Способ определения изотопного состава топлива в активной зоне ядерного реактора Советский патент 1991 года по МПК G21C17/00 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для определения изотопного состава топлива в активных зонах ядерных реакторов.

Для определения выгорания одних компонентов и накопления других в ядерных реакторах используются 3 известных способа.

Расчетный способ основывается на моделировании нейтронных полей в активной зоне ядерного реактора с учетом начального обогащения топлива в каждой тепловыделяющей сборке и концентрации замедлителя в активной зоне.

К недостаткам способа относятся низ кая точность и ненадежность оценок.

Известны радиохимические способы анализа состава отработанного топлива.

Такой анализ является достаточно точным, но он используется только спустя 2- 3 года после извлечения топлива из ядерных установок. Он не является бесконтактным - требует разрушения ТВС, что связано с вопросами радиационной безопасности обслуживающего персонала.

Наиболее близким к предполагаемому является у-спектрометрический метод анализа отработанного топлива в ТВС.

Такой способ является неразрушающим, однако может применяться лишь спустя 2-3 года после окончания топливного цикла, трудоемок, требует специальных горячих камер и соответствующей техники.

у -Спектрометрический способ не позволяет оперативно, непосредственно в ходе работы, измерять выгорание U и

сь

00

ы

накопление 239Ри. Данный способ связан с вопросами радиационной защиты и дозиметрического контроля.

Целью изобретения является повышение безопасности и оперативности определения изотопного состава топлива в активной зоне ядерного реактора и обеспечение возможности дистанционного определения изотопного состава в процессе работы реактора.

Цель достигается тем, что измеряют энергетический спектр позитронов от реакции обратного / -распада антинейтрино на протонах водородосодержащей мишени в диапазоне энергий 1,2-7,2 МэВ, определяют энергетические спектры позитронов от реакции обратного /3-распада антинейтрино на Ьротонах от деления изотопов U,

239ри 238 у 241 рц и nQ ним ВЫЧИСЛЯЮТ доли

делений 23eU,239Pu,238U,241Pu.

В процессе работы ядерного реактора меняется состав ядерного топлива (вклады по числу делений за счет выгорания одних изотопов U, U) и накопления других 239Ри). Следовательно меняется и результирующий, суммарный спектр антинейтрино в процессе работы ядерной установки.

Регистрация антинейтринного излучения и анализ энергетического спектра осуществляются с помощью спектрометра антинейтрино.

Основным элементом спектрометра антинейтрино является жидкий или пластический органический сцинтиллятор. Водород. входящий в состав сцинтиллятора, является мишенью реакции обратного/3-распада

ve + + е+,(1)

где Ve - электронное антинейтрино;

п - нейтрон;

р - протон;

е+- позитрон, спектр которого измеряется в спектрометре.

Индификация ve производится по регистрации продуктов реакции (1)- позитрона и нейтрона. При этом измеряется энергетический спектр позитронов.

На фиг.1 показана схема, иллюстрирующая реализацию нейтринного метода измерения изотопного состава топлива ядерной установки; на фиг.2 - дифференциальные энергетические спектры позитронов реакции (1), рассчитанные по энергетическим спектоам антинейтрино от осколков делео /С O IQO TA

ния /J U, Pu и U; на фиг.З - отношение

оос9 ЯО

спектров для изотопов U и Pu.

Ядерная установка, реализующая предлагаемый способ, содержит активную зону 1 с биологической защитой 2, На некотором

расстоянии от активной зоны размещен спектрометр 3 антинейтрино с водородосодержащей мишенью. Спектрометр антинейтрино содержит аналоговую электронную

схему 4 с трактами усиления сигналов и блоками питания, подключенную к анализирующей электронной аппаратуре 5, в которую входят система КАМАК (амплитудный и временной отбор информации) и миниЭВМ (анализ и накопление информации).

Способ реализуют следующим образом. Измеряют энергетический спектр позитронов реакции (1) (энергетический спектр позитронов получает из разности

энергетических спектров излучения, измеренных при работающей и остановленной ядерной установке для исключения фона).

Спектр позитронов, рождающихся в реакции (1) в водородосодержащей мишени,

однозначно связан со спектром ve , так как кинетическая энергия позитрона Ее+ (МэВ) определяется энергией налетающего антинейтрино соотношением

Е«(МэВ) Eve (МэВ)-1,8 МэВ, (2)

где 1,8 МэВ-порог реакции (1).

Энергетический спектр антинейтрино ve от ядерной установки формируется при J-распаде осколков деления четырех изотопов: 239Pu, 238U и 241Ри. Поэтому суммерный спектр позитронов реакции (1) в водородосодержащей мишени может быть записан в виде

5

Se+(Ee+ )ff5S5(Ee+ )+a9Sg

(Ee+)+a8S8(Ee+ )+CЈlSl(Ee+ )

(3)

где asagfcaa i - доли делений соответственно U. ®Ри. 238U 0 энергия позитрона;

SsCEe 1 S9(Јe+ )S8(Ee+ Sl(Ee+ )

энергетические спектры позитронов реакции (1) в водородосодержащей мишени от

осколков деления соответственно

5 ,

235,

U,

235,

0

5

На доли деления каждого изотопа U, 239ри 2зву и 24ipu накладывается условие

нормировки.

«5+«9 +«8 +«1 1(4)

Представленные на фиг.2 дифференциальные энергетические спектры позитронов реакции обратного ft -распада (1), рассчитанные по энергетическим спектрам антинейтрино от осколков деления 235U (1), 239Ри (2), и 238U (3) (спектр от 24tPu не показан, так как его вклад в процесс деления незначителен), сильно отличаются друг от друга (в 2,0-2,5 раза).

Для анализа применяют стандартный

метод X2:

/

. S.(Ј.+ )-Ј a,S,-(E. + )J.

,т .

,&,;

где S е ( Е е )- значения анализируемого спектра в J-й точке на шкале энергий позитронов реакции (1) в водородосодержа- щей мишени;

j 1-х ЧИсло рассматриваемых точек на шкале энергий (произвольное);

SP804 ( Е в+ J ) - значения спектров позитронов от осколков деления 1-го изотопа в J-x точках на шкале энергий;

I - 5.9.8,1 - обозначения изотопов, соответственно 235U, 239Ри, 238U и 241Ри;

сп - вклады 1-го изотопа по числу делений;

Oj - экспериментальная погрешность спектра в J-й точке.

Суть метода X2 заключается в нахождении путем вариации параметров, соответствующих минимальному значению Хнин2.

Найденные значения сц мин являются искомыми.

Энергетический диапазон Eve (3-9) МэВ выбран из необходимости обеспечения высокой статической точности и наибольшего соотношения эффект/фон. На фиг.З приведено отношение спектров для изотопов U и 239Ри, откуда видно, что наибольшее различие спектров достигается именно для этого энергетического диапазона. В то же время за пределами данного энергетического диапазона скорость счета позитронных событий мала, так как; при энергии Е ve нижеЗ МэВ точность определения спектра падает ввиду большого вкла-. да фона, который приходится вычитать, а при энергии Б ve больше 9 МэВ точность измерений существенно снижается из-за быстрого спадания нейтринного спектра, т.е. малого количества нейтронных событий выше 9 МэВ.

Измеряя энергетический спектр антинейтрино, можно определить количество

235(23В}у и 239 рц нахОдящИХСЯ в данный МОмент в активной зоне, а измеряя начальную загрузку (спектр позитронов реакции (1) в начале кампании), определить количества выгоревшего и накопившегося ядерного топлива к данному моменту времени. Антинейтринное излучение вследствие малого сечения взаимодействия с веществом беспрепятственно проникает через активную зону и биологическую защиту ядерной установки и изотропно распространяется по

всем направлениям. Спектрометр антинейтрино может быть расположен в любом месте за пределами биологической защиты на расстояниях от нескольких метров до десят- ков метров от активной зоны, т.е. энергетические спектры позитронов реакции (1) (спектры антинейтрино) измеряются дистанционно и бесконтактно.

Рассмотрим возможность применения антинейтринного метода на примере реактора ВВЭР.

В таблице приведен типичный состав ядерного топлива реактора ВБЭР-440.

Из таблицы видно, что суммарный вклад 235U и 239Ри составляет (85-90}%.

Согласно таблице, основные изменения за кампанию претерпевают 235UJero доля уменьшается с 70 до 51 %) и 239Ри (его

доля увеличивается с 20 до 35%), вклад U почти не меняется, а вклад 241Ри незначителен.

Для осуществления способа необходимо постоянно (или периодически) проводить

измерения энергетического спектра позитронов реакции (1) с помощью антинейтринного спектрометра, который может быть расположен на расстояниях 10-100 м от активной зоны.

Предлагаемый способ, основанный на измерении энергетического спектра антинейтрино, позволяет оперативно, бесконтактно, дистанционно в ходе кампании определять выгорание 235@з8}и и накрпление г Ри. Количество выгоравшего 235(23E);j в ядерной установке определяет длительность еетопливногоцикла. Прямое измерение содержания в активной зоне непосредственно в ходе кампании позволяет прогнозировать ее длительность и, следовательно, более эффективно использовать ядерное топливо, что улучшает технико-экономические показатели АЭС. Способ является оперативным, неразрушающим и

безопасным, так как не требует контакта ни с активной зоной, ни с топливом. Дистанционное слежение за накоплением 239Ри в ядерных установках важно также для контроля за нераспространением расщеп ля ющихся ядерных материалов в плане системы гарантий МАГАТЭ.

Формула изобретения Способ определения изотопного состава топлива в активной зоне ядерного реактора, заключающийся в измерении спектральных энергетических характеристик продуктов деления ядерного топлива и определении по ним выгорания U и накопления 239Ри, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности и

оперативности, а также обеспечения воэ-энергий 1,2-7,2 МзВ, определяют энергетиможност дистанционного определенияческие спектры позитронов от реакции обизотопного состава топлива в процессе ра-ратного ft -распада антинейтрино на

боты реактора, измеряют энергетическийпротонах от деления изотопов 23SU, 23gPu, спектр позитронов от реакции обратного 5 2 и по ним вычисляют доли делер-распада антинейтрино на протонах водо-ний 235U, 239Pu, U, 241Pu. родосодержащей мишени в диапазоне

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для определения изотопного состава топлива в активных зонах ядерного реактора. Целью изобретения является повышение безопасности и оперативности, а также обеспечение возможности дистанционного определения изотопного состава топлива в процессе работы реактора. Способ заключается в измерении спектральных энергетических характеристик продуктов деления ядерного топлива и определении по ним выгорания 235U и накопления 239Ри. Измеряют энергетический спектр позитронов от реакции обратного / -распада антинейтрино на протонах водородосодержащей мишени в диапазоне энергий 1,2-7,2 МэВ, определяют энергетические спектры позитронов от реакции обратного / -распада антинейтрино на протонах от деления изотопов 23 U, 239ри 238у 241рц и по ним вычисляют доли делений 235U, 239Pu. 238U, 241Ри. 3 ил., таблица.

Типичный изотопный составреактора ВВЭР-440 - вклады по числу делений

U.Pu.

Фиг/

V

)«

о

О4

34

Фие2

..

..:в

..

pftt° Је,,м.в

NfVW 2,0

t,8 1,6- /, Vt

r,o

/

5 6 фиг.З

7 В E}etMs6