СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ОБЪЕМНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В КЛАДКЕ ОСТАНОВЛЕННОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА Российский патент 2024 года по МПК G01T1/167 G01T1/169 G21C17/06 

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к методам радиационного обследования остановленных уран-графитовых реакторов, и может быть использовано для обнаружения просыпей фрагментов облученного ядерного топлива, оставшихся в графитовых кладках ядерных реакторов после прекращения их эксплуатации.

Графитовая кладка ядерного реактора состоит из блоков, собранных в вертикальные колонны, которые пронизывают вертикальные каналы. Количество колонн может достигать нескольких тысяч. Просыпи фрагментов ядерного топлива в графитовой кладке представляют собой мелкодисперсные фракции топлива и их смесь с графитовой пылью, локализованные на поверхностях блоков. Часть просыпей фрагментов топлива в процессе эксплуатации распространилась по объему некоторых зон графитовой кладки, включающих десятки и сотни графитовых колонн блоков, образовав при этом объемное распределение. Радионуклидный состав фрагментов ядерного топлива характеризуется присутствием источника нейтронов ²⁴⁴Cm и источников гамма-излучения продуктов деления - ¹³⁷Cs, ¹⁵⁴Eu и др. Для вывода реакторов из эксплуатации требуется определение параметров и зон их распределения фрагментов ядерного топлива для оценки ядерной и радиационной безопасности.

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 распределений гамма и нейтронного излучений по высоте каналов в колоннах, состоящих из блоков. Сканирование осуществляли в определенной последовательности и шагом по высоте каналов. В дальнейшем полученные по высоте распределения обрабатывают с применением математических алгоритмов, позволяющие выполнить разложение распределения нейтронного излучения на отдельные его составляющие. Градуировочные измерения выполняли с использованием двух источников быстрых нейтронов. При этом определяли коэффициенты эффективности регистрации только в соседней ячейке.

Недостатки этого способа:

- алгоритм разложения распределения нейтронного излучения, предложенный в способе предназначен для анализа точечной локализации фрагментов топлива в стыках и дефектах поверхности и не позволяет определить параметры фрагментов ядерного топлива при их объемном распределении в определенной зоне кладки;

- измерения нейтронного излучения по высоте осуществляются с определенным шагом и временной выдержкой в точке измерений (от 30 и более секунд), что при сканировании большого района кладки займет много времени и приведет к излишним дозовым нагрузкам на персонал, выполняющего работы в зале ядерного реактора.

Известен способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа [RU 2262724, МПК G01V 5/04, опубл. 20.10.2005], выбранный в качестве аналога. По указанному способу в выбранной скважине, расположенной рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследуют поле нейтронов в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов. На основании анализа результатов расчетов с использованием программ и констант, предварительно верифицированных в экспериментах на макете, все характеристики которого известны, оценивают размеры, форму и расположение ядерных материалов в грунте.

Недостатки этого способа:

- выполняются измерения только тепловых нейтронов, измерения гамма-излучения и надтепловых нейтронов в ячейках не предусмотрено, которые позволяют получить дополнительную информацию о геометрии зоны распространения фрагментов топлива и соответственно повысить точность оценок;

- в составе детектора тепловых нейтронов применяется коллиматор с отверстием, которое должно быть направленно строго в одном выбранном направлении при опускании детектора по высоте скважины. При этом опускание детектора на кабеле, без применения дополнительных фиксирующих приспособлений, может привести к вращению детектора и соответственно неточностям;

- необходима разработка и изготовление специального макета для верификации данных, что существенно увеличивает время проведения исследования и снижает точность при ошибках в воспроизведении идентичного грунта и условий измерений.

Известен способ обнаружения фрагментов ядерного топлива и определения их параметров в графитовом блоке ядерного реактора [RU 2 798 506, МПК G21C 17/00, G01T 1/167 17/00, опубл. 23.06.2023], выбранный в качестве аналога. По указанному способу выполняются измерения интенсивности гамма-излучений, излучений тепловых и надтепловых нейтронов от характеризуемого извлеченного графитового блока, включая оценку размеров, формы и расположения фрагментов ядерного топлива на основании анализа экспериментальных и расчетных результатов с использованием предварительно верифицированных программ и констант. Измерения выполняются установленными в захвате и измерительной сборке детекторами в процессе манипуляций с извлеченным из графитовой кладки графитовым блоком.

Недостатки этого способа:

- выполняется определение параметров фрагментов ядерного топлива только для одного извлеченного из кладки графитового блока;

- в процессе измерения участвует значительное количество детекторов, что приводит к удорожанию способа реализации и рискам выхода из строя оборудования.

Техническим результатом предложенного изобретения является способ дистанционного определения параметров объемного распределения остатков фрагментов ядерного топлива в зонах кладки ядерного реактора, включая оценку размеров, формы, расположения и массы ядерного топлива.

Для достижения указанного технического результата в способе определения объемного распределения остатков фрагментов ядерного топлива, так же как в прототипе, предусмотрены поисковые измерения интенсивности тепловых, надтепловых нейтронов и гамма-излучения в ячейках для обнаружения и определения расположения зон с просыпями топлива и градуировочные измерения.

При этом способ отличается тем, что сканирование по высоте ячеек осуществляют в обширной зоне локализации просыпей и при этом оценивают степень равномерности распределения интенсивности нейтронного излучения. Определение градуировочного коэффициента осуществляют путем выполнения измерений детектором надепловых нейтронов в зависимости от расстояния от точечного аттестованного источника быстрых нейтронов. Градуировочные измерения выполняют непосредственно в зоне графитовой кладки без просыпей фрагментов топлива, включающей в себя не менее 10 ячеек.

Определение формы и размеров зоны, в которой обнаружены просыпи топлива, выполняют путем измерений от отправной ячейки по восьми направлениям через каждые 45 градусов. В качестве отправной ячейки по результатам поисковых измерений выбирается ячейка с максимальным значением интенсивности надтепловых нейтронов. Если измерения в рядом расположенной ячейке показывают более высокие значения, то ее выбирают в качестве отправной и сканирование выполняется по той же схеме и при этом зона сканирования расширяется. Сканирование ячеек по высоте продолжают до тех пор, пока значения детектора надтепловых нейтронов выше значений фоновых. Определение конечных границ зоны, включая размер и форму, осуществляют путем анализа результатов измерений распределения нейтронного потока и выявления зон с равномерным их распределением нейтронного поля. Для этого определяют зону ячеек, в которой значения интенсивности надтепловых нейтронов N_i приблизительно равные и не отличаются более чем на 30% от среднего значения N_ср, которое определяют по формуле:

, (1)

где:

n - количество выполненных измерений интенсивности надтепловых нейтронов;

N_i - скорости счета надтепловых нейтронов, измеренные по высоте и радиусам зоны.

Далее зону, с приблизительно равными значениями N_i в радиальном и аксиальном направлениях, описывают эквивалентным объемом цилиндрической формы по формуле:

(2)

где:

h - высота зоны, r - эквивалентный радиус зоны, описанной окружностью.

Эквивалентный радиус r определяют по формуле:

(3)

где:

l - ширина или длина равностороннего по сечению графитового блока,

π - число «пи».

Концентрацию просыпей топлива в объеме каждой зоны С_u определяют по формуле:

(4)

где:

N _ср. - среднее значение интенсивностей надтепловых нейтронов в объеме ячеек зоны с просыпями топлива;

α - удельный выход нейтронов из просыпей топлива;

- поправочный коэффициент для пересчета на объемную геометрию зоны цилиндрической формы;

k - градуировочный коэффициент.

Градуировочный коэффициент k определяют с учетом параметров градуировочных измерений от источника быстрых нейтронов по формуле:

, (5)

где:

τ - возраст нейтронов в графите для определенной энергии нейтронов (справочные данные);

d - расстояние от детектора до источника быстрых нейтронов в графите;

Nград. - скорость счета детектора от источника быстрых нейтронов;

S - выход нейтронов из источника быстрых нейтронов.

Массу просыпей M топлива в каждой зоне определяют по формуле:

Для расчета общей массы в кладке полученные значения масс в зонах ячеек суммируют.

Таким образом, предложенное изобретение позволяет определить параметры объемного характера распределения остатков фрагментов ядерного топлива в кладке ядерного реактора, включая размер зон, форму, расположение и массу ядерного топлива в графитовой кладке остановленного уран-графитового реактора.

На фиг. 1 показан алгоритм определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке.

На фиг. 2 представлена схема расположения блоков сканирующего устройства в центральном зале ядерного реактора.

На фиг. 3 представлена схема градуировочных измерений в графитовой кладке.

На фиг. 4 представлена схема блока детектирования с повышенной эффективностью регистрации.

На фиг. 5 показана зона с направлениями сканирования относительно отправной ячейки и описанными окружностями.

На фиг. 6 показана зона графитовой кладки, описанная эквивалентным объемом цилиндрической формы.

На фиг. 7 представлены распределения тепловых, надтепловых нейтронов от точечного источника быстрых нейтронов в зависимости от расстояния.

Способ определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора выполняют в соответствии с алгоритмом, который представлен на фиг. 1.

На первом этапе выполняют градуировочные измерения для определения зависимостей эффективности регистрации детекторов тепловых и надтепловых нейтронов от расстояния до точечного источника. Для этого как видно на фиг. 2 на верхнем настиле реактора 1 устанавливают устройство сканирования (фиг. 2), состоящее из пульта управления 2 и блока сканирования 3, соединённых линией связи 4. Блок сканирования 3 на время измерений устанавливают над каналом на верхних конструкциях реактора. Управление процессом сканирования каналов осуществляют

дистанционно через пульт управления 2, представляющего собой компьютер со специальным программным обеспечением, что позволяет обеспечить радиационную безопасность для персонала. Выбирается одна из зон 5 графитовой кладки без просыпей топлива, что подтверждается отсутствием нейтронного излучения в ячейках. Согласно схеме, представленной на фиг. 3, выполняют градуировочные измерения с применением аттестованного источника быстрых нейтронов. В ячейку I приблизительно на полувысоте графитовой кладки устанавливают источник быстрых нейтронов 6 (Cf - 252) и, начиная с соседней ячейки II по VI, и далее выполняют измерение интенсивности надтепловых нейтронов в позициях 8 пока значения детектора 7 выше фоновых значений детектора. В том же порядке выполняются измерения тепловых нейтронов.

Далее полученные распределения надтепловых и тепловых нейтронов анализируют и определяют градуировочные коэффициенты эффективности регистрации детектора нейтронов по формуле (5) и максимальное расстояние, на котором данный тип детектора может обнаружить источник нейтронов в режиме непрерывного сканирования. Далее данное расстояние между ячейками в качестве шага используют для поисковом сканирования.

На втором этапе выполняют поисковое нейтронное сканирование области ячеек графитовой кладки уран-графитового реактора путем измерения потоков тепловых и надтепловых нейтронов с ранее определенным шагом между ячейками. Для обеспечения непрерывного сканирования применяют детектор нейтронов 7 с повышенной эффективностью регистрации нейтронов. Для повышения эффективности регистрации нейтронов детектор (фиг. 4) изготавливают из узла счетчиков (не менее четырех) 9 и узла электроники 10 на базе блока преобразования сигнала, что позволяет увеличить эффективность регистрации нейтронов детектора пропорциональна количеству счетчиков 9 и уйти от шагового режима, когда детектор останавливают через на определенное время для того, чтобы набрать достаточную статистику регистрации нейтронов из-за недостаточной эффективности регистрации детектора на базе одного счетчика.

На детектор устанавливают съёмный кадмиевый чехол 11 для регистрации надтепловых нейтронов, который снимают для регистрации тепловых нейтронов. Также для повышения эффективности в детектор устанавливают замедлитель нейтронов из полиэтилена 12. С помощью автоматического блока сканирования, с которым он соединен кабелем через разъем 14, детектор перемещают по высоте канала в непрерывном режиме. Показания с детектора снимаются в автоматическом безостановочном режиме перемещения через каждый 10 мм по высоте.

По результатам поисковых измерений определяют зону, содержащую просыпи топлива, в которой определяют ячейку с максимальной интенсивностью излучения надтепловых нейтронов, относительно соседних ячеек, которую условно считают отправной 13. Далее согласно схеме на фиг.6 от нее выполняют сканирование ячеек 14 по восьми направлениям через каждые 45 градусов. По критериям, согласно алгоритму, определяют равномерность распределения интенсивности нейтронного излучения. При этом различия значений детектора надтепловых нейтронов в отправной и соседних ячейках должны быть приблизительно равны среднему значению Nср., которое определяют по формуле (1), и не превышать его более чем на ±30%. К критерию отнесения к объемному распределению также относится отсутствие у распределения гамма-излучения ярко выраженных пиков, указывающих на точечный характер локализации топлива. В случае идентификации равномерного по объему характера распределения поля надтепловых нейтронов зону описывают фигурой цилиндрической формы 15 с эквивалентным радиусом r, далее с учетом показаний детектора по высоте определяют высоту зоны h, что позволяет выполнить расчет массы топлива M по формуле (6) с учетом концентрации просыпей топлива в объеме зоны Сu, которую определяют по формуле (4). Если объемный характер распределения в зоне не идентифицирован, то расчет выполняют по другому алгоритму, например, рассмотренному в прототипе [RU 2649656 С1, МПК G21C 17/00 (2006.01), опубл. 05.04.2018]. Значение градуировочного коэффициента определяют по формуле (6) с учетом полученной по схеме (фиг.3) зависимости распределения нейтронов от источника быстрых нейтронов.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта выбирали графитовую кладку одного из остановленных канальных уран-графитовых реакторов. Для сканирования применялось автоматизированное сканирующее устройство, оснащённое детектором с повышенной эффективностью регистрации на базе узла счетчиков. Для сканирования использовали радиационно- стойкий блок детектирования, содержащий узел из четырех счетчиков нейтронов, замедлитель из полиэтилена и съемный чехол из кадмия толщиной 1 мм. Для регистрации гамма-излучения использовали радиационно-стойкий блок детектирования гамма-излучения с Si-детектором.

На окончательно остановленном канальном уран-графитовом реакторе в определенном порядке согласно алгоритму (фиг.1) выполняли сканирование ячеек. На фиг. 7 представлены полученные в ходе градуировочных измерений распределения надтепловых 16, тепловых 17 нейтронов от точечного источника быстрых нейтронов в зависимости от расстояния. Определено, что при фоновых значениях детектора ~10 импульсов в секунду

с помощью детектора тепловых нейтронов достаточно осуществлять поиск с шагом 2400 мм между ячейками. Далее от ячейки в зоне с просыпями, выбранной в качестве отправной, выполняли измерения распределения надтепловых нейтронов по восьми направлениям через 45 градусов в зоне и по высоте ячеек. При получении от детектора более высоких по скорости счета значений в соседних ячейках, выбор отправной ячейки корректировался. После обнаружения равномерно распределенных полей надтепловых нейтронов в зонах, что с учетом представленных в алгоритме критериев указывало на объемный характер распределения топлива, выполняли определение массы по формулам (1-7). 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 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 характеризуемой зоне блоке определить также их массу.

Таким образом, реализация предлагаемого изобретения позволяет точно определять расположение, размеры и массу объемного распределения ядерного топлива в кладке просыпей фрагментов топлива в ячейках реактора, что обеспечивает возможность оценки ядерной безопасности.

Nср = 1 n Σ i = 1 n x i = 1 n ( x 1 + … + x n ).

Изобретение относится к способу определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора. С целью поиска зон с просыпями топлива дистанционно выполняют измерения интенсивности тепловых и надтепловых нейтронов в ячейках в графитовой кладке. Определение формы и размеров зоны объемного распределения, в которой обнаружены просыпи топлива, выполняют путем непрерывных измерений надтепловых нейтронов по высоте измерений ячеек от отправной ячейки по восьми направлениям через каждые 45 градусов, в качестве которой выбирается ячейка с максимальными значениями интенсивности надтепловых нейтронов относительно окружающих ячеек. Путем анализа распределений надтепловых нейтронов в ячейках определяют границы зоны, в которой значения интенсивности надтепловых нейтронов приблизительно равные и не отличаются более чем на 30 % от среднего значения. Зону графитовой кладки с равномерным распределением поля надтепловых нейтронов описывают эквивалентным объемом цилиндрической формы и выполняют расчет параметров распределения ядерного топлива. Техническим результатом является возможность дистанционного определения расположения, размеров и массы объемного распределения ядерного топлива в кладке просыпей фрагментов топлива в ячейках реактора, что обеспечивает возможность оценки ядерной безопасности. 7 ил.

Способ определения параметров объемного распределения ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора, включающий поиск и оценку размеров, формы зон распределения и массы фрагментов ядерного топлива на основании анализа экспериментальных и расчетных результатов с использованием предварительно верифицированных программ и констант, отличающийся тем, что определение формы и размеров зоны объемного распределения, в которой обнаружены просыпи топлива, выполняют путем непрерывных по высоте измерений ячеек от отправной ячейки по восьми направлениям через каждые 45 градусов, в качестве которой выбирается ячейка с максимальными значениями интенсивности надтепловых нейтронов относительно окружающих ячеек, при этом путем анализа распределения надтепловых нейтронов в ячейках определяют границы зоны, в которой значения интенсивности надтепловых нейтронов приблизительно равные и не отличаются более чем на 30% от среднего значения, и описывают зону ячеек эквивалентным объемом V_экв цилиндрической формы по формуле

где h - высота зоны, r - эквивалентный радиус зоны, описанной окружностью, по формуле

где l - ширина или длина равностороннего по сечению графитового блока, π - число «пи», а затем определяют концентрацию просыпей топлива С_и в каждой зоне по формуле

где N_cp. - среднее значение интенсивностей надтепловых нейтронов в объеме ячеек зоны с просыпями топлива;

α - удельный выход нейтронов из просыпей топлива;

k - градуировочный коэффициент;

β - поправочный коэффициент пересчета на объемную геометрию зоны цилиндрической формы,

массу просыпей топлива в каждой зоне определяют по формуле

далее все смежные зоны объединяют в одну зону, суммируют массы и определяют общие размеры и форму зоны распределения ядерного топлива в графитовой кладке остановленного уран-графитового реактора.