СПОСОБ ОБНАРУЖЕНИЯ ФРАГМЕНТОВ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ИХ ПАРАМЕТРОВ В ГРАФИТОВЫХ БЛОКАХ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2023 года по МПК G21C17/00 G01T1/167 

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к измерению ядерных излучений и методам характеризации радиоактивных отходов, и может быть использовано для обнаружения и определения параметров остатков облученного ядерного топлива в графитовых блоках при их извлечении из уран-графитовых ядерных реакторов в процессе их демонтажа.

Графитовые блоки, каждый из которых представляет собой прямоугольный параллелепипед с внутренним осевым отверстием, пазом снизу и выступом сверху для межблочной стыковки по высоте колонны, характеризуются следующими особенностями:

- в процессе эксплуатации некоторых уран-графитовых реакторов происходит загрязнение графитовых блоков фрагментами ядерного топлива, которое находилось в процессе облучения более 2-х лет и соответственно, радионуклидный состав загрязнения блоков характеризуется присутствием источников нейтронов актинидов ²⁴⁴Сm, ²⁴⁰Pu, ²³⁹Pu, ²³⁸U, ²³⁵U и источников гамма-излучения продуктов деления - ¹³⁷Cs, ¹⁵⁴Eu и др.

- остатки фрагментов ядерного топлива в графитовых блоках представляют собой мелкодисперсные фракции топлива, находящиеся в поверхностном слое графитового блока и дефектах его поверхности;

- как правило, основные параметры облучения фрагментов ядерного топлива (период облучения и выдержки, поток нейтронов и др.) в графите хорошо известны, что позволяет рассчитать удельный выход нейтронов и изотопный состав;

- мощность дозы гамма-излучения от таких блоков может достигать 10 Зв/ч.

Фрагменты топлива с высоким выгоранием являются также источниками интенсивного нейтронного излучения из-за накопления в них радионуклида ²⁴⁴Cm.

В процессе демонтажа графитовой кладки реактора до размещения графитовых блоков в контейнер требуется выполнение обнаружения и определения параметров остатков ядерного топлива в них. При этом необходимо контролировать ядерную и радиационную безопасность выполнения этих работ.

Известен способ характеризации графитовых блоков ядерного реактора [RU 2741765 С1, МПК G01T 1/167 (2006.01), опубл. 28.01.2021], включающий этапы определения расстояния между характеризуемым графитовым блоком и спектрометрической измерительной системой, последовательное измерение гамма-излучения спектрометрической измерительной системой, передачу результатов измерений на ЭВМ и их программную обработку. Расстояние между характеризуемым графитовым блоком и спектрометрической измерительной системой определяют на основании предварительного дистанционного измерения гамма-излучения точечным детектором, расположенным внутри отверстия в графитовом блоке. При этом предварительное измерение, а также расположение характеризуемого графитового блока относительно спектрометрической измерительной системы на определенном расстоянии обеспечивают дистанционным манипулированием характеризуемым графитовым блоком, обеспечивая измерение активности, нуклидного состава и определение мощности дозы гамма-излучения от графитового блока на определенном расстоянии по высоте со всех его боковых сторон.

Однако этот способ не позволяет определить параметры фрагментов ядерного топлива так как выполняют измерения только энергетических спектров гамма-излучения.

Известен способ контроля ядерных материалов с помощью импульсных нейтронных генераторов [https://www.atomic-energy.ru/technology/52667]. Способ, заключающийся в том, что во внутреннюю ячейку полиэтиленовой замедляющей сборки устанавливают контейнер с измеряемыми радиоактивными отходами, содержащими фрагменты ядерного топлива. Детекторы нейтронов для измерений нейтронных совпадений расположены по периферии сборки из полиэтилена. В торцевую боковую поверхность замедляющей сборки устанавливают генератор быстрых нейтронов. Измерения нейтронных совпадений с помощью детекторов нейтронов позволяет обнаружить и определить параметры фрагментов ядерного топлива в отходах.

Недостатки этого способа:

- данный способ не пригоден для измерений высокоактивных графитовых отходов с остатками ядерного топлива из-за интенсивного гамма-излучения, негативно влияющего на работу детекторов нейтронов, предназначенных для измерений нейтронных совпадений, без дополнительной защиты.

- в графите высокого выгорания присутствует широкий спектр радионуклидов ²⁴⁴Сm, ²⁴⁰Pu, ²³⁹Pu, ²³⁸U, ²³⁵U и др., которые будут испускать нейтроны в результате спонтанного или вынужденного деления. Из-за широкого спектра радионуклидов определение конкретных делящихся нуклидов методом нейтронных совпадений будет приводить к неточностям;

- распределение фрагментов топлива на поверхности графитового блока неравномерно и существенно различается по высоте, что приводит к ошибкам при определении количеств фрагментов топлива данным способом;

- при длительном облучении полиэтилен, из которого собрана замедляющая сборка, будет разрушаться, так как этот материал не является радиационно-стойким.

Известен способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора [RU 2649656 С1, МПК G21C 17/00 (2006.01), опубл. 05.04.2018], выбранный в качестве прототипа, включающий выполнение измерений гамма и нейтронного распределений излучений по высоте каналов в колоннах, состоящих из блоков. Сканирование осуществляют в определенной последовательности и с определенным шагом по высоте каналов, включая зону их расположения. В дальнейшем полученные по высоте распределения обрабатывают с применением математических алгоритмов.

Недостатки этого способа:

- способ не позволяет определить параметры фрагментов ядерного топлива для отдельных графитовых блоков в случае, когда фрагменты топлива локализованы в межблочном стыке и при извлечении могут разделиться и быть локализованы на поверхностях верхнего и нижнего блоков;

- при значительном содержании фрагментов ядерного топлива в ячейке мощность дозы гамма-излучения может превышать предельные значения, установленные для счетчиков из Бора-10, по помехоустойчивости к гамма-излучению, что может приводить к дополнительным неопределенностям измерений;

- суммирование излучения сразу от нескольких источников даже с применением математических алгоритмов разделения все равно может приводить к неопределенностям.

Техническим результатом предложенного изобретения является разработка способа обнаружения, определения массы остатков фрагментов ядерного топлива в извлекаемых из кладки ядерного реактора графитовых блоках в процессе демонтажа.

Предложенный способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовом блоке ядерного реактора, так же как в прототипе, включает измерения интенсивности гамма-излучений и излучений тепловых и надтепловых нейтронов от характеризуемого графитового блока, а также оценку размеров, формы и расположения ядерных материалов на основании анализа экспериментальных и расчетных результатов с использованием предварительно верифицированных программ и констант.

Согласно изобретению если значения интенсивности гамма-излучения продукта деления ¹³⁷Cs и нейтронного излучения, измеренные при извлечении графитового блока из кладки детекторами гамма и нейтронного излучения, установленными во внутреннем осевом отверстии захвата графитового блока, не превышают характерные значения фона от графитового блока без фрагментов топлива, то блок отсортировывают как не содержащий фрагменты топлива. В случае превышения вышеуказанных уровней интенсивности гамма и нейтронного излучений графитовый блок с помощью захвата размещают над измерительной ячейкой по центру измерительной сборки, составленной в виде цилиндрической призмы, высота и диаметр которой не менее 1 м, и выполняют его погружение в измерительную ячейку, при этом непрерывно измеряют гамма-излучения точечными детекторами гамма-излучения, размещенными на равном расстоянии друг от друга по контуру ячейки, в её верхней части, регистрируя распределение гамма-излучения в зависимости от глубины погружения графитового блока в ячейку сборки. После полного погружения графитового блока в ячейку измерительной сборки осуществляют измерения нейтронного отклика с помощью равномерно расположенных детекторов надтепловых нейтронов, размещенных вокруг измерительной ячейки в осевых отверстиях блока первого ряда сборки и с помощью детекторов тепловых нейтронов, размещенных на равном расстоянии от вышеуказанных детекторов надтепловых нейтронов в соответствующих рядах сборки вокруг измерительной ячейки в осевых отверстиях блоков. Если показания указанных детекторов надтепловых и тепловых нейтронов ниже уровня фона от графитового блока без фрагментов топлива, то характеризуемый графитовый блок отсортировывают, как на содержащий фрагменты топлива. Если детекторы надтепловых и тепловых нейтронов показывают значения интенсивности нейтронного излучения выше уровня фона от графитового блока без фрагментов топлива, то определяют массу ²⁴⁴Cm в графитовом блоке по формуле:

где N_max - максимальное число отсчётов детектора нейтронов, имп./с;

M - масса ²⁴⁴Cm, г;

K_град - градуировочный коэффициент, имп.·с^-1·г^-1;

ω_z, ω_r - поправочные коэффициенты локализации источников нейтронов (фрагментов топлива);

β - геометрический фактор,

причем градуировочный коэффициент определяют по формуле:

К_град = ε_n·α_u,

где ε_n - эффективность регистрации детектора нейтронов на расстоянии n (мм) от источника быстрых нейтронов, имп./н;

α_u - удельный выход нейтронов, н·c^-1·г^-1,

путем выполнения градуировочных измерений на измерительной сборке с использованием имитатора характеризуемого графитового блока с источником быстрых нейтронов ²⁵²Cf, имеющего схожий с ²⁴⁴Cm энергетический спектр нейтронного излучения. В зависимости от полученных значений по массе фрагментов ядерного топлива с учетом требований ядерной безопасности обеспечивают сортировку графитовых блоков на этапе контейнеризации.

Таким образом, предложенное изобретение позволяет оценить неравномерность распределения фрагментов топлива на поверхностях графитового блока и определить место, размер и характер их локализации, что позволяет обеспечить сортировку графитовых блоков на этапе контейнеризации в зависимости от получаемых значений по массе остатков ядерного топлива. Такой подход позволяет обеспечить не превышение установленных нормативными документами ограничений по содержанию ядерно-делящихся материалов в упаковках (контейнерах).

На фиг. 1 показан алгоритм обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовых блоках ядерного реактора.

На фиг. 2 представлена схема расположения детекторов гамма и нейтронного излучений в устройстве захвата графитового блока.

На фиг. 3 показана схема измерительной сборки.

На фиг. 4 представлена схема измерительной сборки: а) в процессе установки графитового блока в измерительную ячейку и б) после.

На фиг. 5 показана принципиальная схема прохождения надтепловых нейтронов (НН) и тепловых нейтронов (ТН) в конструкционных материалах детекторов: а) детектора надтепловых нейтронов и б) детектора тепловых нейтронов.

На фиг. 6 представлена зависимость эффективности регистрации детектора нейтронов из изотопа Бор-10 (¹⁰B) в зависимости от энергии нейтронов (от 0,001 до 10⁴ эВ) и наличия в составе кадмиевого фильтра (¹¹³Cd).

На фиг. 7 представлены спектры детектора гамма-излучения в захвате, где а) спектр, измеренный в характеризуемом блоке с фрагментами топлива и б) спектр, измеренный в графитовом блоке без фрагментов ядерного топлива.

На фиг. 8 показаны распределения гамма-излучения от графитового блока, полученные при его погружении в измерительную ячейку сборки, показывающие: а) точечную локализацию фрагментов топлива на одной стенке I; б) локализацию фрагментов топлива в нижнем стыке блока; в) распределение фрагментов топлива на боковых поверхностях блока; г) локализацию фрагментов топлива на верхней поверхности стыка блока.

Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовом блоке ядерного реактора все измерения и манипуляции выполняют в соответствии с алгоритмом, который представлен на фиг. 1.

На этапе 1 в случае, если значения детекторов гамма 1 и нейтронного излучения 2, установленных во внутреннем отверстии 3 захвата характеризуемого графитового блока 4 (фиг. 2), не превышают характерные значения от блоков без фрагментов топлива, то есть фоновые, то блок отсортировывают как не содержащий фрагменты топлива. Уровни фона определяются условиями измерений и оценочными значениями, учитывающими информацию о характеристиках графитовых блоков без фрагментов топлива.

На этапе 2 в случае превышения уровней фона гамма и нейтронного излучений графитовый блок 4 устанавливают над ячейкой 5 по центру измерительной сборки (фиг. 3), составленной в виде цилиндрической призмы, высота и диаметр которой не менее 1 м. Далее графитовый блок 4 погружают в ячейку 5 и при этом осуществляют непрерывные измерения гамма-излучения с помощью не менее четырёх детекторов гамма-излучения 6, расположенных в верхней части по контуру квадратной ячейки 5 со всех четырех сторон. При этом гамма-сканировании регистрируют распределения гамма-излучения в зависимости от глубины погружения графитового блока в ячейку 5 сборки. Распределение фрагментов топлива на поверхностях графитового блока, включающее данные о местах, размере и характере локализации фрагментов топлива определяют с помощью математической обработки полученных распределений гамма-излучения путем выявления и анализа всплесков гамма-излучения по высоте. Получаемые распределения от каждого детектора гамма-излучения сравнивают по отдельности и определяют относительное распределение фрагментов на разных боковых и торцевых поверхностях графитового блока 4. Путем сравнения интенсивностей гамма-излучения, полученных выше и от детектора гамма-излучения, установленного в захвате блока, определяют содержание фрагментов на внутренней поверхности осевого отверстия характеризуемого графитового блока 4.

На этапе 3 после полного погружения графитового блока 4 в ячейку 5 измерительной сборки осуществляют измерения нейтронного отклика с помощью детекторов надтепловых 8 и тепловых нейтронов 9. Сверху захвата устанавливают крышку 7 из полиэтилена или графита для предотвращения утечки нейтронов через отверстие верхней центральной ячейки сборки.

Размер замедляющей сборки (фиг. 3 и фиг. 4), выбирают таким, чтобы обеспечить необходимое замедление быстрых нейтронов, испускаемых фрагментами топлива, до надтепловых и тепловых. В качестве замедлителя в сборке используют блоки 10 из ядерно-чистого графита, что позволяет обеспечить равномерность распределения нейтронов в сборке и обеспечить неизменность свойств замедлителя на длительный период эксплуатации.

Детекторы надтепловых 8 нейтронов, содержащие радиационно-стойкие счетчики типа СНМ с радиатором B-10, размещают на равном расстоянии друг от друга в осевых отверстиях блоков первого ряда сборки вокруг измерительной ячейки 5.

Детекторы тепловых нейтронов 9 размещают на равном расстоянии от вышеуказанных детекторов надтепловых нейтронов 8 в соответствующих этому рядах сборки вокруг измерительной ячейки 5 (во втором и/или третьем ряду сборки, следующем за рядом сборки вокруг измерительной ячейки 5).

Детектор тепловых нейтронов 9, содержащий счетчик СНМ-12 с радиатором из B-10, конструктивно отличается от детектора надтепловых нейтронов 8 наличием кадмиевого фильтра, установленного в чехле детектора. Как видно на фиг. 5, фильтр из кадмия ¹¹³Cd отсекает тепловые нейтроны N_НТ, что позволяет выполнить измерения наиболее подходящих для определения фрагментов топлива надтепловых нейтронов N_НН.

На фиг. 6 представлена зависимость эффективности регистрации детектора нейтронов из изотопа Бор-10 (¹⁰B) в зависимости от энергии нейтронов (от 0,001 до 10⁴ эВ) и наличия в составе кадмиевого фильтра (¹¹³Cd), позволяющего удалить тепловые нейтроны из общего счета нейтронов. Из фиг. 6 видно, что надтепловые нейтроны с энергией более 1 эВ практически не поглощаются ¹¹³Cd, но при этом в меньшей степени, чем в тепловой области до 1 эВ, поглощаются в счетчике из ¹⁰B, преобразовываясь при этом в сигнал детектора (область 2 на фиг. 6). В тепловой области (область 1 на фиг. 6) от 0,001 до 1 эВ нейтроны поглощаются в большей степени на счетчике из ¹⁰B, но при этом их можно отфильтровать фильтром ¹¹³Сd из общего спектра тепловых и надтепловых нейтронов. Для того чтобы повысить эффективность детектора надтепловых нейтронов детектор между счетчиком и фильтром содержит замедлитель из полиэтилена (C₁₀H₈O₄), замедляющий надтепловые нейтроны до тепловых, которые регистрируются счетчиком с более высокой эффективностью.

Таким образом, детектор тепловых нейтронов 9 с одной стороны имеет достаточно более высокую чувствительность к регистрации отклика нейтронов от фрагментов топлива, а с другой стороны погрешность (неопределенность) результатов превышает результаты, полученные с помощью детектора надтепловых нейтронов 8. Соответственно показания детектора тепловых нейтронов 9 используют только тогда, когда интенсивность надтепловых нейтронов в сборке очень низкая, что характерно для случая с низким содержанием фрагментов топлива или низкого выгорания топлива, что соответственно обуславливает низкое содержание источника быстрых нейтронов ²⁴⁴Cm. В случае, если показания детекторов надтепловых 8 и тепловых нейтронов 9 ниже уровня фона в измерительной сборке графитовые блоки считают не содержащими фрагменты топлива.

Если детекторы нейтронов 8 и 9 показывают значения интенсивности нейтронного излучения выше фоновых, то с учетом полученных значений выполняют расчетное определение фрагментов топлива (этап 4, фиг. 1).

Определение массы ²⁴⁴Cm в графитовом блоке выполняют по формуле:

где N_max - максимальное число отсчётов детектора нейтронов, имп./с;

M – масса ²⁴⁴Cm, г;

K_град - градуировочный коэффициент, имп.·с^-1·г^-1;

ω_z, ω_r - поправочные коэффициенты локализации источников нейтронов (фрагментов топлива);

β - геометрический фактор.

Градуировочный коэффициент определяют по формуле:

где ε_n - эффективность регистрации детектора нейтронов на расстоянии n (мм) от источника быстрых нейтронов, имп./н;

α_u - удельный выход нейтронов, н·c^-1·г^-1.

Значение градуировочного коэффициента K_град определяют путем выполнения градуировочных измерений на измерительной сборке с применением имитатора характеризуемого графитового блока предпочтительно с источником быстрых нейтронов типа ²⁵²Cf, имеющего схожий с ²⁴⁴Cm энергетический спектр нейтронного излучения. Использование других типов источников нейтронов требует учета поправки на различия энергетических спектров. Для учета неравномерности локализации фрагментов топлива на поверхности характеризуемого блока 4 источник быстрых нейтронов в ходе градуировочных экспериментов устанавливают в высверленные отверстия на различных участках поверхности графитового блока по высоте. При этом определяют поправочные коэффициенты неравномерности локализации фрагментов топлива в азимутальном ω_z и радиальном ω_r направлениях графитового блока.

Геометрический фактор β определяют с учетом результатов градуированного эксперимента с применением источника гамма-излучения ¹³⁷Cs или ⁶⁰Co, а в случае объемного загрязнения рассчитывают с применением программ, реализующих метод Монте Карло для моделирования распределения полей излучения.

Расчет массы фрагментов топлива осуществляют с применением верифицированных программ, которые по отклику нейтронов рассчитывают накопление ²⁴⁴Cm и других радионуклидов в уране в зависимости от известных параметров облучения - временного периода облучения просыпей фрагментов топлива, плотности потока нейтронов, жесткости спектра излучения, типа топлива, а также периода выдержки (временной период, прошедший после остановки реактора). С учетом полученного параметра по количеству урана и времени его облучения в соответствии с расчетными зависимостями, показывающие соотношения накопления ²⁴⁴Cm относительно других ядерно-делящихся радионуклидов Pu, Am др., определяют их содержание.

После завершения измерений осуществляют извлечение характеризуемого графитового блока 4 из ячейки 5 сборки. Осуществляют контроль радиационного загрязнения ячейки 5 и при необходимости выполняют очистку ячейки 5 сборки с помощью продувки сжатым воздухом или других средств и методов дезактивации. Для удаления загрязненных фрагментов внизу сборки предусмотрено отверстие 11, через которое при подаче воздуха (или отсосе) фрагменты выдуваются из измерительной сборки.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта для контроля были выбраны графитовые блоки промышленного уран-графитового реактора.

Измерительная сборка была сконструирована из изготовленных из ядерно-чистого графита стандартных графитовых блоков 10 уран-графитового реактора. Блоки были составлены в виде цилиндрической сборки (высотой и диаметром не менее 1 м). В пустые отверстия блоков, в которые не устанавливались детекторы, были вставлены полые графитовые стрежни. Так как диаметр осевых отверстий блоков превышал диаметр детекторов нейтронов то дополнительно в отверстия блоков были помещены полые графитовые втулки, также изготовленные из ядерно-чистого графита. Из-за того, что отверстие в графитовом блоке промышленного уран-графитового реактора смещено от центра на некоторое расстояние, то для соблюдения идентичности расстояний между детекторами, графитовые блоки были расположены со смещением (фиг. 3, фиг. 4) между рядами.

Для перемещения графитового блока использовали модуль перемещения [RU 2741765 C1], во внутреннем осевом отверстии захвата которого были установлены детектор нейтронного 2 и детектор гамма-излучения 1, причем детектор нейтронного излучения 2 устанавливали в центре осевого отверстия захвата, а детектор гамма-излучения 1 точечной геометрии под детектором нейтронов 2.

Использовали детектор гамма-излучения 1 спектрометрический на основе точечного полупроводникового CdZnTe-кристалла, позволяющий идентифицировать продукт деления ядерного топлива ¹³⁷Cs и активации графита ⁶⁰Co, который также дает существенный вклад в интенсивность гамма-излучения, но при этом не имеющий отношения к топливу. Так по спектру (фиг. 7, а), на котором был идентифицирован пик в области энергии 661 кэВ продукта деления ¹³⁷Cs, было идентифицировано присутствие ядерного топлива в графитовом блоке 4. На присутствие фрагментов топлива в графитовом блоке 4 также указывала регистрация установленного в захвате блока детектором тепловых нейтронов 9 с интенсивностью выше фонового уровня.

Далее характеризуемый графитовый блок 4 устанавливали над измерительной ячейкой 5 и выполняли погружение в ячейку со скоростью 20 см в минуту. При погружении характеризуемого блока 4 по показаниям детекторов гамма-излучения 6 определяли изменение интенсивности гамма-излучения в зависимости от глубины погружения блока 4 в ячейку.

Геометрический фактор β (фиг. 8) определяли с учетом результатов градуировочного эксперимента с применением источника гамма-излучения ¹³⁷Cs для имитации точечной локализации фрагментов топлива на одной боковой поверхности блока I (фиг. 8, a), локализации фрагментов в верхнем и нижнем стыке блока. Распределения были получены путем установки точечного источника гамма-излучения ¹³⁷Cs в графитовый блок и последующего измерения при погружении. Равномерное распределение фрагментов топлива на всех боковых поверхностях блока I, II, III, IV было смоделировано с помощью метода Монте Карло с применением программы Geant 4. Как видно на фиг. 8 a) на графике наблюдается резкий всплеск гамма-излучения, что свидетельствует о точечной локализации фрагментов топлива на высоте блока.

После полной установки характеризуемого блока 4 в ячейку 5 (фиг. 4) выполняли измерения нейтронного излучения в сборке с помощью детекторов надтепловых 8 и тепловых 9 нейтронов.

Определение массы ²⁴⁴Cm выполняли по формулам (1) и (2). Далее расчеты накопления радионуклидов с учетом значений массы ²⁴⁴Cm выполняли с использованием верифицированной программы WIMS-D4+CACH-2, которая позволяет рассчитать зависимости накопления Cm и других радионуклидов, удельный выход нейтронов α_u от времени облучения и выдержки. Данные зависимости, показывающие соотношения накопления ²⁴⁴Cm относительно ядерно-делящихся радионуклидов Pu, Am др., позволили на основе известной массы ²⁴⁴Cm в характеризуемом блоке 4 определить также их массу.

Такой подход позволяет обеспечить ядерную безопасность процесса контейнеризации графитовых блоков.

Изобретение относится к способу обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовом блоке ядерного реактора. Способ включает измерения интенсивности гамма-излучений и излучений тепловых и надтепловых нейтронов от характеризуемого графитового блока, а также оценку размеров, формы и расположения фрагментов ядерного топлива на основании анализа экспериментальных и расчетных результатов с использованием предварительно верифицированных программ и констант. В случае если значения интенсивности гамма-излучения продукта деления 137Cs и нейтронного излучения, измеренные при извлечении графитового блока из кладки детекторами гамма и нейтронного излучения, установленными во внутреннем осевом отверстии захвата графитового блока, превышают характерные значения фона от графитового блока без фрагментов топлива, осуществляют дальнейшие измерения. С учетом полученных данных обеспечивают сортировку графитовых блоков на этапе контейнеризации. Техническим результатом является возможность обнаружения, определения массы остатков фрагментов ядерного топлива в извлекаемых из кладки ядерного реактора графитовых блоках в процессе демонтажа. 8 ил.

Способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовом блоке ядерного реактора, включающий измерения интенсивности гамма-излучений и излучений тепловых и надтепловых нейтронов от характеризуемого графитового блока, а также оценку размеров, формы и расположения фрагментов ядерного топлива на основании анализа экспериментальных и расчетных результатов с использованием предварительно верифицированных программ и констант, отличающийся тем, что если значения интенсивности гамма-излучения продукта деления ¹³⁷Cs и нейтронного излучения, измеренные при извлечении графитового блока из кладки детекторами гамма и нейтронного излучения, установленными во внутреннем осевом отверстии захвата графитового блока, не превышают характерные значения фона от графитового блока без фрагментов топлива, то блок отсортировывают как несодержащий фрагменты топлива, в случае превышения вышеуказанных уровней интенсивности гамма и нейтронного излучений графитовый блок с помощью захвата размещают над измерительной ячейкой по центру измерительной сборки, составленной в виде цилиндрической призмы, высота и диаметр которой не менее 1 м, и выполняют его погружение в измерительную ячейку, при этом непрерывно измеряют гамма-излучения точечными детекторами гамма-излучения, размещенными на равном расстоянии друг от друга по контуру ячейки, в её верхней части, регистрируя распределение гамма-излучения в зависимости от глубины погружения графитового блока в ячейку сборки, после полного погружения графитового блока в ячейку измерительной сборки осуществляют измерения нейтронного отклика с помощью равномерно расположенных детекторов надтепловых нейтронов, размещенных вокруг измерительной ячейки в осевых отверстиях блока первого ряда сборки, и с помощью детекторов тепловых нейтронов, размещенных на равном расстоянии от вышеуказанных детекторов надтепловых нейтронов в соответствующих рядах сборки вокруг измерительной ячейки в осевых отверстиях блоков, если показания указанных детекторов надтепловых и тепловых нейтронов ниже уровня фона от графитового блока без фрагментов топлива, то характеризуемый графитовый блок отсортировывают как несодержащий фрагменты топлива, если детекторы надтепловых и тепловых нейтронов показывают значения интенсивности нейтронного излучения выше уровня фона от графитового блока без фрагментов топлива, то определяют массу ²⁴⁴Cm в графитовом блоке по формуле

где N_max - максимальное число отсчётов детектора нейтронов, имп./с;

M - масса ²⁴⁴Cm, г;

K_град - градуировочный коэффициент, имп.⋅с^-1⋅г^-1;

ω_z, ω_r - поправочные коэффициенты локализации источников нейтронов (фрагментов топлива);

β - геометрический фактор,

причем градуировочный коэффициент определяют по формуле

К_град = ε_n⋅α_u,

где ε_n - эффективность регистрации детектора нейтронов на расстоянии n (мм) от источника быстрых нейтронов, имп./н;

α_u - удельный выход нейтронов, н⋅c^-1⋅г^-1,

путем выполнения градуировочных измерений на измерительной сборке с использованием имитатора характеризуемого графитового блока с источником быстрых нейтронов ²⁵²Cf, в зависимости от полученных значений по массе фрагментов ядерного топлива с учетом требований ядерной безопасности обеспечивают сортировку графитовых блоков на этапе контейнеризации.