Способ и устройство для контроля качества мох-топливных стержней

Изобретение относится к способам комплексного контроля качества МОХ (mixed oxide)-топливных стержней и устройства для осуществления этого способа. Способ осуществления комплексного контроля качества МОХ-топливного стержня включает комбинацию из, по меньшей мере, двух нижеследующих этапов: измерение содержания плутония в таблетках, содержащихся в указанном стержне; проверка наличия нестандартных таблеток в указанном стержне; проверка внутренней структуры и компонентов в указанном стержне; измерение геометрических характеристик указанного стержня; измерение радиоактивного загрязнения вдоль поверхности указанного стержня и проверка на соответствие идентифицирующих данных стержня обогащению плутония. При этом топливный стержень перемещают по оси, одновременно выполняют указанные, по меньшей мере, два этапа вдоль топливного стержня, перемещаемого по оси, используют радиометрию и/или радиографию, и/или электрооптическую идентификацию для вышеуказанного контроля. Указанные способ и устройство позволяют минимизировать число буферных хранилищ, которые нужно обеспечивать между проверками качества, уменьшить зону контроля качества, понизить капитальные затраты на завод по производству МОХ-топлива, транспортировку топлива и радиоактивное облучение персонала. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 9 ил.

 

Настоящее изобретение касается способа комплексного контроля качества МОХ (mixed oxide) - топливных стержней и устройства для осуществления этого способа.

Стержни ядерного топлива используются в большинстве энергетических реакторов (легководные ядерные реакторы, тяжеловодные ядерные реакторы, ядерные реакторы-размножители и т.д.) в качестве элементов, изолирующих ядерное топливо от среды. Как таковые, они должны удовлетворять стандартам высокого качества и подвергаются соответствующему контролю перед их выпуском для монтажа в тепловыделяющую сборку (иногда называемую тепловыделяющим элементом или пучком тепловыделяющих элементов), являющуюся конечным продуктом, используемым для того, чтобы транспортировать это топливо, загружать его в реактор, обслуживать его в активной зоне реактора, выгружать из реактора и, в конечном счете, удалять его путем промежуточного хранения для дальнейшей переработки или окончательного захоронения.

Обычно топливный стержень 1 (фиг.1) состоит из столбика топливных таблеток 2, изготовленных из делимого материала, заключенного в трубку или оболочку 3, герметизированную на обоих открытых концах концевой заглушкой, верхней концевой заглушкой 4 и нижней концевой заглушкой 5. Как правило, столбик таблеток удерживается на месте пружиной 6, размещенной в газосборнике 7 и предназначенной обеспечивать внутреннее давление на топливный стержень. Это внутреннее давление возникает в результате первоначального наполнения газом топливных стержней, присутствия гелия, образующегося главным образом вследствие альфа-распада плутония и кюрия, происходящего в ходе облучения, а также газообразных продуктов деления. В некоторых конструкциях топливных стержней газосборник предусмотрен не только в нижнем конце стержня, но и в верхнем конце. Иногда между пружиной 8 газосборника и смежной топливной таблеткой 2 устанавливают изоляционную таблетку 8.

Наряду с герметичностью топливного стержня, связанной с приваркой концевых заглушек, наиболее важными показателями качества любого топливного стержня являются:

- степень обогащения каждой таблетки вдоль столбика, определяющая номинальную мощность. Чаще всего ее проверяют сканированием естественного или вынужденного гамма-излучения, или рентгенофлуоресценцией топливного стержня;

- отсутствие межтаблеточных зазоров, вызывающих сильные локальные всплески мощности и способные привести к повреждению оболочки. Его можно проверить радиографированием топливного стержня по всей его длине;

- длина столбика таблеток, длина газосборника и присутствие в нем пружины и других конструктивных элементов (геттеры, изоляционные таблетки из Al₂О₃, таблетки зоны воспроизводства из UO₂, ...). Обычно это проверяется радиографированием зон газосборника каждого стержня;

- общая длина топливного стержня, влияющая на хорошую работу тепловыделяющей сборки. Обычно ее проверяют метрологическими методами;

- загрязнение наружной поверхности топливного стержня радиоактивным материалом, влияющее на внутреннее облучение персонала на последующих этапах производства и транспортировки стержней, а также на уровень радиоактивности всего первого контура энергетического реактора и его системы очистки. Как правило, его проверяют путем измерения альфа-активности топливного стержня или его некоторых участков. В самом деле, альфа-излучения имеют очень малую проникающую способность и, следовательно, правильно отображают количество ядерного топлива, имеющегося на этой поверхности;

- зависимости между идентификационным кодом топливного стержня - знаком и/или номером - и определенным типом и характеристиками топлива. Их проверяют путем сравнения идентификационного кода топливного стержня с результатами вышеупомянутых проверок качества.

Наиболее широко используемое ядерное топливо производится из обогащенного диоксида урана, в котором было увеличено природное содержание ²³⁵U; отходами его производства является обедненный уран с более низким содержанием ²³⁵U, чем у природного урана. Это обогащение осуществляется на газообразном фториде урана и поэтому позволяет получить обогащенный уран высокой гомогенности, что является типичным для любого процесса, протекающего в газообразной фазе. Реконверсия гексафторида обогащенного урана в диоксид урана, из которого производятся топливные стержни, не влияет на высокую гомогенность исходного материала и получаемого топлива. Следовательно, единственная цель вышеупомянутого контроля обогащения таблеток вдоль топливного стержня, состоит в том, чтобы проверить, что "нестандартные" таблетки (не удовлетворяющие техническим условиям на изготовление данной партии) не примешались к стандартным.

Плутоний, рекуперированный в результате переработки отработавшего ядерного топлива на основе UO₂, является более активным материалом, чем ²³⁵U и, следовательно, может выгодным образом использоваться для производства ядерного топлива. Для этого оксид плутония смешивают с обедненным или природным диоксидом урана с целью получения смешанного оксида, обычно называемого МОХ-топливом, которое функционально равноценно обогащенному урановому топливу и может загружаться вместо него в активную зону реактора. Механическое смешивание порошков с целью получения МОХ-топлива не пользуется гомогенностью, равной гомогенности обогащенного урана (приобретенной в результате его обработки в газообразной фазе). Контроль обогащения по оси топливного стержня имеет целью проверить, что содержание плутония каждой таблетки остается в пределах определенного поля допусков, и обнаружить любые нестандартные таблетки в столбике топливных таблеток.

Кроме того, в отличие от ²³⁵U, являющегося одинарным делящимся изотопом, плутониевый исходный материал состоит в основном из пяти изотопов плутония (²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu) и америция (²⁴¹Am), который является продуктом распада ²⁴¹Pu. В этом плутониевом исходном материале только два изотопа являются "делящимися", а именно ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, тогда как четыре других по существу являются поглотителями нейтронов. Для изготовления повторно загружаемого МОХ-топлива используются несколько партий плутония. Каждая из этих партий отличается своим собственным изотопным составом и содержанием америция. Однако получаемое МОХ-топливо должно содержать плутоний с однородным изотопным составом и содержанием америция, остающимися в пределах определенного поля допуска. Это достигается путем взятия соответствующих аликвотных частей от различных партий плутониевого исходного материала для смешивания с оксидом урана. В результате этого контроль качества МОХ-топливных стержней должен включать также проверку того, что заданные равномерность изотопного состава плутония и содержание америция действительно достигнуты в конечном продукте. Это представляет дополнительную трудность при выборе оборудования для контроля качества.

Производство МОХ-топлива рассматривается также в качестве наиболее эффективного способа переработки избыточного оружейного плутония. Облучение МОХ-топлива, полученного из оружейного плутония, необратимо вызывает деградацию изотопного состава этого плутония в такой степени, что он становится непригодным для использования в военных целях. По сравнению с реакторным плутонием оружейный плутоний в основном состоит из ²³⁹Pu, включает небольшое количество ²⁴⁰Pu и незначительное количество ²⁴¹Pu. Таким образом, неоднородность изотопного состава и содержания америция не представляет проблемы. Однако очень низкое содержание изотопов плутония, поглощающих нейтроны, приводит к сужению поля допусков, задаваемого для содержания плутония в каждой таблетке. Кроме того, незначительное количество америция, являющегося наиболее сильным гамма-излучателем, понижает чувствительность обнаружения межтаблеточных колебаний содержания плутония. Так что, в конечном счете, вопрос о контроле качества стоит столь же остро для МОХ-топлива, использующего оружейный плутоний, как и для МОХ-топлива реакторного плутония.

Более высокое нейтронное сечение и более высокая радиотоксичность плутония по сравнению с ²³⁵U приводит к уменьшению допуска на загрязнение поверхности МОХ-топливных стержней по сравнению с таковым топливных стержней на основе обогащенного урана. Поэтому дополнительное внимание должно уделяться получению надежных и воспроизводимых данных о загрязнении альфа-активными веществами путем контроля качества.

Учет ядерных материалов и надзор за соблюдением гарантий осуществляются гораздо строже в отношении плутония, чем обогащенного урана. Поэтому контроль качества этих топливных стержней должен обеспечить более точные данные для системы учета ядерных материалов и инспекторов по гарантиям на заводе по производству МОХ-топлива, чем на заводе по производству уранового топлива.

Тепловыделяющая сборка с МОХ-топливом изготавливается из МОХ-топливных стержней с 3-5 различными содержаниями Pu, тогда как эквивалентная тепловыделяющая сборка с обогащенным ураном обычно содержит меньшее число топливных стержней с различной степенью обогащения урана. Кроме того, всплеск мощности из-за межтаблеточного зазора в столбике таблеток, нестандартной таблетки в топливном стержне или нестандартного топливного стержня в определенной позиции внутри тепловыделяющей сборки является гораздо более сильным в МОХ-топливе, чем в обогащенном урановом топливе. Следовательно, для МОХ-топлива гораздо важнее, чем для уранового топлива, обеспечивать обнаружение межтаблеточных зазоров в столбике таблеток, нестандартных таблеток в топливном стержне или несоответствие идентификационного кода стержня типу топлива, содержащегося в этом последнем.

Все изотопы плутония и америций являются гамма-излучателями, причем такими, что гамма-излучение из МОХ-топливного стержня на несколько порядков выше такового из эквивалентного топливного стержня с обогащенным ураном. Нейтронная активность, возникающая частично в результате спонтанного деления и частично в результате (α, n) реакций с кислородом оксида, тоже на много порядков выше, чем у топливных стержней с обогащенным ураном. Следовательно, количество манипуляций с МОХ-топливными стержнями должно быть доведено до минимума, и их присутствие вне экранированных мест хранения должно быть как можно более коротким, чтобы минимизировать дозовую нагрузку на персонал.

Резюмируя эту проблему, можно сказать, что контроль МОХ-топливных стержней включает большее число качественных показателей и требует более точной проверки, чем при использовании урановых топливных стрежней, но время, уделяемое контролю качества, должно быть как можно более коротким, чтобы минимизировать дозу облучения персонала.

Большинство существующих способов контроля, разработанных специально для проверки топливных стержней, содержащих смешанные оксиды (здесь включающие не только уран-плутониевые, но и уран-гадолиниевые оксиды), касается проверки равномерности обогащения или заданного осевого распределения вдоль топливного стержня. Для осуществления такого способа контроля качества обычно используется одно устройство.

Одним его примером является способ и устройство для пассивного гамма-сканирования стержня ядерного топлива, описанные в патенте США №4822552. Топливный стержень шаг за шагом подается вдоль линейного пути движения, и его естественное гамма-излучение (пропорциональное обогащению) подсчитывается с помощью некоторого числа расположенных на равном расстоянии друг от друга детекторов, сигналы которых суммируются для получения рассчитанного обогащения каждого отрезка длины вдоль этого топливного стержня. Пошаговое продвижение топливного стержня сквозь это устройство препятствует его одновременному использованию для контроля других показателей качества, как упомянуто в постановке задачи, описанной в заключительной части раздела "Предпосылки создания изобретения".

Другим примером является система, описанная в патенте США №5108692, на неразрушающий контроль топливных стержней, содержащих таблетки оксида урана с аксиально-переменной степенью обогащения и/или на топливные стержни, содержащие таблетки с уран-гадолиниевым оксидом. Топливный стержень подается с равномерной скоростью сквозь испытательный канал перед последовательно расположенными магнитометром, чувствительным к содержанию гадолиния, детектором фонового гамма-излучения, денситометром, состоящим из источника гамма-излучения и сцинтилляционного детектора, и активным сканером, состоящим из источника нейтронов и детектора гамма-излучения. По результатам этих подсчетов компьютер определяет содержание гадолиния и обогащение, корректируя характеристику активного сканера для фонового гамма-излучения и для плотности в каждом местоположении вдоль топливного стержня. Хотя эта система является примером неразрушающих испытаний топливных стержней в отношении многих качественных показателей, она не позволяет решить специфическую проблему МОХ-топлива, описанную выше в разделе "Предпосылки создания изобретения".

Еще одним известным способом определения массы расщепляющегося материала в проверяемом объеме является счет нейтронных совпадений. Затраты времени, необходимые для обеспечения хорошей точности, препятствуют использованию этого метода оценки местных колебаний содержания плутония для сканирования топливных стержней. На практике этот способ применяется лишь для общего контроля ядерного топлива инспекторами по гарантиям.

Рентгенофлюоресцентные системы, подсчитывающие рентгеновское излучение, испускаемое Pu и U, находят промышленное применение для прямого измерения степени обогащения в таблетках МОХ-топлива. Примером таких систем является система, описанная в докладе "Use of X-ray fluorescence for high precision measurement of uranium and plutonium in МОХ", опубликованном C.G.Wilkins and H.Spottiswoode, in Proceedings of the ESARDA Symposium, Sevilla, 4-6 May 1999. Эту систему можно использовать для осуществления пассивного радиометрического метода в сканере топливных стержней, но ее чувствительность недостаточна, если этот сканер должен работать при пропускной способности, требуемой в промышленности. Кроме того, по сравнению с гамма-излучением, рентгеновское излучение имеет более слабую проникающую способность в этих материалах. Следовательно, этим методом можно измерять в основном периферийные части таблеток, и он практически нечувствителен к крупным включениям делящегося материала или инертным включениям или к другим неоднородностям, залегающим в центре или ближе к центру таблетки.

Все эти известные системы позволяют определять лишь один или несколько качественных показателей, которые необходимо проверять у МОХ-топливных стержней, изготовляемых промышленным способом. В этом отношении они не решают проблему, описанную выше в разделе "Предпосылки создания изобретения".

При выборе подхода к решению этой проблемы было признано, что оно должно охватывать как можно большее число неразрушающих проверок качественных показателей (далее называемых "проверками качества"). Это минимизирует число буферных хранилищ, которые нужно обеспечивать между проверками качества. Благодаря этому уменьшается зона контроля качества, что в свою очередь понижает капитальные затраты на завод по производству МОХ-топлива, транспортировку топлива, а тем самым и радиоактивное облучение рабочего персонала.

Что касается необходимых проверок качества, то оказалось, что некоторые из них невозможно осуществлять в рамках единого комплексного контроля качества движущихся топливных стержней, а именно:

- проверку на утечку гелия, предусматривающую помещение тестируемых топливных стержней в вакуумную камеру;

- рентгеновский контроль качества сварных швов концевых заглушек, низкая чувствительность которого требует, чтобы топливный стержень оставался неподвижным в течение долгого времени под источником рентгеновских лучей;

- контроль геометрических характеристик, таких как прогиб топливного стержня или овальность концевой заглушки, в ходе которого топливный стержень нужно аксиально прокатить по плоскому мраморному разбраковочному столу или поместить в стенд для измерения геометрии стержня.

Настоящее изобретение касается комплексного способа неразрушающего контроля всех остальных качественных показателей.

Для того чтобы получить промышленное применение на современных средних и крупных заводах по производству МОХ-топлива, продолжительность контроля должна составлять 2-4 минуты на топливный стержень, что соответствует скорости контроля 2-4 см длины топливного стержня в секунду.

Согласно изобретению качественные признаки контролируются путем перемещения МОХ-топливного стержня по его оси и одновременного выполнения измерений и проверок с использованием лишь радиометрических и радиографических методов.

Прочие подробности и особенности изобретения будут видны из прилагаемой формулы изобретения и описания способа и устройства, приведенного ниже в виде не ограничивающих примеров со ссылкой на прилагаемые чертежи.

Фиг.1 - схематическое осевое сечение топливного стержня, проверяемого с помощью способа и/или устройства согласно изобретению.

Фиг.2 - упрощенное схематическое изображение устройства, которое может быть использовано для применения предлагаемого способа контроля.

Фиг.3 - упрощенное схематическое изображение γ-радиометрического детектора, который может быть использован в предлагаемом устройстве, причем проверяемый топливный стержень ориентирован перпендикулярно плоскости этого чертежа.

Фиг.4 - упрощенное схематическое сечение в направлении IV-IV фиг.3.

Фиг.5 - упрощенное схематическое изображение γ-радиографического детектора, который может быть использован в предлагаемом устройстве, причем проверяемый топливный стержень ориентирован перпендикулярно плоскости этого чертежа.

Фиг.6 - упрощенное схематическое изображение того же самого γ-радиографического детектора, что и на фиг.5, но топливный стержень ориентирован параллельно плоскости этого чертежа.

Фиг.7 - упрощенное схематическое изображение детектора загрязнения альфа-активными веществами, который может быть использован в предлагаемом устройстве, причем проверяемый топливный стержень ориентирован перпендикулярно плоскости этого чертежа.

Фиг.8 - упрощенное схематическое сечение в направлении VIII-VIII фиг.7.

Фиг.9 - схематическое изображение блоков формирования, сбора и обработки сигналов, которые могут быть встроены в устройство согласно изобретению.

На различных фигурах одни и те же позиции обозначают те же самые или аналогичные элементы устройства.

Во избежание излишних повторений это устройство и способ описываются вместе.

Согласно изобретению все или большинство качественных показателей контролируются или проверяются путем перемещения МОХ-топливного стержня 1 (фиг.2) со строго постоянной скоростью перед контрольными устройствами, осуществляющими различные виды контроля, с момента до того, как топливный стержень 1 проходит перед первым контрольным устройством, до того момента, как он прошел перед последним контрольным устройством.

Виды контроля, выполняемые последовательно вдоль пути движения топливного стержня 1, включают:

- γ-радиометрию (в устройстве 12), основанную на сканировании и обработке естественного или вынужденного гамма-излучения, испускаемого топливными таблетками 2 стержня 1. Она обеспечивает получение сигналов, имеющих отношение к важным качественным признакам столбика топливных таблеток: обнаружение нестандартных таблеток и колебаний содержания Pu и изотопного состава (в основном ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am) вдоль столбика топливных таблеток. Интегрируя результаты измерений по длине столбика, она показывает общее содержание Pu в топливном стержне 1. Помимо всего прочего, она дает подтверждающие исходные данные для учета ядерных материалов и для инспекции по гарантиям;

- γ-радиографию (в устройстве 13), основанную на количественном обнаружении и обработке гамма-излучения, испускаемого источником гамма-излучения и проникающего сквозь топливный стержень 1. Она обеспечивает получение сигналов, имеющих отношение к контролируемым качественным показателям конструкции стержня: межтаблеточным зазорам, длине столбика топливных таблеток, присутствию и расположению изоляционных таблеток 8 на конце или концах этого столбика, наличию пружины 7 газосборника и длине газосборника;

- α-радиометрию (в устройстве 14), основанную на подсчете альфа-излучения поверхности топливного стержня, чтобы измерить ее местное загрязнение плутонием и, путем суммирования, общее загрязнение плутонием;

- электрооптическое считывание (в устройстве 15) идентификационного кода или кодов топливного стержня;

- формирование и сбор сигналов, а также калибровку и вычисление всех полученных сигналов для того, чтобы адекватно определить их местоположение вдоль топливного стержня 1, сравнения этих сигналов с пределами, взятыми из технических условий на топливный стержень, или перевода в единицы, используемые впоследствии (% Pu, мм, Бк/см², ...), и интегрирования результатов, касающихся признаков, относящихся ко всему топливному стержню.

Последовательность расположения и нумерация устройств 12-15, как они показаны на фиг.2, не имеют значения и могут быть изменены.

Постоянная скорость движения V топливного стержня 1 является предпочтительной для осуществления изобретения. В качестве альтернативы можно выбрать пошаговое движение топливного стержня 1 перед контрольными устройствами 12-15. Однако пошаговое движение нельзя адаптировать для обнаружения нестандартных таблеток, частично перекрывающих коллимирующее окно контрольных устройств 12. Кроме того, при достижении требуемой скорости проверки пошаговая подача топливного стержня 1 может вызывать его сотрясение, чреватое нарушением сплошности столбика таблеток и/или повреждения некоторых таблеток в местах их соприкосновения друг с другом. Две пары роликов 16, 17 схематически изображают привод для подачи стержня в предлагаемое устройство.

γ-радиометрия (более подробные примеры которой показаны на фиг.3 и 4), используемая для обнаружения нестандартных таблеток, основывается предпочтительно на измерении гамма-излучения, испускаемого в результате радиоактивного распада изотопов плутония и америция, упрощенным спектрометрическим методом с использованием одного или нескольких гамма-детекторов 21 и различных дискриминаторов по энергии. Нестандартные или несоответствующие таблетки - это такие таблетки, которые отличаются от специфицированных таблеток в топливном стержне 1 степенью обогащения и/или изотопным составом. Гамма-детекторами 21 могут служить либо сцинтилляторы, либо твердотельные полупроводники, например, Si, Ge, CdTe, ....

NaI (TI) - кристалл 21 предпочтителен для этого осуществления изобретения из-за его высокой чувствительности обнаружения и пригодности для работы при комнатной температуре, а также возможности получения крупных монокристаллов при низких производственных затратах. Однако по сравнению с двумя другими полупроводниковыми детекторами его способность различать гамма-излучения с разными энергиями относительно невелика. Как в общих чертах поясняется ниже, это неудобство можно компенсировать выбором большого канала регистрации гамма-излучения, характерного для одного Pu-изотопа.

Ge-детекторы имеют гораздо лучшее разрешение по энергии, но страдают тем недостатком, что их нужно использовать при очень низкой температуре, обычно достигаемой путем их охлаждения жидким азотом. По этим причинам их использование ограничивается случаями, связанными со сложными спектрами гамма-излучения или требующими подробной информации об изотопном составе материалов. В этом отношении сфера их использования практически ограничивается надзором над соблюдением гарантий, лабораториями и исследовательскими центрами. Можно также рассмотреть возможность использования GeLi-детекторов.

CdTe- и CdZnTe-детекторы не требуют охлаждения и имеют самую высокую собственную эффективность детектирования из этих трех типов детекторов. Их очень высокое разрешение по энергии говорит в их пользу в качестве "кандидатуры" для применения вместо NaI-детекторов всякий раз, когда это обусловлено характеристиками изготовляемого МОХ-топлива (например, низкое содержание ²⁴¹Am и ²⁴¹Pu). Можно рассмотреть также возможность применения известных CZT-детекторов.

Опознавание нестандартных таблеток предпочтительно основывается на измерении изотопов, заметно влияющих на спектр гамма-излучения, естественно испускаемого этим топливом (т.е. ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ^общPu и AM), используя следующий выбор каналов регистрации излучения:

- ²⁴¹Am сильно влияет на низко- и высокоэнергетические части спектров (ниже 100 кэВ и выше 500 кэВ);

- ²⁴¹Pu (из-за радиоактивного распада ²³⁷U) является причиной большей части излучения в диапазоне 150-350 кэВ;

- ²³⁹Pu является причиной большей части излучений в диапазоне от 350 до 500 кэВ;

- ^общPu является причиной суммарного гамма-излучения в диапазоне от 90 до 500 кэВ.

Все эти изотопы (U, Pu, Am) прямо и косвенно вносят свой вклад, испуская свое рентгеновское и γ-излучение. Это излучение индуцируется естественной радиоактивностью этого топлива и, таким образом, отражает общую степень обогащения.

Гамма-излучение, обнаруживаемое гамма-детекторами 21, коллимируется неподвижными коллиматорами 23, ширина которых рассчитывается с учетом длины таблетки, содержания плутония и изотопного состава, числа и размера детекторов 21 и скорости движения V топливного стержня 1. NaI-детекторы (или CdTe-детекторы) 21 можно снабдить также кадмиевыми фильтрами, чтобы уменьшить подсчет низкоэнергетического гамма-излучения. Можно встроить столько гамма-детекторов 21, сколько потребуется для того, чтобы обеспечить необходимую точность контроля качества или воспроизводимость его результатов.

Возможный вариант исполнения гамма-детектора включает кольцевой сцинтиллятор 21, некоторое число ассоциированных фотоумножителей 20, кольцевой кадмиевый фильтр или экран 24, чтобы ослабить сигнал ²⁴¹Am, коллиматоры 23 и механические направляющие 25 для топливного стержня 1, как схематически показано на фиг.3 и/или 4.

Учитывая типичные спектры гамма-излучения различных типов плутония, становится понятно, что статистическая значимость измерений, связанных с высокоэнергетическими каналами регистрации излучения, невелика из-за пониженной скорости счета. На другом конце низкоэнергетические излучения сильно поглощаются самим топливом и оболочкой стержня 3. Это означает, что канал регистрации излучения в диапазоне 150-350 кэВ является наиболее эффективным, и измерения должны коррелироваться с содержанием ²⁴¹Pu в таблетках.

Измерение гамма-излучения, испускаемого ²⁴¹Am и Pu, узким детектором и детектирование их низких/высоких переходных сигналов позволяет также получать информацию о длине и местоположении столбика топливных таблеток.

Всякий раз, когда изотопный состав плутония, переработанного в МОХ-топливо, неблагоприятен для его обнаружения пассивной γ-радиометрией, описанной далее, можно использовать активную γ-радиометрию, специально рассмотренную в этом описании. Это имеет место, например, при производстве МОХ-топлива из оружейного плутония, в основном состоящего из ²³⁹Pu, небольшого количества ²⁴⁰Pu и незначительного количества ²⁴¹Pu, но почти не включающего ²⁴¹Am. Активная γ-радиометрия, основанная на активации топлива тепловыми нейтронами из внешнего источника нейтронов (например, ²⁵²Cf или ²⁴¹AmLi) и измерении гамма-излучения, возникающего в результате вызванных нейтронами реакций деления преимущественно ²³⁹Pu, в меньшей степени ²⁴¹Pu и в незначительной степени ²³⁵U. Тем самым она обеспечивает прямое измерение содержания расщепляющегося вещества. Это измерение можно выполнить любым из вышеупомянутых детекторов.

γ-Радиография (более подробно поясняемая на фиг.5 и 6) основывается, в возможном примере осуществления изобретения, на измерении, по крайней мере, одним гамма-детектором 34 и, по меньшей мере, одним фотоумножителем 35 - проникающей радиации, испускаемой источником гамма-излучения 30 ²⁴¹Am или ¹³⁷Cs, установленным вдоль топливного стержня 1 и узко коллимируемого первым коллиматором 32 поблизости от источника 30 и вторым коллиматором 33, расположенным перед сцинтиллятором 34.

Выбор гамма-детекторов 34 с кристаллом NaI (TI) предпочтителен для этого примера осуществления изобретения из-за их эффективности счета, пригодности для работы при комнатной температуре и слабой чувствительности к температуре. Использование изотопов ²⁴¹Am или ¹³⁷Cs в качестве источников гамма-излучения 30 является предпочтительным из-за их долгого периода полураспада и их доступности.

Необходимый ассоциированный фотоумножитель 35 и экран 31 источника показаны на фиг.5 и 6.

Контроль некоторых качественных параметров основывается на обнаружении низких/высоких переходов счета после соответствующей обработки, тогда как другие виды контроля основываются на уровне счета. Местоположение верхнего и нижнего концов топливного стержня измеряется низким/высоким переходом в одном или нескольких фотоэлементах. Низкие/высокие переходы сигналов преобразуются в длины благодаря использованию постоянной скорости движущегося стержня.

Он предоставляет требуемые данные о длине и местоположении всех внутренних компонентов топливного стержня, таких как наличие пружины и изоляционных таблеток, а также наличие, местоположение и величина любого зазора между компонентами и внутри столбика топливных таблеток. Кроме того, он предоставляет данные о полной длине стержня и длине газосборника. Он способствует местонахождению относительно нижней концевой заглушки сигналов, имеющих отношение к различным качественным параметрам, контролируемым γ-радиометрическими методами. Когда это необходимо, данные о длине стержня, местоположении компонентов или зазоров можно откорректировать с учетом температуры оболочки стержня.

Некоторые признаки проверяются путем совместного использования как γ-радиометрии, так и радиографии. Например, присутствие таблеток зоны воспроизводства на краю столбика МОХ-топлива может быть выведено из результата измерений общей длины столбика таблеток с помощью радиографии, а общая длина столбика МОХ-топливных таблеток - с помощью радиометрии.

Вышеупомянутый γ-радиографический метод можно использовать для мониторинга некоторых параметров процесса производства таблеток, например плотности таблеток.

α-Радиометрия, более подробно поясняемая на фиг.7 и 8, основана, в возможном примере исполнения, на обнаружении альфа-частиц сцинтилляционным ZnS(Ag)-детектором 41, покрытом тонкими светопроницаемыми листами 42 и имеющим некоторое число фотоумножителей 40. Измеренное загрязнение является суммой остаточного фиксированного и переносимого загрязнения альфа-активными веществами на поверхности топливного стержня 1. Ввиду короткого расстояния распространения α-излучения в воздухе устройство 25 для механического направления стержня 1 должно быть точным. Можно рассмотреть также возможность применения сцинтилляторов на CaF₂(Eu), Gd₂O₂S, Y₂O₂S, легированных Tb или Eu.

Следует понимать, что настоящее изобретение никоим образом не ограничивается вышеописанными примерами осуществления, и его многие модификации могут быть осуществлены не выходя за объем притязаний, изложенных ниже.

Электрооптическая идентификация (устройство 15 на фиг.2) заключается в компьютерной обработке изображений маркировок, выгравированных на одной из концевых заглушек стержня для указания степени обогащения топлива, и/или в компьютерной обработке изображений человеко- или машиночитаемого идентификационного кода, предусмотренного на поверхности стержня, и/или в считывании идентификационного штрихового кода, нанесенного на поверхность топливного стержня.

Более сложная обработка изображений позволяет даже, при условии адекватного освещения, обнаруживать некондиционные царапины на поверхности движущихся топливных стержней.

Другой возможный пример осуществления γ-радиометрического способа может быть основан на комплексной γ-спектрометрии, как это хорошо известно специалистам.

Следует отметить, что эти методы, т.е. γ-радиометрию, γ-радиографию, α-радиометрию, электрооптическую идентификацию стержня, можно комбинировать с другими методами неразрушающего контроля для параллельного выполнения комплексного контроля качества МОХ-топливных стержней.

Не ограничивающие примеры отдельных используемых приборов и устройства для осуществления этого комплексного способа контроля качества приведены ниже для пояснения этого способа.

Постоянную скорость движения V топливных стержней 1 перед контрольными устройствами 12-15 можно обеспечить с помощью движущего механизма с грузовыми валиками 16, 17, приводимыми во вращение двумя шаговыми двигателями с точной электронной синхронизацией, причем один из них расположен на загрузочной стороне, а другой на выходной стороне.

Стержни 1 загружаются с загрузочного стола и выгружаются на разгрузочный стол, с монослоями стержней, обеспечивая тем самым самоэкранирование контрольных устройств.

Чтобы улучшить счет естественного γ-излучения в целях получения соответствующей точности, кольцевой геометрии NaI-детектора или CdTe-детектора 21 часто оказывают предпочтение перед асимметричной геометрией, что касается осуществления настоящего изобретения. Для той же самой цели некоторое число фотоумножителей 20, прикрепленных к кольцевому NaI-детектору или CdTe-детектору, тоже является предпочтительным, а также некоторое число детекторов 2, смонтированных последовательно. В этом последнем случае расстояние между последовательно установленными детекторами задается так, чтобы оно было кратным расстоянию, которое является результатом умножения времени стробирования на скорость движения стержня; суммирование переданных сигналов выполняется после сдвига во времени. В этом случае последовательные устройства обнаружения, включающие сцинтиллятор, коллиматор, фотоумножители, могут быть предназначены для обнаружения одного определенного изотопа Pu или Am, для того чтобы оптимизировать связанные характеристики (последние являются результатом оптимизации ширины коллимирования и толщины кадмиевого фильтра в зависимости от гамма-излучения этого изотопа, реакции сцинтиллятора и скорости движения стержня).

Подобным же образом для улучшения счета альфа-частиц, чтобы обеспечить его подходящую точность, кольцевая геометрия для ZnS-детектора 41 часто предпочитается асимметричной геометрии, что касается осуществления настоящего изобретения. Для той же самой цели некоторое число фотоумножителей 40, прикрепленных к кольцевому ZnS-детектору, тоже является предпочтительным.

Что касается γ-радиометрических и γ-радиографических измерений, то коллиматоры 23, 32 и 33 обычно выполняются из вольфрама или механически обрабатываемых вольфрамовых сплавов.

В качестве неограничивающего примера система для формирования, сбора и обработки сигналов излучения (фиг.9), переданных фотоумножителями 20 или 40, включает суммирующий 50, предусилительный 51 и усилительный 52 блоки, факультативный анализатор величины импульса 53, одноканальный анализатор 55, стабилизатор спектра 54, счетчик 56, и устройство сопряжения 57 с компьютером 58. Все эти устройства широко используются в радиометрии. На фиг.9 показана возможная комбинация этих блоков.

Стабилизатор спектра 54 настраивается на определенный энергетический пик либо МОХ-топлива, либо источника гамма-излучения, встроенного в сцинтиллятор для того, чтобы корректировать различные дрейфы измерительных устройств. Для этой цели можно использовать также, главным образом, NaI-кристаллы, легированные ¹³⁷Cs или CdZnTe-кристаллы.

Периодически эту систему можно калибровать, пропуская через это устройство какой-либо стандартный и/или эталонный топливный стержень, содержащий все характерные особенности и качественные признаки, подлежащие обнаружению. В качестве альтернативы эту калибровку можно также осуществить путем компьютерного моделирования гамма-излучений и передачи активного гамма-излучения.

Это моделирование можно выполнить на любом микрокомпьютере, имеющем параллельный и последовательный интерфейсы для сбора сигнала и соответствующие периферийные устройства для вывода отчетов и архивирования данных.

Вышеописанные γ-радиометрические и γ-радиографические способы могут также применяться для контроля МОХ-топливных стержней для быстрых реакторов-размножителей, содержащих зону воспроизводства UO₂, а также МОХ-топливных стержней для легководных ядерных реакторов, содержащих плутоний с различным обогащением внутри одной и той же оболочки.

Хотя вышеописанное изобретение относится к контролю качества МОХ-топливных стержней, вполне понятно, что его можно применять и для контроля топливных стержней, выполненных из любых плутонийсодержащих топливных таблеток, таких как

- плутонийсодержащее топливо с выгорающими или не выгорающими поглотителями, например В, Gd, Er, Hf;

- смешанное оксидное топливо (МОХ), изготовленное из тория и плутония;

- нитриды и карбиды плутония;

- инертное матричное плутонийсодержащее топливо для сжигания плутония.

Возможность реализации настоящего изобретения была продемонстрирована на МОХ-топливных стержнях при использовании следующих аппаратных средств:

- комбинация двух механизмов с шаговым двигателем, движущих стержень 1 со скоростью 3 мм/с, постоянной при 1/1000;

- γ-радиометрическая измерительная система, включающая 3 кольцевых NaI(TI)-детектора, оснащенных каждый коллиматором шириной 15 мм, кадмиевым фильтром толщиной 1 мм, двумя фотоумножителями и тремя каналами регистрации излучения;

- γ-радиографическое устройство обнаружения, состоящее из источника ²⁴¹Am с активностью 300 мКи и тонкого асимметричного NaI(TI)-детектора, снабженного коллиматором шириной 2 мм, и одного фотоумножителя;

- устройство обнаружения α-частиц, состоящее из кольцевого сцинтилляционного ZnS (Ag)-кристалла и снабженное одним фотоумножителем;

- блок формирования, сбора и предварительной обработки сигнала, оптимизированного для каналов длиной 10 мм; и

- микрокомпьютер с процессором Pentium фирмы Intel, работающий под операционной системой Windows NT и имеющий программу на языке С;

и позволила обнаруживать нестандартные таблетки, несоответствия структуры стержня, т.е. такие, которые касаются зазоров, пружины, газосборника, и загрязнение поверхности стержня со следующими характеристиками, сообщенными для доверительного уровня, соответствующего одному среднему квадратическому отклонению:

* воспроизводимость, измеренная путем многократной проверки калиброванного стержня:

длина топливного стержня	0,2 мм
длина столбика таблеток	0,4 мм
длина газосборника	0,2 мм
длина зазора (зазоры >0,5 мм)	30 отн.%
общPu на канал	0,8 отн.%
239Pu на канал	0,8 отн.%
241Pu на канал	0,7 отн.%
241Am на канал	0,8 отн.%
загрязнение альфа-активными
веществами(для общей
активности >75 Бк
на всем стержне):	20 отн.%

*пределы обнаружения:

нестандартная таблетка: любая таблетка, имеющая одно или несколько отклонений на

7% относительно результатов соседних измерений для ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu и/или ^общPu и 15% для ²⁴¹Am

альфа-загрязнение:	15 Бк (по всему стержню)
зазор:	0,5 мм

*пропускная способность: один топливный стержень длиной 4 м каждые 2 минуты.

1. Способ осуществления комплексного контроля качества МОХ-топливного стержня, включающий комбинацию из, по меньшей мере, двух нижеследующих этапов: измерение содержания плутония в таблетках, содержащихся в указанном стержне; проверка наличия нестандартных таблеток в указанном стержне; проверка внутренней структуры и компонентов в указанном стержне; измерение геометрических характеристик указанного стержня; измерение радиоактивного загрязнения вдоль поверхности указанного стержня и проверка на соответствие идентифицирующих данных стержня обогащению плутония, отличающийся тем, что топливный стержень перемещают по оси; одновременно выполняют указанные, по меньшей мере, два этапа вдоль топливного стержня, перемещаемого по оси; используют радиометрию и/или радиографию, и/или электрооптическую идентификацию для вышеуказанного контроля.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при проведении указанных измерений и проверок непрерывно перемещают топливный стержень с постоянной скоростью.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что одновременно измеряют содержание плутония и проверяют наличие нестандартных таблеток путем сканирования естественного гамма-излучения, испускаемого содержащимися в таблетках плутонием и америцием с помощью, по меньшей мере, одного NaI- и/или CdTe-детекторов.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что одновременно измеряют содержание плутония и проверяют наличие нестандартных таблеток путем сканирования естественного гамма-излучения, испускаемого плутонием, содержащимся в таблетках, после активации тепловыми нейтронами из ²⁵²Cf- или ²⁴¹AmLi-источника, причем измерение выполняют, по меньшей мере, одним NaI- и/или CdTe-детекторами.

5. Способ по одному из пп.3 или 4, отличающийся тем, что обнаруживают вышеупомянутое гамма-излучение с помощью нескольких детекторов, сигналы которых распознаются с помощью нескольких каналов регистрации излучения; сдвигают по времени переданные сигналы и суммируют эти сигналы, сдвинутые во времени.

6. Способ по одному из пп.1 или 2, отличающийся тем, что проверяют внутреннюю структуру путем воздействия на стержень внешнего источника гамма-излучения ²⁴¹Am или ¹³⁷Cs и сканируют проникающее гамма-излучение одним гамма-детектором.

7. Способ по одному из пп.1 или 2, отличающийся тем, что измеряют одним кольцевым детектором внешнее загрязнение топливного стержня альфа-активными веществами без контакта с ним.

8. Способ по одному из пп.1 или 2, отличающийся тем, что проверяют соответствие идентификационных данных стержня содержанию плутония путем их электрооптического считывания или обработки изображения идентификационного кода или кодов.

9. Способ по п.1, отличающийся тем, что перемещают топливный стержень с помощью двух независимых, но точно синхронизированных приводных механизмов, один из которых установлен на загрузочной стороне устройства для осуществления указанных, по меньшей мере двух этапов, а другой - на его выходной стороне так, что обеспечивается постоянное продвижение топливного стержня через указанное устройство от одной концевой заглушки топливного стержня до другой, причем оба указанные механизма расположены друг от друга на расстоянии, меньшем длины стержня.

10. Устройство комплексного контроля качества МОХ-топливного стержня, содержащее средство для перемещения топливного стержня по его оси с постоянной скоростью, включающее, по меньшей мере, два независимых, но точно синхронизированных приводных механизма, один из которых расположен на загрузочной стороне устройства контроля стержня, а другой - на выходной стороне указанного устройства; ряд измерительных и контрольных систем, установленных по одной линии вдоль пути перемещения указанного топливного стержня и работающих одновременно; и указанные системы выбраны из группы, содержащей системы радиометрии, радиографии и электрооптической идентификации, и дополнительно содержит, по меньшей мере, один из NaI- и/или CdTe-детекторов, выполненных с возможностью измерения содержания плутония и обнаружения нестандартных таблеток путем сканирования естественного гамма-излучения, испускаемого плутонием и америцием, содержащихся в таблетках.

11. Устройство по п.10, отличающееся тем, что для измерения содержания плутония и обнаружения нестандартных таблеток устройство содержит ²⁵²Cf- или ²⁴¹AmLi-источник тепловых нейтронов для активации плутония и, по меньшей мере, один NaI- и/или CdTe-детектор для сканирования гамма-излучения, испускаемого активированным плутонием, содержащимся в таблетках.

12. Устройство по п.10, отличающееся тем, что устройство снабжено, по меньшей мере, одним кольцевым детектором, выполненным с возможностью измерения содержания плутония и обнаружения нестандартных таблеток.

13. Устройство по п.10, отличающееся тем, что устройство снабжено несколькими дискриминаторами по энергии и средствами для суммирования сдвинутых по времени γ-отсчетов.

14. Устройство по п.10, отличающееся тем, что для измерения радиоактивного загрязнения оболочки стержня устройство включает, по меньшей мере, один кольцевой детектор альфа-частиц для сканирования альфа-излучения, испускаемого внешней поверхностью топливного стержня.