СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Советский патент 1996 года по МПК G21C17/06 

Изобретение относится к области прикладной ядерной физики и может быть использовано в ядерной энергетике для определения изотопного состава в активных зонах ядерных реакторов, а также для тестирования программ расчета реакторов.

Цель изобретения для способа и устройства, его реализующего, повысить экспрессность измерения, обеспечить контроль всех элементов ядерного топлива в различных локальных частях активной зоны работающего реактора.

На фиг. 1 приведена принципиальная схема измерения спектров замедляющихся нейтронов; на фиг. 2 схема вывода нейтронного пучка из втулочного блока естественного урана в воде; на фиг. 3 участок спектра в области энергий нейтронов Е₁ 3эB, Е₂ 23эВ, измеренный методом времени пролета.

Устройство для определения изотопного состава топлива в ядерном реакторе содержит измерительный участок, включающий активную зону, с расположенными в ней в замедлителе (воде) твэлами 1. В работающий реактор 2 помещается трубка 3 для вывода пучка нейтронов. В нижнем торце трубки размещен рассеиватель 4 из тяжелого материала, например свинца. Рассеиватель нейтронов должен иметь максимальный атомный номер, в нем должны отсутствовать резонансные нейтронные уровни в области энергий 0-1000 эВ. Трубка 3 также выполняется из материала, слабо поглощающего нейтроны и не имеющего резонанса в вышеуказанной области энергий. Трубка проходит через отверстие в верхней крышке 5 и защите 6 реактора 2 и коллиматор 7 к механическому прерывателю 8 нейтронного пучка, последний далее направляется через следующий коллиматор к детектору нейтронов 9 с защитой 10 и после усиления и формирования на усилителе и формирователе импульсов 11 импульсы от нейтронного детектора поступают на ЭВМ 12, которая воспринимает и обрабатывает информацию о спектре нейтронов в пучке и выдает ее на принтер 13, дисплей 14 и графопостроитель 15.

Нейтроны, выходящие из твэлов, рассеиваются на тяжелом рассеивателе (свинец) и по выводной трубке (алюминий, цирконий, сталь), которая расположена с возможностью перемещения вдоль пучка нейтронов, проходя систему коллиматоров, в виде узкого пучка падают на механический прерыватель, после которого короткие импульсы нейтронов (≈ 1-2 мкс) проходят расстояние ≈ 5-10 м, регистрируются детектором и с помощью ЭВМ измеряется их время пролета ( энергия) и количество. Во время измерений ЭВМ производит сортировку и обработку получаемой экспериментальной информации и через 10-60 мин выдает полученные результаты в виде обработанного спектра на дисплей и графопостроитель и в виде таблиц по концентрациям на дисплей и принтер.

Поскольку трубка для вывода пучка нейтронов размещена с возможностью перемещения вдоль твэлов пучка, можно проводить локальные измерения изотопного состава и концентрации по всему измерительному участку, а при размещении трубок по всей активной зоне между твэлами можно получать информацию по изотопному составу для реактора.

Способ получения концентраций изотоgов из измеренных спектров замедляющихся нейтронов иллюстрируется на примере спектра нейтронов, выходящих из втулочного блока естественного урана, находящегося в воде. Схема вывода нейтронного пучка 16 из ограниченной области 17 втулочного блока 18 естественного урана в воде 19 приведена на фиг. 2. На фиг. 3 приведен участок спектра в области энергий нейтронов E₁ 3 эВ, Е₂ 23 эВ, измеренный методом времени пролета на сильноточном линейном ускорителе электронов. Из фиг. 3 видно, что спектр замедляющихся нейтронов отражает резонансную структуру полных нейтронных сечений изотопов, находящихся в момент изменений в блоке естественного урана (²³⁸U, ²³⁵U, ²³⁴U.)
Наиболее ярко проявляются, как видно из фиг. 3, сильные S-уровни ²³⁸U, содержание которого в блоке составляет 99,3 Четко проявляются также уровни ²³⁵U (содержание 0,7) и слабые р-уровни ²³⁸U. Площадь провала в спектре нейтронов, обусловленная резонансным уровнем определенного изотопа, зависит от концентрации изотопа в блоке и параметров этого уровня (полной и частичных ширин Г, Г_n, Г, Г_f). Эта зависимость может быть найдена для конкретной геометрии путем монте-карловского расчета спектров.

Для приближенных расчетов и оценки концентраций изотопов в случае слабых уровней используют диффузионное приближение, которое дает

где A_ik площадь провала в спектре, обусловленная уровнем К изотопа i;
n_i концентрация изотопа i в блоке;
d средний геометрический путь нейтрона через блок при изотопном облучении блока нейтронами;
сечения захвата уровнем К изотопа i;
полное сечение для уровня изотопа i;

Гik

полная ширина уровня изотопа i;
Гik = Гink+ Гiγk + Гifk
Гink Гik, Гifk - нейтронная, радиационная и делительная ширина соответственно уровня k изотопа i;
σisk = σ_sp = 4π(R)² - сечение потенциального рассеяния;
R_i эффективный радиус ядра;
λ_ok - длина волны нейтрона, отвечающая энергии уровня k изотопа i; A_i атомный вес изотопа i; -спиновый g-фактор;
Iik спин изотопа.

В пренебрежении интерференцией уровней при делении полное сечение можно представить приближенно как

Для сильныx уровней в случаях, когда максимальный сброс энергии

Выражения для A_ik (1, 2) содержат известные величины, кроме n_i. Вычисляя зависимость A_ik A_ik (n_i) от n_i для ряда уровней k изотопа i используют ее для определения концентраций изотопа i n_ik по определенным из измеренных спектров площадей провалов уровней k A_ik. При этом концентрация изотопа i определяется как среднее из n_ik, определенных из данных для каждого из уровней k:

Использование изобретения даст возможность получать уникальную информацию о концентрации изотопов в любой области реактора и в любое время его работы. Эта информация является определяющей в осуществлении режима экономного и безопасного выжигания топлива в реакторе, предупреждения возможности образования локальных надкритичностей в процессе накопления плутония и трансплутониевых элементов, что очень важно для обеспечения ядерной безопасности реактора при его эксплуатации. Эта информация, а также непосредственно получаемые в измерениях спектры замедляющихся и тепловых нейтронов могут служить в качестве реперных для надежного тестирования разрабатываемых программ расчета реакторов. ЫЫЫ2

Сущность изобретения: а канале работающего ядерного реактора вблизи от твэлов размещают рассеиватель с максимальным атомным номером, в нейтронном сечении которого не имеется резонансов в области энергий ниже 1000 эВ. Канал размещен в замедлителе с возможностью перемещения вдоль исследуемого топливного элемента. Рассеиватель формирует в заданном направлении поток замедляющихся нейтронов, выходящих из твэлов. По методу времени пролета измеряют энергетический спектр замедляющихся нейтронов в области энергий 0-1000 эВ. Идентификацию изотопов проводят по положению провалов в измеренном спектре, а по площади провалов вычисляют содержание этих изотопов. 2 c.п. ф-лы., 3 ил.

1. Способ определения изотопного состава топлива в ядерном реакторе, заключающийся в измерении энергетических спектров нейтронов, выходящих из ТВЭЛ, по методу времени пролета, идентификации изотопов по положению провалов в измеренном энергетическом спектре, вычислении по площади провалов содержаний соответствующих изотопов, отличающийся тем, что, с целью повышения экспрессности измерений и обеспечения возможности локального анализа топлива в разных частях активной зоны работающего реактора, в локальном объеме активной зоны вблизи от топливного элемента размещают рассеиватель нейтронов из вещества, в нейтронном сечении которого отсутствуют резонансы в области энергий ниже 1000 эВ, с максимальным атомным номером, а спектр нейтронов в области энергий 0 1000 эВ. 2. Устройство для определения изотопного состава топлива в ядерном реакторе, содержащее вертикальный канал для вывода нейтронного пучка, расположенный в замедлителе активной зоны реактора и оборудованный прерывателем пучка нейтронов, детектор нейтронов, соединенный с усилителем-формирователем импульсов нейтронов, отличающееся тем, что в нижней части канала для вывода нейтронов расположен рассеиватель нейтронов, канал размещен в замедлителе с возможностью перемещения вдоль исследуемого топливного элемента, а расстояние между каналом и топливным элементом меньше длины пробега нейтронов в замедлителе.