Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов

СОЮЗ СОВЕТСКИХШИЛЮППЧЕСКИЫРЕСПУБЛИК 8011905 а)4 С 21 С 17/06 ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯН АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССРПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ(54)(57) СПОСОБ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО АНАЛИЗА ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХЭЛЕМЕНТОВ, включающий определениесодержания продуктов деления путемизмерения фотонейтронного излученияпродуктов деления и определения понему содержания изотопов, о т -л и ч а ю щ и й с я тем, что, с целью повышения точности анализа, измеряют собственное нейтронное излучение продуктов деления, а по немуопределяют содержание кюрияинакопление изотопов плутония711905 Изобретение относится к областинеразрушающего анализа делящихся материалов ядерно-физическими методамии может быть использовано в ядернойэнергетике для анализа отработавшеготоплива.Известен способ неразрушающегоанализа отработавшего топлива ядерных реакторов по запаздывающим нейтронам, позволяющий определить содержание уранаи способ неразрушающего анализа делящихся материаловс использованием свинцового спектрометра, позволяющий определить содержание уранаи плутония1 .Этот способ требует для своегоосуществления применения нейтронныхгенераторов и их практическое применение в существующих горячих камерахатомных электростанций встречает значительные трудности.Наиболее близким по техническойсущности к описываемому изобретениюявляется способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов, включающий определение содержания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по немусодержания изотопов 21,Недостатком известного способаявляется невысокая точность анализа,так как он не позволяет определитьнакопление цзотопов плутония.Целью изобретения является повышение точности анализа.Указанная цель достигается засчет того, что измеряют собственноенейтронное излучение продуктов деления, а по нему определяют содержание кюрияи накопление изотоповплутония. Сущность изобретения поясняетсячертежом. Устройство содержит кольцевую сборку из детекторов тепловых нейтронов 1 в водородосодержащем замедлителем (парафине) 2, в центральной части сборки имеется цилиндрическая полость, в которую попеременно помещаются сменные радиаторы 3, 4, содержащие обычную воду, тяжелую воду и бериллий и имеющие осевое отверстие, сквозь которое протягиваются сканируемый твэл или ТВС 5. При сканировании ТВС радиатор 3 удаляется и пользуются только радиатором 4. Способ реализуется следующим образом.Устройство предварительно калибруется источниками рутения, церия.144 и кюрия 244 с радиаторами, содержащими бериллий, тяжелую воду иобычную воду.Использование радиаторов, содержащих тяжелую воду и бериллий, позО воляет определить содержание в топливе рутенияи церия, а из-.мерение собственного нейтронногоизлучения позволяет определить содержание кюрия, что в свою оче 15 редь дает возможность определить содержание изотопов плутония.Анализ долгоживущих продуктов деления, испускающих гамма-кванты сэнергией больше пороговой энергии20 реакции (, и) на данных мишенях,показывает, что фотонейтроны могутгенерироваться только гамма-квантамиюб И 4от нуклидов Ки и Се, Причем,на дейтерии фотонейтроны генерируют 1 об25 ся гамма-квантами от Ки, а на фбериллии генерация фотонейтроновобусловлена гамма-квантами как отщцп так и от 4 Се.Реакция (, и) может быть вызванатакже и гамма-квантами тормозного излучения. Из всех накапливающихся при.распаде долгоживущих -излучателей1 об 141только 3 -частицы от Кы и Се,способны испускать гамма-кванты тормозного излучения с энергией, доста 35точной для реакции (, и) на бериллии. На дейтерии вклад в образованиеФотонейтронов дает тормозное излучеОбние только от -частиц Кц,Таким образом:фвео =а "ц (1)Рве аг 11 ц +авЧсегде 9 - измеренные интенсивности по"токов фотонейтронов на соот 45ветствующих мишенях, имп/с;Ы - число атомов соответствующих элементов, ат/г;а; - калибровочные коэффициенты,которые учитывают эффективность установки, самопоглощение и т.д.Разрешая эти уравнения относительно Н получили рабочие формулы дляконцентраций соответствующих нуклиДов на момент измерения. Чтобы опре 55 делить сколько всего образовалосьэтих изотопов за время кампании облучения, надо значения Б умножитьна коэффициенты ш;, учитывающиеувеличения точности стопов ве яде плуто ных р Таким образом имеются отправныеданные для расчетного определения вотработавшем топливе изотопов плутония, америция и кюрия. Проведя соотИ еветствующие расчеты, можно получитьконцентрацию изотопов в цепочке нав копления, а правильность используемых в расчете параметров покажетсовпадение расчетных экспериментальных данных по содержанию кюрия.651, Иначе говоря, цепочка накопленияфиксируется экспериментальными данными, полученными неразрушающим методом в двух точках, в начале и вконце, ограничивая вариации расчет 55 ных параметров при определении иэотопов плутония, америция и кюрия.Цепочка накопления трансурановыхизотопов э воды провоенного нейт 3 убыль соответствующих изотопов за время кампании и время охлаждения. Коэффициенты в; рассчитываются по формулевлЫ-Е-ф ) Е- Кповлгде С - время облучения, сутки; лл- время охлаждения , сутки ;1 оп Кпл в- относительная (1 и - средняя) мощность реактораоелво время й;- постоянная распада.В нашем примере значения ш равнялись шя 7,58; ш ф 12,9. Число образовавшихся ядер проо о дуктов деления (И , Б, ) связано с числом разделивййхся ядер следующими уравнениями:е,О 1 я-,Я + 1 цО у 1 у 3 .1 я . (2)се Се се где У " коммулятивные выходы соответствующих нуклидов;5Н , 11число разделившихся ядер аЗвц и 29 р за время кампании облучения, ат/г.Решая совместно (1) и (2) получим формулы для выгорания:3 9 9 Р.(аУ +а Уе,)-ф аяа а (Уя Усе се Гя) е, ф а,уя-Ф о(аеТ,-а У )1Ъ % а аз(ясе се я, ) г( где У , Ю - выгорание ц и .Рв единицах кг/т; К К - коэффициенты размерности.Подставляя в (1) .и (3) . численнь значения коэффициентов и констант лучим рабочие формулы для определе ния концентраций накопившихся продуктов деления и выгорания. Приведенные ниже рабочие формулы справед ливы только для конкретной установНа момент измерений: Бя (1,2881 О,081, )10 ат/2 ат/2 .На конец кампании: Няцфф(91489 -8193 фи,о) 1 О 1 ат/2 се ( еэоно Ч(103,0 Ф - 8,719 -81,7 Р ) 10Э,оВеИо тУ (77 76 Ре 207,4 Ф + 18,2 Рл о ) 1 О (кг/т При установке мишени и дится измерение собств ронного излучения ТВС. Измерениепотока собственного нейтронного излучения ТВС позволяет вычислить на"244копление нуклида Сш, если предположить, что вклад других делящихся нуклидов (в основном 42 Сш,242Ро,Ри) и нейтронов из реакции(Ы, и) на легких элементах пренебрежимо мал . Сделанное предположение 1 О оправдывается как результатами расчетов (1), так и результатами дест-руктивных методов анализа (2).Таким образом:о Пя 1 ст15 где У - измеренное значение интенН,осивности собственного излучения ТВС, имп/с;- коэффициент пропорциональности, учитывающий эффек тивность установки, постоянную распада и т.д.Подставляя численные значения коэффициентов, получим рабочие формулы 3на момент 4 измерений:Ыс, 0,74410 Ф ат/2на конец кампании:Х 0,840 10 Фат/21; Таким образом, одновременно, в одном цикле измерений, определяется выгоранпе и накопление делящегося нуклида Сш, что позволяет исполь 244зовать экспериментальные кореляционные соотношения между этими величинарасчетов накопленияя в отработавшем топлкторов.711905 РедактоР И. Марголис Техред М.Моргентал КоРРектоР Е. Рошко Заказ 6641 Тираж 65 ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий 113035, Москва, Ж, Раушская наб., д. 4/5,одной чертой известно из паспортНо ф ЬЕимп.ных данныхСодержание изотопов, подчеркнутыхдвумя чертами измеряется.(11508-300)Пример вычисления выгорания,Результаты измерений и вычислений (2041-300) 1 7 (5257-3001по рабочим формулам даны в таблице. 3030Для иллюстрации вычислений приведем =187 кг/т ,пример вычисления выгорания для точ б 11 1 7716 (28041 -300)ки В 23 сканируемого твэла. 3. 30В первых трех колойках даны иэ-, (1501-300) 118 (5257-300)меренные значения Ф; за 30 с (фон 30о -- +118230