и экспрессностью. В большинстве случаев прямое измерение выгорания ядерного топлива невозможно. Для осуществления контроля выгорания ядерного топлива известны несколько способов. Определение выгорания по изменению изотопного состава топлива с использованием расчетных выражений (метод тяжелых атомов) (Определение выгорания топлива в реакторе ВВЭР. / Габескирия В.Я. и др. // Атомная энергия, - 1977. - Т.43, вып.4 - С.240). Недостаток метода - необходимость использования нейтронно-физических и ядерных констант. Определение выгорания по измерению отношения числа атомов продукта деления (монитора выгорания) к числу тяжелых атомов в растворенном образце твэла. По содержанию радионуклида цезий-137 (Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-365. / Степанов А.В. и др. // Атомная энергия, - 1980. - Т.49, вып.4 - С.225.) или неодим-148 в топливе (Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-440. / Степанов А.В., Макарова Т.П., Бибичев Б.А. и др. // Атомная энергия, - 1983. - Т.55, вып.3, с.141-146.)

Наиболее близким техническим решением, выбранным в качестве прототипа настоящего изобретения, по технической сущности и достигаемому техническому результату является способ измерения выгорания топлива в тепловыделяющей сборке (ТВС) гамма-спектрометрическим методом, заключающийся в том, что ТВС перемещают перед коллиматором, и в нескольких точках по высоте измеряют спектры гамма-излучения продуктов деления, и определяют выгорание по массовой доле радионуклида цезий-137 в облученном уране (Измерение выгорания топлива в ТВС ВВЭР-365 и ВВЭР-440 гамма-спектрометрическим методом. / Бибичев Б.А., Майоров В.П., Протасенко Ю.М. и др. // Атомная энергия, - 1982. - Т.53, вып.4, с.222-224.)

В том же источнике описано устройство для осуществления способа, наиболее близкое предлагаемому, которое содержит блок детектирования, узел сканирования ТВС, трехсекционный щелевой коллиматор, у которого первая секция расположена внутри защитной камеры.

Описанные способ и устройство обладают следующими недостатками.

Необходимо проводить измерения в режиме сканирования по высоте активной зоны измеряемой ТВС, что требует перемещения ТВС и приводит к увеличению времени измерения и существенно усложняет конструкцию измерительной установки при разработке промышленного образца.

Предлагаемое изобретение направлено на достижение технического результата, заключающегося в повышении надежности и экспрессности определения выгорания в ОЯТ в промышленном масштабе.

Для получения указанного технического результата в заявленном способе определения выгорания топлива в ТВС гамма-спектрометрическим методом, заключающемся в прямых измерениях потока излучения, испускаемого поверхностью ТВС, и в определении выгорания по удельному содержанию радионуклида цезий-137 в облученном уране, согласно предлагаемому техническому решению процесс определения выгорания совмещают с процессом разгрузки чехлов с ТВС из транспорта, при этом чехол с ТВС фиксируют так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования. Затем поток гамма-излучения, испускаемый всей активной зоной ТВС, пропускают через коллиматор, у которого входное отверстие обеспечивает проекцию всей активной зоны ТВС на входное окно блока детектирования. Затем поток гамма-излучения пропускают через ослабляющий фильтр и измеряют спектр гамма-излучения фотонов, попадающих на поверхность входного окна блока детектирования, в одном зафиксированном положении чехла с ТВС. По пику полной энергии радионуклида цезий-137 с энергией 662 кэВ определяют удельное содержание цезия-137 в уране.

Техническим результатом является существенное повышение экспрессности определения выгорания топлива в ТВС в промышленном масштабе, повышение производительности переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации партий ТВС по содержанию урана и вследствие этого увеличение загрузки аппарата-растворителя при соблюдении условий ядерной безопасности, а также упрощение конструкции измерительной установки.

Существенными признаками изобретения в способе определения выгорания являются:

- регистрация гамма-излучения от всего объема активной зоны облученных ТВС, упакованных в транспортном чехле;

- совмещение процесса определения выгорания с процессом разгрузки чехлов с ТВС из транспорта;

- фиксация чехла с ТВС так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования;

- пропускание потока гамма-излучения, испускаемого всей активной зоной ТВС, через коллиматор, у которого входное отверстие обеспечивает проекцию всей активной зоны ТВС на входное окно блока детектирования;

- пропускание потока гамма-излучения через ослабляющий фильтр;

- измерение спектра гамма-излучения в одном зафиксированном положении чехла с ТВС.

Отличительными признаками предлагаемого изобретения от наиболее близкого технического решения являются:

- регистрация гамма-излучения от всего объема активной зоны облученных ТВС, упакованных в транспортном чехле;

- совмещение процесса определения выгорания с процессом разгрузки чехлов с ТВС из транспорта;

- фиксация чехла с ТВС так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования;

- пропускание потока гамма-излучения, испускаемого всей активной зоной ТВС, через коллиматор, у которого входное отверстие обеспечивает проекцию всей активной зоны ТВС на входное окно блока детектирования;

- пропускание потока гамма-излучения через ослабляющий фильтр;

- измерение спектра гамма-излучения, попадающего на поверхность входного окна блока детектирования, в одном зафиксированном положении чехла с ТВС.

Указанные признаки обеспечивают получение технического результата во всех случаях, на которые распространяется испрашиваемый объем правовой охраны.

Для достижения технического результата предлагаемое устройство, в отличие от известного, дополнительно снабжено ослабляющим фильтром гамма-излучения, расположенным перед поверхностью входного окна блока детектирования, и единым защитным моноблоком, который выполняет функции коллиматора и защиты блока детектирования, при этом отверстие коллиматора выполнено в виде проходки в защитном моноблоке, а также исполнительным механизмом мостового крана, который фиксирует чехол с ТВС неподвижно в одном положении относительно блока детектирования.

Отличительными признаками устройства являются:

- ослабляющий фильтр гамма-излучения, расположенный перед поверхностью входного окна блока детектирования;

- единый защитный моноблок, который выполняет функции коллиматора, защиты блока детектирования, при этом отверстие коллиматора выполнено в виде проходки в защитном моноблоке;

- исполнительный механизм мостового крана, который фиксирует чехол с ТВС неподвижно в одном положении относительно блока детектирования.

Указанные признаки обеспечивают получение технического результата во всех случаях, на которые распространяется испрашиваемый объем правовой охраны.

Предлагаемое изобретение иллюстрируется чертежами, на которых изображены:

Фиг.1 - блок-схема устройства для осуществления предлагаемого способа

1 - исполнительный механизм мостового крана,

2 - чехол с ТВС в зоне контроля,

3 - активная зона ТВС,

4 - ось блока детектирования,

5 - коллиматор,

6 - входное отверстие коллиматора,

7 - входное окно блока детектирования,

8 - блок детектирования,

9 - ослабляющий фильтр, расположенный стационарно в защитном моноблоке,

10 - защитный моноблок.

Фиг.2 - спектр гамма излучения ТВС

1 - пик полной энергии цезия-137 с энергией 662 кэВ,

2 - рассеянное на фильтре излучение с энергией 662 кэВ (энергия рассеянных фотонов меньше 662 кэВ),

3 - пики кобальта-60 с энергиями 1173 и 1332 кэВ, обусловленные активацией конструкционных материалов, и пик с энергией 1324 кэВ, обусловленный наложением сигналов от фотонов с энергией 662 кэВ.

Фиг.3 и Фиг.4 - Зависимость удельного содержания радионуклида цезий-137 от выгорания.

Предлагаемый способ осуществляют в следующей последовательности.

В исходном состоянии, когда чехол с ТВС в зоне контроля отсутствует, измеряют гамма-спектр фона в энергетическом интервале от 0 до 1500 кэВ.

Время измерения гамма-спектра задается по «живому» времени с аппаратным учетом просчетов гамма-спектрометрического тракта.

При разгрузке транспорта перед отправкой на хранение каждый чехол с TBC фиксируют в исполнительном механизме мостового крана и устанавливают так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования, пропускают поток гамма-излучения, испускаемый всей активной зоной ТВС, через коллиматор с входным отверстием, обеспечивающим проекцию всей активной зоны ТВС на входное окно блока детектирования. Затем поток гамма-излучения пропускают через ослабляющий фильтр, расположенный стационарно в защитном моноблоке перед поверхностью входного окна, и измеряют спектр гамма-излучения фотонов, попадающих на поверхность входного окна блока детектирования. Наличие в спектре рассеянного и тормозного излучений (2) (фиг.2) ослабляющего фильтра при этом не влияет на формирование пика полной энергии (1) цезия-137 (Ej=662 кэВ). Длительность однократного измерения не превышает 5 мин.

Процесс разгрузки и измерения спектра гамма-излучения фотонов повторяют до тех пор, пока все чехлы с ТВС, находящиеся в транспорте, не будут измерены и отправлены на хранение.

Далее выполняют следующие вычисления:

- вычисляют скорость счета в пике 662 кэВ цезия-137 в гамма-спектрах фона и контролируемых чехлах с ТВС;

- вычисляют удельное содержание цезия-137 в топливе, кг/тU исходного, контролируемого чехла с ТВС на дату измерений в соответствии с формулой

где СK и С0 - среднее удельное содержание цезия-137, находящегося соответственно в контролируемом и образцовом чехле с ТВС, кг/тU исходного. Величину С0 устанавливают при градуировке после ввода в эксплуатацию;

I0 и IK - скорости счета гамма-квантов в пике 662 кэВ цезия-137 от образцового и контролируемого чехла с ТВС. Величину I0 устанавливают при градуировке после ввода в эксплуатацию;

Fk - коэффициент, учитывающий различие конструкций ТВС, устанавливают при градуировке после ввода в эксплуатацию.

Если образцовый и контролируемый чехол с ТВС одного типа, то FK=1. В противном случае значение коэффициента FK может быть больше или меньше единицы в зависимости от типа образцовой и контролируемой ТВС;

- вычисляют выгорание топлива в контролируемом чехле с ТВС по удельному содержанию цезия-137 в соответствии с формулой

где М - средняя молярная масса разделившихся ядер;

Y - эффективный выход цезия-137 для смеси разделившихся ядер;

N - число Авогадро;

СK - среднее удельное содержание цезия-137, находящегося в контролируемом чехле с ТВС, кг/тU исходного.

На фиг.3 и фиг.4 приведены зависимости удельного содержания цезия-137 от выгорания топлива с исходным обогащением 3,6% и 4,4% соответственно.

Предлагаемое устройство определения выгорания (фиг.1), осуществляющее способ, содержит исполнительный механизм мостового крана (1), чехол с ТВС (2), активную зону ТВС (3), ось блока детектирования (4), коллиматор (5), входное отверстие коллиматора (6), входное окно блока детектирования (7), блок детектирования (8), ослабляющий фильтр (9), расположенный стационарно в защитном моноблоке (10).

В качестве блока детектирования могут применяться сцинтилляторы NaI(Tl), CsI с фотоэлектронным умножителем или полупроводниковый детектор. Объем сцинтиллятора составляет от 50 до 150 см3. Ослабляющий фильтр установлен перед входным окном блока детектирования.

Диаметр проекции входного отверстия коллиматора на позиции измерения чехла (фиг.1) рассчитывают в соответствии с формулой

где D - диаметр проекции;

dk - диаметр коллиматора;

L - расстояние между измеряемым чехлом и входным отверстием коллиматора;

lk - расстояние между входным отверстие коллиматора и входным окном детектора.

Устройство работает следующим образом.

При разгрузке транспорта перед отправкой на хранение каждый контролируемый чехол с ТВС фиксируют в исполнительном механизме мостового крана (1) и устанавливают так, чтобы центр активной зоны ТВС (3) находился на оси (4) блока детектирования. Поток гамма-излучения, испускаемый всей активной зоной (3) ТВС, проходит через коллиматор (5) с входным отверстием (6), который обеспечивает проекцию всей активной зоны (3) ТВС на входное окно (7) блока детектироваиия (8). Затем поток гамма-излучения проходит через ослабляющий фильтр (9), расположенный стационарно в защитном моноблоке (10) перед поверхностью входного окна (7) блока детектирования (8).

Гамма-излучение, попадающее на поверхность входного окна (7) блока детектирования (8), регистрируется в виде спектра (фиг.2).

Примеры осуществления способа.

Контроль выгорания топлива производили в железнодорожно-транспортном коридоре при выгрузке чехлов с ТВС из вагонов-контейнеров.

Детектор NaI(Tl) диаметром 40 мм был установлен в защитном моноблоке. На детектор проецировали всю активную зону ТВС, находящихся в чехле. Для уменьшения загрузки сцинтилляционного детектора перед блоком детектирования был установлен ослабляющий свинцовый фильтр толщиной 70 мм. Расстояние от детектора гамма-излучения до контролируемого чехла с ТВС 9 м и толщина свинцового фильтра 70 мм выбраны таким образом, чтобы загрузка детектора гамма-излучения не превышала 3·104 с-1 при максимально возможном выгорании топлива в ТВС, что обеспечило оптимальную скорость счета при измерениях.

Измеряли спектр гамма-излучения фотонов, попадающих на поверхность входного окна блока детектирования, в одном зафиксированном положении чехла с ТВС и по пику полной энергии радионуклида цезия-137 с энергией 662 кэВ определяли удельное содержание цезия-137 в облученном уране. Определяли выгорание в контролируемом чехле с ТВС.

В различных чехлах ТВС с исходным обогащением 3,6% удельное содержания цезия-137 составило от 1,0 до 1,5 кг/тU исходного, а соответствующее выгорание топлива составило от 27 до 40 ГВт·сут/тU (фиг.3).

В различных чехлах ТВС с исходным обогащением 4,4% удельное содержания цезия-137 составило от 40 до 50 кг/тU исходного, а соответствующее выгорание топлива составило от 1,5 до 1,9 ГВт·сут/тU (фиг.4).

Таким образом, в отличие от прототипа существенно повышена экспрессность определения выгорания ОЯТ.

Контроль выгорания топлива в чехлах с ТВС повысил производительность переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации партий ТВС по содержанию урана-232, урана-235, урана-236 и вследствие этого увеличили загрузку аппарата-растворителя при соблюдении условий ядерной безопасности.

Похожие патенты RU2328043C2

название год авторы номер документа
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА 2009
  • Шмаков Леонид Васильевич
  • Кудрявцев Константин Германович
  • Лебедев Олег Валерьевич
  • Московский Валерий Павлович
  • Завьялов Александр Васильевич
  • Завьялов Лев Александрович
  • Баранков Антон Владиславович
RU2403637C1
СПОСОБ СТАБИЛИЗАЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ШКАЛЫ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ОБЪЕМНОЙ ПЛОТНОСТИ И ЭФФЕКТИВНОГО АТОМНОГО НОМЕРА ГОРНЫХ ПОРОД МЕТОДОМ ГГК-ЛП 2018
  • Черменский Владимир Германович
  • Смирнов Константин Николаевич
  • Воробьев Александр Николаевич
RU2722863C1
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЦЕЛОСТНОСТИ ОБОЛОЧЕК ОБЛУЧЕННЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ 2009
  • Павлов Сергей Владленович
  • Сагалов Сергей Сергеевич
  • Сухих Алексей Васильевич
RU2410772C1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ПРИ ПЕРЕВОДЕ НА СУХОЕ ХРАНЕНИЕ 1999
  • Макарчук Т.Ф.(Ru)
  • Козлов Ю.В.(Ru)
  • Кривошеин Георгий Севостьянович
  • Кузнецов Владимир Николаевич
RU2147148C1
АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2011
  • Мерк Бруно
RU2548024C2
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ТОПЛИВНОГО СТОЛБА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ 2011
  • Чащин Сергей Борисович
  • Омельченко Виктор Николаевич
  • Половых Александр Юрьевич
  • Коротков Борис Романович
  • Кушталь Алексей Николаевич
  • Лукьяненок Александр Николаевич
  • Матвеев Александр Анатольевич
  • Басихин Александр Олегович
RU2483373C2
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ДЛЯ ДОЖИГАНИЯ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ 2006
  • Зубков Анатолий Андреевич
  • Романовский-Романько Андрей Георгиевич
  • Родин Андрей Васильевич
  • Зюбин Владимир Олегович
  • Соколов Виктор Николаевич
  • Никитин Вадим Алексеевич
  • Фромзель Владимир Натанович
  • Ушпурас Евгениус
  • Сладкопевцев Андрей Игоревич
RU2323493C1
Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) 2019
  • Котов Ярослав Александрович
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Шимкевич Александр Львович
RU2699229C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ В УСЛОВИЯХ ФОНОВОЙ ПОМЕХИ ОТ ВЫСОКОЭНЕРГЕТИЧНЫХ КОСМИЧЕСКИХ ЭЛЕКТРОНОВ И ПРОТОНОВ 2013
  • Беляев Александр Николаевич
  • Власенко Андрей Николаевич
  • Гулый Владимир Григорьевич
  • Лапин Олег Евгеньевич
  • Микуцкий Виктор Григорьевич
  • Соловьев Виктор Ефимович
  • Шевченко Александр Павлович
RU2527664C1
СПОСОБ ГАММА-КАРОТАЖА СКВАЖИНЫ (ВАРИАНТЫ) 2007
  • Коркин Роман Владимирович
  • Поросев Вячеслав Владимирович
  • Саенгер Ричард
RU2377610C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 328 043 C2

Реферат патента 2008 года СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ВЫГОРАНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Использование: атомная промышленность, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ, с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации. При измерении выгорания топлива в ТВС гамма-спектрометрическим методом процесс определения выгорания совмещают с процессом разгрузки чехлов с ТВС из транспорта, при этом чехол с ТВС фиксируют так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования. Поток гамма-излучения, испускаемый всей активной зоной ТВС, пропускают через коллиматор. Затем пропускают поток гамма-излучения через ослабляющий фильтр и измеряют спектр гамма-излучения фотонов. По пику полной энергии радионуклида цезий-137 с энергией 662 кэВ определяют удельное содержание цезия-137 в уране. Устройство определения выгорания в отработавшем ядерном топливе снабжено исполнительным механизмом мостового крана, ослабляющим фильтром гамма-излучения, а коллиматор и защита блока детектирования выполнена как единый защитный моноблок, при этом отверстие коллиматора выполнено в виде проходки в защитном моноблоке, а исполнительный механизм мостового крана фиксирует чехол с ТВС неподвижно в одном положении относительно блока детектирования.

Изобретение позволяет быстро определять выгорание топлива в ТВС в промышленных масштабах, повысить производительность переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации партий ТВС по содержанию урана, а также упростить конструкцию измерительной установки. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Формула изобретения RU 2 328 043 C2

1. Способ определения выгорания отработавшего ядерного топлива, включающий прямые измерения потока излучения, испускаемого поверхностью тепловыделяющей сборки (ТВС), и определение выгорания по удельному содержанию радионуклида цезий-137 в облученном уране, отличающийся тем, что гамма-излучение регистрируют от всего объема чехла с размещенными в нем облученными ТВС тепловыделяющих элементов через коллиматор с входным отверстием, обеспечивающим проекцию всей активной зоны ТВС на входное окно блока детектирования, пропускают поток гамма-излучения через ослабляющий фильтр, измеряют спектр гамма-излучения фотонов, попадающих на поверхность входного окна блока детектирования, в одном зафиксированном положении чехла с ТВС и по пику полной энергии радионуклида цезия-137 с энергией 662 кэВ определяют удельное содержание цезия-137 в уране.2. Устройство для определения выгорания в отработавшем ядерном топливе, содержащее блок детектирования, коллиматор и защиту блока детектирования, отличающееся тем, что устройство дополнительно снабжено исполнительным механизмом мостового крана, ослабляющим фильтром гамма-излучения, расположенным стационарно перед поверхностью входного окна блока детектирования, а коллиматор и защита блока детектирования выполнены как единый защитный моноблок, при этом отверстие коллиматора выполнено в виде проходки в защитном моноблоке, а исполнительный механизм мостового крана фиксирует чехол с ТВС неподвижно в одном положении относительно блока детектирования.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2008 года RU2328043C2

Бибичев Б.А
и др
Способ обогащения руд 1915
  • Э.Г. Неттер
SU440A1
Атомная энергия, т.53, вып.4, октябрь, 1982
JP 2000221293 А, 11.08.2000
JP 8075894 А, 22.03.1996
JP 3238399 А, 24.10.1991
US 4335466 А, 15.06.1982.

RU 2 328 043 C2

Авторы

Хорев Вадим Иванович

Кулишов Юрий Владимирович

Аникин Анатолий Яковлевич

Даренских Олег Гаврилович

Маркин Евгений Георгиевич

Урушев Виктор Николаевич

Гусев Павел Борисович

Даты

2008-06-27Публикация

2006-07-11Подача