Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществления Российский патент 2022 года по МПК G21C17/00 

Группа изобретений относится к области ядерных технологий, а именно к контролю плотности потока тепловых нейтронов при высокотемпературном (1000-1800°С) облучении топливных образцов (ТО) в составе капсулы облучательного устройства в исследовательском ядерном реакторе.

Основой изучения поведения ТО при их облучении в исследовательских ядерных реакторах являются инженерные эксперименты, цель которых - определение основополагающих характеристик топлива в конкретных условиях. Известно, что такие свойства топлива, как ползучесть, изменение геометрических размеров и формы, кинетика утечки продуктов деления, очень сильно зависят от интенсивности нейтронного облучения и времени облучения. Поэтому для представительности условий облучения топлива в исследовательских ядерных реакторах необходимо с большой точностью и надежностью определять значения нейтронно-физических параметров, в частности, плотность потока тепловых нейтронов. Кроме того, знание нейтронно-физических параметров испытаний необходимо для проектирования экспериментальных установок и оптимизации условий реакторных испытаний в целях максимального приближения к рабочим условиям эксплуатации топлива ядерно-энергетических установок.

Как правило, ТО облучают в составе капсулы облучательного устройства, оборудованной термопарами и подключенной посредством трубопроводов к газовакуумной системе испытательного реакторного стенда. Термопары и иные средства измерения (СИ), в том числе плотности потока нейтронов, размещаются на наружной поверхности капсулы или, если позволяют условия эксплуатации этих СИ (основным ограничительным условием является предельная рабочая температура СИ), внутри капсулы непосредственно вблизи ТО (например, патенты RU 2680721, RU 2515516).

Известен способ непрерывного контроля плотности потока тепловых нейтронов с помощью миниатюрных токовых детекторов прямого заряда (далее - ДПЗ) [см. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком - М.: Атомиздат, 1973. - 264 с.]. Как правило, чувствительный участок ДПЗ устанавливается на внешней стенке капсулы, содержащей ТО.

Чувствительный участок ДПЗ выполнен в виде тонкого коаксиального кабеля, центральная жила которого - эмиттер, отделена от внешнего металлического чехла - коллектора. В качестве эмиттера используется материал, в котором при захвате тепловых нейтронов образуются бета-активные радионуклиды с коротким периодом полураспада (не более 3-4 мин). В качестве материала коллектора используется нержавеющая сталь, в которой возникает слабая по сравнению с эмиттером бета-активность при захвате нейтронов. Часть электронов, вылетающих из эмиттера, тормозится в коллекторе, в результате чего возникает положительный заряд на эмиттере. Чувствительный участок ДПЗ соединяется с коаксиальным кабелем. На выходе коаксиального кабеля, между центральной жилой и оплеткой, присоединяется прибор, измеряющий силу тока, пропорциональную потоку тепловых нейтронов.

Известен способ непрерывного контроля потока тепловых нейтронов с помощью термонейтронных датчиков (ТНД) [см. Сафин Ю.А., Карпечко С.Г. и др. Применение термонейтронных датчиков для измерения распределения плотности потока тепловых нейтронов // Атомная энергия, т. 46, вып. 2, 1978.]. Как и в случае с ДПЗ, ТНД устанавливается на внешней стенке корпуса капсулы с топливными образцами. ТНД выполнен из двух основных функциональных частей: чувствительный элемент из материала (сплава), в состав которого входит делящийся материал (уран), и энергонезависимый преобразователь энергии с электрическим выходным сигналом, в качестве которого используется дифференциальная термопара. Под действием нейтронного облучения в чувствительном элементе происходит преобразование энергии ядерных реакций деления в тепловую энергию, далее часть тепловой энергии преобразуется в электрическую с помощью дифференциальной термопары, находящейся в тепловом контакте с чувствительным элементом. Чувствительный участок ТНД соединен с токовым прибором термопарным кабелем с минеральной изоляцией.

Недостатком известных способов контроля плотности потока тепловых нейтронов с использованием как ТНД, как и ДПЗ, при высокотемпературном облучении ТО являются невысокая достоверность, обусловленная:

1) невозможностью размещения внутри объема капсулы непосредственно вблизи ТО по причине недостаточно высокой рабочей температуры ТНД (до 100°С) и ДПЗ (до 700°С);

2) низкой помехозащищенностью от электромагнитных наводок, связанной с низким уровнем генерируемого чувствительным участком полезного электрического сигнала, что приводит к снижению отношения «сигнал/шум», а также к необходимости использования усилителя сигнала с источником питания, что, в свою очередь, снижает его энергонезависимость.

Кроме того, необходимо учитывать выгорание делящегося материала ТНД за время длительного облучения ТО (в течение года и более), в ходе которого существенно снижаются показания ТНД при той же плотности потока нейтронов.

Ресурсные испытания ТО в исследовательских ядерных реакторах состоят из нескольких временных кампаний (каждая более десяти суток). Каждая кампания имеет свою историю формирования активной зоны и существенно отличается одна от другой. Трудноучитываемые параметры деградации и выгорания материалов, используемых в ТНД и ДПЗ, не позволяют корректно измерять плотность потока тепловых нейтронов.

Наиболее близким к заявляемой группе изобретений по технической сущности является способ контроля плотности потока тепловых нейтронов [см. Иванов И.И., Иванец В.Н., Филиппов В.В. Автоматизация активационного анализа - М.: Энергоатомиздат, 1985- 128 с., 43-57 с.], заключающийся в том, что делящийся детектор (ДД) помещают в герметичный контейнер из металла или полиэтилена. Контейнеры размещают столбиком на входе двухконцевой транспортной магистрали, затем подачей сжатого воздуха по одному при помощи электромагнита вводят в магистраль и транспортируют в место облучения. По окончании времени облучения контейнер перемещают от места облучения к участку регистрации активности гамма-спектрометром с целью последующего определения нейтронно-физических параметров облучения ТО.

Устройство, реализующее данный способ, представляет собой комплекс автоматизированной распределительной системы (АРС). Этот комплекс состоит из набора независимых, но совместимых в данной установке специальных изделий, предназначенных для:

- транспортировки ДД;

- размещения ДД в зоне облучения реактора;

- регистрации наведенной активности.

Исходя из весогабаритных характеристик контейнеров и скорости их перемещения (около 100 м/с и более) важным вопросом транспортирования контейнера при помощи сжатого воздуха является демпфирование движения, приходящего на конечные позиции путепровода. В комплексе АРС принят пневматический способ амортизации прихода контейнеров. Это достаточно сложная дроссель-система сжатого воздуха.

Основными недостатками данного способа и системы, его реализующей, являются длительность и сложность процесса измерения, ограниченные функциональные возможности, невысокая точность измерения плотности потока тепловых нейтронов, а следовательно, недостаточная надежность контроля энерговыделения и выгорания в ТО на любом этапе облучения.

Невысокая точность измерения плотности потока тепловых нейтронов обусловлена отсутствием возможности размещения контейнеров с ДД в непосредственной близости к ТО из-за больших геометрических размеров транспортных путепроводов, и, кроме того, сжатый воздух активируется при облучении в реакторе, создавая активность аргона-41, существенно мешающую гамма-спектрометрическим измерениям целевых продуктов активации на тепловых нейтронов. А функциональные возможности ограничивает отсутствие возможности использования в области высоких температур (более 800°С) из-за параметров материалов контейнеров: низкотемпературных - полиэтилена и среднетемпературных -стали 12Х18Н10Т.

Задачей, на решение которой направлена группа изобретений, является обеспечение периодического экспресс-контроля плотности потока тепловых нейтронов при облучении ТО в исследовательских ядерных реакторах.

Техническим результатом, достигаемым заявленной группой изобретений, является ускорение и упрощение процесса измерения, расширение функциональных возможностей, повышение точности измерения плотности потока тепловых нейтронов, а, следовательно, повышение надежности контроля энерговыделения и выгорания в ТО на любом этапе облучения.

Указанный технический результат, касающийся способа, достигается за счет того, что способе контроля плотности потока тепловых нейтронов, заключающемся в том, что осуществляют доставку делящегося детектора по транспортной магистрали под воздействием газа к месту облучения топливных образцов и по окончании облучения осуществляют эвакуацию делящегося детектора к месту регистрации активности реперных радионуклидов делящегося детектора, предложено транспортную магистраль изготовить в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра, при этом средний участок транспортной магистрали выполнить из тугоплавкого материала и поместить во внутренний объем капсулы с топливными образцами, в качестве делящегося детектора использовать капсулированное микросферическое топливо, делящийся детектор при помощи инертного газа доставить в средний участок транспортной магистрали со скоростью, не превышающей 20 м/с, и фиксировать его на период T₁ для облучения тепловыми нейтронами, а измерение активности реперных радионуклидов в делящемся детекторе в месте регистрации осуществить по истечении времени Т₂, при этом плотность потока тепловых нейтронов вблизи топливных образцов определить из соотношения:

A_i - измеренная активность i-го реперного радионуклида в ДД на момент начала измерения (набора гамма-спектра), Бк;

N - исходное число ядер нуклида-мишени в ДД (паспортные данные или расчетная оценка по результатам взвешивания), ядер;

σ_i(E) - сечение реакции активации нуклида-мишени в ДД нейтронами энергии Е, см²;

λ_i - постоянная распада i-го реперного радионуклида, с^-1;

Т₁ - время экспозиции (облучения) ДД, с;

Т₂ - время, прошедшее с конца облучения до начала измерения активности реперного радионуклида (начала набора гамма-спектра), с.

Кроме того, предложено в качестве микросферического капсулированного топлива использовать микротвэл для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

Указанный технический результат, касающийся устройства, достигается за счет того, что в устройстве для контроля плотности потока тепловых нейтронов, включающем транспортную магистраль с расположенным в ней делящимся детектором и гамма-спектрометрическое устройство, предложено транспортную магистраль снабдить системой электроклапанов и для обеспечения заданного перемещения делящегося детектора по транспортной магистрали выполнить в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра, который проходит через капсулу с топливными образцами, при этом участок транспортной магистрали внутри капсулы с топливным образцом выполнить из тугоплавкого материала, а в его внутреннем объеме установить дроссельную шайба из тугоплавкого материала с проходным сечением, обеспечивающим доставку делящегося детектора во внутренний объем капсулы, фиксацию делящегося детектора на период его облучения реакторными нейтронами и последующую эвакуацию делящегося детектора из капсулы с топливным образцом к гамма-спектрометрическому устройству.

Выполнение транспортной магистрали в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра позволяет разместить ДД в непосредственной близости от ТО, что позволяет с высокой достоверностью контролировать плотность потока тепловых нейтронов вблизи ТО.

Выбор тугоплавкого материала средней части транспортной магистрали обусловлен высокой температурой ТО (от 1000 до 1800°С).

Выявлена возможность использования в качестве делящихся детекторов микросферического капсулированного топлива, например, микротвэлов для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР), представляющих собой шарики диаметром 0,9-1,0 мм, состоящие из топливного (например, диоксид урана UO₂ с обогащением урана до 20% по урану-235) керна диаметром 0,4-0,5 мм с многослойным защитным покрытием (из пироуглеродного РуС и карбидкремниевого SiC слоев), предотвращающих выход продуктов деления из топливного керна наружу (например, патент RU 2333555).

В опубликованных источниках информации [см. Егиазаров Б.Г., Корытко Л.А., Сельдяков Ю.П. Измерительная техника в инструментальном нейтронно-активационном анализе. - М.: Атомиздат, 1972. - 216 с.] приводятся данные по использованию делящихся и активационных детекторов для контроля плотности потока тепловых нейтронов при облучении образцов в реакторах.

Однако, эти детекторы имеют сложную или неудобную форму (делящиеся - таблетки с нанесением слоев урана на поверхности, активационные - фольги толщиной несколько микрон), ограничивающую возможность их доставки в активную зону работающего реактора. Используются относительно крупногабаритные путепроводы, либо пассивные длинномерные штанги с закрепленными на них детекторами.

Надежность использования делящихся индикаторов в виде микротвэлов под облучением доказана успешной эксплуатацией ВТГР и проведенных в исследовательских ядерных реакторах экспериментах при температурах до 1800°С и глубинах выгорания топлива до 15% тяжелых атомов (FIMA) [см. Ядерные энергетические установки с высокотемпературными реакторами: монография Н.Г. Кодочигов и др.; под общей редакцией В.В. Петрунина; Нижегород. гос. техн. ун-т. Нижний Новгород, 2017.].

Перемещение ДД по транспортной магистрали осуществляют со скоростью, не превышающей 20 м/с. При заявленной скорости нет необходимости гашения кинетической энергии при подходе к местам облучения и измерения активности ДД массой около 1,33 мг, поэтому динамическая деформация при ударе о дроссельную шайбу не будет превышать предельно допустимую прочность на сжатие защитного пироуглеродного слоя ДД.

Заявляемая группа изобретений проиллюстрирована чертежом, на котором представлена принципиальная схема устройства для контроля плотности потока тепловых нейтронов вблизи облучаемых ТО.

Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов выполняют следующим образом.

Транспортную магистраль изготавливают в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра, при этом средний участок транспортной магистрали выполняют из тугоплавкого материала и помещают во внутренний объем капсулы с ТО. В качестве ДД используют капсулированное микросферическое топливо. ДД при помощи инертного газа доставляют в средний участок транспортной магистрали со скоростью, не превышающей 20 м/с, и фиксируют его на период Т₁ для облучения тепловыми нейтронами. По окончании облучения осуществляют эвакуацию ДД к месту регистрации активности реперных радионуклидов. По истечении времени Т₂ осуществляют измерение активности реперных радионуклидов в ДД в месте регистрации, при этом плотность потока тепловых нейтронов вблизи топливных образцов определяют из соотношения:

A_i - измеренная активность i-го реперного радионуклида в делящемся детекторе на момент начала измерения (набора гамма-спектра), Бк;

N - исходное число ядер нуклида-мишени в делящемся детекторе (паспортные данные или расчетная оценка по результатам взвешивания), ядер;

σ_i(E) - сечение реакции активации нуклида-мишени в делящемся детекторе нейтронами энергии Е, см²;

λ_i - постоянная распада i-го реперного радионуклида, с^-1;

Т₁ - время экспозиции (облучения) делящегося детектора, с;

Т₂ - время, прошедшее с конца облучения до начала измерения активности реперного радионуклида (начала набора гамма-спектра), с.

Также возможно в качестве микросферического капсулированного топлива использовать микротвэл для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

Устройство для контроля плотности потока тепловых нейтронов включает:

- транспортную магистраль, выполненную в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра 1, предназначенного для транспортировки ДД (на чертеже не указан), и имеющего в своей средней части участок 2, который проходит через капсулу 3 с ТО 4, при этом участок 2 транспортной магистрали внутри капсулы 3 с ТО 4 выполнен из тугоплавкого материала;

- камеру ручной загрузки 5 с возможностью герметизации пробкой 6;

- место 7 регистрации активности реперных радионуклидов ДД полупроводниковым детектором 8 гамма-спектрометрического устройства 9 (например, Canberra GC1518);

- дроссельную шайбу 10 с проходным диаметром, обеспечивающим фиксацию ДД в месте его облучения внутри капсулы 3 с ТО 4;

- систему дистанционно управляемых электроклапанов 11-16;

- баллон 17 с газообразным гелием под давлением, обеспечивающий подачу газа-носителя во внутренний объем газорегулируемого двухконцевого капилляра 1 для транспортировки ДД;

- контейнер 18 для приема проанализированных ДД и их временного хранения, которое определяется остаточной активностью продуктов деления, образовавшихся в ДД, обеспечивающих оптимальную работу измерительного тракта гамма-спектрометрической установки;

- форвакуумный насос 19, обеспечивающий по окончании гамма-спектрометрических измерений ДД перемещение ДД от места регистрации 7 активности реперных радионуклидов в контейнер 18.

Работа устройства осуществляется следующим образом.

При выборе ДД в виде микротвэлов ВТГР с топливным керном на основе диоксида урана обогащением до 20% по урану-235 диаметром не более 0,5 мм исходят из возможности не учитывать эффект самоэкранирования нейтронного потока материалом ДД.

ДД по одному помещают в камеру ручной загрузки 5, снабженную герметизирующей пробкой 6 и соединенную с одним из концов транспортной магистрали, выполненной в виде капилляра 1 с внутренним диаметром 1,5-1,6 мм и общей длиной около 30 м. Участок транспортной магистрали выполненный из тугоплавкого материла, например, молибдена длиной 70 мм размещают в капсуле 3 с ТО 4. В качестве ДД используют капсулированное микросферическое топливо.

При помощи баллона 17 с газообразным гелием осуществляют подачу избыточного давления газового носителя 0,2 бар в камеру ручной загрузки 5 с загруженным в нее ДД.

При помощи заданного режима работы электроклапанами 11-16 обеспечивают перемещение ДД в средний участок транспортной магистрали со скоростью, не превышающей 20 м/с, за счет продувки избыточным давлением гелия 0,2 бар внутреннего объема транспортной магистрали по маршруту «загрузочная камера 5 - дроссельная шайба 10 с проходным диаметром 0,6 мм, обеспечивающим (электроклапаны 12, 14 и 16 открыты, 11, 13 и 15 - закрыты, пробка 6 закрыта) задержку на время экспозиции T₁ ДД на дроссельной шайбе 10 для наработки реперных радионуклидов в ДД.

По окончании времени экспозиции T₁ электроклапаны 12 и 16 закрывают, а электроклапан 13 отрывают.После поступления ДД в место регистрации 7 активности реперных радионуклидов проводят набор гамма-спектра (измерение активности реперных радионуклидов в ДД) в течение времени Т₂ (в это время все электроклапаны закрыты).

По окончании набора и обработки гамма-спектра ДД перемещают из места регистрации 7 активности реперных радионуклидов в приемный контейнер 18 (закрывают электроклапан 14, открывают электроклапан 15 на работающий форвакуумный насос 19).

По окончании перемещения ДД из места регистрации 7 активности реперных радионуклидов в контейнер 18 (контроль по скачкообразному снижению мощности дозы гамма-излучения по датчику измерения мощности дозы, размещенному вблизи места регистрации 7 активности реперных радионуклидов) электроклапаны 11-16 закрывают.

На этом очередной цикл контроля плотности потока тепловых нейтронов вблизи ТО с помощью ДД заканчивается, и устройство готово к загрузке следующего ДД.

Плотность потока тепловых нейтронов вблизи ТО, измеренная с помощью облученного ДД, определяют по следующей формуле:

где A_i - активность i-го реперного радионуклида в ДД на момент начала измерения (начала набора гамма-спектра), с^-1:

Использование заявляемой группы изобретений по сравнению с ближайшим аналогом позволяет проводить экспресс-контроль плотности потока тепловых нейтронов при облучении ТО в исследовательских ядерных реакторах и при этом обеспечивает высокую точность измерения плотности потока тепловых нейтронов, обусловленную его проведением в непосредственной близости от облучаемых ТО при высокотемпературном облучении (от 800 до 1600°С), а следовательно, позволяет повысить надежность контроля энерговыделения и выгорания в ТО на любом этапе облучения.

Кроме того, применение микросферического капсулированного топлива - микротвэлов ВТГР в качестве ДД позволяет исключить необходимость их капсулирования в герметичных контейнерах и допускает их многократное использование.

Группа изобретений относится к средствам контроля плотности потока тепловых нейтронов при высокотемпературном (1000-1800°С) облучении топливных образцов (ТО) в составе капсулы облучательного устройства в исследовательском ядерном реакторе. В способе осуществляют доставку делящегося детектора по транспортной магистрали под воздействием газа к месту облучения топливных образцов и по окончании облучения осуществляют эвакуацию делящегося детектора к месту регистрации активности реперных радионуклидов делящегося детектора. Устройство включает транспортную магистраль с расположенным в ней делящимся детектором и гамма-спектрометрическое устройство. Транспортная магистраль снабжена системой электроклапанов. Для обеспечения заданного перемещения делящегося детектора по транспортной магистрали используется газорегулируемый двухконцевой капилляр, проходящий через капсулу с топливными образцами. Участок транспортной магистрали внутри капсулы выполнен из тугоплавкого материала, а в его внутреннем объеме установлена дроссельная шайба из тугоплавкого материала с проходным сечением, обеспечивающим доставку делящегося детектора во внутренний объем капсулы, фиксацию делящегося детектора на период его облучения реакторными нейтронами и последующую эвакуацию делящегося детектора к гамма-спектрометрическому устройству. Техническим результатом является повышение надежности контроля энерговыделения и выгорания в ТО на любом этапе облучения за счет ускорения, упрощения и повышения точности измерения плотности потока тепловых нейтронов. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов, заключающийся в том, что осуществляют доставку делящегося детектора по транспортной магистрали под воздействием газа к месту облучения топливных образцов и по окончании облучения осуществляют эвакуацию делящегося детектора к месту регистрации активности реперных радионуклидов делящегося детектора, отличающийся тем, что транспортную магистраль изготавливают в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра, при этом средний участок транспортной магистрали выполняют из тугоплавкого материала и помещают во внутренний объем капсулы с топливными образцами, в качестве делящегося детектора используют капсулированное микросферическое топливо, делящийся детектор при помощи инертного газа доставляют в средний участок транспортной магистрали со скоростью, не превышающей 20 м/с, и фиксируют его на период Т₁ для облучения тепловыми нейтронами, а измерение активности реперных радионуклидов в делящемся детекторе в месте регистрации осуществляют по истечении времени Т₂, при этом плотность потока тепловых нейтронов вблизи топливных образцов определяют из соотношения:

A_i - измеренная активность i-го реперного радионуклида в делящемся детекторе на момент начала измерения (набора гамма-спектра), Бк;

N - исходное число ядер нуклида-мишени в делящемся детекторе (паспортные данные или расчетная оценка по результатам взвешивания), ядер;

σ_i(E) - сечение реакции активации нуклида-мишени в делящемся детекторе нейтронами энергии Е, см²;

λ_i - постоянная распада i-го реперного радионуклида, с^-1;

Т₁ - время экспозиции (облучения) делящегося детектора, с;

Т₂ - время, прошедшее с конца облучения до начала измерения активности реперного радионуклида (начала набора гамма-спектра), с.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве микросферического капсулированного топлива используют микротвэл для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

3. Устройство для контроля плотности потока тепловых нейтронов, включающее транспортную магистраль с расположенным в ней делящимся детектором и гамма-спектрометрическое устройство, отличающееся тем, что транспортная магистраль снабжена системой электроклапанов и для обеспечения заданного перемещения делящегося детектора по транспортной магистрали выполнена в виде газорегулируемого двухконцевого капилляра, который проходит через капсулу с топливными образцами, при этом участок транспортной магистрали внутри капсулы с топливным образцом выполнен из тугоплавкого материала, а в его внутреннем объеме установлена дроссельная шайба из тугоплавкого материала с проходным сечением, обеспечивающим доставку делящегося детектора во внутренний объем капсулы, фиксацию делящегося детектора на период его облучения реакторными нейтронами и последующую эвакуацию делящегося детектора из капсулы с топливным образцом к гамма-спектрометрическому устройству.