Способ определения изотопного состава топлива в активной зоне ядерного реактора

 

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 .

союз советских

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (19) ()!) (н)з G 21 С 17/00

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ

ПО ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТКРЫТИЯМ

ПРИ ГКНТ СССР

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 4797936/25 (22) 28.02.90 (46) 30.09.91. Бюл. М 36 (72) С.Н.Кетов, В.В.Архипов, В.И.Копейкин, И,Н.Мачулин, Л.А.Микаэлян, О.А.Петровичев и М.Б.Шарифьянов (53) 621.039.5(088.8) (56) Овчинников Ф.Я., Семенов В.В.. Экс-. плуатационные режимы ВВЭР, М.: Энергоиздат, 1988, с. 229. (54) СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (57) Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для определения изотопного состава топлива в активных зонах ядерного реактора. Целью изобретения является повышение безопасИзобретение относится к ядерной энер-. гетике и может быть использовано для onpåделения 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 тепловыдвляющей сборке и концентрации зэмедлителя в активной зоне.

К недостаткам способа относятся низ-.

«ая точность и ненадежность оценок, Известны радиохимические способы анализа состава отработанного топлива. ности 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 выгорания2 U и накопления Ри. Измеря. ют энергетический спектр позитронов ат реакции обратного Р --распада антинейтрино на протонах водородосодержащей мишени вдиапазоне энергий 1,2 — 7,2 МэВ, определяют энергетические спектры позитронов от реакции обратного ф-распада антинейтои н на п отонах от деления изотопов U, Ри, 0 Ри и по ним вычисляют доли делений О, Ро, U, Ри. 3 ил., табли24t ца.

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 Т8С.

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

g -Спектрометрический способ не позволяет оперативно, непосредственно в ходе работы, измерять выгорание 0 и

235

1681338 накопление Ри. Данный способ связан с

239 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 апределения изотопного состава в процессе работы реактора, Цель достигается тем, что измеряют энергетический спектр позитронов от реакции обратного,д-распада антинейтрино на протонах водородосодержащей мишени в диапазоне энергий 1,2 — 7,2 МэВ, определяют энергетические спектры позитронов от реакции обратного р -распада антинейтрино на протонах от деления изотопов U, Pu U Pu и по ним вычисляют доли делений 231 239 Ри238Ц24 1Р В процессе работы ядерного реактора меняется состав ядерного топлива (вклады ио числу делений) ее счет еыгорении одних изотопов U, U) и накопления других

239Pu). 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 обратногоф-распада ! м +р-п+е+, (1) где Уе — электронное анти нейтрино; и — нейтрон; р — протон; е — позитрон, спектр которого измеряется в спектрометре.

Индификация ve производится по регистрации продуктов реакции (1) — поэитрона 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 деления U,239Pu и 0; на иг,3 — отношение спектров для изотопов U и Ри.

23 239

Ядерная установка, реализующая предлагаемый способ, содержит активную зону

1 с биологической защитой 2, На некотором

25 где 1,8 Мэ — порог реакции (1).

Энергетический спектр антинейтрино дв от ядерной установки формируется при

Я-распре осколков деления четырех изотопов: U, 2 Pu, U и Ри. Поэтому сум241

30 марный спектр позитронов реакции (1) в водородосодержащей мишени может быть записан в виде

Зв (Ее ) =a5$5(Ee+ )+ag Sg (Eе+ )+a8S8(Eе+ )+a1$1(Ее+ ) (3) где а аg,àya1, - доли д2елений соответст,36О 2 Ри 238 и 41 Ри

Е е — энергия позитрона;

S5(Ее ),Яg (Ее )188(E е ) S 1(Е е ) энергетические спектры позитронов реакции (1) в водородосодержащей мишени от осколков деления соответственно U, z3gP„z38U „241 Ри

На щли д2еления каждого изотопа 2 U, Pu, U и. Ри накладывается условие нормировки.

as+ag +a8+a1 =1 (4) Представленные на фиг.2 дифференциальные энергетические спектры позитронов реакции обратного Р -распада (1), рассчитанные по энергетическим спектрам антинейтрино от осколков деления ц (1), 239Ри (2), и 0 (3) (спектр от Ри не показан, так как его вклад в процесс деления незначителен). сильно отличаются друг от друга (в 2,0-2,5 раза).

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

5 схему 4 с трактами усиления сигналов и блоками питания, подключенную к анализирующей электронной аппаратуре 5, в которую входят система KAMAK (амплитудный и временной отбор информации) и миниЭВМ (ана10 лиз и накопление информации), Способ реализуют следующим образом.

Измеряют энергетический спектр позитронов реакции (1) (энергетический спектр позитронов получа1от из разности

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

Спектр позитронов, рождающихся в реакции (1) в водородосодержащей мишени, 20 однозначно связан со спектр эм м®, так как кинетическая энергия поэитрона Ее+ (МэВ) определяется энергией налетающего антинейтрино соотношением

Ее+(МэВ) = Ej (МэВ) - 1,8 МэВ, (2) 1681338

Для анализа применяют стандартный метод Х: где S e+ (Е e+ 1 )- значения анализируемого спектра в J-й точке нэ шкале энергий позитронов реакции(1) в водородосодержащей мишени; 10

J - 1-К вЂ” число рассматриваемых точек на шкале энергий (произвольное);

gPs (Еа+ 1 ) — значения спектров позитронов от осколков деления i-го изотопа в J x точках на шкале энергий;

1- 5,9,8,1 — обозвначегния изотопов, соответственно гз50, Pu, эа0 и г4 Pu; а1 — вклады 1-го изотопа по числу делений; 20

oj — экспериментальная погрешность спектра в J-й точке.

Суть метода Х заключается в нахождении путем вариации параметров. соответствующих минимальному значению Хмин . 25 г

Найденные значения ai """ являются искомыми. Энергетический диапазон ЕР, = (3-9)

МэВ выбран из необходимости обеспечения высокой статической точности и наи- 30 большего соотношения эффект!фон. Нэ фиг,3 приведено отношение спектров для изотопов 0 и Ри, откуда видно, что наибольшее различие спектров достигается именно для этого энергетического диапазо- 35 на. В то же время за пределами данного энергетического диапазона скорость счета позитронных событий мала, так как: при энергии Ер, нижеЗМзВточностьопределения спектра падает ввиду большого вкла-. да фона, который приходится вычитать, э при энергии Е р,. 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 анти. нейтзоино, можно определить количество

j0 и Ри, 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 десятков 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 ВВЭР-440.

Иэ тзавблицы видно, что суммарный вклад 0 и Ри составляет (85 — 90) .

Согласно таблице, основные изменения за кампанию претерпевают 0 его доля уменьшается с 70 до 51 ) и Ри (его уоля увеличивается с 20 до 35 ), вклад

0 почти не меняется, а вклад Ри 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 эоны.

Предлагаемый способ, основанный на измерении энергетического спектра антинейтрино, позволяет оперативно, бесконтактно, дистанционно в ходе кампании определять выгорание )U и накопление Ри. Количество выгор вшего + )U

9 в ядерной установке определяет длительность ее топливного цикла. Прямое измерение содержания гз г

U в активной зоне непосредственно в ходе кампании позволяет прогнозировать ее длительность и, следовательно, более эффективно использовать ядерное топливо, что улучшает технико-зкономические показатели АЭС. Способ является оперативным, неразрушающим и безопасным, так как не требует контакта ни с активной зоной, ни с топливом. Дистанционное слежение за накоплением 2 Pu e ядерных установках важно также для контроля за нераспространением расщепляющихся 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 Ри, отличающийся тем, что, с. целью повышения безопасности и

1681338 . 8

Типичный изотопный состав реактора ВВЭР-440 — вклады по числу делений з 0, mPu nsU и а Р, оперативности, а также обеспечения воэможности дистанционного определения изотопного состава топлива в процессе работы реактора, измеряют энергетический спектр позитронов от реакции- обратного ф-распада антинейтрино на протонах водородосодержэщей мишени в диапазоне энергий 1,2-7,2 МэВ, определяют энергетические спектры позитронов от реакции обратного ф -распада антинейтрино на путонах от деления изотопов U, Pu, 5 ц- 4 Ру и по знэим вычисляют доли делений U, Ри, U, Pu.

1681338

Редактор А.Лежнинэ

Заказ 3314 Тираж Подписное .

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

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

Ф-(ю

tg и в г ю в s е гр и

Составитель

Техред М.Моргентал Корректор O.Кравцова

Производственно-издательский комбинат "Патент", r. Ужгород, ул.Гагарина, 101