Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов Советский патент 1982 года по МПК G21C17/06 

Изобретение относится к области неразрушающего анализа делящихся материалов ядерно-физическими методами и может быть использовано в ядерной энергетике для анализа отработавшего топлива.

Известен способ неразрушающего анализа отработавшего топлива ядерных реакторов по запаздьгоающим нейтронам, позволяющий определить содержание урана-235 и способ неразрушающего анализа делящихся материалов с использованием свинцового спектрометра, позволяющий определить содержание урана-235 и плутония-239 П .

Этот способ требует для своего осуществления, применения нейтронных генераторов и их практическое применение в существующих горячих камерах атомных электростанций встречает зна чительные трудности. Наиболее близким по технической сущности к описываемому изобретению является способ неразрушающего анали за отработавших тепловыделяющих элементов, включающий определение содер жания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по нему содержания изотопов 2 . Недостатком известного способа является невысокая точность анализа так как он не позволяет определить накопление цзотопов плутония. Целью изобретения является повышение точности анализа. Указанная цель достигается за счет того, что измеряют собственное нейтронное излучение продуктов деления, а по нему определяют содержа ние кюрия-244 и накопление изотопов плутония. Сущность изобретения поясняется чертежом. Устройство содержит кольцевую сборку из детекторов тепловых нейтронов 1 в водородосодержащем замедлителе- (парафине) 2, в центральной части сборки имеется цилиндрическая полость, в которую попеременно поме щаются сменные радиаторы 3, 4, соде обычную воду, тяжелую воду и бериллий и имеющие осевое отверстие сквозь которое протягиваются сканируемый твэл или ТВС 5. При сканировании ТЗС радиатор 3 удаляется и пользуются только радиатором 4.

Способ реализуется следующим образом.

Устройство предварительно калибруется источниками рутения-106, церия14А и кюрия 24А с радиаторами, содержащими бериллий, тяжелую воду и i обычную воду.

Использование радиаторов, содержащих тяжелую воду и бериллий, позволяет определить содержание в топливе рутения-106 и церия-144, а из-, мерение собственного нейтронного излучения позволяет определить содержание кюрия-244, что в свою оче- редь дает возможность определить содержание изотопов плутония.

Анализ долгоживущих продуктов деления, испускающих гамма-кванты с энергией больше пороговой энергии реакции (у-, п) на данных мишенях. показывает, что фотонейтроны могут генерироваться только гамма-квантами 106 {44 от нуклидов RU и Се. Причем, на дейтериифотонейтроны генерируются гамма-квантами от ° Ru, а на бериллии генерация фотонейтронов .обусловлена гамма-квантами как от так и от Се. Реакция (у, п) может быть вызвана также и гамма-квантами тормозного излучения. Из всех накапливающихся прираспаде долгоживущих -излучателей только р-частицы от ° Ru и Се, способны испускать гамма-кванты тормозного излучения с энергией, достаточной для реакции (у, п) на бериллии. На дейтерии вклад в образование фотонейтронов дает, тормозное излучеч ние только от р-частиц Таким образом: N|. , 1 ,. где P - измеренные интенсивности потоков фотонейтронов на соответствующих мишенях, имп/с; число атомов соответствующих элементов, ат/г; калибровочные коэффициенты, которые учитывают эффективность установки, самопоглощение и т.д. Разрешая эти уравнения относительно N получили рабочие формулы для концентраций соответствующих нуклидов на момент измерения. Чтобы определить сколько всего образовалось этих изотопов за время кампании облучения, надо значения N умножить на коэффициенты т;, учитывающие

убыль соответствующих изотопов за время кампании и время охлаждения. Коэффициенты ш; рассчитываются по формуле

X; Z: Rnt°n

m

ZKl-f ) Rn

08Л 1

-Время облучения, сутки;

где t

n

Oil

-время охлаждения, сутки

Wn

-относительная (Wn - среRn, -« няя) мощность реактора

оед во время

-А; - постоянная распада. В нашем примере значения mj равнялись Шо «7,58; трр««12,9.

Число образовавшихся ядер про,О «-О

NC ) связано

(N

дуктов деления , бе

с числом разделив,птихся ядер следующими уравнениями:

й« -ЧнК }

N+Y

(2) N J

Nee Yce N Y,

где Y - коммулятивные выходы соответствующих нуклидов; N , N т число разделившихся ядер

л f 7 З О

и и PU за время кампании облучения, ат/г. Решая совместно (1) и (2) получим формулы для выгорания: и 1 м 1 Peg (a. Yffu).,Ygi,

a,a,(Y,;Y,V-Y Y,) P°a,Y«M-fr.o(ai,Ygu-a,Y)

z я я CY Y -y )

a,, ij,g Ice «u

г )21 f

где W , W - выгорание U и Pu : - В единицах кг/т;

К,, z коэффициенты размерности.

Подставляя в СО .и (3) - численные значения коэффициентов и констант получим рабочие формулы для определения концентраций накопившихся продуктов деления и выгорания. Приведенные ниже рабочие формулы справедливы только- дпя конкретной установки

На момент измерений: 4,.{1 ,288%- ,081 н,о ) о Гат/2 NJe (0,,-1, 4-0, ).10 ат/2.

На конец кампании:

Кв„«(9, -8,,о) 1оЧат/21

Н«,.(10,17Рве- 9,,71бФ„ „).1о

ат/23

W.C103, -8,, )10

W.(77,, +118,)1о .кг/т

При установке мишени из воды проводится измерение собственного нейтронного излзчения ТВС. Измерение потока собственного нейтронного излучения ТВС позволяет вычислить на744

копление нуклида Cm, если предположить, что вклад других делящихся нуклидов (в основном Cm, , ) и нейтронов из реакции (oi, n) на легких элементах пренебрежимо мал. Сделанное предположение o оправдывается как результатами расчетов (1), так и результатами дест-руктивных методов анализа (2). Таким образом:.

. ,,-Н„

5 где Гц - измеренное значение интенсивности собственного излучения ТВС, имп/с; . U|f - коэффициент пропорциональности, учитывающий эффек0тивность установки, постоянную распада и т.д. Подставляя численные значения коэффициентов, получим рабочие формулы:

на момент измерений:

5Ы,0,744.1о«Р„ Дат/2

на конец кампании:

,-0,840 1о Дат/2.

Таким образом, одновременно, в одном цикле измерений, определяется выгорание и накопление делящегося

Я44

-нуклида Cm, что позволяет использовать экспериментальные кореляционные соотношения между этими величинами для увеличения точности теоретических расчетов накопления изотопов

плутония в отработавшем топливе ядер- ;

;ных реакторов.

Таким образом имеются отправные

данные для расчетного определения в отработавшем топливе изотопов плутония, америция и кюрия. Проведя соответствуюпще расчеты, можно получить концентрацию изотопов в цепочке накопления, а правильность используемых в расчете параметров покажет совпадение расчетных экспериментальных данных по содержанию кюрия-244.

, Иначе говоря, цепочка накопления фиксируется экспериментальными данными, полученными неразрушающим методом в двух точках, в начале и в конце, ограничивая вариации расчетных параметров при определении изотопов плутония, америция и кюрия.

Цепочка накопления трансурановых изотопов

239 p p p.,i-Jda p..

,j236.. ,, 2W

il («.y, и («.)f, и U.7r,) -У (n,j) . и

,.,. Содержание изотопов, подчеркнутьпсФ 5257 имп.,Ф., 28041 имп.Г

1ОДНОЙ чертой известно из паспорт-Ф --11504 имп.

ных данных. .

Содержание изотопов, подчеркнутых, ,/ 11.0 -шпч

двумя чертами измеряется.20 л 0j,u-- j- -6,7 i

Пример вычисления выгорания., Результаты измерений и вычислений (220А1 300) „. (5257-300)Т IQ по рабочим формулам даны в таблице.30 30 J

Для иллюстрации вычислений приведем 187 кг/т..

пример вычисления выгорания для точ-25 у яТ7716 28041 -300) ,, ки № 23 сканируемого твзла.J. 30

В первых трех колонках даны из- , 11501-300) (5257-300) I .меренные значения Р; за 30 с ( ,(

равняется 300 имп. за 30 с):-135 кг/т.

711905-ft

Л (Tup l

7i.f) M) tn-y) .ю

|6V

t

л тт 100 п V I ) , , .,

СПОСОБ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО АНАЛИЗА ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ, включающий определение содержания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по нему содержания изотопов, отличающийся тем, что, с целью повышения точности анализа, и^- меряют собственное нейтроннЬе излучение продуктов деления, а по нему определяют содержание кюрия-244 и накопление изотопов плутония.(ЛС