Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов

Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов

Иллюстрации

Показать все

Реферат

 

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

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

И %

РЕСПУБЛИК, SU„„11905

A@4 G 21 С 17/06

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

flO ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ (21) 2562058/18-25 (22) 29.12.77 (46) 30.10.82. Бюл. У 40 (72) Н.М. Казаринов, А.А. Воронков, А.Г. Коренков и В.А. Маевский (53) 621.039.5(088.8) (56) 1. Журнал "Атомная энергия", т. 27, 1969 г., стр. 281.

2. Патент США Ф 3293434, кл. 250-83, опублик. 1966 (прототип). (54) (57) СПОСОБ НЕРАЗРУША10ЩЕГО АНАЛИЗА ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЬЩЕЛЯ10ШИХ

ЭЛЕМЕНТОВ, включающий определение содержания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по нему содержания изотопов, о т— л и ч а ю шийся тем, что, с целью повышения точности анализа, измеряют собственное нейтронное излучение продуктов деления, а по нему определяют содержание кюрия-244 и накопление изотопов плутония °

711905

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 ° запаздывающим нейтронам, позволяющий определить содержание урана-235 и способ неразрушающего анализа делящихся материалов с использованием свинцового спектро.— метра, позволяющий определить содержание урана-235 и плутония-239 (lj .

Этот способ требует для своего осуществления применения нейтронных генераторов и их практическое применение в существующих горячих камерах атомных электростанций встречает значительные трудности.

Наиболее близким по технической сущности к описываемому изобретению является способ неразрушающего анализа отработавших тепловыделяющих элементов, включающий определение содержания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по нему содержания изотопов f2) .

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 содержание 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 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 TBC радиатор 3 удаляется и пользуются только радиатором 4.

Способ реализуется следующим образом.

Устройство предварительно калибруется источниками рутения-106, церия144 и кюрия244 с радиаторами, содержащими бериллий, тяжелую воду и обычную воду.

Использование радиаторов, содержащих тяжелую воду и бериллий, поз-!

О воляет определить содержание в топливе рутения-106 и церия-144, а из-. мерение собственного нейтронного излучения позволяет определить содержание кюрия-244, что в свою оче1S редь дает возможность определить содержание изотопов плутония.

Анализ долгоживущих продуктов деления, испускающих гамма-кванты с энергией больше пороговой энергии

20 реакции (8t, и) на данных мишенях, показывает, что фотонейтроны могут генерироваться только гамма-квантами

toe Я4 от нуклидов Ru и Се. Причем, на дейтерии фотонейтроны генерируют1об

25 a -K HT oT Ru, а на бериллии генерация фотонейтронов обусловлена гамма-квантами как от

eeцп так и от 144Се

Реакция (2I, n) может быть вызвана также и гамма-квантами тормозного излучения. Из всех накапливающихся прираспаде долгоживущих 1-излучателей

1об 144 только P-÷àñòèöû от Ru и Се, способны испускать гамма-кванты тормозного излучения с энергией, доста3S точной для реакции (y. и) на бериллии. На дейтерии вклад в образование фотонейтронов дает тормозное излуче îe ние только от Р-частиц Ru.

Таким образом:

@q,o =a< Ngц (1) рве аг Нц, +а Мсе где 9 — измеренные интенсивности потоков фотонейтронов на соот43 ветствующих мишенях, имп/с;

N — число атомов соответствующих элементов, ат/г; а; — 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 m;, учитывающие

71!905 (2) 3 убыль соответствующих изотопов за время кампании и время охлаждения.

Коэффициенты m; рассчитываются по формуле

9; Z Rnt Q(l-Å-" )Е- Rn

ОВЛ Fl где t„— время облучения, сутки; охп — время охлаждения, сутки;

Wn

Кп †„„„ — относительная (Ип — средняя)"мощность реактора о54 во время t„ — постоянная распада.

В нашем примере значения m равнялись ш 7,58; ш "12,9.

4$

Число образовавшихся ядер проо о дуктов деления (N<, N, ) связано с числом разделившйхся ядер следующими уравнениями:

9 0 где Y " "коммулятивные выходы соответствующих нуклидов;

5 7

N,,Ы число разделившихся ядер

U и 239Pu за время кам25 пании облучения, ат/г.

Решая совместно (1) и (2) получим формулы для выгорания:

9 Р, (а Y +а Y„u)-Ó а, Y„„ а< а3 Уц„7«е се Y„„)

1 ф11 - 1 а,1 а 3(Y< се Усе У- йм )

13 255 2Л (3) где W, W — выгорание U и -Pu в единицах кг/т;

К,, К вЂ” коэффициенты размер- З5 ности.

Подставляя в (1) .и (3) - численные значения коэффициентов и констант получим рабочие формулы для определения концентраций накопившихся продуктов деления и выгорания. Приведенные ниже рабочие формулы справедливы только для конкретной установки, На момент измерений:

N u (1,2889э о 1,081 9„,0 ) 10 ат/2)

М (0, 7879„-1,487Я, +О, б77У ) 10 (ат/2).

На конец кампании:

Natu (9,1489 -8,1939 „, ) 10 (ат/2)

Нсе (10,17Фае — 19,22 э о+ н о

W (103,0Ô вЂ” 8,719 -81,79 ) 10

Э,о Ве Ц о W (77,76 Р -207,49> +! 18,2 Рд о) 10 (кг/т)

При установке мишени иэ воды проводится измерение собственного иейтронного излучения ТВС. Измерение потока собственного нейтронного излучения ТВС позволяет вычислить на244 копление нуклида Cm, если предположить, что вклад других делящихся нуклидов (в основном 42 Cm, 242

Pu, Pu) и нейтронов из реакции (Ы, и) на легких элементах пренебрежимо мал . Сделанное предположение оправдывается как результатами расчетов (1), так и результатами дест-руктивных методов анализа (2).

Таким образом: н„="к 11 ст где У вЂ” измеренное значение интенН<о сивности собственного излучения ТВС имп/с; — коэффициент пропорциональности, учитывающий эффективность установки, постоянную распада и т.д.

Подставляя численные значения коэффициентов, получим рабочие формулы: на момент измерений:

Ыс, 0,744 ° 10 н о1ат/2 на конец кампании:

NÄ 0,840 10 Фн оta /Ï

Таким образом, одно53ременно, в одном цикле измерений, определяется выгоранпе и накопление делящегося нуклида Cm, что позволяет исполь244 зовать 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 соответствующие 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 иэотопов плутония, америция и кюрия.

Цепочка накопления трансурановых изотопов

- 711905.

Редактор H. Марголис Техред М.Моргентал КоРРектоР Е. Рошко

Заказ 6641 Тираж 65

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

Подписное

Производственно-полиграфическое предприятие, г. Ужгород, ул. Проектная, 4

244

Сте в

243 244

AN (о.y)

T 239 р 240 р 2И р — «242 р) 243 р

" п,)) "tn.21 "(n:ÓI " In,21

" се

Ь г)5 а — U — v — V—

236 гз7 гм 212 — (n,g) (ь,g) (n,2q) — (n, I% )

)44 " 10б

Ce Ru

Содержание H30TQBOB.ïoä÷epKHÓTûõ gl 5257 имп. (p =28041 и и ,одной чертой известно из паспорт- )) -11504 имп. ных данных.

Содержание изотопов, подчеркнутых двумя чертами измеряется. (11508-300)

Пример вычисления выгорания.

Результаты измерений и вычислений >(22041-300) 1 7 ),5257-300) по рабочим формулам даны в таблице. 30 30

Для иллюстрации вычислений приведем =187 кг/т, пример вычисления выгорания для точ- б ) 7716 (28041 -300) ки Р 23 сканируемого твэла. . . 30

В первых трех колойках даны иэ-, (1 1 50 1-3022)) 1 1 8 (5257-300) меренные значения Ф; за 30 с (фон 30 о — — +1182

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